FR 2686444 A1 19930723 FR 9300348 A 19930115 COEUR DE REACTEUR CREUX POUR UTILISATION DANS UN REACTEUR RAPIDE La présente invention concerne un coeur de réacteur creux pour utilisation dans un réacteur rapide, et plus particulièrement le coeur creux comportant un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles disposés annulairement en un ensemble pour former une cavité dans sa portion centrale, de manière à réduire sa réactivité de vide de sodium à un minimum et garantir une sécurité potentielle inhérente même dans le cas d'un phénomène transitoire anticipé sans arrêt d'urgence (ARTS) et analogue. Dans le but d'économiser les neutrons, la structure d'un coeur de réacteur nucléaire est, de préférence, sphérique ou cylindrique afin de minimiser le rapport de surface au volume du coeur pour limiter la fuite de neutrons hors du coeur. Le coeur d'un réacteur rapide a un agencement comprenant un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles, chacun généralement en forme de colonne hexagonale, et la forme typique de l'enveloppe de l'agencement est sensiblement cylindrique. Les figures 8A et 8B illustrent un exemple d'un coeur de réacteur de petite taille de l'art antérieur, la figure 8A étant une section transversale verticale et la figure 8B une section transversale. Une hauteur de 2ha est sensiblement égale à un diamètre 2a du coeur 10. Les distributions de flux de neutrons du coeur sont en forme de cloche ou en cosinoide, comme représenté sur les figures 9A et 9B, avec la fuite de neutrons radiale et NR et la fuite de neutrons axiale NA sensiblement égales. Bien que la hauteur et le diamètre du coeur augmentent en raison de l'accroissement de taille du coeur, la hauteur du coeur ne peut être augmentée au-delà d'une limite prédéterminée en raison d'une limite de température permissible pour un tube de gainage de combustible exposé à un agent réfrigérant à des températures de sortie accrues. En outre, pour éviter l'ébullition du sodium réfrigérant dans le réacteur rapide, la hauteur du coeur est limitée. Plus particulièrement, il est connu que la limite de hauteur du réacteur est comprise entre 1 et 1,2 m. Par conséquent, comme représenté sur les figures IOA et lOB, le coeur 12 d'un réacteur rapide a la forme d'une colonne aplatie, la figure lOA étant une section transversale verticale et la figure lOB une section transversale. D'autre part, un coefficient de réactivité de vide de sodium joue un rôle important dans la garantie de la sécurité du coeur de réacteur rapide. En particulier, un coefficient de réactivité de vide local dans la portion centrale du coeur a généralement un effet positif tandis qu'il a un effet négatif dans sa portion périphérique. Lorsque les dimensions du coeur sont augmentées, le coefficient de réactivité de vide est accru, et dans son ensemble dans le coeur il passe d'une valeur négative (dans un petit coeur) à une valeur positive (dans un coeur de taille moyenne), puis à une valeur plus importante dans un coeur de grande taille, comme représenté sur la figure 12. Par exemple, au point p, le coefficient de réactivité de vide devient nul, et en dessous du point p, il ne se produit pas d'emballement du coeur, même si le réfrigérant bout. En outre, au point q, la courbe du coefficient de réactivité de vide croise la fraction de neutrons retardés ss , et il ne se produit donc pas d'état critique rapide en dessous du point q, même si le réfrigérant bout, et l'augmentation de débit résultante n'est donc pas violente et rapide. Même si le coefficient de réactivité de vide excède, par exemple, la valeur ss (1 dollar), s'il peut être ramené à quelques dollars, son effet de relaxation sur l'augmentation de débit est sensiblement élevé. Dans le réacteur rapide de l'art antérieur tel que décrit ci-dessus, le coeur devient une colonne aplatie, comme représenté sur les figures lOA (section transversale verticale) et lOB (section transversale), ses dimensions augmentant. Ainsi, tandis que sa fuite de neutrons radiale diminue du fait que sa distribution de flux de neutrons radiale est aplatie, comme représenté sur la figure 11A, sa fuite de neutrons axiale est importante du fait que sa distribution de flux de neutrons reste en forme de cloche comme dans un petit coeur, comme représenté sur la figure 11B, ce qui aboutit à des fuites de neutrons désiquilibrées entre les directions radiale et axiale. A cet égard, un coeur de réacteur hétérogène axialement peut être muni partiellement de couvertures dans la direction axiale. Un tel coeur hétérogène, cependant, a pour inconvénient de rendre la fabrication d'éléments combustibles plus complexe. Comme décrit ci-dessus, les dimensions du coeur ayant tendance à être augmentées, le coefficient de réactivité de vide de sodium devient positif et augmente de valeur. Ainsi, si le réfrigérant est amené à bouillir dans le cas, par exemple, d'une perte de fluide réfrigérant, d'une surpuissance transitoire ou analogue, la puissance du réacteur risque d'augmenter brusquement, entraînant une fusion du combustible ou un endommagement du coeur. Pour éviter qu'un tel accident se produise, des systèmes de protection de centrales sont prévus, utilisant des détecteurs de neutrons, des thermomètres, des débitmètres et analogues, et si l'un ou plusieurs d'entre eux indiquent une valeur dépassant une valeur prédéterminée, un circuit électrique est mis sous tension pour actionner des barres de commande destinées à être insérées dans le coeur. Cependant, le risque de défaillance du mécanisme d'insertion de barres de commande n' a pas encore été complètement écarté. Par conséquent, la mise au point d'une structure de coeur adaptée à être utilisée dans un réacteur rapide à grand rendement, avec des mesures de sécurité simples et inhérentes, s'avère nécessaire. En outre, pour réduire le coefficient de réactivité de vide selon le procédé de l'art antérieur, il est également nécessaire de diminuer considérablement la hauteur du coeur pour qu'il soit plus aplati. La présente invention a pour objectif de pallier les inconvénients précités de l'art antérieur et de proposer un agencement de coeur pour réacteur rapide qui ait une structure simple, un faible coefficient de réactivité de vide, une fonction d'auto-relaxation de réactivité lors de toute augmentation anormale de débit, et d'autres caractéristiques de sécurité améliorée et économie de fonctionnement. Un coeur de réacteur creux pour réacteur rapide selon la présente invention comprend un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles disposés annulairement en un ensemble pour former un coeur creux annulaire comportant une cavité dans sa portion centrale. Une pluralité de barres de commande est disposée dans le coeur creux annulaire sur une circonférence concentrique au coeur creux annulaire. La position de la circonférence se situe, de préférence, par exemple, à l'endroit où la distribution de flux de neutrons radiale devient à peu près maximale dans le coeur creux annulaire. Un mécanisme d'auto-relaxation de réactivité est incorporé en employant la cavité ou analogue dans le coeur. Le mécanisme d'auto-relaxation de réactivité est constitué, par exemple, en disposant dans la cavité un matériau (par exemple de l'aluminium ou des alliages d'aluminium) qui a des propriétés nucléaires sensiblement similaires à celles du réfrigérant et fond lorsque la température augmente anormalement, en disposant au-dessus de la cavité un absorbeur de neutrons qui est destiné à tomber dans la cavité lorsque le débit augmente anormalement, ou en disposant dans la cavité un matériau (par exemple contenant du C12 ou N14) qui a une section transversale relativement grande (capture, réaction de (n,p), etc, la réaction de fission étant exclue) relativement aux neutrons d'énergie élevée. I1 est également possible d'incorporer dans les éléments combustibles ces matériaux ayant une section transversale relativement grande (capture, réaction de (n,p), etc, la réaction de fission exclue) relativement aux neutrons d'énergie élevée. Dans la présente invention, en raison de la présence d'une cavité dans la portion centrale du coeur, la fuite de neutrons dans la cavité est permise. En conséquence, le coefficient de réactivité de vide est égal à celui d'un coeur de petite taille ou de taille moyenne. Quant aux facteurs qui influencent la réactivité de vide du sodium, ce sont : (1) le durcissement du spectre de neutrons, (2) une augmentation de la fuite de neutrons, (3) une capture réduite de neutrons dans le sodium, et (4) des variations d'autoprotection. Généralement, cependant, (1) et (2) sont les facteurs dominants. Le facteur (1) agit du côté positif et le facteur (2) du côté négatif, et la somme des deux détermine la réactivité de vide. Lorsque la fuite de neutrons est réglée de manière appropriée selon la présente invention, le coefficient de réactivité de vide du sodium est réduite à un minimum. Dans le coeur creux annulaire de la présente invention, la distribution de flux de neutrons radiale devient une distribution annulaire. Par conséquent, les barres de commande peuvent être disposées sur une seule circonférence correspondant à la distribution annulaire, ce qui permet une distribution efficace avec un nombre réduit de barres de commande. En outre, la cavité dans le coeur peut être employée pour obtenir une fonction d'auto-relaxation de réactivité appropriée, ce qui augmente sensiblement la sécurité inhérente, même dans un coeur de grande taille. D'autres caractéristiques et avantages de la présente invention apparaltront à la lecture de la description détaillée suivante du mode de réalisation préféré de la présente invention, référence étant faite aux dessins annexés, sur lesquels Les figures 1A et 1B sont des vues schématiques illustrant en section transversale verticale et en section transversale, respectivement, un coeur creux annulaire selon la présente invention; Les figures 2A et 2B sont des illustrations schématiques de distributions de flux de neutrons dans le coeur creux annulaire, comme représenté sur les figures 1A et lB; et la figure 2C est une illustration schématique d'une distribution en trois dimensions de flux de neutrons; La figure 3 est une vue schématique illustrant un exemple d'une structure de réacteur rapide comprenant un coeur creux annulaire selon la présente invention; La figure 4 est une vue schématique illustrant un exemple d'un agencement d'auto-relaxation de réactivité utilisant une cavité dans le coeur creux annulaire; La figure 5 est une vue schématique illustrant un autre exemple d'un agencement d'auto-relaxation de réactivité utilisant une cavité dans le coeur creux annulaire; La figure 6 est une vue schématique illustrant encore un exemple d'un agencement d'auto-relaxation de réactivité utilisant une cavité dans le coeur creux; Les figures 7A et 7B sont des graphiques illustrant les relations entre le spectre de neutrons et les sections tranversales de l'absorption de neutrons relativement au C12 et N14, respectivement, et la section transversale de réaction de (n,p) du N14 est également illustrée sur la figure 7B; Les figures 8A et 8B sont des vues schématiques illustrant en section transversale verticale et en section transversale, respectivement, un petit coeur de l'art antérieur; Les figures 9A et 9B sont des illustrations schématiques de distributions de flux de neutrons radiale et axiale, respectivement, dans le petit coeur de l'art antérieur, comme représenté sur les figures 8A et 8B; Les figures lOA et lOB sont des vues schématiques illustrant en section transversale verticale et en section transversale, respectivement, un coeur de grande taille de l'art antérieur; Les figures liA et llB sont des illustrations schématiques de distributions de flux de neutrons radiale et axiale, respectivement, dans le coeur de grande taille de l'art antérieur, comme représenté sur les figures lOA et lOB; et La figure 12 est un graphique illustrant une relation entre le coefficient de réactivité de vide et la taille du coeur. Les figures 1A et 1B sont des vues schématiques dTun coeur creux annulaire d'un réacteur rapide selon la présente invention, la figure lA étant une section transversale verticale et la figure 1B une section transversale. La structure est apparemment celle d'un coeur de grande taille de l'art antérieur évidé en sa portion centrale. Ainsi, un faisceau d'un grand nombre d'assemblages combustibles est disposé annulairement en un ensemble de manière à former une cavité 14 (d'un diamètre 2c) dans la portion centrale du coeur, afin de constituer un coeur de réacteur 16 (diamètre extérieur : 2d, hauteur : 2hC). Dans un tel agencement de la structure du coeur creux annulaire, une partie des neutrons s'échappe en fuyant par la cavité 14 hors du coeur. Ainsi, un coefficient de réactivité de vide de sodium préféré dans une plage disponible dans un coeur de petite ou moyenne taille peut être obtenu. Tandis que la distribution de flux de neutrons axiale devient en forme de cloche, comme représenté sur la figure 2B, la distribué tion de flux de neutrons radiale devient à peu près aplatie, comme représenté sur la figure 2A, avec sa portion centrale légèrement déformée par affaissement dû à la formation de la cavité 14. La puissance thermique dans le coeur dans son ensemble peut être maintenue dans une plage légèrement inférieure à celle dans un coeur plein de l'art antérieur, pourvu que le diamètre de la cavité ne soit pas trop grand. La figure 2C est une illustration schématique d'une distribution en trois dimensions de flux de neutrons. A titre d'exemple d'une conception de coeur type pour un réacteur rapide à grand rendement, par exemple de la classe de 1000 tG, la hauteur de coeur est d'l m environ et le diamètre extérieur d'environ 3,3 m. Lorsqu'une cavité d'l m de diamètre environ est ménagée dans la portion centrale du coeur, il est nécessaire, pour obtenir le même volume pour le coeur, d'augmenter le diamètre extérieur du coeur de seulement 0,15 m environ (0,07 m de rayon). Par conséquent, l'augmentation de coût impliquée par l'accroissement du diamètre extérieur est faible. Alors que dans l'agencement du coeur de l'art antérieur il était nécessaire de répartir correctement un certain nombre de barres de commande dans le coeur, il est seulement nécessaire dans le coeur creux annulaire selon la présente invention de disposer les barres de commande sur une circonférence (indiquée en pointillés 18 sur la figure 1B), étant donné que le flux de neutrons dans le coeur est distribué annulairement, comme représenté sur la figure 2C. Autrement dit, comme représenté sur la figure 2A, les barres de commande 20 peuvent être disposées sur la circonférence à une position où la distribution de flux de neutrons radiale devient à peu près maximale. Par conséquent, un nombre limité de barres de commande suffit pour obtenir un agencement efficace. La figure 3 illustre un exemple de réacteur rapide comportant un coeur creux annulaire selon la présente invention. Dans une cuve de réacteur 30, le coeur creux annulaire 32 est disposé et supporté par une structure de support de coeur en forme de tore 34. Sous la structure de support de coeur 34 est disposé un dispositif de capture de coeur 36 qui comporte un centre exhaussé et un évidement affaissé annulaire à sa périphérie. A une ouverture d'extrémité supérieure de la cuve de réacteur 30, un bouchon de protection 38 fait couvercle. Dans la cuve de réacteur 30, du sodium liquide servant de réfrigérant s'écoule. Dans une chambre inférieure 40 sous le coeur creux 32, du sodium à faible température est déversé, et dans une chambre supérieure 42 au-dessus du coeur creux 32, du sodium à haute température est reçu. La portion de surface supérieure du sodium liquide est recouverte par un gaz de couverture 44. Au-dessus de la cavité 46 du coeur, un absorbeur de neutrons 48 est disposé. L'absorbeur de neutrons 48 tombe par gravité dans le cas d'un incident pour changer la réactivité dans le coeur du réacteur à un côté négatif, servant ainsi à stopper en toute sécurité le réacteur. Son fonctionnement détaillé est décrit ci-dessous, où la structure du coeur creux s' avère également très efficace. En outre, au cas où le coeur est endommagé, le combustible fondu peut être distribué annulairement au moyen du mécanisme de support de coeur 34 et du dispositif de capture de coeur 36 afin d'empêcher qu'un accident très critique ne se produise, ce qui permet d'assurer facilement une sécurité inhérente. C'est également un des avantages du coeur creux. La figure 4 est un exemple de la formation d'un passage de fuite de neutrons qui donne une fonction de sécurité inhérente dans le réacteur rapide. Dans un espace étanche 50 dans la portion de cavité du coeur creux 32, un matériau fusible 52 est disposé, présentant des propriétés nucléaires sensiblement similaires à celles du réfrigérant, et fond lorsque la température du réfrigérant augmente anormalement. Dans le cas d'un phénomène transitoire anticipé sans arrêt d'urgence (ATWS), le matériau fusible 52 fond en raison d'une augmentation de température anormale du réfrigérant, et tombe dans un espace inférieur 54 sous la cavité. La cavité vide formée après la chute du matériau fusible 52 sert de vide. Par conséquent, le rapport de fuite de neutrons depuis le coeur augmente, une réactivité négative est ajoutée au coeur, et le réacteur rapide est donc arrêté en toute sécurité. Un matériau fusible 52 préféré est, par exemple, l'aluminium qui a des propriétés nucléaires très proches de celles du sodium, et un point de fusion à 6600C. En outre, sa température de fonctionnement (son point de fusion) peut être modifiée lorsque c'est un alliage d'aluminium ou analogue. La figure 5 illustre un exemple de chute d'un absorbeur de neutrons dans le coeur creux de la présente invention. Comme absorbeur de neutrons préféré, un liquide tel que de l'acide borique, du lithium liquide ou analogue est utilisé dans cet exemple. Dans la cavité du coeur creux 32, une cuve réceptrice 55 est installée, et au-dessus de la cuve réceptrice 55 est installé un récipient supérieur 58 rempli d'un absorbeur de neutrons 56. Le récipient supérieur 58 et la cuve réceptrice 55 sont reliés via un tuyau de raccord 62 comportant une vanne 60. La vanne 60 est, de préférence, actionnée par un système qui permet son ouverture passive à une augmentation de température anormale en cas d'incident. Par exemple, une structure de vanne actionnée par un alliage à mémoire de forme ou un électroaimant à point de Curie peut être utilisée. Etant donné qu'un système tel que décrit ci-dessus diffère en principe d'un mécanisme d'arrêt de réacteur de l'art antérieur dépendant de l'insertion de barres de commande, une diversité de systèmes de sécurité est fournie, ce qui améliore la fiabilité d'ensemble du système d'arrêt du réacteur. En outre, il est également possible d'utiliser un solide tel que du B4c, ZrH, ou analogue comme absorbeur de neutrons. La figure 6 illustre une structure du coeur creux 32 dotée dans sa cavité d'un matériau 64 présentant une section transversale importante (la réaction de fission nucléaire étant exclue) relativement à des neutrons d'énergie élevée. Dans le cas d'un incident, lorsque la température du réfrigérant augmente anormalement et le sodium réfrigérant bout dans le coeur du réacteur, l'effet de ralentissement par le sodium diminue, et le spectre de neutrons se déplace vers un côté d'énergie plus élevée. Si le matériau 64 dont la section transversale d'absorption de neutrons augmente dans la région de l'énergie de fission nucléaire est disposé dans la cavité du coeur, une augmentation de débit excessive dans le réacteur rapide est empêchée par la présence du matériau 64, et par cette fonction d'autocontrôle le réacteur rapide garantit son fonctionnement en toute sécurité. Un matériau préféré de ce type est, par exemple, le carbone. La figure 7A illustre une relation entre la section transversale d'absorption de neutrons d a de C12 et le spectre de neutrons dans le réacteur rapide. Une valeur moyenne d'énergie de neutrons dans le réacteur rapide est d'environ lux105 ~ 2x105 eV, et près de cette valeur moyenne d'énergie de neutrons, la section transversale d'absorption de neutrons de C12 adopte une valeur minimale. Par conséquent, lorsque le spectre de neutrons se déplace vers le côté d'énergie plus élevée étant donné la présence de vides de sodium, la réactivité négative est ajoutée en fonction de l'effet d'absorption de C12, ce qui entraîne une relaxation d'une augmentation excessive de débit dans le réacteur. I1 est également possible d'utiliser du N14 à la place du cl2 pour obtenir le même effet. En se référant à la figure 7B, bien que la section transversale d'absorption de neutrons 6 a de N14 n' augmente pas distinctement à 105 eV ou davantage, la section transversale p de la réaction de (n,p) augmente brusquement au contraire, et équivaut à l'absorption de neutrons en ce qu'elle perd les neutrons qui contribuent à la réaction en chaîne. Bien que seuls le C12 et N14 soient illustrés en tant qu'exemples sur les figures 7A et 7B, ils ne constituent aucunement une limitation. En sélectionnant des matériaux appropriés ayant de telles propriétés, un coeur de réacteur préféré ayant une fonction d'auto-contrôle de réacteur peut être obtenu. Le C12 et le N14 peuvent être disposés dans la cavité du coeur creux sous forme de céramiques telles que du SiC et du Si3N4 de manière à pouvoir supporter des conditions de températures élevées. En outre, il est également possible d'utiliser un combustible contenant un matériau présentant une section transversale importante (capture, réaction de (n,p), etc, la réaction de fission nucléaire étant exclue) relativement à des neutrons d'énergie élevée (par exemple, des combustibles de carbure ou d'azoture utilisant du C12 ou du N14), et d'inclure ces combustibles dans au moins une partie d'une pluralité d'assemblages combustibles qui constituent le coeur creux annulaire. Un tel agencement de combustible est capable d'améliorer encore l'effet réducteur de réactivité de vide. Comme décrit ci-dessus, dans la présente invention, étant donné qu'un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles est disposé annulairement en un ensemble pour former une cavité dans la portion centrale du coeur, il s' avère possible d'augmenter modérément la fuite de neutrons d'une quantité préférée et d'obtenir même dans un coeur de réacteur de grande taille un faible coefficient de réactivité de vide équivalant sensiblement à ceux présents seulement dans un coeur de réacteur de petite ou moyenne taille, ce qui améliore, même dans un coeur de réacteur de grande taille, la sécurité inhérente relativement à l'incident que constitue l'ébullition du sodium et analogue. En outre, étant donné l'agencement annulaire du coeur, il est possible de disposer les barres de commande sur une circonférence dans le coeur annulaire et de réduire le nombre de barres de commande et le mécanisme d'actionnement qui leur est associé, et, par conséquent, de faciliter la mise en place du mécanisme d'actionnement. De plus, en installant le dispositif de préhension de coeur avec son affaissement annulaire sous le coeur annulaire, même dans le cas où le coeur est endommagé, il est prévu que les combustibles fondus puissent être distribués annulairement afin d'empêcher un incident plus critique encore. Etant donné le coeur creux annulaire de la présente invention, il est possible d'utiliser l'espace de cavité du coeur creux pour obtenir la fonction d'auto-relaxation de réactivité. En disposant dans la cavité un matériau qui a des propriétés nucléaires similaires à celles du réfrigérant et fond lors d'une augmentation anormale de température du réfrigérant, la fuite de neutrons depuis la cavité est accrue parce que la cavité vide formée après la fusion du matériau fonctionne comme un vide. En disposant un absorbeur de neutrons au-dessus de la cavité du coeur et en agençant l'absorbeur de neutrons de manière qu'il tombe dans la cavité du coeur lors d'une augmentation anormale du débit, l'absorption de neutrons augmente au moment de cette augmentation anormale du débit. Autrement, en disposant dans la cavité du coeur un matériau présentant une grande section transversale relativement aux neutrons d'énergie élevée, le spectre de neutrons se déplace vers le côté d'énergie plus élevée, même s' il se produit une ébullition du sodium dans le coeur, et le nombre de neutrons participant à la réaction en chaîne diminue étant donné la réaction des neutrons avec le matériau. Les structures telles que décrites ci-dessus permettent d'obtenir un coeur de réacteur comportant une fonction d'auto-relaxation de réactivité, ce qui améliore considérablement la sécurité de fonctionnement du coeur de réacteur. REVENDICATIONS 1. Coeur de réacteur creux pour utilisation dans un réacteur rapide comprenant un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles, caractérisé en ce que le faisceau d'un certain nombre desdits assemblages combustibles est disposé annulairement en un ensemble pour former un coeur creux annulaire (16) comportant une cavité (14) dans sa portion centrale, et une pluralité de barres de commande (20) est disposée dans ledit coeur creux annulaire sur une circonférence (18) concentrique audit coeur creux annulaire. 2. Coeur de réacteur creux pour utilisation dans un réacteur rapide comprenant un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles, caractérisé en ce que le faisceau d'un certain nombre desdits assemblages combustibles est disposé annulairement en un ensemble pour former un coeur creux annulaire (32) comportant une cavité (46) dans sa portion centrale, un matériau (52) ayant des propriétés nucléaires sensiblement similaires à un réfrigérant utilisé dans ledit coeur est disposé dans ladite cavité (46), et lorsque la température du réfrigérant augmente anormalement, ledit matériau (52) fond et tombe et la cavité vide laissée au centre du coeur sert de vide. 3. Coeur de réacteur creux pour utilisation dans un réacteur rapide comprenant un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles, caractérisé en ce que le faisceau d'un certain nombre desdits assemblages combustibles est disposé annulairement en un ensemble pour former un coeur creux annulaire (32) comportant une cavité (46) dans sa portion centrale, un absorbeur de neutrons (48) est disposé au-dessus de ladite cavité (46) et lorsque le débit du réacteur augmente anormalement, ledit absorbeur de neutrons (48) tombe dans la cavité. 4. Coeur de réacteur creux pour utilisation dans un réacteur rapide comprenant un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles, caractérisé en ce que le faisceau d'un certain nombre desdits assemblages combustibles est disposé annulairement en un ensemble pour former un coeur creux annulaire (32) comportant une cavité (46) dans sa portion centrale, et un matériau (64) ayant une section transversale relativement grande par rapport aux neutrons d'énergie élevée est disposé dans ladite cavité. 5. Coeur de réacteur creux pour utilisation dans un réacteur rapide comprenant un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles, caractérisé en ce que le faisceau d'un certain nombre desdits assemblages combustibles est disposé annulairement en un ensemble pour former un coeur creux annulaire (32) comportant une cavité (46) dans sa portion centrale, et un combustible contenant un matériau ayant une section transversale relativement grande par rapport aux neutrons d'énergie élevée est inclus dans au moins une partie desdits assemblages combustibles qui constituent ledit coeur creux annulaire. 6. Coeur de réacteur creux pour utilisation dans un réacteur rapide comprenant un faisceau d'un certain nombre d'assemblages combustibles, caractérisé en ce que le faisceau d'un certain nombre desdits assemblages combustibles est disposé annulairement en un ensemble pour former un coeur creux annulaire (32) comportant une cavité (46) dans sa portion centrale, un dispositif de -capture - de coeur (36) comportant un centre exhaussé et un évidement affaisé annulaire à sa périphérie est installé sous ledit coeur creux annulaire.