FR 2711835 A1 19950505 FR 9312564 A 19931021 REACTEUR NUCLEAIRE A NEUTRONS RAPIDES DANS LEQUEL AU MOINS UN ELEMENT MODERATEUR EST INCORPORE DANS DES ASSEMBLAGES DU REACTEUR. DESCRIPTION L'invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur, d'une manière homogène ou hétérogène, de façon à modifier le spectre des neutrons pour réduire le coefficient de vide et augmenter la constante Doppler. Dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides utilisant du sodium comme réfrigérant, le coefficient de vide correspond à la variation de réactivité due à une perte de sodium dans une région donnée du réacteur. Cette perte de sodium peut être due à une dilatation provoquée par une élévation de température. Elle peut aussi avoir pour origine une vidange partielle ou totale de la région considérée. Le coefficient de vide qui règne en un endroit donné du coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides est le résultat de la composition d'effets élémentaires. Parmi ces effets, les deux plus importants sont l'augmentation des fuites neutroniques et le durcissement du spectre des neutrons consécutifs à une perte de sodium dans la région considérée. L'augmentation des fuites neutroniques a toujours un effet négatif sur la réactivité. En revanche, le durcissement du spectre des neutrons a un effet positif sur la réactivité, dans les réacteurs nucléaires à neutrons rapides utilisant du plutonium comme combustible. Cet effet positif est lié au comportement, aux hautes énergies, des sections efficaces des actinides. L'importance relative de chacun de ces deux effets en cas de perte de sodium dépend fortement de la région considérée du coeur du réacteur. Ainsi, le coefficient de vide est positif au centre du coeur du réacteur, où l'influence du durcissement du spectre des neutrons est prépondérante. En revanche, ce coefficient devient nul, puis négatif en allant vers la périphérie du coeur. Par ailleurs, la taille du réacteur a aussi une influence sur la valeur du coefficient de vide. En effet, l'influence de l'augmentation des fuites neutroniques est prépondérante dans les petits réacteurs, alors que l'effet élémentaire le plus important est, de loin, le durcissement du spectre des neutrons dans les réacteurs de grande puissance. Dans ce cas, l'introduction de réactivité peut varier entre 4S et 6S selon la taille et la géométrie du coeur du réacteur, dans l'hypothèse d'une vidange complète de la zone fissile. Même si des conditions accidentelles conduisant à une vidange étendue du coeur du réacteur sont extrêmement improbables, il est donc souhaitable de réduire autant que possible le coefficient de vide, afin que l'augmentation de réactivité entraînée par une telle vidange soit aussi faible que possible. Cette réduction du coefficient de vide peut être atteinte par une modification du spectre des neutrons visant à limiter le durcissement de ce spectre lors d'une perte de sodium (utilisation de matériaux modérateurs). Par ailleurs, la constante Doppler KD est définie par la relation où p1 est la réactivité du coeur à la température absolue T1 du combustible et p2 est la réactivité du coeur à la température absolue T2 du combustible. Une augmentation de température dans le coeur a pour effet l'élargissement des résonances des sections efficaces des matériaux qui s'y trouvent. C'est l'effet Doppler. Cet effet conduit à des variations des taux de réaction dans la gamme d'énergie inférieure à environ 60 keV. Etant donné que le coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides contient des matériaux fertiles et principalement de l'uranium 238, en grande quantité, l'effet Doppler se traduit par une augmentation des captures et donc par une diminution de réactivité qui s'oppose à un accroissement ulté- rieur de la température du combustible. L'effet Dcppler constitue donc une contre réaction stabilisante. La constante Doppler est le paramètre qui caractérise cette contre-réaction dans les réacteurs rapides utilisant du combustible constitué d'oxydes mixtes (Pu02-U02). L'effet produit par la contre-réaction due à l'effet Doppler s'oppose donc à celui du coefficient de vide sodium en cas de perte de réfrigérant. Par conséquent, il est souhaitable, pour limiter au mieux les conséquences d'une perte de réfrigérant, d'obtenir conjointement une réduction du coefficient de vide et une augmentation de la constante Doppler. Un adoucissement du spectre des neutrons dans le coeur du réacteur, obtenu par l'utilisation de matériaux modérateurs, permet d'atteindre simultanément ces deux objectifs. Différentes solutions ont déjà été imaginées afin de réduire le coefficient de vide dans les réacteurs à neutrons rapides. Une première solution connue consiste à donner au rapport entre la hauteur et le diamètre du coeur du réacteur une valeur très inférieure à un. Une autre solution connue consiste à donner au coeur du réacteur une forme annulaire. Encore une autre solution connue consiste à donner au coeur du réacteur une structure hétérogène dans le sens radial et/ou axial, les différentes parties étant découplées neutroniquement. Enfin, une autre solution connue consiste à réaliser le coeur du réacteur sous forme modulaire. Toutes ces solutions connues visent à réduire le coefficient de vide en augmentant les fuites neutroniques. La réduction du coefficient de vide n'est donc pas obtenue en tous points du coeur. En outre, étant donné que ces solutions entraînent un durcissement sensible du spectre des neutrons, l'effet de contre-réaction dû à la constante Doppler est réduit. Il est rappelé, par ailleurs, qu'afin que la distribution radiale de puissance dans la zone fissile du coeur d'un réacteur nucléaire soit aussi uniforme que possible, depuis le centre de cette zone jusqu'à sa périphérie, différents types de coeurs ont été imaginés. A cet effet, il est connu de réaliser la zone fissile au moyen d'au moins deux types d'assemblages. Plus précisément, des assemblages à forte réactivité sont placés en périphérie de la zone fissile, alors que des assemblages à plus faible réactivité sont placés au centre de cette zone. La différence de réactivité peut être obtenue soit en utilisant des assemblages dans lesquels le pourcentage de matière inerte par rapport à la matière fissile est différent, soit en utilisant des assemblages dans lesquels l'enrichis- sement du combustible est différent. Cette dernière solution a notamment été retenue pour le coeur du réacteur français Super Phénix. Afin d'obtenir une distribution radiale de puissance relativement uniforme, il est également connu d'utiliser un seul type d'assemblages combustibles et de disposer régulièrement, dans la partie centrale du coeur, des éléments inertes permettant d'y réduire la réactivité. Cette solution est décrite dans les documents FR-A-2 576 704 et FR-A-2 581 232. Enfin, l'aplatissement de la distribution radiale de puissance peut aussi être obtenu en introduisant dans la zone fissile des matériaux fertiles, soit sous la forme d'assemblages fertiles, soit sous la forme de pastilles de matières fertiles placées entre les pastilles de matières fissile dans les aiguilles des assemblages combustibles. Cette solution est illustrée notamment par les documents FR-A-2 023 431, FR-A-2 286 472, FR-A-2 546 656 et EP-A-O 097 372. L'invention a pour objet un réacteur nucléaire à neutrons rapides dont la zone fissile est réalisée selon l'une des techniques ci-dessus, ou autres encore, mais dans lequel le spectre des neutrons est adouci de façon à réduire le coefficient de vide sodium et à augmenter la constante Doppler, pour que l'accroissement de réactivité en cas de perte de sodium soit aussi faible que possible en tous points du coeur, quelle que soit la taille du réacteur. Conformément à l'invention, ce résultat est obtenu au moyen d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides dont le coeur est constitué d'assemblages juxtaposés, ces assemblages étant formés au moins en partie d'assemblages fissiles, ce réacteur étant caractérisé par le fait qu'au moins certains des assemblages contiennent un élément modérateur. A titre d'exemple, le remplacement d'une partie du combustible nucléaire par un élément modérateur, dans tous les assemblages fissiles, permet, en adoucissant le spectre neutronique, de réduire le coefficient de vide et d'augmenter la constante Doppler partout dans le coeur. En outre, cet effet est obtenu quelle que soit la taille du réacteur. Dans une forme de réalisation préférentielle de l'invention, l'élément modérateur est constitué par du B11 4C. Du B4C naturel, appauvri en B10, peut toutefois être également utilisé. En effet, contrairement au carbure de bore naturel (pourcentage atomique en B10 : 19,82 % et a fortiori au B4C (enrichi en B10), qui sont des matériaux absorbant les neutrons, le B1 4C est un matériau modérateur. L'utilisation du B11 4C comme modérateur dans les assemblages fissiles d' un réacteur nucléaire à neutrons rapides présente de nombreux avantages. Ainsi, ce matériau a des caractéristiques physiques satisfaisantes, et notamment une température de fusion élevée. De plus, il se comporte bien sous irradiation, c'est-à-dire qu'on n'observe pas de modification dimensionnelle ni structurelle notable. Enfin, sa compatibilité avec le sodium et avec le matériau de gainage des aiguilles formant les assemblages est bonne. L'introduction de l'élément modérateur dans au moins certains des assemblages du réacteur peut être réalisée soit de façon homogène, soit de façon hétérogène. Dans le premier cas, chacune des aiguilles des assemblages concernés contient un mélange de matériaux comportant plusieurs ou un seul élément modérateur. Dans le second cas, le ou les éléments modérateurs sont placés dans des aiguilles spécifiques. Ces aiguilles contenant l'élément modérateur sont de préférence régulièrement réparties parmi les autres des assemblages. Lorsque l'invention est appliquée à des réacteurs à neutrons rapides incinérateurs d'actinides, c' est-à-dire dans lesquels le combustible nucléaire comprend un oxyde mixte d'uranium et/ou de plutonium et/ou d'actinides mineurs, un nitrure d'uranium et/ou de plutonium et/ou d'actinides mineurs, ou encore de plutonium et d'actinides mineurs,.le B11 4C, utilisé en mode homogène, forme aussi une matrice inerte pour le combustible. Ainsi, en plus de ses effets de réduction du coefficient de vide sodium et d'augmentation de la constante Doppler, l'élément modérateur améliore alors les performances d'incinération du réacteur. Pour faciliter la transmutation des produits de fission radioactifs à longue vie vers des éléments stables, des assemblages cibles contenant également un élément modérateur tel que du B11 4C sont placés dans le réacteur, dans des zones appropriées, de façon à augmenter le taux de capture des neutrons dans les produits de fission. On décrira à présent, à titre d'exemple non limitatif, différentes formes de réalisation de l'in vention, en se référant aux dessins annexés, dans lesquels - la figure 1 est un graphique sur lequel on a représenté des spectres de neutrons, dans un coeur de réacteur à neutrons rapides étudié avec et sans modérateur - la figure 2 représente, en coupe selon un plan horizontal, trois assemblages fissiles juxtaposés du coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides contenant du modérateur ; et - la figure 3 représente la distribution radiale de puissance (en traits mixtes) et de flux neutronique (en trait plein) à l'intérieur des assemblages avec modérateur. La figure 1 représente le spectre des neutrons dans un coeur de réacteur à neutrons rapides de grande puissance, dans le cas d'un coeur traditionnel sans modérateur (en traits mixtes), et dans le cas du même réacteur, dont 20 % du combustible a été remplacé par du B11 4C (en trait plein). La courbe de la figure 1 fait apparaître clairement l'adoucissement du spectre des neutrons, obtenu grâce à la présence d'un élément modérateur dans les assemblages fissiles. Cet adoucissement a pour cosé- quences une réduction du coefficient de vide du cceur étudié d'environ 35 % et une augmentation de la constante Doppler d'environ 40 %. Ces deux effets cumulés permettent de limiter de façon très sensible l'accroissement de la réactivité induit par une perte éventuelle de sodium. La figure 2 représente trois assemblages fis siles juxtaposés du coeur d'un réacteur, conforme à l'invention, dans le cas où un élément modérateur est distribué de façon hétérogène dans les assemblages. Comme l'illustre cette figure 2, pour répartir l'élément modérateur de façon hétérogène dans les assemblages combustibles 10, on place à l'intérieur de l'enveloppe 11 de chacun de ces assemblages un faisceau d'aiguilles formé de deux types d'aiguilles différentes. De premières aiguilles, désignées par la référence 12 sur la figure 2, contiennent de façon classique des pastilles de combustible nucléaire. Dans les autres aiguilles, désignées par la référence 14 sur la figure 2, les pastilles de combustible nucléaire sont remplacées par des pastilles d'élément modérateur tel que du B114C. Ces aiguilles 14 sont régulièrement réparties parmi les aiguilles 12, de façon à installer le modérateur de la manière la plus régulière possible à l'intérieur de l'assemblage. Dans la forme de réalisation illustrée plus précisément sur la figure 2, le faisceau formé par les aiguilles 12 et 14 comprend alternativement, en partant de l'un quelconque des côtés de l'hexagone formé par l'enveloppe extérieure 11, des premières rangées formées d'aiguilles 12 et 14 alternées et des deuxièmes rangées formées uniquement d'aiguilles 12, les premières et les deuxièmes rangées étant disposées alternativement. La disposition particulière illustrée sur la figure 2 permet d'éviter l'apparition de pics locaux de puissance dans le coeur du réacteur. Cette caractéristique est illustrée par les courbes de la figure 3 qui représentent en abscisse le segment AB de la figure 2 (en centimètres) et en ordonnée l'évolution de la puissance (en traits mixtes) et du flux (en trait continu) sur ce segment, les unités correspondantes étant données arbitrairement. En revanche, il est important de noter que l'utilisation d'élément modérateur dans des assembla ges inertes se traduirait par des formations de pics locaux de puissance dans le coeur, à l'interface avec les assemblages inertes. De plus, cette solution serait d'un effet très limité sur le coefficient de vide et sur la constante Doppler. Elle doit donc être écartée. Dans la pratique, l'élément modérateur peut être introduit dans les assemblages fissiles, soit de façon homogène, soit de façon hétérogène. Lorsque l'élément modérateur est placé dans le combustible nucléaire de façon homogène, la diminution de réactivité par irradiation du combustible augmente et le gain de régénération diminue. En revanche, la taille du coeur peut rester inchangée par rapport au réacteur existant. Au contraire, lorsque l'élément modérateur est introduit de façon hétérogène dans les assemblages fissiles, l'augmentation de la chute de réactivité par irradiation du combustible ainsi que la diminution du gain de régénération peuvent être évitées. Toutefois, la taille du coeur augmente. Le principe décrit précédemment dans le cas des assemblages fissiles placés dans le coeur du réacteur s'applique également à des assemblages cibles contenant des produits de fission radioactifs, éventuellement placés à l'extérieur du coeur. Il améliore alors la transmutation des produits de fission radioactifs à longue vie vers des éléments stables. L'introduction d'un élément modérateur tel que du B114C dans ces assemblages cibles améliore en effet le processus de transmutation. L'invention concerne un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi par du sodium liquide et dont le coeur est constitué, de façon classique, par des assemblages juxtaposés, implantés selon un réseau régulier. Ces assemblages peuvent notamment être disposés verticalement à l'intérieur d'une cuve de réacteur remplie de sodium liquide, selon une technologie bien connue qui ne fait pas partie de l'invention. Les assemblages constituant le coeur du réacteur sont formés en majorité d'assemblages fissiles contenant le combustible nucléaire. Comme l'illustre la figure 2, chacun des assemblages fissiles 10 comporte une enveloppe extérieure métallique 11, dont la section horizontale est hexagonale. Un faisceau d'aiguilles contenant des pastilles de combustible nucléaire est placé à l'intérieur de l'enveloppe 11. Selon des technologies qui ont été rappelées auparavant, les assemblages fissiles peuvent être tous identiques ou comprendre au moins deux types d'assemblages différents. Dans le cas où les assemblages fissiles sont tous identiques, le caractère relativement uniforme de la distribution radiale de puissance dans le coeur peut être obtenu soit en disposant régulièrement dans toute la zone centrale du coeur, à la place de certains assemblages fissiles, des éléments inertes tels que des tubes hexagonaux vides (trous) ou des barres d'acier (assemblages diluanrs Acier - Na. Des assemblages fertiles peuvent aussi remplacer certains des assemblages fissiles. Dans le cas où le coeur du réacteur comprend au moins deux types d'assemblages fissiles, une distribution radiale de puissance relativement uniforme peut être obtenue en plaçant des assemblages à forte réactivité en périphérie de la zone fissile et des assemblages à plus faible réactivité au centre de cette zone. Pour cela, on peut utiliser soit des assemblages dans lesquels le pourcentage de matière inerte par rapport à la matière fissile est différent, soit des assemblages dans lesquels l'enrichissement du combustible est différent. Des pastilles en un matériau fertile peuvent aussi être placées dans les aiguilles de certains assemblages fissiles, parmi les pastilles de combustible nucléaire. De plus, il faut considérer que des modifications importantes de la réactivité et de la distribution de puissance du coeur se produisent durant le fonctionnement du réacteur. Cet effet indésirable est habituellement évité en plaçant, en des emplacements appropriés du coeur, des assemblages de pilotage, qui sont extraits progressivement au fur et à mesure de l'évolution de la réactivité et de la distribution de puissance dans le coeur. L'invention s'applique indifféremment à tous ces types de réacteurs. REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire à neutrons rapides, dont le coeur est constitué d'assemblages juxtaposés, implantés selon un réseau régulier, ces assemblages étant formés au moins en partie d'assemblages fissiles (10), caractérisé par le fait qu'au moins certains des assemblages du réacteur contiennent un élément modérateur. 2. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé par le fait que l'élément modérateur est constitué par du B114C. 3. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé par le fait que l'élément modérateur est constitué par du B4C naturel, appauvri en B10. 4. Réacteur selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé par le fait que des aiguilles spécifiques (14) contenant du modérateur sont introduites à l'intérieur de certains assemblages. 5. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé par le fait que l'élément modérateur est mélangé avec un autre matériau -e,à présent dans les assemblages. 6. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 4 et 5 , caractérisé par le fait que le combustible nucléaire, étant choisi dans le groupe comprenant les oxydes mixtes et les nitrures d'au moins un actinide contient ou non des actinides mineurs. 7. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé par le fait que des assemblages cibles, contenant des produits de fission radioactifs et un élément modérateur, sont placés dans le réacteur.