FR 2949015 A1 20110211 FR 0955529 A 20090806 Grappe de commande pour réacteur nucléaire à eau pressurisée contenant du bore enrichi en bore 10 et réacteur nucléaire correspondant La présente invention concerne une grappe de commande pour réacteur nucléaire à eau pressurisée. Le retraitement des assemblages de combustible nucléaire usagés a rendu disponibles des quantités importantes de plutonium. On a depuis longtemps proposé d'utiliser ce plutonium pour le mélanger avec de l'uranium et ainsi constituer des combustibles nucléaires. Ces combustibles contenant, avant irradiation, un mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium sont généralement dénommés combustibles MOX (Mixed Oxide). Les assemblages contenant de tels combustibles MOX, dénommés assemblages MOX par la suite, ont été chargés dans les coeurs de réacteurs nucléaires où ils coexistent avec des assemblages dont le combustible nucléaire, avant irradiation, ne contient pas d'oxyde de plutonium, mais uniquement de l'oxyde d'uranium. De tels assemblages seront dénommés par la suite assemblages UO2 et le combustible qu'ils contiennent combustible UO2. Les isotopes du plutonium et ceux de l'uranium présentent des propriétés neutroniques très différentes, et notamment des différences de section efficace. Considérant que ces différences de propriétés neutroniques rendaient impossible la substitution pure et simple du combustible MOX à du combustible UO2 pour réaliser des assemblages MOX, le document FR-2 693 023 a décrit un assemblage MOX zoné, c'est-à-dire dont les crayons de combustible nucléaire ont une même composition isotopique de plutonium et des teneurs massiques nominales en plutonium différentes. Ainsi, la teneur massique nominale en plutonium est plus faible sur les faces qu'au centre de l'assemblage, et encore plus faible dans les coins de l'assemblage. Ceci permet d'atteindre une distribution radiale de la puissance linéique dans le coeur du réacteur nucléaire qui soit acceptable. Par ailleurs, comme rappelé dans ce document, le plutonium issu de retraitement à une composition isotopique qui varie fortement notamment en fonction de l'enrichissement en uranium 235 et du taux de combustion du combustible avant retraitement. Afin de pallier les différences de comportement neutronique que pourraient induire de telles différences de compositions isotopiques, des relations d'équivalence ont été établies afin de déterminer les teneurs massiques nominales de plutonium pour différentes compositions isotopiques correspondant à une teneur en uranium 235 de référence. Ces teneurs massiques nominales équivalentes permettent de compenser les compositions isotopiques différentes et d'atteindre les mêmes taux de combustion (burn-up). Les relations d'équivalence utilisent des coefficients d'équivalence qui dépendent de la composition isotopique du combustible MOX considéré, c'est-à-dire de la composition isotopique du plutonium et de la teneur en uranium 235 de l'uranium associé au plutonium. Ces relations d'équivalence sont par exemple évoquées dans les pages 41 à 43 du document intitulé Status and Advances in MOX Fuel Technology, Technical Reports Series no.415 et publié par l'Agence Internationale de l'Energie Atomique en 2003. A titre d'exemple, le tableau ci-dessous précise dans sa première partie les compositions typiques du plutonium issu du retraitement d'assemblages de combustible UO2 pour réacteur à eau pressurisée en fonction de l'enrichissement initial du combustible en uranium 235 et du taux de combustion atteint par le combustible avant retraitement. Le tableau précise dans sa seconde partie (dernière ligne), les teneurs massiques nominales en plutonium permettant d'atteindre le même taux de combustion qu'un assemblage UO2 enrichi en masse à 3.70% en uranium 235 et donc de compenser la diminution de la qualité du plutonium : réduction de la quantité d'isotopes fissiles (plutonium 239 et plutonium 241) et augmentation de la quantité d'isotopes fertiles absorbants (plutonium 238 et plutonium 240). Assemblage UO2 pour réacteur à eau pressurisée Provenance du enrichi en enrichi en enrichi en enrichi en Pu mis en masse à masse à masse à masse à oeuvre 3.25% en 3.70% en 4.00% en 4.95% en 235U et irradié 235U et irradié 235U et irradié 235U et irradié à 30 GWj/tML à 40 GWj/tML à 50 GWj/tML à 70 GWj/tML 238Pu 1,2 2,1 3,1 5,3 cn 239Pu 62,2 57,7 53,6 48,9 cn 240Pu 23,0 24,1 24,9 24,9 0 °Q 241 Pu 8,0 8,7 9,1 9,3 E 0 J - 242Pu 4,4 6,1 7,9 10,2 241Am 1,2 1,3 1,4 1,4 cn Teneur 6,7 7,6 8,7 10,7 massique nominale en Pu (%) équivalente à un enrichissement en masse à 3.70% en 235U Compte tenu des quantités de plus en plus importantes de plutonium disponibles, certains producteurs d'électricité ont souhaité que les nouveaux réacteurs nucléaires construits puissent être chargés jusqu'à 50% d'assemblages MOX. Le document US-6 233 302 décrit un réacteur nucléaire dans lequel tous les assemblages de combustible nucléaire chargés dans le coeur contiennent du combustible MOX. Afin d'assurer une répartition radiale homogène de la puissance linéique, ces assemblages ont toujours une configuration zonée et comprennent en outre des crayons de combustible nucléaire qui ne contiennent pas de plutonium et dont le combustible nucléaire contient, en plus des impuretés inévitables résultant de la fabrication, des poisons neutroniques consommables tel que de l'oxyde d'erbium. Toutefois, ce réacteur ne permet pas une utilisation optimale du plutonium et ces assemblages sont complexes et coûteux à réaliser. Un but de l'invention est de résoudre ce problème en fournissant une grappe de commande permettant à un réacteur nucléaire d'utiliser plus de plutonium avec une efficacité accrue et des coûts plus réduits. A cet effet, l'invention a pour objet une grappe de commande pour réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant une araignée et des crayons absorbants portés par l'araignée, les crayons absorbants comprenant du bore, caractérisé en ce que le bore est enrichi en bore 10. Selon des modes particuliers de réalisation, la grappe de commande peut comprendre l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prise(s) isolément ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - le bore est enrichi en bore 10 à une teneur atomique supérieure à 30°/0 ; - le bore est enrichi en bore 10 à une teneur atomique supérieure à 40% ; et - la grappe comprenant, en outre, des crayons inertes. L'invention a également pour objet un réacteur nucléaire à eau pressurisée comprenant un coeur renfermant des assemblages de combustible nucléaire, le réacteur comprenant en outre au moins une grappe de commande telle que définie ci-dessus. Selon des modes particuliers de réalisation, le réacteur nucléaire peut comprendre l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prise(s) isolément ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - tous les assemblages ne comportent, avant irradiation, que des crayons de combustible nucléaire exclusivement à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium, et dans lequel, pour chaque assemblage, les crayons de combustible nucléaire ont une même composition isotopique de combustible nucléaire et une même teneur massique nominale en plutonium ; - le combustible nucléaire ne contient pas de poison neutronique consommable, hormis les impuretés inévitables résultant de la fabrication ; - chaque assemblage comprend, en plus des crayons de combustible nucléaire, des tubes-guides de réception de crayons de grappe de commande et éventuellement un tube d'instrumentation, les tubes guides, les crayons de combustible nucléaire et l'éventuel tube d'instrumentation occupant tous les noeuds d'un réseau régulier ; - la puissance nominale linéique du coeur est inférieure à 175 W/cm ; - la puissance nominale linéique du coeur est inférieure à 170 W/cm ; - le réacteur comprenant un circuit primaire pour faire circuler un fluide de réfrigération et de modération dans le coeur, le circuit primaire comprenant des moyens d'introduction de bore soluble enrichi en bore 10 dans le fluide de réfrigération et de modération ; - le bore soluble est enrichi en bore 10 à une teneur atomique supérieure à 40 % ; - le combustible nucléaire est conditionné sous forme de pastilles pleines contenues dans les crayons de combustible nucléaire ; - le réacteur ayant une installation auxiliaire de refroidissement, laquelle installation auxiliaire de refroidissement comprend au moins un échangeur de chaleur à plaques pour mettre en relation thermique un élément du réacteur et une source froide ; et - les crayons de combustible nucléaire de tous les assemblages ont une même composition isotopique de combustible nucléaire et une même teneur massique nominale en plutonium. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d'exemple, et faite en se référant aux dessins annexés, sur lesquels : - la figure 1 est une vue schématique illustrant un réacteur nucléaire à eau pressurisée selon l'invention, - la figure 2 est une vue schématique de dessus montrant une répartition possible des assemblages de combustible nucléaire et des grappes de commande dans le coeur du réacteur nucléaire de la figure 1, - la figure 3 est une vue schématique latérale d'un assemblage de combustible nucléaire du coeur du réacteur nucléaire de la figure 1, - la figure 4 est une vue schématique de dessus illustrant une répartition possible des crayons de combustible nucléaire dans l'assemblage de la figure 3, - la figure 5 est une vue schématique en coupe longitudinale d'un crayon de combustible de l'assemblage de la figure 3, - la figure 6 est vue schématique partielle en coupe longitudinale d'une grappe de commande du réacteur nucléaire de la figure 1, et - la figure 7 est un schéma représentant une installation de refroidissement du réacteur nucléaire de la figure 1 lorsque le coeur est à l'arrêt. La figure 1 illustre schématiquement un réacteur nucléaire 1 à eau pressurisée qui comprend classiquement : - un coeur 2, - un générateur de vapeur 3, - une turbine 4 couplée à un générateur 5 d'énergie électrique, et - un condenseur 6. Le réacteur nucléaire 1 comprend un circuit primaire 7 équipé d'une pompe 8 et dans lequel circule de l'eau sous pression, selon le trajet matérialisé par les flèches sur la figure 1. Cette eau remonte notamment au travers du coeur 2 pour y être réchauffée en assurant la réfrigération et la modération dans le coeur 25 2. Le circuit primaire 7 comprend en outre un pressuriseur 9 permettant de réguler la pression l'eau circulant dans le circuit primaire 7. Un circuit 10 dit réseau d'appoint d'eau ou encore REA est raccordé au circuit primaire 7, par exemple via la pompe 8, afin d'alimenter en eau le circuit 30 primaire 7. Le circuit 10 comprend par exemple des réservoirs 11 contenant du bore soluble, par exemple sous forme d'acide borique H3 BO3. Le circuit REA 10 permet ainsi d'introduire du bore dans l'eau du circuit primaire 7 et donc de diminuer la réactivité dans le coeur 2. De préférence, le bore contenu dans le 20 réservoir 11 est enrichi en bore 10, par exemple pour que sa teneur atomique en cet isotope soit supérieure à 40 % et soit par exemple d'environ 50 %. On rappelle que la teneur atomique en isotope 10 du bore naturel est d'environ 20 %. L'eau du circuit primaire 7 alimente également le générateur de vapeur 3 où elle est refroidie en assurant la vaporisation d'eau circulant dans un circuit secondaire 12. La vapeur produite par le générateur de vapeur 3 est canalisée par le circuit secondaire 12 vers la turbine 4 puis vers le condenseur 6 où cette vapeur est condensée par échange de chaleur indirect avec de l'eau de refroidissement circulant dans le condenseur 6. Le circuit secondaire 12 comprend en aval du condenseur 6 une pompe 13 et un réchauffeur 14. De manière classique également, le coeur 2 comprend des assemblages 16 de combustible nucléaire qui sont chargés dans une cuve 18. Un seul assemblage 16 est représenté sur la figure 1, mais le coeur 2 comprend par exemple 241 assemblages 16. La figure 2 montre en vue de dessus un exemple de répartition de ces différents assemblages 16 au sein du coeur 2. Chaque carré y matérialise un assemblage 16. Le réacteur 1 comprend des grappes de commande 20 (figure 1) qui sont disposées dans la cuve 18 au-dessus de certains assemblages 16. Une seule grappe 20 est représentée sur la figure 1, mais le coeur 2 peut comprendre par exemple 89 grappes 20. Les grappes 20 peuvent être déplacées par des mécanismes 22 pour venir s'insérer dans les assemblages 16 qu'elles surplombent ou en être extraites. Classiquement, chaque grappe de commande 20 comprend des crayons absorbants qui comportent un ou plusieurs matériaux absorbant les neutrons et éventuellement des crayons inertes, c'est-à-dire qui n'ont pas de capacité spécifique d'absorption des neutrons. Ainsi, le déplacement vertical des grappes 20 permet de régler la réactivité dans le coeur 2 et autorise des variations de la puissance globale P fournie par le coeur 2 depuis la puissance nulle jusqu'à la puissance nominale PN, en fonction de l'enfoncement des grappes de commande 20 dans les assemblages 16. Certaines de ces grappes de commande 20 sont destinées à assurer la régulation du fonctionnement du coeur 2, par exemple en puissance ou en température, et sont dénommées grappes de contrôle. D'autres sont destinées uniquement à l'arrêt du réacteur 1 et sont dénommées grappes d'arrêt. Dans l'exemple représenté, le réacteur nucléaire 1 comprend 40 grappes de contrôle et 49 grappes d'arrêt. Les assemblages 16 surmontés d'une grappe de contrôle sont repérés par des hachures et ceux surmontés d'une grappe d'arrêt par des points sur la figure 2. Comme illustré par les figures 3 et 4, chaque assemblage 16 comprend de manière classique un faisceau de crayons de combustible nucléaire 24 et un squelette 26 de support des crayons 24. Le squelette 26 comprenant classiquement un embout inférieur 28, un embout supérieur 30, des tubes-guides 31 reliant les deux embouts 30 et 28 et destinés à recevoir des crayons des grappes de commande 20, et des grilles entretoises 32. La figure 4 montre la répartition des crayons de combustible nucléaire 24 dans un assemblage 16 selon l'exemple décrit. Les crayons de combustible nucléaire 24 et les tubes-guides 31 y forment un réseau à base carrée de 17 crayons de côté. L'assemblage 16 comprend ainsi par exemple 24 tubes-guides 31 et 265 crayons de combustible nucléaire 24. Les noeuds du réseau sont de préférence occupés chacun par un crayon de combustible nucléaire 24, par un tube-guide 31, et éventuellement par un tube d'instrumentation 29 qui remplace un crayon de combustible nucléaire 24 au centre de l'assemblage 16. Ainsi, tous les noeuds du réseau sont occupés soit par un crayon de combustible nucléaire 24, un tube d'instrumentation 29 ou un tube-guide 31 et les assemblages 16 ne comportent donc pas de trou d'eau dans leur réseau. Comme illustré par la figure 5, chaque crayon de combustible 24 comprend de manière classique, une gaine 33 sous forme d'un tube fermé par un bouchon inférieur 34 et un bouchon supérieur 35. Le crayon 24 renferme le combustible nucléaire conditionné par exemple sous forme d'une série de pastilles 36 empilées dans la gaine 33 et prenant appui contre le bouchon inférieur 34. Un ressort de maintien 39 est disposé dans le tronçon supérieur de la gaine 33 pour prendre appui sur le bouchon supérieur 35 et sur la pastille 36 supérieure. Les pastilles 36 peuvent comporter des évidements 37 en forme de calottes sphériques. De préférence, ces pastilles 36 sont néanmoins pleines et ne comportent donc pas, par exemple, de passage traversant leur conférant une forme annulaire. Classiquement, la gaine 33 est en alliage de zirconium. Selon un mode de réalisation de l'invention, le combustible nucléaire utilisé dans tous les crayons 24 des assemblages 16 est un même combustible MOX. Tous les crayons 24 ont donc la même composition isotopique et une même teneur massique nominale en Pu. Ainsi, hormis les différences résultant nécessairement de la fabrication, tous les crayons 24 ont exactement la même teneur massique en Pu. Cette teneur massique est définie comme étant le rapport entre la masse totale (Pu+Am) dans le combustible nucléaire et la masse totale des isotopes lourds (U+Pu+Am), en pour-cent. De manière conventionnelle, cette teneur est actuellement inférieure à une teneur limite de 13 % et par exemple égale à environ 7 % ou 10 %. Pour une composition isotopique donnée, les incertitudes résultant de la fabrication peuvent conduire à des différences relatives de teneurs D inférieures à 5% en valeur absolue, la différence relative D étant définie par : (teneur réelle - teneur nominale) teneur nominale De préférence, aucun crayon 24 ne contient de poison neutronique consommable, tels que des oxydes de terres rares par exemple, hormis les impuretés inévitables résultant de la fabrication. Un espace 38 d'expansion des gaz produits lors de l'irradiation du combustible nucléaire est délimité à l'intérieur de la gaine 33 par le combustible nucléaire, le bouchon inférieur 34, le bouchon supérieur 35 et le ressort 39. Les espaces d'expansion 38 ont de préférence des volumes V qui sont ajustés pour tenir compte du dégagement plus important de gaz lors de l'irradiation du combustible MOX par rapport à un combustible UO2 qui serait irradié dans les mêmes conditions. Par ailleurs, des mesures spécifiques peuvent être prises afin d'accroître le volume des espaces d'expansion 38 telles que l'utilisation de cales ou la présence de bouchons inférieurs 34 de forme spécifique tels que décrits dans FR-2 864 322. Le coeur 2 a de préférence une puissance nominale linéique PNlin inférieure à 175 W/cm et de préférence encore inférieure à 170 W/cm. La puissance nominale linéique est définie par : PNlin = PN N*H où PN est la puissance nominale du coeur 2, N le nombre de crayons de combustible nucléaire 24 présents dans le coeur 2 et H la hauteur de combustible nucléaire (encore dénommée hauteur de colonne fissile), c'est-à-dire la hauteur de l'empilement de pastilles 36 (voir fig. 5). La figure 6 illustre la structure d'une grappe de commande 20. Cette grappe de commande 20 comporte des crayons absorbants 40 et une araignée 42 assurant le support et le maintien des crayons absorbants 40 sous la forme d'un faisceau dans lequel les crayons absorbants 40 sont parallèles entre eux et positionnés latéralement suivant le même réseau que celui des tubes-guides 31 de l'assemblage 16 correspondant. L'araignée 42 comporte par exemple un pommeau 44 permettant de raccorder la grappe de commande 20 au mécanisme de déplacement 22 correspondant et des ailettes 45 solidaires du pommeau 44 sur chacune desquelles sont fixés un ou plusieurs crayons absorbants 40. Le crayon absorbant 40 représenté sur la figure 6 comporte un tube 46 renfermant un empilement de pastilles 48 en carbure de bore B4C. Le tube 46 est fermé, à son extrémité supérieure, par un bouchon 50 et, à son extrémité inférieure, par un bouchon 52 en forme d'ogive. Le tube 46 et les bouchons 50 et 52 sont par exemple réalisés en acier et ont éventuellement été soumis à un traitement contre l'usure tels qu'une nitruration, une oxydation... L'empilement de pastilles 48 en B4C est maintenu à l'intérieur du tube 46 par un ressort ou tout autre dispositif bloquant 54. Dans l'exemple représenté, l'extrémité inférieure de la colonne de pastilles 48 est en appui, par l'intermédiaire d'une entretoise 56, sur le bouchon inférieur 52. L'entretoise 56 peut par exemple être réalisée en alliage Argent-Indium-Cadmium (AIC). Les bouchons supérieur 50 et inférieur 52 ont été soudés au tube 46, par exemple, par un faisceau laser, faisceau d'électrons, TIG, friction ou résistance. Le bore contenu dans les pastilles 48 est enrichi en bore 10, par exemple à une teneur atomique supérieure à 30%, de préférence encore supérieure à 40 %, et par exemple de 50%. Dans une variante préférée, le réacteur 1 comprend une installation auxiliaire 62 de refroidissement illustrée par la figure 7. Cette installation auxiliaire 62 sert notamment au refroidissement du coeur 2 lorsqu'il est à l'arrêt, au refroidissement des piscines d'entreposage ou de stockage du combustible.... L'installation de refroidissement 62 permet de relier thermiquement des éléments 64 du réacteur 1, dont un seul est représenté sur la figure 7, à une source froide 66. L'élément 64 peut être par exemple la piscine du bâtiment combustible, une pompe, une barrière thermique.... La source froide 66 peut être constituée par exemple par un cours d'eau ou la mer ou un aéroréfrigérant. L'élément 64 et la source froide 66 sont reliés thermiquement dans l'exemple représenté par un circuit extérieur 68 qui est par exemple le circuit dit d'eau brute de sauvegarde ou encore SEC, un circuit intermédiaire 70 qui est par exemple le circuit dit de refroidissement intermédiaire ou RRI et un circuit intérieur 72, les circuits 68, 70 et 72 sont mis en relation thermique les uns les autres par des échangeurs de chaleur 74 qui sont de préférence des échangeurs à plaques. Le réacteur nucléaire décrit ci-dessus a donc un coeur 2 qui est chargé à 100% en combustible MOX, de sorte que la quantité de plutonium consommée par un tel coeur 2 est supérieure à celle consommée par les réacteurs de l'état antérieur de la technique. L'utilisation d'une teneur unique en plutonium permet, lorsque l'on compare avec des assemblages MOX zonés selon l'état de la technique, de charger plus de plutonium dans le coeur 2 et/ou de garantir une marge supplémentaire par rapport à la teneur limite autorisée. Du fait de la teneur homogène en plutonium au sein du coeur 2 et de la lente décroissance de la réactivité du combustible MOX en fonction de l'irradiation, la dispersion radiale de la puissance linéique autour de la valeur moyenne est faible et la puissance est donc bien homogène radialement au sein du coeur 2. On constate également une plus grande stabilité de la distribution axiale de la puissance dans le coeur 2 ainsi qu'une plus grande stabilité du coeur 2 vis-à-vis des variations de température. Grâce à la faible puissance nominale linéique PNlin, le réacteur 1 autorise des taux de combustion (en anglais burn-up) et des durées de cycle d'irradiation accrus, ce qui permet d'accroître encore les performances du combustible MOX utilisé et de les amener au niveau de celles de combustible UO2 avec un enrichissement en uranium 235 équivalent à 4,95% dans un coeur 100% UO2. Ainsi, le taux de combustion autorisé pour les assemblages 16 du coeur 2 décrit ci-dessus peut être supérieur à 50 GWj/t voire 60 GWj/t. Ces performances peuvent être obtenues en ajustant les volumes V des espaces d'expansion 38 pour tenir compte des caractéristiques du combustible MOX, seul présent dans le coeur 2, sans qu'il soit nécessaire de prendre en compte des caractéristiques d'un autre combustible comme dans l'état de la technique. Il est à noter que cette puissance linéique faible va à l'encontre de la tendance actuelle à augmenter cette puissance. L'absence de crayons d'eau dans les assemblages 16 permet également d'avoir une structure totalement analogue à celle d'assemblages UO2, ce qui permet encore de réduire les coûts associés au coeur 2 grâce à une plus grande standardisation. L'utilisation d'une teneur unique en plutonium permet également de réduire les coûts grâce à une plus grande standardisation et l'absence de poisons neutroniques évite des mesures spécifiques et coûteuses de fabrication et de retraitement. Dans certaines variantes, la teneur massique nominale en plutonium et/ou les compositions isotopiques du combustible nucléaire pourront varier d'un assemblage 16 à l'autre. Dans ces variantes, ces teneurs différentes ne sont pas nécessairement équivalentes et la composition isotopique du combustible des assemblages 16 considérés peut même être identique. Grâce à l'enrichissement en bore 10 du bore contenu dans les grappes de commande 20 et du bore soluble introduit dans le circuit primaire 7, les marges d'arrêt et les critères de sûreté peuvent être plus facilement respectés malgré le comportement neutronique spécifique du combustible MOX, notamment son spectre neutronique. La concentration totale en bore dans le circuit primaire 7 reste ainsi acceptable vis-à-vis des spécifications de la chimie du circuit primaire 7 et il n'y a pas de risque de cristallisation. L'utilisation d'échangeurs à plaques 74 dans l'installation auxiliaire de refroidissement 62 permet en outre, si nécessaire, de compenser la chaleur résiduelle plus importante du combustible MOX. Ainsi, le coeur 2 présente des marges de fonctionnement et de sûreté accrues dans les situations normales et accidentelles de l'exploitation du réacteur 1 et permet de consommer plus de plutonium avec une efficacité accrue. Pour atteindre les meilleures performances, il convient d'utiliser une puissance nominale linéique du coeur faible, de ne pas avoir de trou d'eau dans les assemblages 16, de ne pas avoir de poison neutronique dans les crayons de combustible nucléaire utilisés, d'utiliser du bore enrichi dans les grappes de commande 20 et dans les circuits d'alimentation en bore du circuit primaire 7, d'avoir des espaces d'expansion 38 de volume optimisé et d'utiliser, si nécessaire des échangeurs à plaques 74, comme décrit ci-dessus. Cela étant, dans certaines variantes, toutes ces caractéristiques ou l'une ou l'autre peuvent être absentes. A titre d'exemple, plutôt qu'un enrichissement en bore 10 du B4C contenu dans les grappes on peut utiliser par exemple un nombre de grappes de commande 20 plus important. De même les assemblages 16 peuvent avoir des structures et/ou des caractéristiques différentes de celles décrites ci-dessus et notamment comprendre un nombre de crayons de combustible nucléaire 24 différents. Les grappes de commande 20 décrites précédemment peuvent également être utilisées dans des réacteurs dont les coeurs sont chargés classiquement, c'est-à-dire avec des assemblages MOX classiques et/ou des assemblages UO2. Enfin, le réacteur 1 décrit ci-dessus peut démarrer avec un coeur 2 chargé à 100% en assemblages UO2 ou chargé d'assemblages UO2 et MOX et passer progressivement à un coeur 2 tel que décrit précédemment et réciproquement. REVENDICATIONS1. Grappe de commande (20) pour réacteur nucléaire à eau pressurisée comportant une araignée (42) et des crayons absorbants (40) portés par l'araignée, les crayons absorbants (40) comprenant du bore, caractérisé en ce que le bore est enrichi en bore 10. 2. Grappe selon la revendication 1, dans laquelle le bore est enrichi en bore 10 à une teneur atomique supérieure à 30 %. 3. Grappe selon la revendication 2, dans laquelle le bore est enrichi en bore 10 à une teneur atomique supérieure à 40 %. 4. Grappe selon l'une quelconque des revendications précédentes, la grappe comprenant, en outre, des crayons inertes. 5. Réacteur nucléaire (1) à eau pressurisée comprenant un coeur (2) renfermant des assemblages (16) de combustible nucléaire, le réacteur comprenant en outre au moins une grappe de commande (20) selon l'une quelconque de revendications précédentes. 6. Réacteur selon la revendication 5, dans lequel tous les assemblages (16) ne comportent, avant irradiation, que des crayons (24) de combustible nucléaire exclusivement à base d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium, et dans lequel, pour chaque assemblage (16), les crayons de combustible nucléaire (24) ont une même composition isotopique de combustible nucléaire et une même teneur massique nominale en plutonium. 7. Réacteur selon la revendication 6, dans lequel le combustible nucléaire ne contient pas de poison neutronique consommable, hormis les impuretés inévitables résultant de la fabrication. 8. Réacteur selon la revendication 6 ou 7, dans lequel chaque assemblage (16) comprend, en plus des crayons de combustible nucléaire (24), des tubes-guides (31) de réception de crayons (40) de grappe de commande (20) et éventuellement un tube d'instrumentation (29), les tubes guides (31), les crayons de combustible nucléaire (24) et l'éventuel tube d'instrumentation (29) occupant tous les noeuds d'un réseau régulier. 9. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 5 à 8, dans lequel la puissance nominale linéique du coeur (2) est inférieure à 175 W/cm. 10. Réacteur selon la revendication 9, dans lequel la puissance nominale linéique du coeur (2) est inférieure à 170 W/cm. 11. Réacteur selon l'une quelconque des revendications 5 à 10, le réacteur comprenant un circuit primaire (7) pour faire circuler un fluide de réfrigération et de modération dans le coeur (2), le circuit primaire comprenant des moyens d'introduction de bore soluble enrichi en bore 10 dans le fluide de réfrigération et de modération. 12. Réacteur selon la revendication 11, dans lequel le bore soluble est enrichi en bore 10 à une teneur atomique supérieure à 40 %. 13. Réacteur selon l'une des revendications 5 à 12, dans lequel le combustible nucléaire est conditionné sous forme de pastilles pleines (36) contenues dans les crayons de combustible nucléaire (24). 14. Réacteur selon l'une des revendications 5 à 13, le réacteur ayant une installation auxiliaire de refroidissement (62), laquelle installation auxiliaire de refroidissement (62) comprend au moins un échangeur de chaleur à plaques (74) pour mettre en relation thermique un élément (64) du réacteur (1) et une source froide (66). 15. Réacteur selon l'une des revendications 5 à 14, dans lequel les crayons de combustible nucléaire (24) de tous les assemblages (16) ont une même composition isotopique de combustible nucléaire et une même teneur massique nominale en plutonium.