FR 2954848 A1 20110701 FR 1061279 A 20101227 CîUR DE RÉACTEUR Â EAU LÉGÈRE ET ASSEMBLAGE COMBUSTIBLE ARRIERE-PLAN DE L'INVENTION (Domaine Technique) La présente invention concerne un coeur d'un réacteur à eau légère et un assemblage combustible et, plus particulièrement, un coeur d'un réacteur à eau légère et un assemblage combustible de préférence appliqués à un réacteur à eau bouillante. (Arrière-Plan de la Technique) Quand un nucléide actinide ayant de nombreux isotopes brûle dans un coeur dans un état où il est enrichi en un matériau combustible nucléaire dans des assemblages combustibles chargés dans un coeur d'un réacteur à eau légère, le nucléide actinide opère un transfert successivement parmi les isotopes par réaction nucléaire telle qu'une capture de neutrons et une fission nucléaire. Dans le nucléide actinide, comme sont présents un noyau de nombre impair qui a une large section 20 transversale de fission nucléaire vis-à-vis d'une résonance et des neutrons thermiques, et un noyau de nombre pair qui subit une fission uniquement pour des neutrons rapides, en général, la composition isotopique des nucléides actinides incorporés dans l'assemblage 25 combustible changent fortement quand les nucléides 2 actinides brûlent. On sait que ce changement de composition isotopique dépend du spectre d'énergie des neutrons à la position où l'assemblage combustible est chargé dans le cœur. Les réacteurs à eau légère actuels utilisent de l'uranium légèrement enrichi en tant que combustible nucléaire. Toutefois, comme les ressources naturelles d'uranium sont limitées, il est nécessaire de remplacer successivement les assemblages combustibles utilisés dans le réacteur à eau légère avec des assemblage combustibles de recyclage comprenant un matériau combustible nucléaire qui est formé par enrichissement d'uranium appauvri, qui est un résidu de l'enrichissement de l'uranium, de l'uranium naturel, du thorium, ou de l'uranium dégradé avec le nucléide trans-uranique (appelé ci-après TRU) extrait des assemblages combustibles usés du réacteur à eau légère. En outre, l'uranium appauvri, l'uranium naturel, le thorium, l'uranium dégradé et le TRU sont appelés collectivement matériau combustible nucléaire. L'assemblage combustible ayant le matériau combustible nucléaire est chargé dans le cœur du réacteur à eau légère. Il est souhaitable que 1'U-233 nouvellement généré par l'absorption de neutrons par le TRU et le thorium soit recyclé en tant que ressource utile sur une très longue période durant laquelle un réacteur commercial est prédit comme étant nécessaire et, durant la période, les quantités de TRU et d'U-233 augmentent ou soient maintenues presque constantes. Dans le réacteur à eau légère représentant la plupart des réacteurs du commerce actuels, la technologie de réalisation d'un réacteur surrégénérateur pour augmenter ou maintenir presque constante la quantité de Pu fissile pendant que le matériau combustible nucléaire 3 brûle, est décrite dans le brevet japonais 3428150 (brevet US N° 5 812 621) et R. TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, septembre 1995, page 938. Dans le réacteur à eau légère représentant le réacteur surrégénérateur décrit dans le brevet japonais 3428150 et R. TAKEDA et al., Froc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, septembre 1995, page 938, une pluralité d'assemblages combustibles, chacun ayant une coupe en section transversale hexagonale, sont disposés dans le coeur, chaque assemblage combustible étant formé par agencement étroit d'une pluralité de barres de combustible dans une grille triangulaire. Dans le coeur de ce réacteur à eau légère, la quantité d'eau autour des barres de combustible est diminuée du fait de l'agencement étroit des barres de combustible, et donc les proportions des neutrons à énergie de résonance et des neutrons à énergie rapide sont augmentées. De plus, la hauteur d'une section de combustible de type oxyde mixte du TRU est réduite, et des zones de couverture chargées d'uranium appauvri sont disposés sur et sous la partie brûlant l'oxyde mixte de façon à maintenir un coefficient de vide négatif, ce qui est un critère de sécurité. Le cœur est formé de deux étages empilés par application du concept d'un coeur parfait décrit dans G. A. Ducat et al., "Evaluation of the Parfait Blanket Concept for Fast Breeder Reactors", MITNE-157, janvier 1974, si bien qu'un rapport de surrégénération de 1 ou plus est assuré, en maintenant les économies. Pour recycler le TRU, le retraitement du combustible usé est indispensable. Etant donné le risque que le TRU 4 consommé soit détourné vers des armes de destruction massive, il y a eu une demande croissante de non-prolifération nucléaire et, par conséquent, les restrictions sur le recyclage du TRU sont devenues sévères. En outre, il est certain qu'un système générant de l'électricité supérieur à un réacteur à fission va être mis en utilisation pratique un jour ou l'autre dans le futur. A ce moment, la valeur du TRU diminuera d'un combustible très utile, équivalent à l'uranium enrichi, à un matériau de déchet encombrant de longue vie. Par conséquent, afin de propager largement dans le monde un réacteur à eau légère utilisant de l'uranium en tant que combustible nucléaire, la préparation d'un procédé de mise au rebut du TRU restant dans le combustible nucléaire usé, c'est-à-dire un réacteur brûleur de TRU pour fissionner le TRU en un produit de fission, constitue un objet extrêmement important dans le développement de l'énergie nucléaire. La demande de brevet mise à l'inspection publique N° 2008-215818 et R. TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 2007, page 1725, proposent un réacteur surrégénérateur à eau légère pour maintenir presque constante la composition isotopique du TRU et recycler le TRU et le réacteur brûleur de TRU pour permettre au TRU d'être fissionné afin de réaliser des recyclages multiples pour une exécution répétée du recyclage dans le but de réutiliser le TRU obtenu par retraitement du combustible nucléaire usé sous forme de combustible nucléaire neuf. Le réacteur surrégénérateur à eau légère a un cœur pour recycler le combustible nucléaire dans un état où la quantité de TRU est maintenue constante ou est augmentée, et charger les assemblages combustibles en augmentant la résistance à l'épuisement et la prolifération nucléaire. Le réacteur brûleur de TRU est un réacteur nucléaire pour 5 successivement amasser le TRU tout en diminuant le TRU récupéré par retraitement du combustible nucléaire par fission nucléaire et en permettant la fission de tout le TRU sauf le dernier coeur afin d'empêcher le TRU de devenir un matériau de déchet radioactif de longue vie, quand le réacteur à eau légère aura atteint le temps d'achèvement de sa mission. Le réacteur à eau légère décrit dans R. TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, septembre 1995, page 938 et R. TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 2007, page 1725, pour recycler les TRU récupérés à partir du combustible nucléaire usé, afin de satisfaire aux critères de conception concernant les transitoires anormaux et les accidents, maintient constante la quantité de TRU avec une marge de sécurité suffisante, utilise efficacement les TRU sous forme de combustible ensemencé, et brûle tout l'uranium appauvri, et par conséquent réalise une fourniture d'énergie stable sur le long terme. En outre, un tel réacteur de recyclage peut être réalisé de manière à permettre à tous les TRU de fissionner et à empêcher les TRU de devenir un matériau de déchet de longue vie quand le réacteur à fission nucléaire aura terminé sa mission et donc que les TRU deviendront inutiles. Liste des citations Littérature de brevet 6 Littérature de brevet 1 : brevet japonais 3428150 Littérature de brevet 2 : demande de brevet japonais mise à l'inspection publique N° 2008-215818 Littérature non brevet Littérature non brevet 1 : R. TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, septembre 1995, page 938 Littérature non brevet 2 . G. A. Ducat et al., 10 "ÉVALUATION OF THE PARFAIT BLANKET CONCEPT FOR FAST BREEDER REACTORS", MITNE-157, janvier 1974 Littérature non brevet 3 : R. TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 15 2007, page 1725 Littérature non brevet 4 . W. S. Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000 MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL' 07 Boise, USA, septembre 2007, page 52 Résumé de l'Invention 20 Problème technique En outre, dans la propagation des réacteurs à eau légère, de gros défauts sont l'inquiétude qu'un TRU nouvellement produit par le réacteur à eau légère devienne un matériau de déchet radioactif de longue vie, 25 et le risque que le TRU soit détourné vers des armes de destruction massive. Ce mouvement commence à insister sur la volonté d'éliminer au final les défauts de la propagation des réacteurs à eau légère, en établissant une technologie consistant à réduire autant que possible 30 le nombre d'assemblages combustibles usé jusqu'à un petit nombre, en permettant au TRU provenant d'un réacteur à eau légère de fissionner quand même et en répétant le recyclage dans un état de composition isotopique correspondant à une résistance élevée à la non-prolifération nucléaire, avant que le TRU remplisse le rôle d'un combustible ensemencé pour permettre la fission d'uranium appauvri dans un but de fourniture d'énergie stable sur le long terme. Et il est davantage préférable que cette technologie puisse être mise en oeuvre uniquement par changement des assemblages combustibles dans le réacteur à eau légère actuellement en service. Ces dernières années, on observe un mouvement ayant pour concept de rendre sévère la sécurité des réacteurs nucléaires. Par exemple, on a besoin d'un coeur ayant un potentiel de sécurité plus important, avec une marge de sécurité capable de répondre suffisamment à un accident (transitoires sans chute de barres, ATWS) au-delà des limites des critères de conception d'un événement composite, par exemple quand toutes les barres de commande ne peuvent pas être insérées lorsque le débit du coeur est soudainement réduit pour une raison quelconque. Par conséquent, les inventeurs ont supposé un état où le coeur dans sa globalité est rempli de vapeur (un état où le cour tout entier devient vide à 100 %), qui est le cas considéré comme étant le plus grave, et ont examiné une amélioration supplémentaire de la marge de sécurité intrinsèque du réacteur à eau légère. Même si le coeur tout entier devient vide à 100 %, une réactivité positive est appliquée au cour. L'application de la réactivité positive doit être évitée, et la marge de sécurité intrinsèque du réacteur à eau légère doit être encore davantage améliorée. Un objet de la présente invention consiste à mettre à disposition un cour d'un réacteur à eau légère et un assemblage combustible capables d'améliorer encore davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement 2954848 s économique du combustible du réacteur à eau légère. Solution au problème Une caractéristique de la présente invention pour atteindre l'objet ci-dessus est un cœur dans lequel une 5 zone de matériau combustible nucléaire ayant un matériau combustible nucléaire contenant des nucléides transuraniques est formée dans le cœur et un élément absorbant les neutrons est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire ayant une hauteur située dans la 10 plage allant de 20 cm à 250 cm. Dans le cœur dans lequel est formée la zone de matériau combustible nucléaire ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, même si le cœur dans son entier passe dans un état de vide à 100 pour 15 une raison quelconque durant le fonctionnement du réacteur à eau légère, l'élément absorbant les neutrons disposé au--dessus de la zone de matériau combustible nucléaire absorbe les neutrons qui fuient depuis la zone de matériau combustible nucléaire parce que la quantité 20 de neutrons qui fuient de la zone de matériau de combustible nucléaire est importante. Par conséquent, même si le cœur dans son entier passe dans un état de vide à 100 °s, une réactivité positive n'est pas appliquée à la zone de matériau combustible nucléaire parce que les 25 neutrons qui ont fui, qui sont renvoyés vers la zone de matériau combustible nucléaire en étant réfléchis sur un élément constitutif existant à l'extérieur de la zone de matériau combustible nucléaire, sont présents en une quantité extrêmement réduite. Par conséquent, la marge de 30 sécurité intrinsèque du réacteur à eau légère peut être améliorée, et donc la marge de sécurité peut être améliorée davantage sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. La zone où le matériau combustible nucléaire est agencé dans le coeur est une zone de matériau combustible nucléaire. La hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est identique à la longueur de combustible actif d'un assemblage combustible. L'objet ci-dessus peut aussi être atteint par le fait que, dans chaque barre de combustible incorporée dans l'assemblage combustible chargé dans le coeur, le diamètre extérieur d'un collecteur formé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire contenant un nucléide trans-uranique de la barre de combustible est de 3 mm ou plus, et est inférieur au diamètre extérieur de la barre de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire. La longueur du collecteur est située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm. Le diamètre extérieur de la partie du collecteur de la barre de combustible dont la longueur est située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm est de 3 mm ou plus et est inférieur au diamètre extérieur de la barre de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire, si bien que, même quand il se produit un événement composite au-delà des critères de conception (premier accident au-delà d'un accident technique théorique, qui sera décrit plus loin) tel que le débit du cœur est soudainement réduit pour une raison quelconque durant le fonctionnement du BWR, et toutes les barres de commande ne peuvent pas être insérées dans le coeur, la quantité des neutrons qui ont fui, qui sont renvoyés vers la zone de matériau combustible nucléaire par réflexion sur un élément constitutif afin de se démarquer du collecteur, est réduite. Par conséquent, même quand le premier accident au-delà d'un accident technique théorique se produit, le coefficient de vide devient négatif en raison de la sécurité intrinsèque du BWR, si bien que, par le fonctionnement d'un système d'injection de coeur haute pression, la puissance du réacteur est automatiquement réduite jusqu'à une puissance telle que les barres de combustible puissent être refroidies, et la marge de sécurité du coeur est augmentée. En outre, le volume du collecteur est augmenté, si bien que la santé de la barre de combustible est améliorée. Par conséquent, la marge de sécurité peut être davantage améliorée sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. L'objet ci-dessus peut aussi être atteint par le fait que, dans la zone de matériau combustible nucléaire dans le coeur, une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure où existe du matériau combustible nucléaire contenant des nucléides trans-uraniques, une zone de couverture interne, une zone fissile inférieure où existe du matériau combustible nucléaire contenant des nucléides trans-uraniques, et une zone de couverture inférieure, sont formées dans cet ordre depuis le dessus dans la direction axiale du coeur, et le taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile inférieure devient supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans- uraniques dans la zone fissile supérieure. La marge thermique dans la zone fissile inférieure est réduite et la marge thermique dans la zone fissile supérieure est augmentée parce que le taux de plutonium fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure. Comme la fraction de vide dans la zone fissile supérieure est supérieure à la fraction de vide dans la zone fissile inférieure, le degré d'augmentation de la marge thermique dans la zone fissile supérieure devient supérieur au degré de diminution de la marge thermique dans la zone fissile inférieure, et donc, dans le cœur pris dans sa totalité, la marge thermique est augmentée. Par conséquent, la marge de sécurité du réacteur à eau légère peut être améliorée davantage sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère, étant donné que le taux de plutonium fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, parce que la marge thermique est augmentée et la marge de sécurité est augmentée, comme mentionné ci-dessus. Une autre caractéristique est qu'une pluralité d'assemblages combustibles contenant des nucléides transuraniques qui ont des fréquences de recyclage différentes sont chargés dans le coeur, et, parmi les assemblages combustibles, une pluralité d'assemblages combustibles contenant des nucléides trans-uraniques ayant les plus petites fréquences de recyclage sont disposés dans une région centrale du coeur et, entre la région centrale et la région de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages combustibles contenant des nucléides transuraniques ayant les plus grandes fréquences de recyclage sont disposés sur le côté de la région de couche la plus extérieure du coeur. En formant le coeur en disposant les assemblages combustibles comme mentionné ci-dessus sur la base de la fréquence de recyclage des nucléides trans-uraniques se trouvant dans les assemblages combustibles, on peut diminuer le nombre d'assemblages combustibles usés. A savoir, en disposant les assemblages combustibles contenant des nucléides trans-uraniques ayant les fréquences de recyclage plus grandes, parmi la pluralité d'assemblages combustibles chargés dans le coeur, sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du cœur, même si le coeur dans son entier passe à un état de vide de 100 %, le décalage de la distribution d'énergie dans la direction radiale vers la région centrale du coeur peut être modéré, et le nombre d'assemblages combustibles usés peut être réduit. Le retraitement du combustible nucléaire est effectué pour le combustible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du réacteur nucléaire. Les nucléides trans-uraniques se trouvant dans le combustible nucléaire usé sont récupérés par le retraitement de combustible nucléaire pour le combustible nucléaire usé et, en utilisant les nucléides trans-uraniques récupérés, on fabrique un assemblage combustible frais. L'assemblage combustible frais est chargé dans le coeur du réacteur nucléaire, durant un nombre de cycles de fonctionnement prédéterminé, est utilisé dans le réacteur nucléaire, et ensuite est retiré du réacteur nucléaire sous la forme d'un assemblage combustible usé. Le retraitement du combustible nucléaire est effectué pour le combustible nucléaire usé se trouvant dans cet assemblage combustible usé retiré, et les nucléides trans-uraniques sont récupérés. Comme mentionné ci-dessus, les nucléides trans-uraniques sont recyclés et utilisés. La fréquence de recyclage d'un nucléide trans-uranique est la fréquence à laquelle le nucléide trans-uranique est récupéré à partir du combustible nucléaire usé par le retraitement de 13 combustible nucléaire, est incorporé dans un assemblage combustible frais, et est utilisé dans le réacteur nucléaire. {Al) Dans le coeur du réacteur à eau légère dans lequel est chargée une pluralité d'assemblages combustibles ayant le matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes d'un nucléide transuranique, comprenant la zone de matériau combustible nucléaire, dont la hauteur est située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, comprenant un matériau combustible nucléaire, la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire étant située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, et où l'élément absorbant les neutrons est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire, on va expliquer ci-dessous des arrangements davantage préférables. (A2) De préférence, dans le paragraphe Al susmentionné, il est souhaitable que l'assemblage combustible ait un élément de support de combustible inférieur pour supporter chaque partie d'extrémité inférieure d'une pluralité de barres de combustible formant en interne la zone de matériau combustible nucléaire, et un élément de support de combustible supérieur pour supporter chaque partie d'extrémité supérieure de la pluralité de barres de combustible, le collecteur étant formé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire dans chacune des barres de combustible, et les éléments absorbant les neutrons étant disposés sous l'élément de support de combustible supérieur. {A3) De préférence, dans le paragraphe A2 susmentionné, il est souhaitable que les éléments absorbant les neutrons soient disposés entre les 14 collecteurs mutuels des barres de combustible voisines. (A4) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes Al à A3 susmentionnés, il est souhaitable que la longueur des éléments absorbant les neutrons dans la direction axiale du cœur soit située dans la plage allant de 20 mm à 700 mm, et que la distance entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité inférieure des éléments absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 230 à 500 nm. (A5) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes Al à A4 susmentionnés, il est souhaitable que les surfaces en coupe transversale totales de tous les éléments absorbant les neutrons soient situées dans la plage allant de 10 à 50 % de la surface. en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles. (A6) De préférence, dans le paragraphe Al susmentionné, il est souhaitable qu'un autre élément absorbant les neutrons soit disposé sous la zone de matériau combustible nucléaire. (A7) De préférence, dans les paragraphes A2 ou A3 susmentionnés, il est souhaitable qu'une zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons soit formée sous la zone de matériau combustible nucléaire dans les barres de combustible. (AS) De préférence, dans le paragraphe A7 susmentionné, il est souhaitable que la longueur de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons dans la direction axiale du coeur (ou de l'assemblage combustible) soit située dans la plage allant de 10 mm à 150 mm. (A9) De préférence, dans les paragraphes A7 ou A8 susmentionnés, il est souhaitable que le diamètre extérieur de la partie faisant face à la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons de la barre de combustible soit supérieur au diamètre extérieur d'une partie de la zone de matériau combustible nucléaire de la barre de combustible et que l'intervalle entre les surfaces extérieures mutuelles des parties faisant face à la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons des barres de combustible voisines soit situé dans la plage de 1,3 mm et plus. (A10) De préférence, dans les paragraphes A2 ou A3 susmentionnés, il est souhaitable que le diamètre extérieur d'une partie du collecteur de la barre de combustible soit inférieur au diamètre extérieur de la partie de la zone de matériau combustible nucléaire de la barre de combustible et soit situé dans la plage de 3 mm et plus, et que la longueur du collecteur dans la direction axiale du coeur (ou de l'assemblage combustible) soit située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm. (A11) De préférence, dans les paragraphes A2 ou A3 susmentionnés, il est souhaitable que les collecteurs comprennent une première région et une deuxième région disposée au-dessus de la première région, que le diamètre extérieur d'une partie de la première région de la barre de combustible soit inférieur au diamètre extérieur d'une partie de la zone de matériau combustible nucléaire de la barre de combustible, que le diamètre extérieur d'une partie de la deuxième région de la barre de combustible soit inférieur au diamètre extérieur de la partie de la zone de matériau combustible nucléaire de la barre de combustible et soit supérieur au diamètre extérieur de la partie de la première zone, et que l'élément absorbant les neutrons soit disposé entre l'extrémité inférieure de la deuxième région et l'extrémité supérieure de la zone 16 de matériau combustible nucléaire. (Al2} De préférence, dans les paragraphes A2 ou A3 susmentionnés, il est souhaitable que les collecteurs comprennent la première zone et la deuxième zone disposée au-dessus de la première zone, que le diamètre extérieur des parties des barres de combustible dans la première zone soit supérieur au diamètre extérieur des parties des barres de combustible dans la deuxième zone et soit inférieur au diamètre extérieur des parties des barres de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire, et que les éléments absorbant les neutrons soient disposés au-dessus de l'extrémité supérieure de la première zone. (A13) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes Al à Al2 susmentionnés, il est souhaitable que l'élément absorbant les neutrons comprenne soit du bore soit du hafnium. (A14) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes A7 à A9 susmentionnés, il est souhaitable que la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons contienne soit du bore soit du hafnium. (A15) De préférence, dans le paragraphe Al susmentionné, il est souhaitable que la zone de matériau combustible nucléaire comprenne une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure, que la zone de couverture supérieure, la zone fissile supérieure, la zone de couverture interne, et la zone fissile inférieure soient disposées dans cet ordre dans la direction axiale du cœur, que la zone fissile supérieure et la zone fissile inférieure comprennent une pluralité d'isotopes, et, dans un état où des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents, que le taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile inférieure soit supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile supérieure. (A16) De préférence, dans le paragraphe A15 susmentionné, il est souhaitable que, dans un état où des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents, le total de la hauteur de la zone fissile IO inférieure et de la hauteur de la zone fissile supérieure soit situé dans la plage allant de 350 mm à 600 mm, et que la hauteur de la zone fissile supérieure soit située dans la plage allant de 1,1 fois à 2,1 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. 15 (A17) De préférence, dans les paragraphe A15 ou A16 susmentionnés, il est souhaitable que, dans un état où des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents, la moyenne de l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques 20 dans la zone fissile inférieure et de l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile supérieure soit située dans la plage allant de 16 % à 20 %, et que l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques 25 dans la zone fissile inférieure soit situé dans la plage allant de 1,05 fois à 1,6 fois l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile supérieure. (A18) De préférence, dans l'un quelconque des 30 paragraphes A15 à A17 susmentionnés, il est souhaitable que la zone de couverture inférieure soit disposée sous la zone fissile inférieure dans la zone de matériau combustible nucléaire. 18 (A19) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes Al à A18 susmentionnés, il est souhaitable que le taux de plutonium-239 parmi tous les nucléides trans-uraniques se trouvant dans la zone de matériau combustible nucléaire soit situé soit dans la plage allant de 40 % à 60 %, soit dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %. (A20) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes Al à A19 susmentionnés, il est souhaitable que la proportion de la surface en coupe transversale d'une pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale d'un treillis de barres de combustible unitaires soit située dans la plage allant de 30 % à 55 %. De préférence, il est souhaitable que les assemblages combustibles soient dotés de plusieurs barres de combustible, d'un élément de support de combustible inférieur pour supporter une partie d'extrémité inférieure de chacune des barres de combustible, d'un élément de support de combustible supérieur pour supporter une partie d'extrémité supérieure de chacune des barres de combustible, et d'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons, la pluralité de barres de combustible ayant en interne une zone de matériau combustible nucléaire, dans laquelle se trouve un matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques, à une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, et un collecteur formé au-dessus de la zone de matériau nucléaire, et les éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire, chacun des éléments susmentionnés de (A2) à (A20) pour le coeur du réacteur à eau légère de (A1) étant ajouté à l'assemblage combustible. Dans les assemblages combustibles, "l'état où les assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents" de (A15) à (A17) est changé en "l'état d'un épuisement de 0". (B1) Dans le coeur du réacteur à eau légère dans lequel est chargée une pluralité d'assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire, et dans une zone de matériau combustible nucléaire contenant le matériau combustible nucléaire, une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure sont disposées dans la direction axiale du coeur, dans cet ordre, et une pluralité d'isotopes de nucléides transuraniques sont présents dans la zone fissile supérieure et dans la zone fissile inférieure et, dans un état où sont présents des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0, la proportion de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile inférieure devient supérieure à la proportion de plutonium fissile parmi tous les nucléides transuraniques dans la zone fissile supérieure, on va expliquer ci-dessous des arrangements davantage préférables. (B2) De préférence, dans le paragraphe B1 susmentionné, il est souhaitable que, dans un état où des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents, le total de la hauteur de la zone fissile inférieure et de la hauteur de la zone fissile supérieure soit situé dans la plage allant de 350 mm à 600 mm, et que la hauteur de la zone fissile supérieure soit située dans la plage allant de 1,1 fois à 2,1 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. (B3) De préférence, dans les paragraphe B1 ou B2 susmentionnés, il est souhaitable que, dans un état oû des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents, la moyenne de l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile inférieure et de l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile supérieure soit située dans la plage allant de 16 % à 20 %, et que l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile inférieure soit situé dans la plage allant de 1,05 fois à 1,6 fois l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile supérieure. (B4) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes B1 à B3 susmentionnés, il est souhaitable que la zone de couverture inférieure soit disposée sous la zone fissile inférieure dans la zone de matériau combustible nucléaire. (B5) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes B1 à B4 susmentionnés, il est souhaitable que le taux de plutonium-239 parmi tous les nucléides transuraniques se trouvant dans la zone de matériau combustible nucléaire soit situé soit dans la plage allant de 40 % à 60 %, soit dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %. (B6) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes BI à B5 susmentionnés, il est souhaitable que la proportion de la surface en coupe transversale d'une pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale d'un treillis de barres de combustible unitaires soit située dans la plage allant de 30 % à 55 %. De préférence, il est souhaitable que l'assemblage 21 combustible soit doté de plusieurs barres de combustible, d'un élément de support de combustible inférieur pour supporter chaque partie d'extrémité inférieure de la pluralité des barres de combustible, d'un élément de support de combustible supérieur pour supporter chaque partie d'extrémité supérieure de la pluralité des barres de combustible, et d'éléments absorbant les neutrons, la pluralité de barres de combustible ayant en interne une zone de matériau combustible nucléaire, dans laquelle se trouve un matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques, et que la zone de matériau combustible nucléaire comprenne la zone de couverture supérieure, la zone fissile supérieure, la zone de couverture interne et la zone fissile inférieure, que la zone de couverture supérieure, la zone fissile supérieure, la zone de couverture interne, et la zone fissile inférieure soient disposées dans la direction axiale du coeur, dans cet ordre, que la zone fissile supérieure et la zone fissile inférieure comprennent la pluralité d'isotopes, et, dans un état d'épuisement de 0, que le taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile inférieure soit supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile supérieure, et que chacun des éléments (B2) à (B6) pour le coeur du réacteur à eau légère de (B1) soit ajouté à l'assemblage combustible. Dans les assemblages combustibles, "l'état où les assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents" de (B2) à (B3) est changé en "l'état d'un épuisement de 0". Effet avantageux_de l'invention Conformément à la présente invention, la marge de sécurité peut être améliorée sans nuire au rendement 22 économique du combustible du réacteur à eau légère. Brève Description des Dessins La Figure 1 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre la distance entre l'extrémité supérieure d'une zone de matériel de combustible nucléaire et l'extrémité inférieure d'un élément absorbant les neutrons, et la relation entre la distance et le coefficient de vide et la réactivité insérée quand le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 La Figure 2 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre la longueur. d'un élément absorbant les neutrons et la réactivité insérée quand le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, et la relation entre la longueur et la chute de pression dans une région existant entre l'extrémité supérieure d'une zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité supérieure d'un élément absorbant les neutrons. La Figure 3 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre la hauteur à partir de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire et la distribution de puissance dans la direction axiale du cœur, et la relation entre la hauteur et la distribution des fractions de vide dans la direction axiale du cœur. La Figure 4 est un dessin explicatif montrant une distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale dans une zone de réflecteur inférieure et la zone de matériau combustible nucléaire. La Figure 5 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre la proportion de surface en coupe transversale d'une zone de remplissage de matériau 23 absorbant les neutrons sous une zone de matériau combustible nucléaire par rapport à la surface en coupe transversale d'un treillis d'assemblages combustibles et la réactivité appliquée quand le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. La Figure 6 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre la longueur d'un collecteur et la réactivité insérée quand le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. La Figure 7 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le taux d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile supérieure par rapport à l'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile, et la hauteur de chaque zone. La Figure 8 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le taux d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile supérieure par rapport à l'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile inférieure, et le coefficient de vide, et la relation entre le taux et la réactivité appliquée quand le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. La Figure 9 est un dessin explicatif montrant la distribution de puissance d'un cœur dans la direction radiale. La Figure 10 est un dessin explicatif montrant l'agencement de chaque assemblage combustible contenant des TRU ayant des fréquences de recyclage différentes dans un cœur à l'équilibre d'un réacteur à eau légère. La Figure 11 est une vue en coupe longitudinale d'un réacteur à eau bouillante auquel est appliqué un cœur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 1, qui est un mode de réalisation préférable de la présente invention. La Figure 12 est une vue en coupe transversale du coeur représenté sur la Figure 11. La Figure 13 est une vue en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles représenté sur la S Figure 12. La Figure 14 est un dessin explicatif montrant un agencement d'assemblages combustibles dans un état de coeur à l'équilibre du coeur représenté sur la Figure 12. La Figure 15 est un dessin explicatif montrant la 10 distribution de calibre des orifices dans le coeur à l'équilibre représenté sur la Figure 14. La Figure 16 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre représenté sur la 15 Figure 14 dans la direction axiale du cœur et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile. La Figure 17 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible et une vue en coupe 20 prise le long de la ligne I-I de la Figure 13. La Figure 18 est une vue en coupe prise le long de la ligne II-II de la Figure 17. La Figure 19 est un dessin explicatif montrant la distribution d'enrichissement en Pu fissile en coupe 25 transversale d'une zone fissile supérieure de l'assemblage combustible représenté sur la Figure 17. La Figure 20 est un dessin explicatif montrant la distribution d'enrichissement en Pu fissile en coupe transversale d'une zone fissile inférieure de 30 l'assemblage combustible représenté sur la Figure 17. La Figure 21 est une vue en coupe transversale d'un assemblage combustible formant un autre mode de réalisation à la position d'agencement d'un élément absorbant les neutrons. La Figure 22 est une vue en coupe transversale d'un assemblage combustible formant un autre mode de réalisation à la position d'agencement d'un élément absorbant les neutrons. La Figure 23 est une vue en coupe transversale montrant un treillis d'assemblages combustibles dans un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 2 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 24 est un dessin explicatif montrant un agencement d'assemblages combustibles dans un état de coeur à l'équilibre d'un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 2. La Figure 25 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible et une vue en coupe prise le long de la ligne III-III de la Figure 23. La Figure 26 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre représenté sur la Figure 24 dans la direction axiale et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 27 est une vue en coupe prise le long de 25 la ligne IV-IV de la Figure 25. La Figure 28 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible chargé dans un cœur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 3 qui est un autre mode de réalisation de la présente 30 invention. La Figure 29 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible chargé dans un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 4 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 30 est une vue en coupe prise le long de la ligne V-V de la Figure 29. La Figure 31 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible chargé dans un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 5 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 32 est une vue en coupe transversale d'un treillis d'assemblages combustibles dans un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 6 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 33 est un dessin explicatif montrant un agencement d'assemblages combustibles dans un état de coeur à l'équilibre du coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 6. La Figure 34 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le cœur â l'équilibre représenté sur la Figure 33 dans la direction axiale et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 35 est une vue en coupe transversale montrant un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 7 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 36 est une vue en coupe transversale 30 montrant l'assemblage combustible représenté sur la Figure 35. La Figure 37 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation. 8 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, dans la direction axiale, et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 38 est un dessin explicatif montrant la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans chaque section transversale d'une zone fissile supérieure et d'une zone fissile inférieure de l'assemblage combustible représenté sur la Figure 37. La Figure 39 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible chargé dans le coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 9 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 40 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 10 qui est un autre mode de réalisation de l'invention, dans la direction axiale, et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 41 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre d'un réacteur â eau légère selon le mode de réalisation 11 qui est un autre mode de réalisation de l'invention, dans la direction axiale, et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 42 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage de TRU dans le mode de réalisation 11 et le poids du TRU évacué du réacteur en cours et ajouté à un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le cœur de chaque génération de recyclage de TRU et le poids du TRU dans un assemblage combustible usé. La Figure 43 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 11 et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans IO un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible usé. La Figure 44 est un diagramme caractéristique 15 montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 11 et le coefficient de vide, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide 20 de 100 %. La Figure 45 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 12 qui est un autre mode de 25 réalisation de la présente invention et le poids du TRU déchargé du réacteur en cours et ajouté à un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage de TRU et le poids du TRU incorporé dans un assemblage combustible 30 usé. La Figure 46 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 12 et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le cour de chaque génération de recyclage et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible usé. La Figure 47 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 12 et le coefficient de vide, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 ô. La Figure 48 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 13 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention et le poids du TRU déchargé du réacteur en cours et ajouté à un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le cour de chaque génération de recyclage de TRU et le poids du TRU incorporé dans un assemblage combustible usé. La Figure 49 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le cour de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 13 et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible usé. La Figure 50 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 13 et le 30 coefficient de vide, et la relation entre le cœur de chaque génération de recyclage et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 Description Détaillée des Modes de Réalisation Préférés Les inventeurs ont effectué diverses études afin de réaliser un réacteur à eau légère capable d'augmenter encore davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. En résultat, les inventeurs ont trouvé que, dans un coeur ayant une structure parmi l'une quelconque des cas suivants . (1) des éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire ayant du matériau combustible nucléaire existant dans le coeur et contenant des nucléides trans-uraniques, la zone de matériau combustible nucléaire ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, (2) le diamètre extérieur d'un collecteur formé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire et ayant une longueur située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm est de 3 mm ou plus et est inférieur au diamètre extérieur d'une barre de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire, et (3) la proportion de plutonium fissile (appelé ci-après Pu fissile) parmi la totalité des matériaux combustibles nucléaires dans une zone fissile inférieure devient supérieure à la proportion de plutonium fissile parmi la totalité des matériaux combustibles nucléaires dans une zone fissile supérieure, la marge de sécurité peut être augmentée davantage sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. 31 En outre, les inventeurs ont aussi étudié le recyclage multiple de matériau combustible nucléaire contenant des nucléides trans-uraniques. En résultat, les inventeurs ont nouvellement trouvé que (4) le nombre d'assemblages combustibles usé peut devenir inférieur à celui d'une pluralité d'assemblages combustibles ayant des fréquences de recyclage différentes des nucléides trans-uraniques, une pluralité d'assemblages combustibles contenant des nucléides trans-uraniques ayant la plus petite fréquence de recyclage sont disposés au niveau de la partie centrale du coeur et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages combustibles contenant des nucléides transuraniques ayant des fréquences de recyclage plus élevées sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur. Le matériau combustible nucléaire comprend des matériaux fissiles (U-235, Pu-239, etc.), et des matériaux fertiles {Th-232, U-238, etc.). La marge de sécurité est gérée par classification du niveau de sécurité en les trois stades suivants. Le niveau 1 est un incident technique théorique, le niveau 2 est un premier accident au-delà d'un accident technique théorique, et le niveau 3 est un deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique. L'incident technique théorique est un événement faisant l'objet d'un examen de sécurité (un transitoire anormal et un accident). Pour l'incident technique théorique, la sécurité intrinsèque du réacteur nucléaire et le système de sécurité ordinaire fonctionnent, et donc, pour un "transitoire anormal", il est nécessaire de dimensionner le réacteur de façon à pouvoir contrôler la réduction du MCPR (rapport de puissance critique minimal) dans la mesure où la barre de combustible n'est pas brûlée. La barre de combustible est réutilisable. Pour un "accident", il est nécessaire de dimensionner le réacteur de façon à maintenir une température maximale de 1200°C ou moins pour la gaine de la barre de combustible, ainsi que la forme de la barre de combustible, et à pouvoir poursuivre le refroidissement de la barre de combustible. Le premier accident au-delà d'un accident technique théorique ne fait actuellement pas l'objet d'un événement d'examen de sécurité, bien que, dans un réacteur à eau légère, il s'agisse d'un événement devant être pris en compte au moment du dimensionnement. Dans le premier accident au-delà d'un accident technique théorique, un accident considéré comme le plus grave est un événement composite dans lequel les pompes de fourniture de caloporteur (pompes à recirculation ou pompes internes) pour fournir le caloporteur au coeur sont toutes stoppées et qu'à ce moment, un accident où aucune des barres de commande ne fonctionne se produit simultanément. Pour l'événement composite, il est nécessaire de dimensionner le réacteur de façon qu'une pompe d'injection de coeur haute pression du système de refroidissement de coeur d'urgence (ayant une capacité d'environ 5 % de la capacité totale des pompes de fourniture de caloporteur) soit en service, et que la barre de combustible soit automatiquement réduite jusqu'à une puissance pouvant être refroidie à un coefficient de réactivité négatif en raison de la sécurité intrinsèque du BWR et au débit de la pompe d'injection de coeur haute pression. Le deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique est un événement supposant que le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, quel que soit le scénario d'accident. Pour ce deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique, il est nécessaire de dimensionner de façon à empêcher l'insertion d'une réactivité positive. Le cœur de (1) susmentionné est équivalent au coeur d'un réacteur à eau légère réalisant une marge de sécurité de niveau 3 (le deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique). Le coeur de (2) susmentionné est équivalent au cœur d'un réacteur à eau légère réalisant une marge de sécurité de niveau 2 (le premier accident au-delà d'un accident technique théorique). La structure de coeur des (1) à (4) susmentionnés va être expliquée ci-dessous en détail. Les structures de coeur des (1) à (4) susmentionnés sont respectivement appliquées au réacteur à eau légère pour introduire et recycler les nucléides trans-uraniques récupérés à partir du combustible nucléaire usé par le recyclage de combustible nucléaire dans les barres de combustible d'assemblages combustibles frais. Dans le réacteur à eau légère, le coeur du réacteur à eau légère ayant les performances d'un. réacteur surrégénérateur amélioré va être expliqué ci-dessous. Par exemple, un réacteur surrégénérateur à eau bouillante ayant un rapport résiduel de Pu fissile de 1 ou plus a été réalisé en premier par le brevet japonais 3428150. Pour réaliser un réacteur surrégénérateur dans le réacteur à eau légère, l'énergie des neutrons dans le cœur doit être maintenue à un niveau haut. Toutefois, la masse des atomes d'hydrogène formant l'eau utilisée en tant que caloporteur dans le réacteur à eau légère est généralement petite comparée à la masse du Na utilisé en tant que caloporteur dans un réacteur surrégénérateur à neutrons rapides, et donc, dans un réacteur surrégénérateur à eau légère, la proportion de caloporteur par unité de volume du matériau combustible nucléaire doit être rendue plus petite parce que l'énergie de neutrons perdue par une seule collision est importante. Quand le recyclage est effectué avec un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu- 239 parmi tous les TRU est située dans une plage supérieure à 60 %, les défauts qui peuvent en résulter sont que : (a) la capacité de refroidissement pour le matériau combustible nucléaire dans le coeur est insuffisante, (b) l'épuisement de l'assemblage combustible est réduit et le rendement économique du combustible est détérioré, et (c) l'espace entre barres de combustible composant l'assemblage combustible devient trop étroit et la fabrication des assemblages combustibles devient difficile. Quand le recyclage est effectué avec un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU est inférieure à 40 %, les défauts qui peuvent en résulter sont que : (d) le taux de nucléides de nombre impair ayant une grande section transversale de fission nucléaire devient inférieur au taux de nucléides de nombre pair ayant une petite section transversale de fission nucléaire, et il est difficile d'obtenir une proportion résiduelle de Pu fissile de 1 ou plus, et (e) le coeur devient volumineux afin que l'état critique soit maintenu, et donc le coefficient de vide, qui est un indice de sécurité, empire. Par conséquent, dans le réacteur surrégénérateur à eau légère, il est nécessaire de maintenir la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU dans la plage allant de 40 % à 60 %. En outre, quand le recyclage est effectué avec un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu- 240 parmi tous les TRU est située dans une plage inférieure à 35 %, les défauts (a), (b) et (c) susmentionnés se produisent. Quand le recyclage est effectué avec un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU dépasse 45 %, les défauts (d) et (e) se produisent. Par conséquent, dans le réacteur surrégénérateur à eau légère, il est nécessaire de maintenir la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU dans la plage allant de 35 % à 45 %. Ensuite, on va expliquer un cœur de réacteur à eau légère (réacteur brûleur de TRU) pour utiliser des TRU qui, après examen, doivent être jetés sous forme de matériau de déchet radioactif de longue vie quand ils sont devenus inutiles en tant que matériau combustible nucléaire et, finalement, réaliser la fission de tous les TRU à l'exception des TRU d'un seul coeur. Les inventeurs ont considéré, lorsque les TRU deviennent inutiles, le fait d'autoriser les TRU (permis) à fissionner pour une réduction de leur quantité, de réunir les TRU dispersés dans de nombreux, coeurs en fonction de la quantité de réduction, et finalement de maintenir les TRU dans un seul coeur. A l'heure actuelle, pour empêcher les TRU de devenir un matériau de déchet radioactif de longue vie, quand le matériau combustible nucléaire est recyclé dans un état où la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU est de 40 % ou plus, la vitesse de réduction des TRU est faible et le rassemblement des TRU dans un seul coeur prend très longtemps. En outre, quand le recyclage est effectué au moyen d'un matériau combustible nucléaire ayant une proportion de Pu-239 parmi tous les TRU qui est inférieure à 5 %, le coeur devient volumineux et le coefficient de vide empire. Par conséquent, dans le réacteur brûleur de TRU, la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU doit être établie dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %. En outre, quand le matériau combustible nucléaire est recyclé dans un état où la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU est de 35 % ou moins afin d'empêcher les TRU de devenir un matériau de déchet de longue vie, la vitesse de réduction des TRU est faible, et il faut beaucoup de temps pour rassembler les TRU dans un seul coeur. En outre, quand on effectue le recyclage en utilisant un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU est de 45 % ou plus, le coeur devient gros et le coefficient de vide empire. Par conséquent, dans le réacteur brûleur de TRU, la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU doit être établie dans la plage allant de 35 % à 45 %. On va expliquer ici une vue d'ensemble d'un coeur parfait, qui est un type de coeur de réacteur à eau légère. Le coeur parfait a des assemblages combustibles qui sont des assemblages combustibles frais (l'épuisement est de 0) devant être chargés, comprenant une zone de couverture inférieure, une zone fissile inférieure, une zone de couverture interne, une zone fissile supérieure et une zone de couverture supérieure, disposées dans cet ordre de l'extrémité inférieure à l'extrémité supérieure. Par conséquent, également dans le coeur parfait, une zone de couverture inférieure, une zone fissile inférieure, une zone de couverture interne, une zone fissile supérieure et une zone de couverture supérieure sont formées depuis l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire vers l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire. La zone fissile inférieure et la zone fissile supérieure comprennent du combustible de type oxyde de TRU (ou un combustible de type oxyde mixte d'un oxyde de TRU et d'un 37 oxyde d'uranium) comprenant un matériau fissile. La zone de couverture inférieure, la zone de couverture interne et la zone de couverture supérieure ont du combustible de type oxyde d'uranium comprenant une petite quantité de matériau fissile et une grande quantité d'un matériau fertile tel qu'U-238. Chaque barre de combustible présente dans les assemblages combustibles chargés dans le cœur du réacteur à eau légère forme en interne un collecteur. Le collecteur stocke un produit de fission volatil (gaz FP) généré par la fission d'un matériau fissile présent dans le matériau combustible nucléaire chargé dans la barre de combustible, et supprime l'augmentation de la pression intérieure de la barre de combustible. On va expliquer ci-dessous la structure de cœur susmentionnée de (1). De l'eau de refroidissement (caloporteur) pour refroidir les assemblages combustibles chargés dans le cœur du BWR coule dans le cœur depuis le dessous sous forme d'eau de sous-refroidissement, à une température d'environ 5°C à 10°C, et devient un courant à deux phases comprenant de l'eau saturée, de la vapeur et de l'eau, tout en refroidissant les assemblages combustibles. Cette eau de refroidissement est un courant à deux phases ayant une proportion en volume de vide d'environ 60 % à 90 % à la sortie du cœur. Par conséquent, la distribution des atomes d'hydrogène devant contribuer fortement à la modération des neutrons dans la direction axiale du cœur diminue depuis l'extrémité inférieure du cœur vers l'extrémité supérieure du cœur. Un tel BWR a pour caractéristique que, même dans un cas où la puissance du cœur augmente et le débit du cœur diminue pour une raison quelconque, où la température des barres de combustible augmente, et où il y a un risque pour la santé du combustible, la fraction de vide à la sortie du coeur augmente, et la quantité de neutrons fuyant vers le haut depuis le coeur augmente, et une réactivité négative est insérée dans le coeur, et la puissance du réacteur nucléaire est automatiquement réduite, si bien que la santé des barres de combustible est maintenue. Les inventeurs ont étudié une autre mesure d'amélioration de la marge de sécurité d'un BWR ayant la caractéristique susmentionnée. Dans cette étude, le deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique susmentionné est pris en compte. Une vue d'ensemble de cette étude va être expliquée ci-dessous. Les inventeurs, au cours d'une étude de mesures d'amélioration de la marge de sécurité, ont utilisé le coeur d'un BWR ayant une zone de matériau combustible nucléaire, contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, avec une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, en tant que coeur d'un réacteur à eau légère qui est l'objet de l'étude. Dans le BWR formant la zone de matériau combustible nucléaire contenant des TRU avec une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, même durant le fonctionnement du BWR, il y a une grande quantité de neutrons fuyant vers le haut et vers le bas depuis la zone de matériau combustible nucléaire. Si la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est diminuée à moins de 20 cm, même dans un coeur dont les barres de combustibles sont disposées étroitement, la quantité de charge du matériau combustible nucléaire est réduite et, lors de la poursuite du fonctionnement en puissance nominale, les assemblages combustibles doivent être changés fréquemment. Par conséquent, le rendement opérationnel de la centrale de génération d'énergie nucléaire diminue et le rendement économique du combustible est altéré. Quand la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire augmente à plus de 250 cm, la quantité de neutrons fuyant depuis la zone de matériau combustible nucléaire est réduite et, même si l'élément absorbant les neutrons est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire, quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 une réactivité positive est insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire. Par conséquent, la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est établie dans la plage allant de 20 cm à 250 cm. Quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 1 pour une raison quelconque, la fonction de contrôle autonome, qui est une fonction de sécurité intrinsèque du BWR, est altérée. La fonction de contrôle autonome est une fonction qui réduit automatiquement la puissance du réacteur quand le débit du coeur diminue soudainement pour une raison quelconque, comme le fait que la fraction de vide dans la zone de matériau combustible nucléaire augmente soudainement, la fraction de vide du courant à deux phases dans la zone de réflecteur formée au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire augmente, le taux de fuite de neutrons depuis la zone de matériau combustible nucléaire augmente, et le facteur de multiplication des neutrons efficaces dans la zone de matériau combustible nucléaire diminue. Une partie des neutrons qui ont fui vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire est réfléchie par l'élément constitutif (dans les barres de combustible actuelles, une partie de gaine faite en alliage de zirconium) formant le collecteur de chaque barre de combustible, et est renvoyée vers la zone de matériau combustible nucléaire. Même si le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la quantité de neutrons fuyant vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire augmente parce que le débit du courant à deux phases existant entre les collecteurs de barres de combustible voisines et l'élément constitutif diminue. Par conséquent, la quantité des neutrons réfléchis par l'élément constitutif pour former les collecteurs et renvoyés vers la zone de matériau combustible nucléaire augmente. Toutefois, comme l'ampleur accrue de fuite de neutrons depuis la zone de matériau combustible nucléaire est petite comparée à l'ampleur accrue du facteur de multiplication de neutrons infinis quand la fraction de vide dans la zone de matériau combustible nucléaire passe à un état de vide de 100 % par rapport à la valeur au moment d'un fonctionnement en puissance nominale, une réactivité positive est insérée dans le cœur, concrètement dans la zone de matériau combustible nucléaire. En résultat de diverses études, les inventeurs ont nouvellement confirmé que, même quand le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans le cœur parce que les neutrons fuyant vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire sont absorbés par l'élément absorbant les neutrons (par exemple B4C ou Hf) disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire. Du fait de l'agencement susmentionné de l'élément absorbant les neutrons, l'insertion d'une réactivité positive peut être empêchée, si bien que la 41 marge de sécurité intrinsèque du BWR est améliorée et, en résultat, la marge de sécurité du BWR est améliorée. Par conséquent, les inventeurs ont trouvé de nouveaux éclaircissements selon lesquels, en appliquant la structure de cœur de (1) au cœur d'un réacteur à eau légère, on peut améliorer la marge de sécurité vis-à-vis d'un accident multiple tout en maintenant le rapport de surrégénération du TRU. On va expliquer en détail ci-dessous les résultats 10 d'étude susmentionnés. Les résultats des études effectuées par les inventeurs, ayant pour objet un cœur de réacteur surrégénérateur à eau légère, vont être expliqués ci-dessous. Le réacteur surrégénérateur à eau légère faisant 15 l'objet de l'étude est le cœur d'un BWR ayant par exemple une puissance électrique de 1350 MW, et 720 assemblages combustibles ayant 271 barres de combustible par assemblage combustible sont chargés dans le cœur, le rapport de surrégénération étant de 1,01. Chaque 20 assemblage combustible a du matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, et la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU quand l'épuisement est de 0 a une valeur située dans la plage allant de 40 % à 60 %. 25 Les inventeurs ont disposé les éléments absorbant les neutrons (contenant par exemple B4C et Hf) entre les barres de combustible à la position de chaque collecteur dans les assemblages combustibles dans la direction axiale des assemblages combustibles en se basant sur 30 leurs connaissances concernant la structure de cœur de (1). Dans chaque barre de combustible, le collecteur est positionné au-dessus de l'extrémité supérieure de la longueur de combustible actif (la zone de matériau 42 combustible nucléaire). Par conséquent, les éléments absorbant les neutrons sont disposés entre les collecteurs vers le bas depuis l'extrémité inférieure de l'élément de support de combustible supérieur (par exemple une plaque support supérieure) de chaque assemblage combustible pour maintenir la partie d'extrémité supérieure de chaque barre de combustible, et vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire. Quand on utilise du B4C, par exemple, les éléments absorbant les neutrons composés de façon à remplir un conteneur scellé avec du B4C sont disposés entre les collecteurs. Quand on utilise du Hf, le Hf, qui est un métal, est formé en une plaque ou une barre par exemple, et est disposé entre les collecteurs pour servir d'élément absorbant les neutrons. Durant le fonctionnement du BWR, dans chaque assemblage combustible, un courant à deux phases vapeur-liquide circule entre les barres de combustible au niveau de la position des collecteurs. Même quand le BWR est stoppé, de l'eau de refroidissement existe dans le cœur. Le courant à deux phases ou l'eau de refroidissement existant entre les barres de combustible vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire sert de réflecteur de neutrons. Par conséquent, on peut dire que les éléments absorbant les neutrons sont disposés dans le réflecteur au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire. La zone où le courant à deux phases ou l'eau de refroidissement existe vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire est appelée zone de réflecteur. Les inventeurs ont étudié l'agencement des éléments absorbant les neutrons entre les barres de combustible au niveau de la position des collecteurs. La Figure 1 montre les changements de la réactivité insérée dans le coeur et du coefficient de vide dans un état où le cœur dans sa globalité passe à 100 % de vide en raison de la distance entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité inférieure des éléments absorbant les neutrons disposés entre les collecteurs (la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons). Une caractéristique A indique une relation entre la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons et le coefficient de vide, et une caractéristique B indique une relation entre la distance et la réactivité insérée. La distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons est la distance dans la direction axiale du coeur. Les caractéristiques A et B sont des caractéristiques obtenues à partir d'un objet du coeur du réacteur surrégénérateur à eau légère dans lequel sont chargés les assemblages combustibles comprenant les éléments absorbant les neutrons, ayant une longueur de 500 mm, disposés au voisinage de chaque barre de combustible comme le montre la Figure 18. Si l'extrémité inférieure de chaque élément absorbant les neutrons se rapproche excessivement de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire, l'effet selon lequel les neutrons sont réfléchis sur la zone de matériau combustible nucléaire diminue en raison de l'influence de l'élément absorbant les neutrons durant le fonctionnement du BWR. En résultat, le facteur de multiplication de neutrons efficaces dans la zone de matériau combustible nucléaire diminue, et, pour compenser cette diminution, il faut augmenter la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire, et même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de 100 % de vide, la réactivité insérée dans le coeur augmente. Si la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons devient inférieure à 230 mm, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive est insérée dans le coeur. Par conséquent, quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons doit être établie à 230 mm ou plus afin que soit évitée l'application d'une réactivité positive au cœur. En outre, conformément à la caractéristique B, si la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons devient plus courte, le volume de la zone d'écoulement à deux phases (la zone de réflecteur) entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons diminue, et le changement du facteur de multiplication de neutrons efficaces, dû au changement du coefficient de vide du coeur, diminue, et donc le coefficient de vide empire. Si la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons devient extrêmement plus grande, l'influence de la zone de réflecteur sur la zone de matériau combustible nucléaire diminue. Par conséquent, la probabilité que les neutrons fuyant dans la zone de réflecteur retournent de nouveau dans la zone de matériau combustible nucléaire augmente, et le coefficient de vide empire. Quand la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons dépasse 500 mm, le coefficient de vide devient 45 de -1 x 10-4 %Ük/k/% de vide ou moins, et il est possible que des défauts (par exemple un événement tel que les conditions restrictives du MCPR ne puissent pas être satisfaites) puissent apparaître du point de vue d'une caractéristique transitoire du cœur. D'après ce qui précède, il est préférable que la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons dans la direction axiale du cœur soit située dans la plage allant de 230 mm à 500 mm. En outre, même durant un fonctionnement nominal du BWR, les éléments absorbant les neutrons disposés dans la zone de réflecteur absorbent les neutrons fuyant vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire. Si les éléments absorbant les neutrons se rapprochent excessivement de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire, la quantité des neutrons renvoyés de la zone de réflecteur à la zone de matériau combustible nucléaire est réduite par la fonction d'absorption des neutrons des éléments absorbant les neutrons durant le fonctionnement nominal du réacteur nucléaire. Par conséquent, la puissance du réacteur au niveau de la partie d'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire est réduite. Quand la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons est de 230 mm ou plus, un tel problème ne va pas se produire. Ensuite, les inventeurs ont étudié la longueur des éléments absorbant les neutrons dans la direction axiale des assemblages combustibles. La relation entre la longueur des éléments absorbant les neutrons et la réactivité insérée, et la relation entre la longueur et la perte de pression entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité supérieure des éléments absorbant les neutrons, sont représentées sur la Figure 2. Une caractéristique C indique un changement de la réactivité insérée du fait de la longueur des éléments absorbant les neutrons. Une caractéristique D indique un changement de la perte de pression entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité supérieure des éléments absorbant les neutrons du fait de la longueur des éléments absorbant les neutrons. Les caractéristiques C et D sont des caractéristiques apparaissant quand la distance entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité supérieure des éléments absorbant les neutrons est de 300 nm. Quand la longueur des éléments absorbant les neutrons devient inférieure à 20 mm, une réactivité positive est insérée dans le coeur (se référer à la caractéristique C représentée sur la Figure 2) même dans un état où le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. Ainsi, la longueur des éléments absorbant les neutrons est établie à 20 mm ou plus. Quand la longueur des éléments absorbant les neutrons dépasse 700 mm, l'augmentation de quantité de la perte de pression entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons devient de 20 ô ou plus de la perte de pression du coeur dans sa globalité. L'influence d'une telle augmentation de la perte de pression entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons sur la caractéristique du coeur ne peut pas être ignorée. Par conséquent, la longueur des éléments absorbant les neutrons est établie à 700 mm ou moins. Par conséquent, il est préférable que la longueur des éléments absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 20 mm à 700 mm. Les éléments absorbant les neutrons peuvent être disposés sous la zone de matériau combustible nucléaire. Quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % dans le cas où les éléments absorbant les neutrons sont disposés sous la zone de matériau combustible nucléaire, les neutrons fuyant vers le bas depuis la zone de matériau combustible nucléaire peuvent être absorbés par les éléments absorbant les neutrons. Par conséquent, même si le cour dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la quantité de neutrons fuyant vers le bas depuis la zone de matériau combustible nucléaire et renvoyés vers la zone de matériau combustible nucléaire est très fortement réduite par disposition des éléments absorbant les neutrons sous la zone de matériau combustible nucléaire. Dans ce cas également, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans le coeur. Pour disposer les éléments absorbant les neutrons sous la zone de matériau combustible nucléaire, on peut disposer les éléments absorbant les neutrons à l'extrémité inférieure de chaque barre de combustible faisant partie des assemblages combustibles. Concrètement, L'extrémité inférieure dans la gaine de chaque barre de combustible est remplie (se référer par exemple aux Figures 17 et 27) d'un matériau absorbant les neutrons (par exemple B4C ou Hf). Une pluralité de pastilles de combustible comprenant des TRU remplissent la gaine au-dessus de la zone de remplissage d'élément absorbant les neutrons. Le diamètre extérieur de la partie d'extrémité inférieure de la barre de combustible, où se trouve la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, est identique au diamètre extérieur de la barre de combustible au-dessus de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons. La longueur de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est située dans la plage allant de 10 mm à 150 mm. Pour minimiser le plus possible la quantité de neutrons fuyant vers le bas depuis la zone de matériau combustible nucléaire et renvoyés vers la zone de matériau de combustible nucléaire, il est préférable de permettre à l'extrémité supérieure de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons de faire contact avec l'extrémité inférieure de la zone de matériau de combustible nucléaire. Toutefois, même si l'extrémité supérieure de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est éloignée de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire de 5 mm au maximum, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 l'insertion d'une réactivité positive dans le coeur peut être évitée. L'extrémité supérieure de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire est séparée vers le bas de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire, et donc la mauvaise influence sur la puissance dans la partie d'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire, du fait de l'absorption de neutrons dans la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, peut être réduite. La zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est formée séparément de la barre de commande insérée dans le coeur depuis le dessous. Dans un BWR, les barres de commande sont insérées entre les assemblages combustibles chargés dans le cœur depuis le dessous du coeur. Par conséquent, le matériau absorbant les neutrons est disposé sous la zone de matériau combustible nucléaire, à l'exception de la barre de commande. L'agencement du matériau absorbant les neutrons sous la zone de matériau combustible nucléaire peut supprimer remarquablement le retour vers la zone de matériau combustible nucléaire des neutrons fuyant sous la zone de matériau combustible nucléaire. Ensuite, on va expliquer les résultats d'études par les inventeurs ayant pour objet le coeur d'un réacteur brûleur de TRU, décrit dans R. TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 2007, page 1725. Le coeur du réacteur brûleur de TRU faisant l'objet de l'étude est le coeur d'un BWR qui est par exemple chargé de 720 assemblages combustibles ayant 397 barres de combustible par assemblage combustible, ayant une puissance électrique de 1350 MW. Lors de la répétition du recyclage des TRU afin de réduire la quantité de TRU, en d'autres termes lors de la répétition, à chaque recyclage opérationnel, de la charge des assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU présents au moment d'un épuisement de 0 étant située dans la plage allant de 5 % à moins de 40 % du coeur, le taux de réactivité par le flux de neutrons rapides est élevé par comparaison avec un coeur ayant un rapport de surrégénération de 1, et donc on se trouve dans un cas où le diamètre de l'élément absorbant les neutrons disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire doit être grand par comparaison avec le cœur au voisinage d'un rapport de surrégénération de 1. Dans ce cas, naturellement, le diamètre extérieur de la partie de collecteur de chaque barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur de la partie inférieure de la barre de combustible en regard du collecteur. Toutefois, même dans le coeur d'un réacteur brûleur de TRU, il est de préférence souhaitable que la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 230 mm à 500 mm, et que la longueur des éléments absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 20 mm à 700 mm. Même dans le coeur d'un réacteur brûleur de TRU, d'une façon similaire au réacteur surrégénérateur à eau légère, il est possible de disposer les éléments absorbant les neutrons (B4C ou Hf) sous la zone de matériau combustible nucléaire. Même dans le réacteur brûleur de TRU, les barres de commande sont insérées dans le coeur depuis le dessous. D'une façon similaire au réacteur surrégénérateur à eau légère, quand les éléments absorbant les neutrons sont disposés au niveau de l'extrémité inférieure des barres de combustible sous la zone de matériau combustible nucléaire, pour que soit obtenu un effet essentiel par les éléments absorbant les neutrons, on se trouve dans un cas où il est souhaitable de rendre le diamètre extérieur de la partie inférieure de la barre de combustible, dans laquelle est formée la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, supérieur au diamètre extérieur des barres de combustible au-dessus de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons. Toutefois, la largeur de l'espace formé entre les barres de combustible est contrôlée de façon à ne pas être de 1,3 mm ou moins au niveau de l'extrémité des barres de combustibles dans lesquelles est formée la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, en considération de la perte de pression des assemblages combustibles. D'une façon similaire au réacteur surrégénérateur à eau légère, il est préférable que la longueur de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 10 mm à 150 mm. L'extrémité supérieure de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons et l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire peuvent être séparées l'une de l'autre de 5 mm au maximum. Les inventeurs ont étudié diverses caractéristiques du coeur d'un réacteur à eau légère quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque. Premièrement, dans la zone de matériau combustible nucléaire, la distribution de puissance dans la direction axiale et la distribution de fraction de vide dans la direction axiale vont être expliquées par référence à la Figure 3. Sur la Figure 3, une caractéristique E indique la distribution de puissance moyenne dans la direction axiale du coeur durant un fonctionnement en puissance nominale du réacteur nucléaire. Une caractéristique F indique la distribution de puissance moyenne dans la direction axiale du coeur quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque durant un fonctionnement en puissance nominale, ce qui est l'un des événements composites les plus graves en tant qu'accident hors dimensionnement. Une caractéristique G indique la distribution de fraction de vide moyenne dans la direction axiale du cœur en correspondance avec la distribution de puissance de la caractéristique E. Chaque caractéristique représentée sur la Figure 3 a été obtenue à partir d'un réacteur brûleur de TRU en objet, bien que, même dans un réacteur surrégénérateur à eau légère, on puisse obtenir des caractéristiques présentant des tendances similaires à chaque caractéristique représentée sur la Figure 3. Conformément à la Figure 3, on trouve que, lorsque le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la distribution de puissance dans la direction axiale du coeur est décalée sur le côté d'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire, et la zone de réflecteur inférieure existant sous la zone de matériau combustible nucléaire joue le rôle d'un réservoir de drainage des neutrons en surplus générés au moment de l'accident. La zone de réflecteur inférieure est une zone existant sous la zone de matériau combustible nucléaire dans laquelle se trouve un espace formé entre les barres de combustible sous l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible' nucléaire et l'eau de refroidissement sous la partie de maintien de combustible de la plaque support inférieure dans la plaque support inférieure. Quand toutes les barres de commande sont retirées de la zone de matériau combustible nucléaire, c'est-à-dire quand l'extrémité supérieure de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons des barres de commande est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire et au voisinage de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire, dans la zone de matériau combustible nucléaire n'ayant pas de zone de couverture, la distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur quand le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, est indiquée par une caractéristique H sur la Figure 4. Une caractéristique J, représentée sur la Figure 4, indique la distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur quand, dans les barres de combustible, le matériau absorbant les neutrons est disposé dans la partie sous la zone de matériau combustible nucléaire, et le diamètre extérieur des barres de combustible dans la partie remplie du matériau absorbant les neutrons est identique au diamètre extérieur des barres de combustible au-dessus de la partie remplie de matériau absorbant les neutrons. Une caractéristique K, représentée sur la Figure 4, indique la distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur quand, dans les barres de combustible, le matériau absorbant les neutrons est disposé dans la partie sous la zone de matériau combustible nucléaire, et le diamètre extérieur des barres de combustible dans la partie remplie de matériau absorbant les neutrons est supérieur au diamètre extérieur des barres de combustible au-dessus de la partie remplie de matériau absorbant les neutrons. Les deux caractéristiques J et K indiquent la distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur dans le cas où les barres de commande sont retirées quand la caractéristique H est obtenue et dans le cas où le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque dans la zone de matériau combustible nucléaire. La distribution de flux de neutrons thermiques des caractéristiques J et K est remarquablement abaissée par rapport à celle de la caractéristique H, si bien que le matériau absorbant les neutrons est disposé sous la zone de matériau combustible nucléaire, et donc, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, la zone de réflecteur inférieure existant sous la zone de matériau combustible nucléaire joue le rôle d'un réservoir de drainage de neutrons. Par conséquent, on peut empêcher l'apparition d'une réactivité excessive. Une relation entre la proportion de la surface en coupe transversale de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons sous la zone de matériau combustible nucléaire et la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles, et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, est représentée sur la Figure 5. Si cette proportion devient de 35 % ou plus, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans le coeur. Par conséquent, dans le coeur d'un réacteur à eau légère qui est chargé d'assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, dans lesquels la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU présents au moment d'un épuisement de 0 est située dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %, la marge de sécurité peut être améliorée. Les éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire ayant un matériau combustible nucléaire existant dans le coeur et contenant des nucléides trans-uraniques et ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, et donc la marge de sécurité peut être davantage augmentée sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Le recyclage multiple des TRU peut être poursuivi. De préférence, il 55 est souhaitable que la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons dans la direction axiale du cœur soit située dans la plage allant de 230 mm à 500 mm, et que la longueur des éléments absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 20 mm à 700 mm. Les éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire et, en outre, la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire, et donc, quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 la réactivité insérée dans le coeur peut être rendue davantage négative. Egalement dans le réacteur surrégénérateur à eau légère et le réacteur brûleur de TRU, quand la proportion de la surface en coupe transversale des pastilles de combustible (garnissant les barres de combustible) parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustibles unitaires dans la boîte de canaux dépasse 55 °s, l'espace entre les barres de combustible devient inférieur à 1 mm, si bien que l'assemblage des assemblages combustibles est très difficile. Par conséquent, la proportion de la surface en coupe transversale des pastilles de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires doit être établie à 55 ou moins. Quand la proportion de surface devient inférieure à 30 %, les barres de combustible deviennent extrêmement étroites et la quantité de matériau combustible nucléaire dans la section transversale diminue. Par conséquent, la longueur des barres de combustible doit être augmentée, et le coefficient de vide devient positif. En conséquence, la proportion de surface doit être établie à 30 % ou plus. En outre, les inventeurs se sont penchés sur le nombre d'éléments absorbant les neutrons qui devraient être disposés pour chaque treillis d'assemblages combustibles au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire. Chacun des éléments absorbant les neutrons est disposé entre la zone de matériau combustible nucléaire et l'élément de support de combustible supérieur (par exemple la plaque support supérieure) au voisinage de la partie de collecteur formée dans la barre de combustible. Quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, le total des surfaces en coupe transversale de tous les éléments absorbant les neutrons disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire doit être établi à 10 % ou plus de la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles afin d'empêcher l'insertion d'une réactivité positive dans le coeur. Le treillis d'assemblages combustibles est une région comprenant une zone environnante délimitée par la largeur à la moitié de l'espace (l'espace d'eau dans un BWR) formé entre les assemblages combustibles voisins, et la section transversale d'un assemblage combustible parmi ceux-ci. La surface en coupe transversale du treillis d'assemblage combustibles représente la valeur totale de la surface en coupe transversale de la zone environnante et de la surface en coupe transversale des assemblages combustibles. Le total des surfaces en coupe transversale de tous les éléments absorbant les neutrons doit être contrôlé à 50 % ou moins de la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles, parce qu'un courant à deux phases ayant un débit prédéteL«iiné doit circuler entre les parties de collecteur respectives des barres de combustible voisines et les éléments absorbant les neutrons agencés entre les parties de collecteur durant le fonctionnement du réacteur à eau légère. S Sur la base des résultats d'étude susmentionnés, le total des surfaces en coupe transversale de tous les éléments absorbant les neutrons est de préférence établi dans la plage allant de 10 à 50 % de la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles. 10 Même sous la zone de matériau combustible nucléaire, le total des surfaces en coupe transversale de toutes les zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons formées dans les assemblages combustibles est de préférence établi dans la plage allant de 10 à 50 % de la 15 surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles à l'exception de la surface en coupe transversale des barres de commande. La structure de coeur de (2) peut être ajoutée à la structure de coeur de (1). A savoir, les éléments 20 absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire existant dans le cour, ayant un matériau combustible nucléaire comprenant un nucléide trans-uranique et ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm et 250 cm, et le diamètre 25 extérieur des collecteurs formés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire et ayant une hauteur située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm est établi à 3 mm ou plus et est inférieur au diamètre extérieur des barres de combustible dans la zone de 30 matériau combustible nucléaire. Avec cette réalisation, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, l'insertion d'une réactivité positive dans la zone de matériau combustible nucléaire peut être évitée. 58 La santé des barres de combustible est améliorée. La quantité d'éléments absorbant les neutrons (par exemple l'épaisseur des éléments absorbant les neutrons) disposés entre les collecteurs des barres de combustible voisines peut être augmentée parce que le diamètre extérieur des collecteurs est de 3 mm ou plus et est inférieur au diamètre extérieur des barres de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire. Avec cette réalisation, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la réactivité insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire peut être rendue davantage négative. Même dans un réacteur nucléaire à eau pressurisée (PWR) où des faisceaux de barres de commande sont insérés dans une pluralité de tubes de guidage installés dans chaque assemblage combustible chargé dans le coeur depuis le dessus du coeur, et dans un réacteur surrégénérateur à neutrons rapides (FER) où les barres de commande sont insérées dans le cour depuis le dessus, il est possible de former une zone de matériau combustible nucléaire contenant des TRU dans le coeur et de disposer les éléments absorbant les neutrons au-dessus et au-dessous de la zone de matériau combustible nucléaire. On va expliquer ci-dessous la structure de cœur de (2) susmentionnée. Chacune des barres de combustibles se trouvant dans les assemblages combustibles chargés dans le cœur d'un réacteur à eau légère, par exemple le coeur d'un BWR, stocke en interne une pluralité de pastilles de combustible contenant un TRU. Même quand le taux de décharge d'un produit de fission volatil à partir des pastilles de combustible est supérieur à celui de pastilles en oxyde d'uranium, pour poursuivre le recyclage des TRU tout en assurant la santé des barres de combustible et en maintenant suffisamment le potentiel de sécurité du BWR, il est nécessaire d'augmenter le volume de collecteur formé dans les barres de combustible et de maintenir le coefficient de vide à l'intérieur d'une plage prédéterminée. En outre, dans un réacteur du commerce mis en utilisation pratique, la réalisation d'un fort épuisement des assemblages combustibles dans lesquels la quantité générée de produit de fission volatil est augmentée est nécessaire du point de vue du rendement économique du combustible, si bien que le volume des collecteurs dans les barres de combustible doit être augmenté. Quand le volume des collecteurs installés sur la partie supérieure des barres de combustible est augmenté, la fonction de contrôle autonome, qui est une fonction de sécurité intrinsèque du BWR, est entravée. Dans le cas où le volume de collecteur est augmenté, quand un premier accident au-delà d'un accident technique théorique apparaît pour une raison quelconque, la fonction de contrôle autonome est entravée. Même quand un premier accident au-delà d'un accident technique théorique apparaît pour une raison quelconque, c'est-à-dire qu'il se produit un accident composite tel qu'un accident dans lequel les pompes de fourniture de caloporteur (les pompes à recirculation ou les pompes internes) pour fournir du caloporteur au coeur sont toutes stoppées et en même temps, toutes les barres de commande sont simultanément hors service, la marge de sécurité du coeur du BWR doit être améliorée. Les inventeurs ont étudié une mesure d'amélioration de la marge de sécurité capable d'améliorer la marge de sécurité du cœur du réacteur à eau légère sans utiliser 60 la structure de coeur (1) dans le cas où se produit un premier accident au-delà d'un accident technique théorique. Le cœur du réacteur à eau légère utilisé en tant qu'objet de l'étude est le coeur d'un BWR ayant une zone de matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, à une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm. Quand le premier accident au-delà d'un accident technique théorique se produit, le système d'injection de coeur haute pression du système de refroidissement de coeur d'urgence est mis en service. Les inventeurs, en résultat de leur examen, ont trouvé de nouveaux éclaircissements selon lesquels même quand le volume de collecteur dans les barres de combustible augmente, le diamètre extérieur de la partie de collecteur des barres de combustible devient inférieur au diamètre extérieur dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous la partie de collecteur des barres de combustible, et donc la réactivité qui va être insérée dans le cœur lorsqu'apparaît un premier accident au-delà d'un accident technique théorique est réduite. Sur la base de ces nouvelles connaissances, les inventeurs sont arrivés à la conclusion que le diamètre extérieur du collecteur à une longueur située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm, formé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire, peut être établi à 3 mm ou plus et peut être rendu inférieur au diamètre extérieur des barres de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire. Comme mentionné ci-dessus, avec l'utilisation de la structure de cœur de (2), même quand un premier accident au-delà d'un accident technique théorique apparaît, la 61 quantité de neutrons qui fuient et sont réfléchis sur les éléments constitutifs pour former les collecteurs et sont renvoyés vers la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire est réduite, et la santé des barres de combustible est améliorée par l'augmentation du volume de collecteur. Par conséquent, la marge de sécurité peut être augmentée davantage sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. On va expliquer en détail les résultats d'étude susmentionnés. Les inventeurs ont étudié comme objet le cœur d'un réacteur à eau légère ayant une zone de matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire. Le facteur de multiplication du Pu fissile du cœur est de 1,01. La Figure 6 montre les résultats obtenus lors de l'étude et montre le changement de la réactivité insérée en fonction de la longueur de collecteur. Cette réactivité insérée est la réactivité insérée lorsque le cœur dans sa globalité passe à un état de vide. La surface en section efficace de diffusion de l'hydrogène est comparativement importante dans la zone d'énergie de 500 kev ou moins, bien qu'elle soit soudainement réduite lorsque la zone d'énergie se rapproche de 1 MeV, si bien que les neutrons rapides de 1 MeV ou plus effectuent une percée depuis la zone de matériau combustible nucléaire dans la zone de réflecteur par pénétration profonde. D'autre, part, les neutrons perdent une grande quantité d'énergie lors d'une seule collision avec des atomes d'hydrogène parce que la masse des atomes d'hydrogène composant le courant à deux phases passant à travers les assemblages combustibles est presque identique à celle des neutrons. Par conséquent, quand le réflecteur supérieur existant au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire est composé uniquement du courant à deux phases comprenant de l'eau et de la vapeur, la probabilité que des neutrons rapides ayant fui une fois de la zone de matériau combustible nucléaire vers le réflecteur supérieur retournent de nouveau vers la zone de matériau combustible nucléaire est faible. Toutefois, quand un élément constitutif (par exemple la gaine faite en zircaloy) pour former chacun des collecteurs dans les barres de combustible existe dans la zone de réflecteur supérieure, la masse des atomes de zirconium dans la gaine faite en zircaloy est supérieure à la masse de neutrons, et l'énergie de neutrons perdue par une seule collision avec des atomes de zirconium est très petite. Par conséquent, des neutrons retournant de nouveau vers la zonez de matériau combustible nucléaire apparaissent durant des collisions répétées de neutrons avec des atomes de zirconium. Sur la Figure 6, une caractéristique L indique le changement de la réactivité insérée en fonction de la longueur de collecteur quand le diamètre extérieur de la partie de collecteur formée dans la barre de combustible est identique au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous la partie de collecteur de la barre de combustible. Une caractéristique M indique le changement de la réactivité insérée en fonction de la longueur de collecteur quand le diamètre extérieur de la partie de collecteur formée dans la barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous la partie de collecteur de la barre de combustible. Concrètement, la surface en coupe transversale de la partie de collecteur fait la moitié de la surface en 63 coupe transversale de la partie de la barre de combustible dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire. S'il se produit un événement composite (un premier. accident au-delà d'un accident technique théorique) dans lequel les pompes de fourniture de caloporteur pour délivrer du caloporteur au coeur sont toutes stoppées pour une raison quelconque et, en outre, toutes les barres de commande sont hors service, la puissance du réacteur augmente, la température des pastilles de combustible dans la barre de combustible augmente, et le taux de décharge des produits de fission volatils à partir des pastilles de combustible augmente. De plus, la pression interne de la gaine de la barre de combustible augmente, et l'espace entre la gaine et les pastilles de combustible devient plus large, et donc le taux de transfert thermique des pastilles de combustible à la gaine diminue, et la température des pastilles de combustible augmente encore. L'apparition de l'événement composite provoque un tel état de rétroaction positive. Toutefois, la longueur de collecteur est augmentée et la capacité de collecteur est augmentée, et donc l'apparition d'un tel état de rétroaction positive peut être empêchée et la santé des barres de combustible peut être améliorée. Comme le montre la caractéristique M surla Figure 6, si le diamètre extérieur de la partie de collecteur formée dans la barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur de la partie de la barre de combustible dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous la partie de collecteur, quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 la réactivité insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire devient de 1 dollar ou moins. Par conséquent, quand le diamètre extérieur de la partie du collecteur dans la barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur de la partie de la barre de combustible dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire, même s'il se produit un événement composite de premier accident au-delà d'un accident technique théorique, l'énergie de la barre de combustible est automatiquement réduite à l'énergie pouvant être refroidie au débit de l'eau de refroidissement fournie au cœur par le fonctionnement du système d'injection de coeur haute pression, et la sécurité du BWR est assurée. Ainsi, quand le diamètre extérieur de la partie du collecteur est inférieur au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire, la marge de sécurité du coeur du BWR peut être améliorée. Dans la barre de combustible, quand le diamètre extérieur de la partie de collecteur est identique au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire, la longueur de collecteur est établie à environ 200 mm, et quand le diamètre extérieur de la partie de collecteur devient inférieur au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous la partie de collecteur, la longueur de collecteur est établie à environ 200 mm à 300 mm, et donc, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, l'insertion d'une réactivité positive peut être évitée. La structure de coeur susmentionnée de (3) va être expliquée ci-dessous. Il a été proposé d'effectuer un recyclage multiple des TRU obtenus par le retraitement de combustible 65 nucléaire (se référer à la demande de brevet japonais mise à l'inspection publique N° 2008-215818 et R. TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 2007, page 1725). Pour réaliser le recyclage multiple de TRU, il faut utiliser des matériaux combustibles nucléaires récupérés à partir de combustible nucléaire usé généré par divers réacteurs à eau légère (BWR et PWR). Même dans un réacteur à eau légère, les BWR et PWR sont différents l'un de l'autre en ce qui concerne le spectre d'énergie des neutrons quand le matériau fissile incorporé dans le matériau combustible nucléaire existant dans le coeur est brûlé. En outre, les assemblages combustibles usés générés comprennent divers assemblages, tels que des assemblages combustibles usés immédiatement après avoir été retirés du coeur, et des assemblages combustibles usés stockés dans la piscine de stockage de combustible sur une longue période de temps. Dans le combustible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés stockés dans une piscine de stockage de combustible, la désintégration nucléaire des isotopes est différente et la composition des TRU présents est différente en étant fonction de la différence de période de stockage des assemblages combustibles usés. Une pluralité d'assemblages combustibles frais, fabriqués par utilisation d'un matériau combustible nucléaire contenant des TRU récupérés à partir de ces divers combustibles nucléaires usés par le retraitement de combustible nucléaire, doivent être chargés dans le cœur d'un réacteur à eau légère. Les variations de puissance de chaque assemblage combustible fabriqué en fonction de la différence de composition des TRU dans le matériau combustible nucléaire contenant des TRU récupérés et chargé dans le coeur sont plus importantes, et il se pose comme problème que la marge thermique du coeur peut être réduite. Par conséquent, on souhaite augmenter la marge thermique du coeur du réacteur à eau légère. Les inventeurs ont effectué diverses études afin de réaliser le coeur d'un réacteur à eau légère pour augmenter la marge thermique. En résultat de ces études, les inventeurs ont trouvé que la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure formée dans la zone de matériau combustible nucléaire est rendue supérieure à la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure formée dans la zone de matériau combustible nucléaire, et donc la marge thermique du coeur du réacteur à eau légère peut être augmentée sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Par utilisation de la structure de coeur de (3), le taux de génération de chaleur linéaire de la barre de combustible, la température centrale de la barre de combustible, et la marge thermique du MCPR, et analogues, peuvent être augmentées. En outre, un recyclage multiple des TRU peut être réalisé. La structure de coeur de (3) peut être réalisée par un coeur parfait dans lequel la zone de couverture inférieure, la zone fissile inférieure, la zone de couverture interne, la zone fissile supérieure, et la zone de couverture supérieure sont formées successivement depuis l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire vers l'extrémité supérieure de la 67 zone de matériau combustible nucléaire. Pour augmenter de cette façon la marge thermique, il est souhaitable d'augmenter la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire, en d'autres termes la longueur totale de la barre de combustible dans la longueur axiale. Dans le coeur d'un BWR, de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire à l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire, la densité de l'eau de refroidissement, qui est un modérateur de neutrons, diminue. Par conséquent, l'enrichissement du Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure diminue, et la hauteur de la zone fissile supérieure augmente, ainsi que l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure où la densité du caloporteur est supérieure à celle dans la zone fissile supérieure, et donc le facteur d'utilisation des neutrons est amélioré. Le rapport de surrégénération et le coefficient de vide du coeur n'empirent pas. L'augmentation de l'enrichissement du Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure provoque une réduction de la hauteur de la zone fissile inférieure. Toutefois, la plage d'augmentation de la hauteur de la zone fissile supérieure est plus large que la plage de diminution de la hauteur de la zone fissile inférieure, et donc, en résultat, la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est augmentée. Dans le cœur du réacteur à eau légère dont la marge thermique est augmentée, dans lequel la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure formée dans la zone de matériau combustible nucléaire devient supérieure à la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure formée dans la zone de matériau combustible nucléaire, même s'il se produit un premier accident au-delà d'un accident technique théorique, la puissance du réacteur peut diminuer automatiquement jusqu'à la puissance capable de refroidir les assemblages combustibles dans le coeur par la capacité du caloporteur qui peut être fourni depuis le système d'injection de cour haute pression du système de refroidissement de coeur d'urgence. En outre, dans un tel coeur de réacteur à eau légère, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, aucune réactivité positive n'est insérée. Le cour du réacteur à eau légère ayant la constitution de (3) peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère, parce que la marge thermique est augmentée. Les inventeurs, à titre de structure concrète pour réaliser la structure de coeur de (3), ont pensé à une structure de coeur de (I) et une structure de coeur de (II), qui vont être décrites ci-dessous. Dans la structure de coeur de (1), le total de la hauteur de la zone fissile inférieure dans la zone de matériau combustible nucléaire et de la hauteur de la zone fissile. supérieure est situé dans la plage allant de 350 mm à 600 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure est située dans la plage allant de 1,1 à 2,1 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. Dans la structure de cour de (II), la moyenne de l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure et de l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure est située dans la plage allant de 14 % à 22 et l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est situé dans la plage allant de 1,05 à 1,6 fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure. Dans l'une ou l'autre des structures de coeur de (I) et (II), la marge thermique peut être augmentée davantage sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Les résultats d'étude susmentionnés vont être expliqués en détail ci-dessous. L'étude susmentionnée a été réalisée avec pour objet le coeur d'un réacteur surrégénérateur à eau légère, par exemple le coeur d'un BWR ayant une puissance électrique de 1350 MW, et 720 assemblages combustibles ayant 271 barres de combustible pour chaque assemblage combustible sont chargés dans le coeur, et le rapport de surrégénération est de 1,01. Dans le réacteur surrégénérateur à eau légère, il est important qu'un coefficient de vide négatif, qui est l'un des indices importants du rapport de surrégénération, de la marge thermique et de la sécurité, soit satisfait dans un état bien équilibré sous un facteur de multiplication de neutrons efficaces de 1, qui est une condition restrictive critique. En résultat de l'étude des inventeurs,. effectuée pour le coeur d'un BWR constituant l'objet de l'étude, on trouve que l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la région fissile supérieure est diminué, et l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est augmenté, et donc, comme mentionné ci-dessus, la marge thermique du cœur peut être augmentée sans détériorer le rapport de surrégénération et le coefficient de vide. En général, quand l'enrichissement en Pu fissile augmente, le spectre de neutrons dans la zone fissile dans laquelle se trouve un matériau fissile est décalé vers le côté de haute énergie, et le nombre de neutrons générés quand les TRU subissent une fission augmente, et la fission rapide du matériau fertile, tel qu'U-238, augmente. Par conséquent, le nombre de neutrons fuyant dans la zone de couverture depuis la zone fissile augmente, ce qui contribue à une augmentation du rapport de surrégénération. Toutefois, comme la hauteur de la zone fissile nécessaire pour maintenir critique le coeur est réduite, la longueur totale de la barre de combustible diminue, et la marge thermique est réduite. D'autre part, la valeur absolue du coefficient de vide négatif du cœur augmente, et la marge de sécurité est augmentée. Toutefois, quand l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure est réduit et l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est augmenté, comme mentionné précédemment, la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire peut être augmentée. Par conséquent, la marge thermique du coeur est augmentée. Les inventeurs ont étudié le coeur lorsque la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure devient supérieure à la proportion de Pu fissile parmi 71 tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure formée dans la zone de matériau combustible nucléaire. La Figure 7 montre l'un des résultats de l'étude. Les inventeurs ont étudié les changements des hauteurs respectives de la zone fissile supérieure, de la zone fissile inférieure, et de la zone de matériau combustible nucléaire, dans un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre d'un réacteur surrégénérateur à eau légère quand le rapport de l'enrichissement en Pu fissile de la zone fissile supérieure à l'enrichissement en Pu fissile dans la zone fissile inférieure (appelé ci-après simplement rapport d'enrichissement en Pu fissile) est changé. La Figure 7 montre la relation entre le rapport d'enrichissement en Pu fissile et la hauteur de chaque zone. Une caractéristique P indique le changement de la hauteur de la zone fissile supérieure en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile. Une caractéristique Q indique le changement de la hauteur de la zone fissile inférieure en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile. Une caractéristique R indique le changement de la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile. En considération du caractère critique du coeur et de la planéité de la distribution de puissance dans la direction axiale du coeur, quand l'enrichissement en Pu fissile de tous les TRU dans la zone fissile supérieure est de 17 % et l'enrichissement en Pu fissile de tous les TRU dans la zone fissile inférieure est de 19 %, la hauteur de la zone fissile supérieure devient d'environ 1,1 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. Quand l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure est de 14 % et l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est de 22 %, la hauteur de la zone fissile supérieure devient d'environ 2,1 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. Chaque caractéristique représentée sur la Figure 7 indique les résultats d'évaluation quand la moyenne de l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure et de l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est de 18 %. Même si la moyenne d'enrichissement de la zone fissile supérieure et de la zone fissile inférieure est changée entre 16 % et 20 %, la hauteur de la zone fissile supérieure et la hauteur de la zone fissile inférieure en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile sont changées d'une manière similaire au cas ci-dessus quand la moyenne d'enrichissement est de 18 %. Les inventeurs ont étudié, dans un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre d'un réacteur surrégénérateur à eau légère, le changement du coefficient de vide dans chaque cas où le rapport d'enrichissement en Pu fissile est changé, et le changement de la réactivité insérée dans le coeur quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, dans chaque cas où le rapport d'enrichissement en Pu fissile est changé. La Figure 8, obtenue à partir des résultats de l'étude, montre la relation entre le rapport d'enrichissement en Pu fissile et le coefficient de vide, et la relation entre le rapport d'enrichissement en Pu fissile et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. Une caractéristique S indique le changement du coefficient de vide en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile. Une caractéristique T indique le changement de la réactivité insérée en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile. Comme un BWR a une distribution de densité des atomes d'hydrogène pour supporter la fonction de modération de neutrons dans la direction axiale du coeur, il est souhaitable que l'enrichissement en Pu fissile dans la zone fissile inférieure ayant une forte densité d'atomes d'hydrogène devienne supérieur à l'enrichissement dans la zone fissile supérieure ayant une petite densité d'atomes d'hydrogène. Si l'enrichissement en Pu fissile devient excessivement supérieur à 22 %, l'effet de l'augmentation de l'enrichissement en Pu fissile devient faible en raison de l'effet d'autoprotection des divers TRU dans la zone d'énergie de résonance. Ainsi, la quantité de Pu fissile nécessaire pour maintenir le coeur dans un état critique est augmentée inutilement, et le rendement économique du combustible du BWR est altéré. De plus, si l'enrichissement en Pu fissile devient excessivement inférieur à 14 %, le spectre d'énergie des neutrons est transféré vers le côté de faible énergie, et le rapport de surrégénération diminue et, en outre, la détérioration du coefficient de vide dépasse 10 %, et il est possible que le rendement économique du combustible et la sécurité du BWR puissent être altérés. Toutefois, comme l'indique la caractéristique T sur la Figure 8, si l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure devient inférieur à 1,05 (environ 18,5/17,5) fois l'enrichissement en Pu fissile de tous 74 les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, la réactivité insérée quand le cour dans sa globalité est supposé passer à un état de vide de 100 % dépasse 1 dollar (environ 0,34 %OK), et le coeur devient une région critique instantanée. Il faut éviter que le cour entre dans la région critique instantanée. Par conséquent, en correspondance avec le cas où il se produit un premier accident au-delà d'un accident technique théorique et le système d'injection de coeur haute pression est mis en service, l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure doit être établi à une valeur non inférieure à 1,05 fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure. Quand l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure dépasse 1,6 (22/14) fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, la valeur absolue du coefficient de vide négatif est réduite, et, en fonction du type de transitoire anormal ou d'accident, il est possible qu'apparaisse un cas où il est difficile de satisfaire aux bases de sécurité. Ainsi, l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est établi à une valeur non supérieure à 1,6 fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure. Conformément à la caractéristique T représentée sur la Figure 8, l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est établi à une valeur non inférieure à 1,25 (20/16) fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, et donc, même si le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, l'insertion d'une réactivité positive dans le coeur peut être évitée. Par conséquent, l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est situé dans la plage allant de 1,05 à 1,6 fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, et donc la marge thermique du coeur peut être augmentée. En résultat, la marge de sécurité du coeur peut être améliorée sans nuire au rendement économique du combustible du coeur. De préférence, il est souhaitable que l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure soit situé dans la plage allant de 1,25 à 1,6. fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure. Ce qui précède indique les résultats d'étude pour un coeur à l'équilibre, cependant, on peut dire la même chose pour un cœur initial et un coeur de transition vers un coeur à l'équilibre. La structure de coeur de (4) susmentionnée va être expliquée ci-dessous. On considère que le combustible nucléaire usé présent dans les assemblages combustibles usés générés en grande quantité par le réacteur à eau légère est géré soit par un procédé d'exécution d'un retraitement de combustible nucléaire et de recyclage des TRU, soit par un procédé d'exécution directe d'une évacuation terrestre des assemblages combustibles usés. Toutefois, il n'est pas facile de déterminer un site terrestre d'évacuation des assemblages combustibles usés, et donc il convient de considérer un moyen de stockage intermédiaire des assemblages combustibles usés. D'autre part, il se pose comme problème l'appréhension qu'un TRU nouvellement généré par le fonctionnement du réacteur à eau légère devienne un matériau de déchet radioactif de longue vie, qui peut empêcher l'établissement additionnel d'un réacteur à eau légère. Par conséquent, en tant que contremesure actuelle pour la propagation des réacteurs à eau légère, les inventeurs ont étudié le fait qu'un TRU peut fissionner au moyen d'un BWR actuellement en fonctionnement, et le nombre d'assemblages combustibles usés est fortement réduit. A titre d'exemple du recyclage d'un TRU par un réacteur à eau légère actuellement en fonctionnement, un seul recyclage seulement de Pu parmi les TRU, qui est appelé utilisation thermique du Pu, est mis en oeuvre en Europe. Toutefois, lorsque le recyclage d'un TRU est effectué de façon répétée, les conditions restrictives de sécurité ne peuvent pas être satisfaites, si bien qu'il est nécessaire de répéter le recyclage multiple des TRU tout en satisfaisant aux conditions restrictives de sécurité, et en réduisant fortement le nombre d'assemblages combustibles usés. Les inventeurs ont étudié une contremesure capable de réduire le nombre d'assemblages combustibles usés. En résultat, les inventeurs ont trouvé qu'une pluralité d'assemblages nucléaires contenant des nucléides trans- uraniques ayant des fréquences de recyclage différentes sont chargés et, parmi ces assemblages combustibles, une pluralité d'assemblages combustibles contenant le nucléide trans-uranique ayant la plus petite fréquence de recyclage sont disposés au niveau de la partie centrale du coeur, et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages combustibles contenant des nucléides trans-uraniques ayant des fréquences de recyclage plus grandes sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur (la structure de coeur de (4)), et, ainsi, le nombre d'assemblages combustibles usés peut être réduit. La structure de coeur de (4) peut par exemple être réalisée comme décrit ci-dessous. A savoir, des TRU ayant des fréquences de recyclage différentes sont incorporés dans des assemblages combustibles séparés, et ces assemblages combustibles sont chargés dans le cour d'un réacteur â eau légère. Chaque assemblage combustible, dont les TRU ayant des fréquences de recyclage identiques sont enrichis quand l'épuisement est de 0 et le temps de séjour du combustible dans le coeur est différent, est introduit dans le cour en relation de voisinage. Une pluralité d'assemblages combustibles contenant un nucléide trans-uranique ayant la plus petite fréquence de recyclage sont disposés au niveau de la partie centrale du cour et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du cour, les assemblages combustibles contenant les nucléides trans-uraniques ayant des fréquences de recyclage plus importantes sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du cour. Les TRU ayant des fréquences de recyclage différentes doivent être chargés séparément dans des assemblages combustibles différents sans être mélangés. Lors de l'enrichissement et du recyclage multiple de TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire usé généré dans le réacteur à eau légère utilisant de l'uranium légèrement enrichi et des TRU servant de combustible nucléaire dans l'uranium, la quantité de charge de TRU dans l'assemblage combustible frais peut être décidée pour chaque assemblage combustible contenant des TRU ayant la même fréquence de recyclage, de façon que les valeurs moyennes des facteurs de multiplication de neutrons efficaces infinis de tous les assemblages combustibles, contenant des TRU ayant des fréquences de recyclage identiques et ayant des temps de séjour différents du combustible dans le coeur, prennent pratiquement des valeurs identiques. Quand la fréquence de recyclage d'un TRU augmente, la proportion de Pu-239 dans le TRU diminue. Par conséquent, la structure de coeur de (4) est la même que dans le cas où le TRU est recyclé plusieurs fois, une pluralité d'assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire contenant la proportion la plus élevée de Pu-239 dans le TRU sont disposés au niveau de la partie centrale du cœur, et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire contenant une moindre proportion de Pu-239 dans le TRU sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur. Dans le réacteur à eau légère de recyclage utilisant un matériau combustible nucléaire contenant les TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, on peut viser une amélioration de la sécurité, une augmentation de la marge thermique et une réduction du nombre d'assemblages combustibles usés, en utilisant la structure de cœur de (4). L'étude susmentionnée va être expliquée en détail ci-dessous. L'étude a été effectuée en ayant pour objet le coeur d'un ABWR actuellement en service. Le coeur en objet de l'ABWR est un cœur utilisant par exemple de l'uranium légèrement enrichi ayant un enrichissement moyen de 4,8 %, ayant une puissance électrique de 1350 MW, et 872 assemblages combustibles ayant 74 barres de combustible pour chaque assemblage combustible sont chargés dans le cœur, Les assemblages combustibles utilisant de l'uranium légèrement enrichi en tant que matériau combustible nucléaire, par exemple, sont chargés dans le cœur de l'ABWR. Par exemple, le cœur du BWR dans lequel sont chargés des assemblages combustibles frais, fabriqués par utilisation du matériau combustible nucléaire obtenu par enrichissement, uniquement en Pu récupéré par retraitement du combustible nucléaire usé dans les assemblages combustibles usés générés dans l'ABWR, d'uranium appauvri, d'uranium naturel ou d'uranium dégradé, est généralement appelé un cœur thermique au Pu. Parmi les cœurs thermiques au Pu, un cœur dans lequel aucun assemblage combustible contenant de l'uranium légèrement enrichi n'est chargé, et tous les assemblages combustibles chargés ont un matériau combustible nucléaire contenant du Pu récupéré par retraitement de combustible nucléaire, est appelé ici un coeur Full MOX (entièrement à combustible oxyde mixte). Parmi les cœurs de réacteur à eau légère dans lesquels sont chargés des assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire contenant non seulement du Pu mais aussi tous les TRU récupérés par retraitement de combustible nucléaire, un coeur dans lequel sont chargés uniquement des assemblages combustibles contenant des TRU dont la fréquence de recyclage est de 1 est appelé un coeur de recyclage de première génération de TRU. Un coeur dans lequel sont chargés des assemblages nucléaires contenant des TRU dont la fréquence de recyclage est de deux, obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du coeur de recyclage de première génération de TRU, est appelé un coeur de recyclage de deuxième génération de TRU. Le coeur dans lequel sont chargés des assemblages combustibles contenant des TRU dont la fréquence de recyclage est de trois, obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du coeur de recyclage de deuxième génération de TRU, est appelé un coeur de recyclage de troisième génération de TRU. Quand la fréquence de recyclage des assemblages combustibles contenant des TRU augmente de cette façon, le numéro de génération du coeur augmente. Si la fréquence de recyclage des TRU augmente de cette façon, la proportion de nucléides ayant un noyau de nombre pair dans les TRU augmente, et la valeur absolue du coefficient de vide négatif est réduite. Par conséquent, la marge de sécurité du coeur diminue et le recyclage multiple des TRU ne peut pas être poursuivi. Conformément à W.S. Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000 MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 2007, page 52, dans un FBR, un système capable de prolonger la génération de recyclage des TRU au-delà du système de recyclage susmentionné est étudié. Le réacteur brûleur avancé (ABR), dans le recyclage de première génération des TRU, utilise de l'uranium appauvri, y compris les TRU obtenus par retraitement du combustible usé du réacteur à eau légère, en tant que matériau combustible nucléaire. Dans le recyclage de deuxième génération des TRU, on tente de charger et de recycler tous les TRU obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du coeur de recyclage de première génération de TRU, et de compenser l'insuffisance en TRU, dont la quantité est réduite en raison d'un brûlage dans le cœur de recyclage de première génération de TRU, avec les TRU obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé du réacteur à eau légère. Tant que le réacteur à eau légère et l'ABR fonctionnent en continu en parallèle de cette façon, les TRU provenant du combustible nucléaire usé généré par le réacteur à eau légère sont stockés en continu dans le coeur du réacteur à eau légère et l'équipement de recyclage de combustible. Par conséquent, à l'heure actuelle, on peut éviter de stocker les TRU ailleurs que dans le réacteur nucléaire. Si l'on tente le concept de l'ABR en utilisant un ABWR, le recyclage multiple des TRU peut être poursuivi plus longtemps qu'avec le coeur de recyclage multiple Full MOX. Cependant, bien que le recyclage multiple des TRU soit limité à un coeur de recyclage de quatrième génération de TRU, le nombre d'assemblages combustibles usés générés est réduit à environ 1/10 du cas où aucun recyclage de TRU n'est effectué. En utilisant la structure de cœur de (4), quand le recyclage multiple des TRU est poursuivi jusqu'au coeur de recyclage de huitième génération de TRU, le nombre d'assemblages combustibles usés générés est réduit à moins de 1 % du nombre généré lorsqu'aucun recyclage de TRU n'est effectué. En résultat de l'étude des inventeurs ayant pour objet un cœur de recyclage multiple de TRU Full MOX ordinaire, en tant que cause d'un transfert du coefficient de vide vers le côté positif quand le recyclage des TRU est poursuivi, on trouve qu'il y a deux événements qui sont que (I) la proportion de noyaux de nombre pair dans les TRU est augmenté et (II) quand le coefficient de vide dans le coeur augmente, la distribution de puissance dans la direction radiale est transférée dans la direction où elle est élevée dans la partie centrale du coeur et faible dans la partie périphérique. Sur la Figure 9, une caractéristique V indique la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur durant le fonctionnement en puissance nominale du BWR. Une caractéristique X indique la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. Quand la génération de recyclage du coeur de recyclage de TRU progresse, le taux d'augmentation du facteur de multiplication de neutrons infinis des assemblages combustibles, quand la fraction de vide du caloporteur augmente, augmente. Par utilisation de cet événement, une pluralité d'assemblages combustibles contenant des nucléides trans-uraniques ayant des fréquences de recyclage différentes sont chargés, et, parmi les assemblages combustibles, une pluralité d'assemblages combustibles contenant le nucléide trans-uranique ayant la plus petite fréquence de recyclage sont disposés au niveau de la partie centrale du coeur, et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du cœur, les assemblages combustibles contenant les nucléides trans-uraniques ayant des fréquences de recyclage plus importantes sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur, et par conséquent le décalage de la distribution de puissance vers la partie centrale du cœur dans la direction radiale peut être assoupli. Ce faisant, le recyclage multiple des TRU devient possible cependant que les bases de sécurité sont satisfaites et le nombre d'assemblages combustibles usés générés peut être réduit. L'assouplissement du décalage de la distribution de puissance vers la partie centrale du coeur va être expliqué concrètement ci-dessous. Les inventeurs ont trouvé que l'une des causes principales de l'insertion d'une large réactivité positive dans la zone de matériau combustible nucléaire quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % est que, lorsque le coeur dans sa globalité passe d'un état de vide de 100 ô à un état de distribution de vide lors du fonctionnement d'un BWR en puissance nominale, la distribution de puissance dans la direction radiale est décalée vers la partie centrale du coeur à grande importance de neutrons. Lors de la mise en oeuvre d'un recyclage multiple de TRU, la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU diminue successivement quand la fréquence de recyclage des TRU augmente et, quand la fraction de vide augmente, la quantité d'augmentation du facteur de multiplication de neutrons infinis des assemblages combustibles contenant des TRU augmente. En conséquence, les assemblages combustibles contenant des TRU ayant une petite fréquence de recyclage sont chargés au niveau de la partie centrale du coeur, et les assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage importante sont chargés dans la partie périphérique du coeur, et, par conséquent, le décalage vers la partie centrale du coeur dans la direction axiale de la distribution de puissance qui est générée quand le cœur dans sa globalité passe d'un état de vide de 100 % à un état de distribution de vide durant le fonctionnement nominal peut être assoupli. Par conséquent, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, on peut réaliser un coeur exempt d'insertion de réactivité positive. En outre, l'aplatissement de la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur, entre les assemblages combustibles contenant des TRU ayant différentes fréquences de recyclage, est obtenu par ajustement de la proportion du nombre d'assemblages combustibles devant être chargés. Dans un exemple de coeur de réacteur à eau légère auquel est appliquée la structure de coeur de (4), un état de coeur quand le réacteur est démarré dans une opération de recyclage est représenté sur la Figure 10. Ce coeur du réacteur à eau légère a une pluralité d'assemblages combustibles A à H, qui sont des assemblages combustibles allant d'une pluralité d'assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1 à une pluralité d'assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 8, contenant séparément des TRU dont les fréquences de recyclage vont de 1 à 8 respectivement. Sur la Figure 10, les lettres A, B, C, D, E, F, H et H indiquent les fréquences de recyclage des TRU. Sur la Figure 10, les chiffres 1, 2, 3, 4 et 5, ajoutés après les lettres, indiquent la période de séjour (le nombre de cycles de fonctionnement) de chacun des assemblages combustibles concernés dans le coeur. Par exemple, l'assemblage combustible B3 est un assemblage combustible qui contient des TRU ayant une fréquence de recyclage de deux et qui subit une opération dans un troisième cycle opérationnel après avoir été chargé dans le coeur. Le chiffre "5" indique un assemblage combustible subissant un cinquième cycle opérationnel. 85 Les assemblages combustibles A à C, et une partie de l'assemblage combustible D, sont retirés du réacteur nucléaire sous forme d'assemblages combustibles usés après la fin de l'opération du quatrième cycle opérationnel après chargement dans le coeur. Le reste de l'assemblage combustible D, et les assemblages combustibles F à H, restent dans le coeur jusqu'à achèvement de l'opération du cinquième cycle opérationnel après chargement dans le cour. Dans un coeur à l'équilibre, les TRU récupérés après retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible A4 retiré du coeur sous forme d'assemblage combustible usé sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles Bl fraîchement fabriqués. Les TRU récupérés après retraitement du combustible nucléaire usé, se trouvant dans l'assemblage combustible B4 retiré du coeur sous forme d'assemblage combustible usé, sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles Cl fraîchement fabriqués. De façon similaire, les TRU récupérés du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible C4 retiré du coeur sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles frais Dl, et les TRU récupérés du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible E5 retiré du coeur sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles frais F1. Les TRU récupérés du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible G5 sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles frais Hi et, finalement, seul l'assemblage combustible H5 reste sous forme d'assemblage combustible usé. Le nombre de chaque assemblage combustible des assemblages combustibles A à H est déterminé de façon à rendre les facteurs de multiplication de neutrons efficaces infinis des assemblages combustibles respectifs pratiquement identiques, et de façon à maintenir plate la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur. Dans le cœur représenté sur la Figure 10, les nombres respectifs des assemblages combustibles A à H lors d'un épuisement de 0 sont respectivement de 100 de chaque, 40 de chaque, 24 de chaque, 16 de chaque, 12 de chaque, 8 de chaque, 4 de chaque et 4 de chaque. Une pluralité d'assemblages combustibles contenant des TRU ayant la même fréquence de recyclage sont disposés de façon que des assemblages combustibles ayant différents temps de séjour de combustible dans le coeur soient disposés côte à côte. Les assemblages combustibles contenant des TRU ayant des fréquences de recyclage plus importantes sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur, et donc, quand la fraction de vide du coeur augmente, l'augmentation du facteur de multiplication efficace de neutrons infinis au niveau de la partie centrale devient relativement plus petite que l'augmentation du facteur de multiplication efficace de neutrons infinis dans la partie périphérique du coeur, par comparaison avec un coeur dans lequel sont chargés uniquement des assemblages combustibles contenant des TRU ayant la même fréquence de recyclage. Par conséquent, le décalage de la distribution de puissance dans la direction radiale vers la partie centrale du coeur est réduit. En résultat, bien que des assemblages combustibles nucléaires contenant séparément chaque TRU jusqu'à une fréquence de recyclage de huit soient chargés dans le coeur, comme le coefficient de vide est maintenu - 4 x 10-4 96-L1k/% de vide, le réacteur à eau légère peut fonctionner. Dans ce coeur, on trouve que le nombre d'assemblages combustibles usé peut être réduit à 0,5 % ou moins par rapport au cas où le TRU n'est pas recyclé. L'exemple dans lequel des assemblages combustibles allant des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1 aux assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 8 coexistent dans un seul coeur est expliqué ci-dessus, bien que l'on puisse utiliser la structure de coeur suivante. Par exemple, le coeur dans lequel sont chargés uniquement des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1, le coeur dans lequel sont chargés des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1 et des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 2, et le coeur dans lequel sont chargés des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1, des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 2, et des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 3, peuvent être pris en compte. En outre, le cas dans lequel tous les TRU récupérés de chaque assemblage combustible usé retiré du réacteur à eau légère sont recyclés est discuté ci-dessus cependant, dans le cas dans lequel seul le Pu parmi les TRU récupérés est recyclé et le cas où plusieurs nucléides parmi les TRU sont identifiés et sont recyclés conjointement avec le Pu, le concept selon lequel tous les TRU sont recyclés peut être appliqué directement. En combinant plusieurs structures de coeur parmi les 88 structures de coeur de (1), (2) et (3), on peut améliorer davantage la marge de sécurité. Par exemple, quand la structure de coeur de (1) est combinée avec la structure de coeur de (2), la marge de sécurité est davantage augmentée que dans le cas où la structure de coeur de (1) est utilisée seule, et quand la combinaison des structures de coeur (1) et (2) est en outre combinée avec la structure de coeur (3), la marge de sécurité augmente plus qu'avec la combinaison des structures de coeur de (1) et (2). Ce qui précède peut être dit également avec une combinaison de deux autres structures de coeur comprenant la structure de coeur de (2), et une combinaison de deux autres structures de coeur comprenant la structure de coeur de (3). Les modes de réalisation de la présente invention avec le concept susmentionné appliqué vont être expliqués en détail ci-dessous par référence aux dessins joints. Mode de réalisation 1 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 1, qui est un mode de réalisation préférable de la présente invention, va être expliqué en détail ci-dessous par référence aux Figures 11 à 20 et au Tableau 1. Un coeur 20 du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation comprend les structures de coeur de (1), (2) et (3) susmentionnées. Tableau 1 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 0,5 Pu-238 2,9 Pu-239 44,0 Pu-240 36,0 Pu-241 5,2 Pu-242 4,9 Am-241 3,6 Am-242M 0,1 Am-243 1,3 Cm-244 1,1 Cm-245 0,3 Cm-246 0,1 Le coeur 20 du réacteur à eau légère est un coeur pour une puissance électrique de 1350 MW, bien que l'échelle de puissance ne soit pas limitée à cette valeur. Le nombre d'assemblages combustibles chargés dans le cœur 20 est changé, si bien qu'un coeur ayant une autre échelle de puissance, auquel peut s'appliquer le présent mode de réalisation, peut être réalisé. Une vue d'ensemble du réacteur à eau bouillante (BWR), qui est un réacteur à eau légère pour une puissance électrique de 1350 MW, auquel est appliqué le cœur 20 du présent mode de réalisation, va être expliquée par référence à la Figure 11. Un BWR 1 est muni du coeur 20, d'un séparateur de vapeur 21 et d'un sécheur de vapeur 22 dans une cuve sous pression du réacteur 27. Le coeur 20 est entouré par une chemise de coeur 25 dans la cuve sous pression du réacteur 27. Une plaque de support de coeur 17, disposée au niveau d'une partie d'extrémité inférieure du cœur 20, est placée à l'intérieur de la chemise de coeur 25 et montée contre la chemise de coeur 25. Une plaque de structure de support supérieure 18, disposée au niveau d'une partie d'extrémité supérieure du coeur 20, est disposée dans la chemise de coeur 25 et montée contre celle-ci. Une pluralité de barres de commande 42 sont agencées dans une position insérable dans le cour 20. Les barres de commande 42 sont insérées dans le coeur 20 depuis le dessous. Des séparateurs de vapeur 21 sont disposés au-dessus du coeur 20 et le séchoir de vapeur 22 est disposé au-dessus du séparateur de vapeur 21. Une pluralité de pompes internes 26 sont installées au fond de la cuve sous pression du réacteur 27 et les turbines des pompes internes 26 sont disposées dans un espace annulaire 29 formé entre la cuve sous pression du réacteur 27 et la chemise de coeur 25. Un tuyau de vapeur principal 23 et un tuyau d'alimentation en eau 24 sont connectés à la cuve sous pression du réacteur 27. Le BWR1 1 est doté, à titre de système de refroidissement de coeur d'urgence quand le caloporteur délivré au coeur est perdu pour une raison quelconque, d'un système d'injection de coeur basse pression 31 et d'un système d'injection de coeur haute pression 32. Dans le coeur 20, comme le montre la Figure 12, sont chargés 720 assemblages combustibles 41. Une pluralité de barres de commande en forme de Y 42 sont installées à raison d'une pour trois assemblages combustibles 41, et 223 barres de commande 42 sont présentes. Les barres de commande respectives 42 sont connectées aux mécanismes d'entraînement de barre de commande respectifs installés au fond de la cuve sous pression du réacteur 27. Les mécanismes d'entraînement de barre de commande sont entraînés par un moteur et peuvent ajuster finement le mouvement des barres de commande 42 dans la direction axiale. Les mécanismes d'entraînement de barre de commande exécutent chaque opération de retrait des barres de commande 42 hors du coeur 20 et d'insertion des barres de commande 42 dans le coeur 20. Environ 1/5 des barres de commande 42 parmi les 223 barres de commande 42 sont des barres de commande pour ajuster la puissance du réacteur en étant insérées dans et retirées du coeur 20 du BWR 1 en fonctionnement, et les 4/5 restants environ des barres de commande sont dans un état complètement retiré du coeur 20 du BWR 1 en fonctionnement, et sont les barres de commande 42 devant être insérées dans le coeur 20 lors de l'arrêt du réacteur nucléaire. L'assemblage combustible 41 a une zone de matériau combustible nucléaire 16 dans laquelle est introduit le matériau combustible nucléaire et, dans la zone de matériau combustible nucléaire 16, sont formées successivement, en partant du haut, cinq zones qui sont une zone de couverture supérieure 5, une zone fissile supérieure 6, une zone de couverture interne 7, une zone fissile inférieure 8, et une zone de couverture inférieure 9. De plus, l'assemblage combustible 41 a une zone pour former une zone de réflecteur supérieure 10 au- dessus de la zone de couverture supérieure 5 dans un état où il est chargé dans le coeur 20 et, en outre, il a une autre zone pour former une zone de réflecteur inférieure 11 sous la zone de couverture inférieure 9 dans un état où il est chargé dans le coeur 20 (se référer à la Figure 16). Le coeur 20 a une zone de matériau combustible nucléaire 12 comprenant le matériau combustible nucléaire, une zone de réflecteur supérieure 10A, et une zone de réflecteur inférieure 11A. La zone de réflecteur supérieure 10A est formée au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 12 et est formée par la zone de réflecteur supérieure 10 de chacun des assemblages combustibles 41 chargés dans le coeur 20. La zone de réflecteur inférieure 11A est formée sous la zone de matériau combustible nucléaire 12 et est formée par la zone de réflecteur inférieure 11 de chacun des assemblages combustibles 41 chargés dans le coeur. La zone de matériau combustible nucléaire 12 du coeur 20 est formée par les zones de matériau combustible nucléaire 16 de tous les assemblages combustibles 41. La zone de matériau combustible nucléaire 12 a cinq zones qui sont une zone de couverture supérieure 5A formée par les zones de couverture supérieures 5, une zone fissile supérieure 6A formée par les zones fissiles supérieures 6, une zone de couverture interne 7A formée par les zones de couverture internes 7, une zone fissile inférieure 8A formée par les zones fissiles inférieures 8, et une zone de couverture inférieure 9A formée par les zones de couverture inférieures 9. La zone de couverture supérieure 5A, la zone fissile supérieure 6A, la zone de couverture interne 7A, la zone fissile inférieure 8A, et la zone de couverture inférieure 9A sont disposées dans cet ordre à partir de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12 en direction de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12. Le coeur 2 est un coeur parfait. Les zones 10A, 5A, 6A, 7A, 8A, 9A et 11A sont disposées aux mêmes positions que celles des zones respectives 10, 5, 6, 7, 8, 9 et 11 de l'assemblage combustible 41 dans la direction de la hauteur du coeur 20. Dans la section transversale de la zone où est chargé le matériau combustible nucléaire de l'assemblage combustible 41, 271 barres de combustible 44 ayant un diamètre extérieur de 10,1 mm sont agencées en un treillis triangulaire équilatéral dans une boîte de canaux 13 qui est un cylindre hexagonal, comme le montre la Figure 13. La forme de la section transversale de l'assemblage combustible 41 est hexagonale et l'espace entre la pluralité de barres de combustible 44 se trouvant dans l'assemblage combustible 41 est de 1,3 mm. Une rangée de barres de combustibles dans la couche la plus extérieure contient neuf barres de combustible 44. Les barres de commande 42 ayant une section transversale en forme de Y ont trois ailettes s'étendant vers l'extérieur depuis la barre de liaison positionnée au centre. Chaque ailette a une pluralité d'éléments absorbant les neutrons 3 garnis de B4C, qui est un matériau absorbant les neutrons, et est agencée à un intervalle de 1200 autour de la barre de liaison. La barre de commande 2 a un prolongateur fait en carbone, qui a un pouvoir de ralentissement inférieur à celui de l'eau légère, dans une extrémité d'insertion qui est insérée d'abord dans le coeur 20. La structure de l'assemblage combustible 41 va être expliquée ci-dessous par référence à la Figure 17. L'assemblage combustible 41 est doté d'une plaque support supérieure (élément de support de combustible supérieur) 14, d'une plaque support inférieure (élément de support de combustible inférieur) 15, d'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons (par exemple des barres absorbant les neutrons) 3, d'une pluralité de barres de combustible 44, et d'une boîte de canaux 13. La partie d'extrémité inférieure de chacune des barres de combustible 44 est supportée par la plaque support inférieure 15 et la partie d'extrémité supérieure de chacune des barres de combustible 44 est supportée par la plaque support supérieure 14. Chacune des barres de combustible 44 a une gaine scellée faite en un alliage de zirconium et, dans la gaine de chacune des barres de combustible 44, dans la direction axiale, sont agencés un collecteur 2, la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4, dans cet ordre depuis l'extrémité supérieure vers le dessous. Une pluralité de pastilles de combustible comprenant le matériau combustible nucléaire remplissent la zone de matériau combustible nucléaire (la longueur de combustible active) 16 positionnée au-dessus de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 remplie de B4C, qui est un matériau absorbant les neutrons. Dans la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 peut être disposée une barre de hafnium. La proportion de la surface en coupe transversale de la pastille de combustible par rapport à la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible dans la boîte de canaux 13 est de 53 1. Le diamètre extérieur de la barre de combustible 44 (le diamètre extérieur de la gaine) aux positions respectives de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 et de la zone de matériau combustible nucléaire 16 est de 10,1 mm. Le diamètre extérieur de la barre de combustible 44 (le diamètre extérieur de la gaine) au niveau de la position du collecteur 2 est de 5,8 mm et est inférieur au diamètre extérieur de la barre de combustible 44 au niveau de la position de la zone de matériau combustible nucléaire 16. La longueur du collecteur 2 est de 1100 mm. Le collecteur 2 est interconnecté à la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 et à la zone de matériau combustible nucléaire 16 dans la barre de combustible 44. Dans la zone de matériau combustible nucléaire 16, chacune des barres de combustible 44 est maintenue par un écarteur de combustible (non représenté) en plusieurs emplacements dans la direction axiale. Les écarteurs de combustible maintiennent les intervalles entre les barres de combustible mutuelles 44 à une largeur prédéterminée. La partie du collecteur 2 de chacune des barres de combustible 44 est supportée par trois écarteurs de combustible 33 en trois emplacements. Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 est maintenu sur la plaque support supérieure 14 par une barre de support (élément de support) 45 faite en un alliage de zirconium. Dans l'élément absorbant les neutrons 3, des pastilles de B4C remplissent le tube scellé ayant un diamètre extérieur de 6 mm. Ce tube est attaché à la barre de support 45. L'élément absorbant les neutrons 3 peut être structuré de façon à remplir les barres de hafnium dans le tube. Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 est disposé entre les collecteurs mutuels 2 de barres de combustible 44 voisines et les éléments absorbant les neutrons 3 sont installés à raison d'un par barre de combustible 44 (se référer à la Figure 18). Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 est disposé entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12, c'est-à-dire l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16, et une extrémité inférieure de la plaque support supérieure 14. La longueur des éléments absorbant les neutrons 3 est de 500 mm et la distance entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16 et l'extrémité inférieure des éléments absorbant les neutrons 3 est de 300 mm. Dans le présent mode de réalisation, le rapport de la surface en coupe transversale totale de tous les éléments absorbant les neutrons 3 à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles est de 16,8 %. Le rapport de la surface en coupe transversale totale de toute la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 3 à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles est de 49,3 Cette valeur de 49,3 ô n'englobe pas la surface en coupe transversale de la barre de commande 42. Quand le BWR 1 est en fonctionnement, l'eau de refroidissement dans l'espace annulaire 29 est pressurisée par la rotation de la pompe interne 26 et est délivrée au coeur 20. L'eau de refroidissement délivrée dans le coeur 20 est introduite dans chacun des assemblages combustibles 41 et est chauffée par la chaleur générée par la fission du matériau fissile, et une partie de celle-ci devient de la vapeur. Un courant à deux phases vapeur-liquide comprenant de l'eau de refroidissement et de la vapeur remonte dans la zone de réflecteur supérieure 10 dans l'assemblage combustible 41. Le courant à deux phases vapeur-liquide est introduit dans le séparateur de vapeur 21 depuis le coeur et la vapeur est séparée par le séparateur de vapeur 21. L'humidité est retirée davantage de la vapeur séparée au moyen du séchoir à vapeur 22. La valeur dont l'humidité a été retirée est délivrée à une turbine (non représentée) par l'intermédiaire du tuyau de vapeur principal 23 et fait tourner la turbine. Un générateur (non représenté) connecté à la turbine tourne et de l'énergie est générée. La vapeur déchargée de la turbine est condensée par un condenseur (non représenté) en eau condensée. L'eau condensée, servant d'eau d'alimentation, est introduite dans la cuve sous pression du réacteur 27 par l'intermédiaire du tuyau d'alimentation en eau 24. L'eau de refroidissement séparée par le séparateur de vapeur 21 est mélangée avec l'eau d'alimentation susmentionnée dans l'espace annulaire 29 et est pressurisée de nouveau par la pompe interne 26. L'agencement des assemblages combustibles 41 dans le coeur à l'équilibre va être expliqué par référence aux Figures 14 et 15. Les assemblages combustibles 41E dont le cycle opérationnel est le cinquième cycle et qui se trouvent dans le coeur depuis le plus longtemps,. en ce qui concerne le temps de séjour du combustible dans le cour, sont disposés dans la région de couche la plus extérieure 46 du coeur 20 ayant une faible impédance de neutrons. Les assemblages combustibles 41A qui ont le coefficient de multiplication de neutrons infinis le plus élevé et qui se trouvent dans le coeur 20 au cours d'un premier cycle de temps de séjour de combustible dans le coeur, sont chargés dans une région extérieure de coeur 48 adjacente en interne à la région de couche la plus extérieure du coeur 46, en aplatissant la distribution de puissance dans les directions radiales du coeur 20. Les assemblages combustibles 41B, 41C et 41D dont les cycles opérationnels sont respectivement le deuxième cycle, le troisième cycle et le quatrième cycle pour le temps de séjour de combustible dans le coeur, dont dispersés dans une région intérieure de coeur 50. Avec un tel agencement, il est prévu que la distribution de puissance dans la région intérieure de coeur 50 devienne plus plate. Les assemblages combustibles 41A, 41B, 41C, 41D et 41E sont respectivement l'assemblage combustible 41 représenté sur la Figure 13 et les Figures 19 et 20, que l'on décrira plus loin. Les plaques supports inférieures 15 de ces assemblages combustibles sont supportées par une pluralité de supports de combustible (non représentés) installés sur la plaque de support de coeur 17. Des trajets de caloporteur à travers lesquels l'eau de refroidissement est délivrée aux assemblages combustibles supportés par le support de combustible sont formés dans le support de combustible, et un orifice (non représenté) attaché dans le support de combustible est disposé au niveau de l'entrée de chacun des trajets de caloporteur. Dans le coeur 20, trois régions qui sont la région de couche la plus extérieure de coeur 46, la région extérieure de coeur 48 et la région intérieure de coeur 50 sont formées dans la direction radiale (se référer à. la Figure 15). L'orifice disposé dans la région de couche la plus extérieure de coeur 46, où la puissance de l'assemblage combustible 41 est la plus petite, a le plus petit trou, et le trou augmente dans l'ordre allant de l'orifice positionné dans la région extérieure de cœur 48 à l'orifice positionné dans la région intérieure de coeur 50. Le trou de l'orifice positionné dans la région intérieure de cœur 50 est le plus grand. La hauteur de chacune des zones dans la zone de matériau combustible nucléaire 16 de l'assemblage combustible 41 est telle qu'indiquée ci-dessous et comme le montre la Figure 16. La hauteur de la zone de couverture supérieure 5 (la zone de couverture supérieure SA) est de 70 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 (la zone fissile supérieure 6A) est de 283 mm, et la hauteur de la zone de couverture interne 7 (la zone de couverture interne 7A) est de 520 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 (la zone fissile inférieure 8A) est de 194 mm, et la hauteur de la zone de couverture inférieure 9 (la zone de couverture inférieure 9A) est de 280 mm. En outre, est formée la zone de réflecteur supérieure 10 (zone de réflecteur supérieure 10A) ayant une longueur de 1100 mm depuis l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16 vers le dessus. La zone de réflecteur supérieure 10 contient de l'eau de refroidissement (quand le BWR 1 est en service, un courant à deux phases vapeur-liquide) existant entre les collecteurs mutuels 2 des barres de combustible 41. Est formée la zone de réflecteur 99 inférieure 11 {zone de réflecteur inférieure 11A) ayant une longueur de 70 mm depuis l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16 vers le dessous. La zone de réflecteur inférieure 11 contient de l'eau de refroidissement existant entre les zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 mutuelles des barres de combustible 41. Les valeurs numériques de la longueur de la zone de réflecteur supérieure 10 et de la longueur de la zone de réflecteur inférieure 11 indiquent la longueur en regard de la longueur des barres de combustible agencées dans les assemblages combustibles dans la direction axiale. On peut dire la même chose en ce qui concerne la longueur de la zone de réflecteur supérieure 10 et la longueur de la zone de réflecteur inférieure 11 dans chaque mode de réalisation décrit plus loin. Les éléments absorbant les neutrons 3 et les barres de support 45 sont disposés dans la zone de réflecteur supérieure 10 {zone de réflecteur supérieure 10A). Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41 est de 0, dans toutes les barres de combustible 44 (les barres de combustible 44A à 44E représentées sur la Figure 19) de l'assemblage combustible 41, de l'uranium appauvri est introduit dans les trois zones de couverture qui sont la zone de couverture supérieure 5, la zone de couverture interne 7 et la zone de couverture inférieure 9, et, si l'on considère que le poids de TRU est de 100, un combustible oxyde mixte ayant un enrichissement de 15,7 a en poids en Pu fissile, avec de l'uranium appauvri mélangé en une proportion en poids de 213, est introduit dans la zone fissile supérieure 6 et, si l'on considère que le poids de TRU est de 100, un combustible oxyde mixte ayant un enrichissement de 20,2 p en Pu fissile, 100 avec de l'uranium appauvri mélangé en une proportion en poids de 143, est introduit dans la zone fissile inférieure 8. La zone de couverture supérieure 5, la zone de couverture interne 7 et la zone de couverture inférieure 9 ne contiennent pas de TRU. L'enrichissement moyen en Pu fissile dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 est de 17,5 en poids. Le TRU est un matériau récupéré par retraitement de combustible nucléaire provenant d'un matériau combustible IO nucléaire (combustible nucléaire usé) se trouvant dans l'assemblage combustible 41 retiré de la cuve sous pression du réacteur 27 sous forme d'assemblage combustible usé. Le combustible oxyde mixte n'est introduit dans aucune zone de couverture. En outre, dans 15 chaque zone de couverture, à la place de l'uranium appauvri, on peut utiliser de l'uranium naturel ou de l'uranium dégradé récupéré à partir des assemblages combustibles usés. L'assemblage combustible 41 a une pluralité de 20 barres de combustible 44A à 44E servant de barres de combustible 44, et ces barres de combustible sont disposées comme le montrent les Figures 19 et 20. La Figure 19 montre une coupe transversale de l'assemblage combustible 41 dans la zone fissile supérieure 6. La 25 Figure 20 montre une coupe transversale de l'assemblage combustible 41 dans la zone fissile inférieure 8. Le combustible oxyde mixte remplissant les zones fissiles supérieures respectives 6 des barres de combustible 44A à 44E a l'enrichissement en Pu fissile indiqué ci-dessous 30 dans un état d'épuisement de 0 (se référer à la Figure 19). Dans la barre de combustible 44A, l'enrichissement en Pu fissile est de 8,4 en poids, et, dans la barre de combustible 44B, l'enrichissement en Pu fissile est de 101 11,2 % en poids et, dans la barre de combustible 44C, l'enrichissement en Pu fissile est de 14,5 % en poids et, dans la barre de combustible 44D, l'enrichissement en Pu fissile est de 15,9 % en poids et, dans la barre de combustible 44E, l'enrichissement en Pu fissile est de 17,2 % en poids. Le combustible oxyde mixte remplissant les zones fissiles inférieures respectives 8 des barres de combustible 44A à 44E a l'enrichissement en Pu fissile indiqué ci-dessous dans un état d'épuisement de 0 (se référer à la Figure 20). Dans la barre de combustible 44A, l'enrichissement en Pu fissile est de 13,1 % en poids, et dans la barre de combustible 44B, l'enrichissement en Pu fissile est de 15,9 % en poids, et dans la barre de combustible 44C, l'enrichissement en Pu fissile est de 19,2 % en poids, et dans la barre de combustible 44D, l'enrichissement en Pu fissile est de 20,7 % en poids, et dans la barre de combustible 44E, l'enrichissement en Pu fissile est de 21,4 % en poids. Dans chaque zone de couverture des barres de combustible 44A à 44E, il n'existe pas de TRU, bien que chaque combustible oxyde mixte dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 des barres de combustible 44A à 44E comprenne les TRU ayant la composition indiquée dans le Tableau 1. Dans l'assemblage combustible 41, la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU est de 44 % en poids dans un état d'épuisement de O. Le Tableau 1 montre la composition des TRU existant dans le matériau combustible nucléaire incorporé dans les assemblages combustibles frais chargés dans le coeur et obtenu par retraitement de matériau combustible nucléaire des assemblages combustibles usés. Ces assemblages combustibles usés sont restés hors du BWR 1 pendant deux 102 ans, dans une piscine de stockage de combustible et l'équipement de retraitement de combustible, et pendant un dans l'équipement de fabrication de combustible, c'est-à-dire pendant trois ans au total après avoir été S retirés du cœur 20. Durant le fonctionnement du BWR 1, le produit de fission volatil généré par fission du matériau fissile dans chacune des barres de combustible 44 est stocké dans le collecteur 2. Comme le collecteur 2 a une longueur de 10 1100 mm, il peut stocker la quantité suffisante de produit de fission volatil généré par fission du matériau fissile. Par conséquent, la santé des barres de combustible 44 peut être assurée. Conformément au présent mode de réalisation, même si 15 on suppose que le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui est un événement impossible en tant qu'événement déclencheur dans un ABWR, les neutrons fuyant vers le haut ou vers le bas depuis la zone de matériau combustible nucléaire 12 peuvent être absorbés 20 par les éléments absorbant les neutrons 3 et les zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 parce qu'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons 3, ayant une longueur de 500 mm, sont disposés en une position 300 mm au-dessus de l'extrémité supérieure de la 25 zone de matériau combustible nucléaire 12, et une pluralité de zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 sont disposées vers le bas par rapport à l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12. Par conséquent, même si le cœur dans sa 30 globalité passe à un état de vide de 100 %, l'insertion d'une réactivité positive dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 peut être évitée. Quand un tel état apparaît, une réactivité négative est insérée dans 103 la zone de matériau combustible nucléaire 12. De plus, le cœur 20 a une zone fissile supérieure 6 qui a un enrichissement en Pu fissile de 15,7 % en poids et une hauteur de 283 mm, et une zone fissile inférieure 8 qui a un enrichissement en Pu fissile de 20,2 % en poids et une hauteur de 194 mm. L'enrichissement moyen en Pu fissile dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 est de 17,5 % en poids. Le total de la hauteur de la zone fissile inférieure 8 et de la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 477 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure est de 1,46 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. L'enrichissement en Pu fissile dans la zone fissile inférieure est de 1,29 fois l'enrichissement en Pu fissile dans la zone fissile supérieure 6. Dans un tel cœur 20, le rapport de surrégénération est de 1 ou plus et la marge thermique peut être augmentée davantage. En résultat, le cœur 20 du présent mode de réalisation peut réduire le taux maximal de génération de chaleur linéaire de 2 % par comparaison avec le cas où l'enrichissement en Pu fissile dans les deux zones fissiles supérieure et inférieure est identique et le coefficient de vide est négatif. Le BWR 1 ayant un tel cœur 20 peut poursuivre un recyclage multiple des TRU. Comme le présent mode de réalisation a les structures de cœur de (1), (2) et (3), même si le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12, et la santé des barres de combustible 44 est améliorée, et la marge thermique est augmentée. Par conséquent, la marge de sécurité peut être améliorée davantage sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. 2954848 104 Dans le coeur 20 du présent mode de réalisation, quand la même puissance électrique, de 1350 MW, que celle d'un ABWR est générée par utilisation d'une cuve sous pression du réacteur 27 ayant pratiquement la même taille 5 que celle de l'ABWR actuel, l'épuisement de décharge de la zone de matériau combustible nucléaire 12 comprenant la zone fissile supérieure 6A, la zone fissile inférieure 8A et la zone de couverture interne 7A à l'exclusion de la zone de couverture supérieure 5A et de la zone de 10 couverture inférieure 9A devient de 53 GWd/t, et l'épuisement de décharge de la zone de matériau combustible nucléaire 12 comprenant la zone de couverture supérieure 5A et la zone de couverture inférieure 9A devient de 45 GWd/t. Dans le coeur 20, le coefficient de 15 vide devient de -3 x 10_4 Dk/k/% de vide et le MCPR passe à 1,3. Par conséquent, dans le coeur 20, on peut atteindre un rapport de surrégénération de 1,01 dans un état où le taux de chaque isotope du TRU est maintenu pratiquement constant, comme mentionné ci-dessus. 20 Dans le présent mode de réalisation, la surface de trajet d'écoulement du courant à deux phases vapeur-liquide formé entre les collecteurs mutuels 2 des barres de combustible 44 sur la coupe II-II de la Figure 17 se réduit quand les éléments absorbant les neutrons 3 sont 25 disposés dans la zone de réflecteur supérieure 10 et la perte de pression dans la zone de réflecteur supérieure 10 augmente. Comme la perte de pression dans la zone de réflecteur supérieure 10 est inférieure à la perte de pression du coeur 20, il n'y a pas de problème 30 particulier. Dans la zone de couverture supérieure 5 et la zone de réflecteur supérieure 10, la perte de pression dans la zone de réflecteur supérieure 10 peut être réduite par formation d'une pluralité d'ouvertures 105 traversant la paroi latérale de la boîte de canaux 13. Les éléments absorbant les neutrons 3A représentés sur la Figure 21 et les éléments absorbant les neutrons 3B représentés sur la Figure 22 peuvent être utilisés à la place des éléments absorbant les neutrons 3 représentés sur les Figures 17 et 18. Un assemblage combustible 41F représenté sur la Figure 21 a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41 représenté sur la Figure 17, les éléments absorbant les neutrons 3 sont changés en éléments absorbant les neutrons 3A. Les autres structures de l'assemblage combustible 41F sont les mêmes que celles de l'assemblage combustible 41. Les éléments absorbant les neutrons 3A sont des corps circulaires et sont disposés de façon à entourer le collecteur 2 de chacune des barres de combustible 44. Les éléments absorbant les neutrons 3A sont structurés de façon à attacher une cuve scellée circulaire 38 ayant un diamètre extérieur de 8,8 mm agencée de façon à entourer la surface extérieure de la barre de combustible 44 vers la surface extérieure de la barre de combustible 44 et à remplir de B4C la zone circulaire formée entre la surface extérieure de la barre de combustible 44 et la cuve scellée. L'extrémité supérieure et l'extrémité inférieure de la cuve scellée sont scellées. Avec l'application des éléments absorbant les neutrons 3A, les barres de support 45 ne sont pas nécessaires. L'assemblage combustible 41G représenté sur la Figure 22 a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41 représenté sur la Figure 17, les éléments absorbant les neutrons 3 sont changés en éléments absorbant les neutrons 3B. Les autres structures de l'assemblage combustible 41G sont les mêmes que celles de 106 l'assemblage combustible 41. Les éléments absorbant les neutrons 3B sont constitués d'une plaque en Hf et sont disposés entre l'agencement des barres de combustible 44. Les deux extrémités de chaque plaque en Hf, ayant une épaisseur de 1,5 mm, sont attachées à un élément de bâti 5 ayant une section transversale hexagonale. Les éléments de bâti 5 sont agencés le long de la surface intérieure de la boîte de canaux 13 et sont attachés à la plaque support supérieure 14 par une pluralité de barres de support 45 et sont disposés de façon à enfermer le collecteur 2. En utilisant les éléments absorbant les neutrons 3A et 3B, on peut obtenir un effet similaire à celui du mode de réalisation 1. Mode de réalisation 2 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 2, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué en détail ci-dessous par référence aux Figures 23 à 27 et au Tableau 2. Un cœur 20A du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1), (2) et (3) susmentionnées. Tableau 2 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 0,1 Pu-238 4,8 Pu-23'9 ._.._~_. 8,5 Pu-240 39,1 Pu-241 4,5 Pu-242 26,0 Am-241 4,5 Am-242M 0,2 7 Am-243 4,8 Cm-244 4,5 Cm-245 1,4 Cm-246 1,1 Cm-247 0,2 Cm-248 0,3 Le cœur 20A du réacteur à eau légère a comme structure que l'assemblage combustible 41 devient un assemblage combustible 41H dans le cœur 20 du mode de réalisation 1. Le reste de la structure du coeur 20A est identique à celle du coeur 20. La partie du coeur 20A différente du coeur 20A va être expliquée. Le coeur 20A est un coeur parfait, d'une façon similaire au cœur 20. Le BWR, qui est un réacteur à eau légère auquel est appliqué le coeur 20A, a comme structure que le coeur 20 devient le cœur 20A dans le BWR. Le BWR a une structure similaire au BWR 1 à l'exception du cœur 20 et est un réacteur brûleur de TRU ayant le cœur 20A. L'assemblage combustible 41H (se référer aux Figures 23 et 25) chargé dans le cœur 20A a 397 barres de combustible 44F ayant un diamètre extérieur de 7,2 mm, agencées dans un treillis triangulaire équilatéral dans la boîte de canaux 13. L'espace entre les barres de combustible mutuelles 44H est de 2,2 mm et une rangée de barres de combustible dans la couche la plus extérieure contient neuf barres de combustible 44. La proportion de la surface en coupe transversale des pastilles de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boîte à gants 13 est de 36 Dans le cœur 20A, les assemblages combustibles 41A à 41D ayant subi des nombres différents de cycles opérationnels sont disposés de la façon montrée sur la Figure 24 dans un état de coeur à l'équilibre. Les 2954848 108 assemblages combustibles 41D, dont le cycle opérationnel est le quatrième cycle, sont disposés dans la région de couche la plus extérieure du coeur 46 (se référer à la Figure 15). Les assemblages combustibles 41A dont le 5 cycle opérationnel est le premier cycle sont disposés dans la région extérieure de coeur 48 et les assemblages combustibles 41B, 41C et 41D sont les cycles opérationnels sont respectivement le deuxième cycle, le troisième cycle et le quatrième cycle, sont 10 respectivement dispersés et disposés dans la région intérieure de coeur 50. Il existe une zone intermédiaire dans laquelle une pluralité d'assemblages combustibles 41B sont disposés de façon circulaire, entre la région intérieure de coeur 50 et la région extérieure de cœur 48. 15 La distribution de puissance d'un tel coeur dans la direction radiale est davantage aplatie. Les assemblages combustibles 41A à 41E représentés sur la Figure 24 sont respectivement l'assemblage combustible 41H. La zone de matériau combustible nucléaire 16A dans 20 laquelle existe le matériau combustible nucléaire de l'assemblage combustible 41H (se référer à la Figure 26) a comme structure que la zone de couverture inférieure 9 est retirée de l'assemblage combustible 41. Dans la zone de matériau combustible nucléaire 16A, comme le montre la 25 Figure 26, la hauteur de la zone de couverture supérieure 5 est de 20 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 218 mm, et la hauteur de la zone de couverture interne 7 est de 560 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 est de 224 mm. De plus, la hauteur de la zone de réflecteur supérieure 10 formée au- dessus de la zone de couverture supérieure 5 est de 1100 mm et la hauteur de la zone de réflecteur inférieure 11 formée sous la zone fissile inférieure 8 est de 70 mm. 109 La zone de matériau combustible nucléaire 12 du coeur 20A n'a pas de zone de couverture inférieure 9A. La zone de matériau combustible nucléaire 12 comprend la zone de couverture supérieure 5A, la zone fissile supérieure 6A, la zone de couverture interne 7A, et la zone fissile inférieure 8A ayant des hauteurs identiques aux hauteurs respectives de la zone de couverture supérieure 5, de la zone fissile supérieure 6, de la zone de couverture interne 7, et de la zone fissile inférieure 8. La structure de chacun des assemblages combustibles 41H va être expliquée ci-dessous par référence à la Figure 25. Chacun des assemblages combustibles 41H a une structure identique à celle de l'assemblage combustible 44, sauf que les barres de combustible 44 de l'assemblage combustible 41 deviennent les barres de combustible 44F. Les barres de combustible 44F ont la zone de matériau combustible nucléaire 16A susmentionnée et ont le collecteur 2 au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 16A et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A sous la zone de matériau combustible nucléaire 16A. Le diamètre extérieur du collecteur 2 est de 3,7 mm et la longueur du collecteur 2 est de 1100 mm. Dans la zone de matériau combustible nucléaire 16A de la barre de combustible 44F, existent la zone de couverture supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture interne 7, -et la zone fissile inférieure 8. Le diamètre extérieur de la partie de la barre de combustible 44F dans la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A est de 8,1 mm et est supérieur au diamètre extérieur de la partie de la barre de combustible 44F dans la zone de matériau combustible nucléaire 16A (se référer aux Figures 25 et 27). Les éléments absorbant les neutrons 3 110 ayant un diamètre extérieur de 6,2 mm sont disposés entre les collecteurs 2. Le rapport de la surface en coupe transversale totale de toute la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles est de 44,0 %. Cette valeur de 44,0 % n'englobe pas la surface en coupe transversale des barres de commande 42. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41H est de 0, toutes les barres de combustible 44F (les barres de combustible 44A à 44E représentées sur la Figure 19) de l'assemblage combustible 41H remplissent la zone de couverture supérieure 5 et la zone de couverture interne 7 avec de l'uranium appauvri et remplissent la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 avec un combustible TRU oxyde contenant des TRU dont la composition est représentée dans le Tableau 2, dans un état d'épuisement de O. L'enrichissement en Pu fissile du combustible TRU oxyde est de 13,0 % en poids et la proportion de Pu-239 dans le TRU est de 8,5 % en poids. Les TRU utilisés dans l'assemblage combustible 41H sont obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible usé. Aucune des zones de couverture n'est remplie du combustible oxyde mixte et ne contient de TRU. En outre, dans chaque zone de couverture, de l'uranium naturel ou de l'uranium dégradé récupéré à partir de l'assemblage combustible usé peut être utilisé à la place de l'uranium appauvri. Durant le fonctionnement du BWR, une quantité suffisante du produit de fission volatil généré par la fission du matériau fissile dans chacune des barres de combustible 44F peut être stockée dans le collecteur 2 ayant une longueur de 1100 mm. Par conséquent, la santé des barres de combustible 44F est améliorée. 111 Conformément au présent mode de réalisation, même si on suppose que le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui est un événement impossible en tant qu'événement déclencheur dans un ABWR, l'insertion d'une réactivité positive dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 peut être évitée parce qu'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons 3,'ayant une longueur de 500 mm, sont disposés en une position 300 mm au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12, et une pluralité de zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A sont disposées vers le bas à partir de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12. Quand un tel état apparaît, une réactivité négative est insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12. En outre, le présent mode de réalisation peut obtenir les effets apparaissant dans le mode de réalisation 1. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (2), et donc, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 et la santé des barres de combustible 44F est améliorée. Par conséquent, le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible d'un réacteur à eau légère. Dans le coeur 20A du présent mode de réalisation, quand la même puissance électrique, de 1350 MW, que celle de l'ABWR, est générée par utilisation d'une cuve sous pression du réacteur 27 ayant pratiquement la même taille que celle d'un ABWR actuel, l'épuisement de décharge devient de 65 GWd/t, et le coefficient de vide devient de 112 -3 x 10-4 ik/k/% de vide et le MCPR passe à 1,3. Dans le coeur 20A, tout en réalisant le maintien du taux des isotopes de. TRU, le poids des TRU obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé dans l'assemblage combustible usé 3 ans après avoir été retiré de l'assemblage combustible 41H du coeur 20A, servant d'assemblage combustible usé, est réduit de 8,3 % par rapport au poids de TRU de l'assemblage combustible frais 41H chargé dans le coeur. De plus, durant la période allant du chargement de l'assemblage combustible 41H dans le coeur 20A à son retrait, le rendement de fission des TRU, qui est la proportion du poids de fission des TRU parmi tous les poids de fission du matériau combustible nucléaire dans l'assemblage combustible 41H, est de 55 %. En outre, Le maintien du taux des isotopes de TRU signifie que les taux des isotopes de TRU sont identiques pour la génération n de recyclage de TRU et la génération (n+l) de recyclage de TRU. Même dans le présent mode de réalisation, les éléments absorbant les neutrons 3A ou 3B peuvent être utilisés à la place des éléments absorbant les neutrons 3. Mode de réalisation 3 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 3, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué en détail ci-dessous par référence à la Figure 28. Le cœur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a la structure de coeur susmentionnée de (1), (2) et (3), d'une manière similaire au coeur 20 du mode de réalisation 1. Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le cœur 20 du mode de réalisation 1, 113 l'assemblage combustible 41 devient un assemblage combustible 411. Le reste de la structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du cœur 20. L'assemblage combustible 411 a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41, les barres de combustible 44 deviennent des barres de combustible 44G. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 411 est identique à celle de l'assemblage combustible 41. Chacune des barres de combustible 44G se trouvant dans l'assemblage combustible 411 a comme structure que le collecteur 2 de la barre de combustible 44 devient un collecteur 2A. La barre de combustible 44G a le collecteur 2A, et la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 similaires à celles de la barre de combustible 44. Le collecteur 2A est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire 16. Les diamètres extérieurs des parties respectives de la barre de combustible 44G dans la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 sont de 10,1 mm. La proportion de la surface en coupe transversale des pastilles de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boîte de canaux 13 est de 53 %. Le collecteur 2A a une première zone 35A et une deuxième zone 35B. Le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2A dans la première zone 35A est de 4,8 mm et le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2A dans la deuxième zone 35B est de 4,4 mm. Le diamètre extérieur 2954848 114 de la partie dans la première zone 35A est supérieur au diamètre extérieur de la partie dans la deuxième zone 35B. La première zone 35A est une partie de gros diamètre et la deuxième zone 35B est une partie de petit diamètre. 5 La deuxième zone 35B est positionnée au-dessus de la première zone 35A. La longueur de la première zone 35A est de 300 mm et l'extrémité supérieure de la première zone 35A est positionnée en une position (l'extrémité inférieure de l'élément absorbant les neutrons 3) 300 mm 10 au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16. L'extrémité inférieure de la deuxième zone 35B est disposée à la même position que celle de l'extrémité supérieure de la première zone 35A. 15 Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 est disposé entre les deuxièmes zones mutuelles 35B qui sont la partie de petit diamètre des barres de combustible voisines 44G. Le diamètre extérieur de l'élément absorbant les neutrons 3 est supérieur au diamètre 20 extérieur (6 mm) des éléments absorbant les neutrons 3 utilisés dans le mode de réalisation 1, par exemple 7,4 mm. Le rapport de la surface en coupe transversale totale de tous les éléments absorbant les neutrons 3 à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages 25 combustibles est de 26,7 %. Le cœur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation satisfait à toutes les conditions restrictives et peut maintenir un rapport de surrégénération de 1,01. En outre, dans le présent mode 30 de réalisation, même si on suppose que le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui est impossible en tant qu'événement déclencheur dans un ABWR, une réactivité positive n'est pas insérée dans la zone de 2954848 115 matériau combustible nucléaire 12. En particulier, dans le présent mode de réalisation, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 la réactivité insérée dans le coeur du présent mode de 5 réalisation devient davantage négative que la réactivité insérée à ce moment dans le mode de réalisation 1 parce que le diamètre extérieur de l'élément absorbant les neutrons 3 est supérieur au diamètre extérieur des éléments absorbant les neutrons 3 du mode de réalisation 10 1. En outre, le présent mode de réalisation peut obtenir les effets apparaissant dans le mode de réalisation 1. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de (2) et (3), et donc la santé des 15 barres de combustible est améliorée et la marge thermique est augmentée. Par conséquent, le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau 20 légère. Mode de réalisation 4 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 4, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué 25 ci-dessous par référence aux Figures 29 et 30. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur susmentionnées de (1) et (3), d'une manière similaire au coeur 20 du mode de réalisation 1. 30 Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le coeur 20 du mode de réalisation 1, l'assemblage combustible 41 devient un assemblage combustible 41J. Le reste de la structure du coeur du 116 présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20. L'assemblage combustible 41J a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41, les barres de combustible 44 deviennent des barres de combustible 44H. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 41J est identique à celle de l'assemblage combustible 41. Chacune des barres de combustible 44H se trouvant dans l'assemblage combustible 41J a comme structure que le collecteur 2 de la barre de combustible 44 devient un collecteur 2B. La barre de combustible 44H a le collecteur 2B, et la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 similaires à celles de la barre de combustible 44. Le collecteur 2B est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire 16. Les diamètres extérieurs des parties respectives de la barre de combustible 44H dans la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 sont de 10,1 mm. La proportion de la surface en coupe transversale de la pastille de combustible. parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boite de canaux est de 53 Le collecteur 2B a une première zone 35C et une deuxième zone 35D. Le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2B dans la première zone 35C est de 5,8 mm et le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2B dans la deuxième zone 35D est de 7,4 mm. Le diamètre extérieur de la partie dans la deuxième zone 35D est supérieur au diamètre extérieur de la partie dans la première zone 35C. La première zone 35C est une partie de petit 2954848 117 diamètre et la deuxième zone 35D est une partie de gros diamètre. La deuxième zone 35D est positionnée au-dessus de la première zone 35C. La longueur de la première zone 35C est de 800 mm et la longueur de la deuxième zone 35D 5 est de 300 mm. L'extrémité inférieure de la deuxième zone 35D est positionnée en une position (l'extrémité supérieure de l'élément absorbant les neutrons 3) 800 mm au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16 et est positionnée à la 10 même position que celle de l'extrémité supérieure de la première zone 35C. Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 ayant un diamètre extérieur de 6 mm est placé entre les premières zones mutuelles 35C qui sont la partie de petit 15 diamètre des barres de combustible voisines 44H. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation satisfait à toutes les conditions restrictives et peut maintenir un rapport de surrégénération de 1,01. Dans le présent mode de 20 réalisation, le volume du collecteur 2B est supérieur à celui du collecteur 2 du mode de réalisation 1 parce que la deuxième zone 35D du collecteur 2B existant au-dessus de l'extrémité supérieure de l'élément absorbant les neutrons 3 est une partie de plus gros diamètre. Par 25 conséquent, la pression dans la barre de combustible 44H est diminuée davantage et la santé des barres de combustible 44H utilisées dans le présent mode de réalisation est améliorée davantage que celle des barres de combustible 44H utilisées dans le mode de réalisation 30 1. Le présent mode de réalisation peut obtenir les effets apparaissant dans le mode de réalisation 1. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de 2954848 118 (1) et (3), et donc, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 ô, l'insertion d'une réactivité positive dans le coeur peut être évitée, et la marge thermique est augmentée. Par conséquent, le présent 5 mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Mode de réalisation 5 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au 10 mode de réalisation 5, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence à la Figure 31 et au Tableau 2. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur susmentionnées de 15 (1) et (3). Le réacteur à eau légère auquel est appliqué le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation est un réacteur brûleur de TRU. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le coeur 20A du 20 mode de réalisation 2, l'assemblage combustible 41H devient un assemblage combustible 41K. Le reste de la structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20A. L'assemblage combustible 41K a comme structure que, dans l'assemblage combustible 25 41H, les barres de combustible 44F deviennent des barres de combustible 441. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 41K est identique à celle de l'assemblage combustible 41H. La proportion de la surface en coupe transversale de la pastille de combustible parmi 30 la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boîte à canaux est de 36 Chacune des barres de combustible 441 se trouvant dans l'assemblage combustible 41K a comme structure que 119 le collecteur 2 de la barre de combustible 44F devient le collecteur 2B. La barre de combustible 44J a le collecteur 2B, et la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A similaires à celles de la barre de combustible 44. Le collecteur 2B ayant la première zone 35C et la deuxième zone 35D du mode de réalisation 4 est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire 16. Le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2B dans la première zone 35C est de 3,7 mm et le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2B dans la deuxième zone 35D est de 5,6 mm. Le diamètre extérieur de la partie dans la deuxième zone 35D est supérieur au diamètre extérieur de la partie dans la première zone 35C. La deuxième zone 35D est positionnée au-dessus de la première zone 35C. L'extrémité inférieure de la deuxième zone 35D est positionnée en une position (l'extrémité supérieure de l'élément absorbant les neutrons 3) 800 mm au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16 et est positionnée à la même position que celle de l'extrémité supérieure de la première zone 35C. Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 ayant un diamètre extérieur de 8,1 mm est placé entre les premières zones mutuelles 35C qui sont la partie de petit diamètre des barres de combustible voisines 441. Le cœur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation satisfait à toutes les conditions restrictives et peut maintenir un rapport de surrégénération de 1,01. Dans le présent mode de réalisation, le volume du collecteur 2B devient supérieur 2954848 120 au volume du collecteur 2 utilisé dans le mode de réalisation 2 parce que le collecteur 2B existant au-dessus de l'extrémité supérieure de l'élément absorbant les neutrons 3 a la deuxième zone 35D. Par conséquent, la 5 pression dans la barre de combustible 44I peut être diminuée et la santé des barres de combustible 44I utilisées dans le présent mode de réalisation est améliorée davantage que celle des barres de combustible 44F utilisées dans le mode de réalisation 2. 10 Le présent mode de réalisation peut obtenir les effets apparaissant dans le mode de réalisation 2. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (3), et donc, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 °s, l'insertion d'une 15 réactivité positive dans le cœur peut être évitée, et la marge thermique est augmentée. Par conséquent, le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. 20 Mode de réalisation 6 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 6, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué 25 ci-dessous par référence aux Figures 32 à 34 et au Tableau 3. Un coeur 20B du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (2) susmentionnées. Le réacteur à eau légère auquel est appliqué le coeur du réacteur à eau légère du 30 présent mode de réalisation est un réacteur brûleur de TRU. Tableau 3 2954848 121 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 0,2 Pu-238 4,2 Pu-239 4,0 Pu-240 37,7 Pu-241 3,4 Pu-242 33,0 Am-241 4,3 Am-242M 0,2 Am-243 5,7 Cm-244 4,4 Cm-245 1,3 Cm-246 1,1 Cm-247 0,2 Cm-248 0,3 Le coeur 20B du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le coeur 20A du mode de réalisation 2, l'assemblage combustible 41H devient un assemblage combustible 41L. Le reste de la structure du coeur 20B du 5 présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20A. L'assemblage combustible 41L a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41L, les barres de combustible 44F deviennent des barres de combustible 44J. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 41L 10 est identique à celle de l'assemblage combustible 41H. La forme de la section longitudinale de l'assemblage combustible 41L est identique à la forme de la section longitudinale, représentée sur la Figure 25, de l'assemblage combustible 41H. 15 Le coeur 20B au présent mode de réalisation est un coeur de zone fissile ayant une puissance électrique de 450 MW et est un cœur appliqué à un réacteur brûleur de TRU. L'assemblage combustible 41L chargé dans le coeur 20B 2954848 122 a 331 barres de combustible 44J ayant un diamètre extérieur de 8,7 mm, agencées dans un treillis triangulaire équilatéral dans la boîte de canaux 13. L'espace entre les barres de combustible mutuelles 44J 5 est de 1,6 mm et une rangée de barres de combustible dans la couche la plus extérieure contient dix barres de combustible 44. La proportion de la surface en coupe transversale de la pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de 10 combustible unitaires dans la boîte à gants 13 est de 46 %. Dans le coeur 20B, les assemblages combustibles 41A à 41D ayant subi des nombres différents de cycles opérationnels sont disposés de la façon montrée sur la Figure 33 dans un état de cœur à l'équilibre. Les 15 assemblages combustibles 41D, dont le cycle opérationnel est le quatrième cycle, sont disposés dans la région de couche la plus extérieure du coeur 46. Les assemblages combustibles 41A dont le cycle opérationnel est le premier cycle sont disposés dans la région extérieure de 20 coeur 48 et les assemblages combustibles 41B, 41C et 41D sont les cycles opérationnels sont respectivement le deuxième cycle, le troisième cycle et le quatrième cycle, sont respectivement dispersés et disposés dans la région intérieure de coeur 50. Il existe une zone intermédiaire 25 dans laquelle une pluralité d'assemblages combustibles 41B sont disposés de façon circulaire, entre la région intérieure de cour 50 et la région extérieure de coeur 48. La distribution de puissance d'un tel cœur 20B dans la direction radiale est davantage aplatie. Les assemblages 30 combustibles 41A à 41E représentés sur la Figure 33 sont respectivement l'assemblage combustible 41L. La zone de matériau combustible nucléaire 16B dans laquelle existe le matériau combustible nucléaire de 2954848 123 l'assemblage combustible 41L (se référer à la Figure 34) a la zone de couverture supérieure 5, une zone fissile 34, et la zone de couverture inférieure 9. La zone de réflecteur supérieure 10 se trouve au-dessus de 5 l'extrémité supérieure de la zone de couverture supérieure 5, et la zone de réflecteur intérieure 11 se trouve sous l'extrémité inférieure de la zone de couverture inférieure 9. La hauteur de la zone de couverture supérieure 5 est de 20 mm, la hauteur de la 10 zone fissile 34 est de 201 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 9 est de 20 mm. Par ailleurs, la hauteur de la zone de réflecteur supérieure 10 est de 1100 mm et la hauteur de la zone de réflecteur inférieure 1l est de 70 mm. 15 Bien que cela ne soit pas représenté, la zone de matériau combustible nucléaire 12 du coeur 20B comprend la zone de couverture supérieure 5A, la zone fissile 34A, et la zone de couverture inférieure 9A ayant des hauteurs identiques aux hauteurs respectives de la zone de 20 couverture supérieure 5, de la zone fissile 34, de la zone et de la zone de couverture inférieure 9. La zone de couverture supérieure 5A, la zone fissile 34A et la zone de couverture inférieure 9A sont disposées dans cet ordre dans la direction axiale du coeur 20B. 25 Le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2 de la barre de combustible 44J est de 4,2 mm et le diamètre extérieur des éléments absorbant les neutrons 3 est de 6,7 mm. Le diamètre extérieur de la partie de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A 30 de la barre de combustible 44J est de 9,0 mm. Le rapport de la surface en coupe transversale totale de tous les éléments absorbant les neutrons à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages nucléaires est de 124 26,0 %. Le rapport de la surface en coupe transversale totale de toute la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles est de 46,7 %. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41L est de 0, toutes les barres de combustible 44J (les barres de combustible 44A à 44E représentées sur la Figure 19) de l'assemblage combustible 41L remplissent la IO zone de couverture supérieure 5 et la zone de couverture inférieure 9 avec de l'uranium appauvri et remplissent la zone fissile 34 avec un combustible TRU oxyde contenant des TRU dont la composition est représentée dans le Tableau 3, dans un état d'épuisement de O. 15 L'enrichissement en Pu fissile du combustible-TRU oxyde est de 7,4 % en poids et la proportion de Pu-239 dans le TRU est de 4,0 % en poids. Les TRU incorporés dans l'assemblage combustible 41L sont obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant 20 dans l'assemblage combustible usé. Aucune zone de couverture n'est remplie du combustible oxyde mixte et ne contient de TRU. En outre, dans chaque zone de couverture, de l'uranium naturel ou de l'uranium dégradé récupéré à partir de l'assemblage combustible usé peut 25 être utilisé à la place de l'uranium appauvri. Durant le fonctionnement du réacteur à eau légère auquel est appliqué le coeur 20B du présent mode de réalisation, une quantité suffisante du produit de fission volatil généré par la fission du matériau fissile 30 dans chacune des barres de combustible 44J peut être stockée dans le collecteur 2 ayant une longueur de 1100 mm. Par conséquent, la santé des barres de combustible 44 est assurée. 2954848 125 Conformément au présent mode de réalisation, même si on suppose que le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui est un événement impossible en tant qu'événement déclencheur dans un ABWR, l'insertion 5 d'une réactivité positive dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 peut être évitée parce qu'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons 3, ayant une longueur de 500 mm, sont disposés en une position 300 mm au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12, et une pluralité de zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A sont disposées vers le bas par rapport à l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12. Quand un tel état apparaît, une réactivité négative est insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12. En outre, le présent mode de réalisation peut obtenir les effets apparaissant dans le mode de réalisation 2. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (2), et donc il peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Dans le coeur 20B du présent mode de réalisation, quand une puissance électrique de 450 MW est générée par utilisation d'une cuve sous pression du réacteur 27 ayant pratiquement la même taille que celle d'un ABWR actuel, l'épuisement de décharge devient de 75 GWd/t, et le coefficient de vide devient de -3 x 10-5 ik/k/ô de vide et le MCPR passe à 1,3. Dans le coeur 20B, tout en réalisant le maintien du taux des isotopes de TRU, le poids des TRU obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé dans l'assemblage combustible usé 3 ans 126 après avoir été retiré de l'assemblage combustible 41L du cœur 20B, sous forme d'assemblage combustible usé, est réduit de 7,4 ô par rapport au poids de TRU de l'assemblage combustible frais 41L chargé dans le coeur. De plus, durant la période allant du chargement de l'assemblage combustible 41L dans le coeur 20B à son retrait, le rendement de fission des TRU, qui est la proportion du poids de fission des TRU parmi tous les poids de fission du matériau combustible nucléaire dans l'assemblage combustible 41L, est de 80 %. Mode de réalisation 7 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 7, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence aux Figures 10, 35 et 36 et au Tableau 4. Un coeur 20C du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a la structure de cœur de (4). Le coeur 20C du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation est un coeur d'ABWR dans lequel la puissance électrique est de 1350 MW et dans lequel sont chargés 872 assemblages combustibles 41M. Une pluralité de barres de commande 47 ayant une coupe transversale en forme de croix sont insérées dans le coeur 20C et retirées du coeur 20C pour contrôler la puissance du réacteur. Tableau 4 Combusti 1 Nucléide A B C D E F G H ble retiré Poids de 1,51 1,20 1,04 0,93 0,86 0,79 0,70 0,70 0,67 TRU (t) Np-237 6,66 5,00 3,93 3,24 2,70 2,31 2,00 1,82 1,63 Pu-238 2,76 7,65 10,03 11,44 12,33 12,98 13,37 13,39 13,45 2954848 127 Pu-239 48,81 31,47 24,85 21,21 18,48 16,53 14,94 13,70 12,47 Pu-240 23,05 28,41 29,93 30,85 31,45 32,22 33,18 34,41 35,47 Pu-241 6,95 9,50 8,66 7,60 6,68 5,90 5,12 4,18 3,66 Pu-242 5,05 8,44 10,56 12,03 13,50 14,52 15,38 16,03 16,68 Am-241 4,67 4,76 5,75 6,54 7,12 7,56 8,01 8,66 8,97 Am-242M 0,02 0,06 0,09 0,11 0,13 0,14 0,16 0,18 0,20 Am-243 1,47 2,62 3,14 3,42 3,69 3,83 3,90 3,95 3,99 Cm-243 0,01 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 0,01 0,01 Cm-244 0,50 1,82 2,55 2,88 3,09 3,09 2,95 2,65 2,43 Cm-245 0,04 0,21 0,40 0,52 0,61 0,65 0,68 0,70 ___ 0,70 r Cm-246 0,01 0,04 0,09 0,13 0,18 0,22 0,26 0,28 0,30 Cm-247 0,00 0,00 0,00 0,01 0,02 0,02 0,02 0,03 0,03 Cm-248 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,01 0,01 0,01 0,01 Un assemblage combustible 41M a 74 barres de combustible et la section transversale de l'assemblage combustible 41M est un carré. Dans l'assemblage combustible 41M, comme le montre la Figure 36, les 74 5 barres de combustible ayant un diamètre extérieur de 11,2 mm sont agencées dans la boîte de canaux cylindrique 13A ayant une section transversale carrée. Ces barres de combustible 44K sont agencées selon une forme de treillis carrée. Deux barres d'eau 39 sont agencées dans la partie 10 centrale de la section transversale de l'assemblage combustible 41M. La hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire dans laquelle est chargé le matériau combustible nucléaire du coeur 20C est de 3,71 mm. Une 15 pluralité d'assemblages combustibles 41J chargés dans le coeur 20C comprennent les assemblages combustibles A, B, C, D, E, F, G et H, comme le montre la Figure 10. Ces assemblages combustibles chargent des TRU ayant des fréquences de recyclage différentes dans les barres de 20 combustible 44K en tant que matériau combustible nucléaire. Concrètement, chacune des barres de combustible 44K 2954848 128 de l'assemblage combustible A ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 1) obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible usé retiré du coeur à 5 l'équilibre. Chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible B ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 2) obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible A qui est un assemblage 10 combustible usé retiré du cœur à l'équilibre. Chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible C ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 3) obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible 15 B qui est un assemblage combustible usé retiré du coeur à l'équilibre. De façon similaire, chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible D ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 4) obtenus à partir du 20 combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible C et chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible E ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 5) obtenus à partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage 25 combustible D. Chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage, combustible F ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 6) obtenus à partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible E, et chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible G ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 7) obtenus à partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible F, 2954848 129 et chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible H ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 8) obtenus à partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage 5 combustible G. Les TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 1) chargés dans chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible A sont récupérés à partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible avec de l'uranium légèrement 10 enrichi chargé dans les barres de combustible qui ne contiennent pas de TRU quand l'épuisement est de O. Les TRU ayant des fréquences de recyclage différentes ne sont pas mélangés et sont chargés séparément dans les barres de combustible d'assemblages combustibles différents (par 15 exemple les assemblages combustibles A, B, C, etc.). Dans le coeur 20C, parmi les assemblages combustibles A à H ayant différentes fréquences de recyclage des TRU, une pluralité d'assemblages combustibles A contenant les TRU ayant la plus petite fréquence de recyclage sont 20 disposés au niveau de la partie centrale, et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages combustibles contenant les TRU ayant des fréquences de recyclage plus élevées sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus 25 extérieure du coeur. Concrètement, chaque assemblage combustible parmi les assemblages combustibles B, C, D, E, F, G et H, dans l'ordre alphabétique, est disposé en partant de la partie centrale du coeur où les assemblages combustibles A sont disposés en direction de la zone de 30 couche la plus extérieure. Le coeur 20C comprend 100 assemblages combustibles Al, 40 assemblages combustibles B1, 24 assemblages combustibles Cl, 16 assemblages combustibles Dl, 12 2954848 130 assemblages combustibles El, 8 assemblages combustibles FI, 4 assemblages combustibles G1, et 4 assemblages combustibles Hi. Des nombres d'assemblages combustibles sont les nombres en lesquels les assemblages combustibles 5 Al, Bi, Cl, DI, E1, F1, G1 et H1 sont dans un état d'épuisement de O. Les assemblages combustibles A â H chargés dans le coeur 20C comprennent des assemblages combustibles dont les temps de séjour de combustible dans le coeur (le 10 nombre de cycles opérationnels) sont différents. Les chiffres 1, 2, 3, 4 et 5 attachés aux lettres (par exemple A â H, décrites en relation avec l'assemblage combustible) servant à discriminer les assemblages combustibles contenant des TRU ayant des fréquences de 15 recyclage différentes, indiquent le temps de séjour de combustible dans le coeur (le nombre de cycles opérationnels) de l'assemblage combustible concerné (par exemple l'assemblage combustible A, l'assemblage combustible B, etc.). Quand ce chiffre augmente, ceci 20 signifie que le temps de séjour de combustible dans le coeur est plus long. L'assemblage combustible auquel est attaché un "1" est un assemblage combustible dans le premier cycle de temps de séjour de combustible dans le coeur, et l'assemblage combustible auquel est attaché un 25 "5" est un assemblage combustible dans le cinquième cycle de temps de séjour de combustible dans le coeur. Par exemple, l'assemblage combustible Al est un assemblage combustible qui contient des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1 et qui subit une opération 30 dans le premier cycle opérationnel après chargement dans le cœur 20C. L'assemblage combustible E5 est un assemblage combustible qui contient des TRU ayant une fréquence de recyclage de 5 et qui subit une opération 2954848 131 dans le cinquième cycle opérationnel après chargement dans le coeur 20C. Les assemblages combustibles A à c et une partie de l'assemblage combustible D sont retirés du réacteur nucléaire sous forme d'assemblage combustible 5 usé après la fin de l'opération dans le quatrième cycle opérationnel après chargement dans le coeur 20C. Le reste de l'assemblage combustible D et les assemblages combustibles F à H sont retirés du réacteur nucléaire sous forme d'assemblage combustible usé après la fin de 10 l'opération dans le cinquième cycle opérationnel après chargement dans le coeur 20C. Parmi une pluralité d'assemblages combustibles contenant des TRU ayant la même fréquence de recyclage, les assemblages combustibles ayant des temps de séjour de 15 combustible dans le coeur différents sont agencés au voisinage les uns des autres. Par exemple, pour un certain assemblage combustible Al, les assemblages combustibles A4 sont placés attenants du côté droit et du côté gauche sur la Figure 10 et les assemblages 20 combustibles A3 sont placés attenants en haut et en bas sur la Figure 10. Le Tableau 4 montre le poids de chacun des TRU des assemblages combustibles A à H et de l'assemblage combustible retiré sous forme d'assemblage combustible 25 usé, et la composition de chacun des TRU. Les colonnes A à H dans le Tableau 4 correspondent aux assemblages combustibles A à H. L'assemblage combustible retiré sous forme d'assemblage combustible usé est, par exemple, l'assemblage combustible H5. 30 Conformément au coeur 20C du présent mode de réalisation, quand la fraction de vide du coeur 20C augmente, l'augmentation du facteur de multiplication efficace des neutrons infinis au niveau de la partie 132 centrale du coeur 20C devient relativement inférieure à l'augmentation du facteur de multiplication efficace des neutrons infinis dans la zone de couche la plus extérieure du cœur. Par conséquent, le décalage de la distribution de puissance vers la partie centrale du coeur est réduit (se référer à la Figure 9). Ainsi, bien que les assemblages combustibles nucléaires Hl à H5 contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 8 soient chargés dans le cœur 20C, l'épuisement de décharge de l'assemblage combustible H5 retiré du coeur 20C sous forme d'assemblage combustible usé devient de 45 GWd/t et le coefficient de vide du coeur 20C devient de -4 x 10-4 %Lk/% de vide. Dans le coeur 20C, le nombre d'assemblages combustibles usés générés peut être réduit à 0,5 % ou moins par comparaison avec le cas où les TRU ne sont pas recyclés. Bien que l'on utilise un combustible oxyde mixte de TRU et d'uranium appauvri en tant que matériau combustible nucléaire dans les assemblages combustibles chargés dans le coeur 20C du présent mode de réalisation, on peut utiliser de l'uranium naturel ou de l'uranium dégradé récupéré à partir d'assemblages combustibles usés à la place de l'uranium appauvri. En outre, on peut utiliser le Pu extrait des TRU ou plusieurs nucléides actinides mineurs dans les TRU et le Pu à la place des TRU. Mode de réalisation 8 Un cœur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 8, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence aux Figures 37 et 38. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de cœur susmentionnées de (1), (2) et (3), 2954848 133 d'une manière similaire au cœur 20 du mode de réalisation 1. Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le coeur 20 du mode de réalisation 1, 5 l'assemblage combustible 41 devient un assemblage combustible 41N. Le reste de la structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20. L'assemblage combustible 41N a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41, les barres de 10 combustible 44 deviennent des barres de combustible 44L. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 41N est identique à celle de l'assemblage combustible 41. Chacune des barres de combustible 44L se trouvant dans l'assemblage combustible 41N a le collecteur 2, la 15 zone de matériau combustible nucléaire 16, et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4, d'une façon similaire aux barres de combustible 44 se trouvant dans l'assemblage combustible 41. Les diamètres extérieurs des parties respectives de la barre de 20 combustible 44L dans le collecteur 2, la zone de matériau combustible nucléaire 16, et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4, sont identiques aux diamètres extérieurs des parties des barres de combustible 44. 25 La zone de matériau combustible nucléaire 16 dans laquelle existe le matériau combustible nucléaire de l'assemblage combustible 41N a la zone de couverture supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture interne 7, la zone fissile inférieure 8, et la 30 zone de couverture inférieure 9, comme le montre la Figure 37. La zone de réflecteur supérieure 10 se trouve au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de couverture supérieure 5, et la zone de réflecteur 134 inférieure 11 se trouve sous l'extrémité inférieure de la zone de couverture inférieure 9. La hauteur de la zone de couverture supérieure 5 est de 70 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 242 mm, et la hauteur de la zone de couverture interne 7 est de 520 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 est de 220 mm, et la hauteur de la zone de couverture inférieure 9 est de 280 mm. Le total de la hauteur de la zone fissile inférieure 8 et de la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 462 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 1,10 fois la hauteur de la zone fissile inférieure 8. La hauteur de la zone de réflecteur supérieure 10 est de 1100 mm et la hauteur de la zone de réflecteur inférieure 11 est de 70 mm. Dans le présent mode de réalisation, les pastilles de combustibles garnissant la zone fissile supérieure 6 de la barre de combustible 44L sont toutes des pastilles creuses, ce qui diffère des autres modes de réalisation. Dans la barre de combustible 44L, toutes les pastilles de combustible garnissant respectivement la zone de couverture supérieure 5, la zone de couverture interne 7, la zone fissile inférieure 8 et la zone de couverture inférieur 9, autres que la zone fissile supérieure 6, sont les pastilles pleines utilisées dans les autres modes de réalisation. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41N est de 0, toutes les barres de combustible 44L de l'assemblage combustible 41N remplissent les trois zones de couverture avec de l'uranium appauvri et remplissent la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 avec un combustible oxyde mixte. Dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 de l'assemblage combustible 41N, en supposant que le 135 poids des TRU est de 100, l'enrichissement en Pu fissile mélangé à de l'uranium appauvri en une proportion en poids de 173 est de 18,0 % en poids chaque. Les TRU sont récupérés par retraitement à partir du combustible nucléaire usé présent dans l'assemblage combustible 41N, qui est un assemblage combustible usé. Aucune zone de couverture n'est garnie de combustible oxyde mixte et ne contient de TRU. En outre, dans chaque zone de couverture, on peut utiliser de l'uranium naturel ou de l'uranium dégradé récupéré à partir de l'assemblage combustible usé à la place de l'uranium appauvri. Les barres de combustible 44N à 44R sont utilisées en tant que barres de combustible 44L agencées dans l'assemblage combustible 41N. Les barres de combustible 44N à 44R sont agencées dans la boîte de canaux 13 comme le montre la Figure 38. Dans l'assemblage combustible 41N ayant un épuisement de 0, l'enrichissement en Pu fissile respectivement de la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 est de 10,7 % en poids dans les barres de combustible 44N, 13,5 % en poids dans les barres de combustible 440, 16,8 % en poids. dans les barres de combustible 44P, 18,2 % en poids dans les barres de combustible 44Q, et 19,5 % en poids dans les barres de combustible 44R. Le présent mode de réalisation peut obtenir chaque effet apparaissant dans le mode de réalisation 1. Le présent mode de réalisation a les structures de cœur de (1), (2) et (3), et donc, même quand le cœur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 et la santé des barres de combustible est améliorée, et la marge thermique est augmentée. Par conséquent, le présent mode de réalisation 2954848 136 peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Le coeur du présent mode de réalisation satisfait à 5 toutes les conditions restrictives et peut maintenir un rapport de surrégénération de 1,01. En outre, dans le présent mode de réalisation, l'enrichissement en Pu fissile devient identique respectivement dans la zone fissile supérieure 6 et dans la zone fissile inférieure 8 10 des barres de combustible 44N à 44R de l'assemblage combustible 41N. Ainsi, dans le présent mode de réalisation, le type d'enrichissement en Pu fissile peut être réduit de 9 types à 5 types par comparaison avec l'assemblage combustible 41N utilisé dans le mode de 15 réalisation 1, ayant des enrichissements en Pu fissile différents dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 et, en correspondance avec cela, le type de pastilles de combustible à fabriquer peut être réduit. 20 Mode de réalisation 9 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 9, qui est un autre. mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué 25 ci-dessous par référence à la Figure 39. Le cœur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a la structure de cœur susmentionnée de (2). Le cœur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le cœur 20 du mode de réalisation 1, 30 l'assemblage combustible 41 devient un assemblage combustible 41Q. Le reste de la structure du cœur du présent mode de réalisation est identique à celle du cœur 20. L'assemblage combustible 41Q a comme structure que 2954848 137 les éléments absorbant les neutrons 3 et la zone de matériau absorbant les neutrons 4 sont retirés de l'assemblage combustible 41. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 41Q est identique à celle de 5 l'assemblage combustible 41. L'assemblage combustible 41Q a une pluralité de barres de combustible 44S. Les barres de combustible 44S ont comme structure que la zone de matériau absorbant les neutrons 4 est retirée des barres de combustible 44. 10 Dans le présent mode de réalisation, le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2 des barres de combustible 44S est de 5,8 mm et la longueur du collecteur 2 est de 1100 mm. Le diamètre extérieur de la partie de la zone de matériau combustible nucléaire 16 15 des barres de combustible 44A est de 10,1 mm. La proportion de la surface en coupe transversale de la pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boîte de canaux est de 53 %. 20 Par conséquent, la santé des barres de combustible peut être améliorée parce que le volume du collecteur 2 est augmenté. En outre, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 la réactivité insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 devient 25 de 1 dollar ou moins parce que le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2 formée dans les barres de combustible 44S est inférieur au diamètre extérieur de la partie de la zone de matériau combustible nucléaire 16 sous la partie de collecteur. Par conséquent, même s'il 30 se produit un événement composite d'un premier accident au-delà d'un accident technique théorique, l'énergie des barres de combustible est automatiquement réduite à l'énergie pouvant être refroidie au débit de l'eau de 138 refroidissement injectée dans le coeur par le fonctionnement du système d'injection de coeur haute pression, et donc la marge de sécurité du BWR est conservée. Par conséquent, le présent mode de réalisation peut augmenter davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Le coeur du présent mode de réalisation satisfait à toutes les conditions restrictives et peut maintenir un 10 rapport de surrégénération de 1,01. Mode de réalisation 10 Un cœur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 10, qui est un autre mode de 15 réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence à la Figure 40 et au Tableau 5. Le cœur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de cœur susmentionnées de (1), (2) et (3), d'une façon similaire au cœur 20A du 20 mode de réalisation 2. Tableau 5 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 0,2 Pu-238 5,0 Pu-239 13,4 Pu-240 40,8 Pu-241 4,6 Pu-242 21,1 Am-241 4,7 Am-242M 0, 2 Am-243 4,1 Cm-244 3,6 9 Cm-245 1,1 Cm-246 0,8 Cm-247 0,2 Cm-248 0,2 Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le mode de réalisation 2, l'assemblage combustible 41H devient un assemblage combustible 41R (se référer à la Figure 41). Le reste de la structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du cœur 20A. La zone de matériau combustible nucléaire 16A dans l'assemblage combustible 41R chargé dans le coeur du présent mode de réalisation a la zone de couverture supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture interne 7, et la zone fissile inférieure 8, d'une manière similaire à l'assemblage combustible 41H. La hauteur de la zone de couverture supérieure 5 est de 50 mm, et, la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 183 mm, et la hauteur de la zone de couverture interne 7 est de 560 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 est de 173 mm. La zone de réflecteur supérieure 10 ayant une hauteur de 1100 mm est présente, et la zone de réflecteur inférieure 11 ayant une hauteur de 70 mm se trouve sous la zone fissile inférieure 8 au-dessus de la zone de couverture supérieure 5. La hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 1,06 fois la hauteur de la zone fissile inférieure 8. Dans l'assemblage combustible 41R, 397 barres de combustible ayant un diamètre extérieur de 7,6 mm sont agencées dans un treillis triangulaire équilatéral dans la boîte de canaux 13. L'espace entre les barres de combustible mutuelles est de 1,8 mm et une rangée de barres de combustible dans la couche la plus extérieure 140 contient onze barres de combustible 44. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41R est de 0, toutes les barres de combustible de l'assemblage combustible 41R remplissent la zone de couverture supérieure 5 et la zone de couverture inférieure 9 avec de l'uranium appauvri et remplissent la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 avec du combustible TRU oxyde contenant des TRU ayant la composition indiquée dans le Tableau 5 dans un état d'épuisement de O. L'enrichissement en Pu fissile du combustible TRU oxyde est de 18,0 ô en poids et la proportion de Pu-239 dans le TRU est de 13,4 % en poids. Le présent mode de réalisation peut obtenir chaque effet apparaissant dans le mode de réalisation 2. Le coeur du présent mode de réalisation peut efficacement éteindre les TRU même si la composition de TRU est différente de la composition de TRU de l'assemblage combustible 41H chargé dans le coeur 20A du mode de réalisation 2. Mode de réalisation 11 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 11, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence à la Figure 41 et au Tableau 6. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (2), d'une façon similaire au coeur 20A du mode de réalisation 2. Tableau 6 Nucléide Composition (o en poids) Np-237 5,49 Pu-238 2,51 Pu-239 44,25 2954848 141 Pu--240 25, 79 Pu-241 8,45 Pu-242 7,44 Am-241 3,89 Am-242M 0,01 Am-243 1,59 Cm-244 0,54 Cm-245 0,03 Cm-246 0,01 Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le mode de réalisation 2, l'assemblage combustible 41H devient un assemblage combustible 41S (se référer à la Figure 41). Le reste de 5 la structure du cour du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20A. La zone de matériau combustible nucléaire 16A dans l'assemblage combustible 41S chargé dans le coeur du présent mode de réalisation a la zone de couverture 10 supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture interne 7, et la zone fissile inférieure 8, d'une manière similaire à l'assemblage combustible 41H. La hauteur de la zone de couverture supérieure 5 est de 20 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est 15 de 217 mm, et la hauteur de la zone de couverture interne 7 est de 560 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 est de 224 mm. En outre, la hauteur de la zone de réflecteur supérieure 10 est de 1100 mm et la hauteur de la zone de réflecteur inférieure 11 est de 20 70 mm. La section transversale de l'assemblage combustible 41S est identique à celle représentée sur la Figure 23. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41S est de 0, toutes les barres de combustible de l'assemblage 2 combustible 41S remplissent la zone de couverture supérieure 5 et la zone de couverture interne 7 avec de l'oxyde de thorium. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41S est de 0, la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 de cet assemblage combustible 41S chargé dans le coeur 20A du présent mode de réalisation comprennent des TRU (appelés ci-après TRU de décharge de coeur actuel) ayant la composition indiquée dans le Tableau 6, obtenus par retraitement de l'assemblage combustible usé (contenant de l'uranium légèrement enrichi) ayant un épuisement de décharge de 45 GWd/t retiré du coeur d'ABWR actuel et du combustible oxyde mixte de thorium. Le coeur chargé avec l'assemblage combustible 41S ayant un épuisement de 0 est un coeur de recyclage de première génération de TRU (appelé ci-après cœur RG1). Dans le cœur d'ABWR actuel, est chargé un assemblage combustible contenant de l'uranium légèrement enrichi. Le TRU de décharge de coeur actuel, ayant la composition indiquée dans le Tableau 6, est ajouté au TRU obtenu par retraitement de l'assemblage combustible 41S retiré du coeur RG1 sous forme d'assemblage combustible usé, en la quantité qui va rendre le coeur critique. Le coeur chargeant l'assemblage combustible 415 ayant un épuisement de 0 contenant du combustible oxyde mixte des TRU obtenus par addition et du thorium dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 est un coeur de recyclage de deuxième génération de TRU (appelé ci-après coeur RG2). Ensuite, à chaque -répétition du recyclage de TRU, le TRU de décharge de coeur actuel est ajouté au TRU obtenu par retraitement de l'assemblage combustible 41$ qui est un assemblage combustible usé généré à partir du coeur de recyclage de TRU de chaque génération, en la quantité qui va rendre. le cœur 2954848 143 critique, et l'assemblage combustible 41S ayant un épuisement de 0 contenant le TRU obtenu par addition et du combustible oxyde mixte de thorium dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 est 5 chargé dans le coeur 20A, et, jusqu'à ce que la composition du TRU obtenu par retraitement de l'assemblage combustible 41S qui est un assemblage combustible usé retiré du coeur 20A devienne pratiquement constante, le recyclage du TRU est répété. 10 Sur la Figure 42, une caractéristique 54 indique le poids du TRU de décharge de coeur actuel ajouté à un assemblage combustible frais ayant un épuisement de 0, chargé dans le cœur de recyclage de chaque génération de recyclage, et une caractéristique 53 indique les poids 15 des TRU dans les assemblages combustibles usés retirés de ces cœurs de recyclage. Sur la Figure 43, une caractéristique 55 indique la proportion en poids de Pu-239 parmi les TRU dans l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 chargé dans le coeur de recyclage de 20 chaque génération de recyclage, et une caractéristique 56 indique la proportion en poids de Pu-239 parmi les TRU dans les assemblages combustibles usés retirés de ces cœurs de recyclage. Aucune zone de couverture n'est remplie de combustible oxyde mixte et ne contient de TRU. 25 Le coeur de chaque génération de recyclage, du coeur RG1 au coeur RG10, est chargé d'assemblages combustibles contenant le TRU de décharge de coeur actuel et ayant un épuisement de décharge de 65 GWd/t. Dans ces coeurs de génération de recyclage, le TRU de décharge de coeur 30 actuel subit une fission. Dans le présent mode de réalisation, dans ces cœurs de génération de recyclage, quand le coefficient de vide est négatif, comme dans le cas de la caractéristique 57 représentée sur la Figure 144 44, et comme dans le cas de la caractéristique 58, quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 e, ce qui ne peut pas se produire en tant qu'événement déclencheur dans un BWR, et, en outre, même si on suppose qu'aucune barre de commande ne fonctionne, aucune réactivité positive n'est insérée. Le présent mode de réalisation peut obtenir chaque effet apparaissant dans le mode de réalisation 2. Le présent mode de réalisation peut efficacement éteindre les TRU, même dans un matériau combustible nucléaire ayant une composition de TRU différente de celle du mode de réalisation 2. Dans W.S. Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000 MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL' 07 Boise, USA, septembre 2007, page 52, est décrit le concept d'un ABR du type à refroidissement au sodium, permettant la fission et une réduction de la quantité des TRU récupérés par retraitement du combustible nucléaire usé d'un réacteur à eau légère. En outre, la littérature décrit que les TRU générés à partir d'un réacteur à eau légère peuvent être emprisonnés dans le réacteur à eau légère, l'ABR, et l'équipement de cycle de combustible, par mise en service du réacteur à eau légère et de l'ABR fonctionnant à présent en coexistence l'un de l'autre, et les TRU n'ont pas besoin d'être stockés à l'extérieur du réacteur nucléaire, et la quantité de matériau de déchet radioactif de longue vie peut être fortement réduite. Toutefois, l'énergie de neutrons dans le cour de l'ABR augmente parce que l'ABR utilise un matériau combustible nucléaire ayant des TRU enrichis en uranium appauvri, et utilise du Na à titre de caloporteur. Par conséquent, simultanément à la fission et à la réduction de quantité des TRU enrichis, il y a de nombreux TRU 145 nouvellement créés à partir d'U-238. Pour stocker toute la quantité de TRU provenant du réacteur à eau légère en fonctionnement à l'heure actuelle dans l'ABR, l'ABR doit être construit à raison d'un ABR par réacteur à eau légère. Il est prévu que le coût de génération de puissance de l'ABR devienne supérieur à celui du réacteur à eau légère, et donc, en comparaison avec le cas du fonctionnement uniquement du réacteur à eau légère, il y a comme problème que le rendement économique du combustible peut être altéré. Par conséquent, à la place de l'enrichissement des TRU en uranium appauvri, un assemblage combustible contenant un matériau combustible nucléaire avec des TRU enrichis en thorium pour qu'il n'y ait pas de nouvelle génération de TRU est chargé dans un réacteur brûleur de TRU décrit dans la demande de brevet japonais mise à l'inspection publique N° 2008-215818, ayant une faible énergie de neutrons dans le coeur, et est mis en service, et ainsi une nouvelle génération de TRU est empêchée et le rendement de fission des TRU peut être favorisé. Par conséquent, les TRU de trois réacteurs à éau légère peuvent fissionner au moyen d'un seul réacteur brûleur de TRU du présent mode de réalisation, et donc un ABR à refroidissement au Na, ayant un coût élevé de génération de puissance, est inutile, et le rendement économique du combustible est fortement amélioré. Mode de réalisation 12 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 12, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué en détail ci-dessous par référence aux Figures 45 et 46 et aux Tableaux 7 et 8. Le cœur du présent mode de 2954848 146 réalisation est le coeur 20C, similaire à celui du mode de réalisation 7, et est un coeur d'un ABWR dans lequel la puissance électrique en fonctionnement actuel est de 1350 MW, et dans lequel sont chargés 872 assemblages 5 combustibles ayant 74 barres de combustible par assemblage combustible. Ce coeur est le coeur d'un réacteur brûleur de TRU. En ce qui concerne la structure du présent mode de réalisation, la partie différente de celle du mode de réalisation 7 va être expliquée, et 10 l'explication de la partie identique à celle du mode de réalisation 7 va être omise. Tableau 7 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 6,66 Pu-238 2,76 Pu-239 48,81 Pu-240 23,05 Pu-241 6,95 Pu-242 5,05 Am-241 4,67 Am-242M 0,02 Am-243 1,47 Cm-243 0,01 Cm-244 0,50 Cm-245 0,04 Cm-246 0,01 1 La section transversale du coeur 20C du présent mode 15 de réalisation est identique à celle représentée sur la Figure 35, et la section transversale de l'assemblage combustible 41M chargé dans le coeur 20C est identique à celle représentée sur la Figure 36. Dans le coeur 20C est chargé l'assemblage combustible 41M dans lequel la 147 hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est de 3,71 m. En outre, dans le cœur du PWR, sont chargés des assemblages combustibles contenant de l'uranium légèrement enrichi. Le cœur chargeant un assemblage combustible ayant un épuisement de 0 et ayant un combustible oxyde mixte de TRU (appelés ci-après TRU de décharge de cœur actuel), ayant la composition indiquée dans le Tableau 7 et obtenus par retraitement de l'assemblage combustible usé ayant un épuisement de décharge de 50 GWd/t retiré du cœur du PWR, et de l'uranium appauvri, est un cœur de recyclage de première génération de TRU (appelé ci-après cœur RG1). Les TRU de décharge de cœur actuel ayant la composition indiquée dans le Tableau 7 sont ajoutés aux TRU obtenus par retraitement de l'assemblage combustible retiré du cœur RGI, en la quantité qui va rendre le cœur critique. Le cœur chargeant l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 et ayant un combustible oxyde mixte contenant de l'uranium appauvri et les TRU obtenus par addition est un cœur de recyclage de deuxième génération de TRU (appelé ci-après cœur RG2). Ensuite,. à chaque répétition du recyclage de TRU, les TRU de décharge de cœur actuel sont ajoutés aux TRU obtenus par retraitement de l'assemblage combustible usé retiré du cœur de recyclage de chaque génération, en la quantité qui va rendre le cœur critique, et l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 contenant le combustible oxyde mixte des TRU obtenus et de l'uranium appauvri est chargé dans le cœur.30 Tableau 8 Combustible Nucléide RG1 RG2 RG3 RG4 RG5 RGG RG7 RG8 retiré de RG8 Poids de 3,14 4,46 5,48 6,30 6,97 7,55 8,04 8,48 7,57 TRU (t) Np-237 6,66 5,77 5,17 4,72 4,37 4,08 3,85 3,66 2,94 Np-239 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,02 Pu-238 2,76 5,41 6,86 7,86 8,60 9,15 9,57 9,89 11,35 Pu-239 48,81 39,35 35,12 32,47 30,57 29,12 27,97 27,03 22,26 Pu-240 23,05 26,03 27,01 27,57 27,97 28,28 28,52 28,73 29,47 Pu-241 6,95 8,33 8,31 8,06 7,79 7,56 7,35 7,18 8,12 Pu-242 5,05 6,86 8,00 8,85 9,53 10,12 10,63 11,08 12,57 Am-241 4,67 4,75 5,10 5,40 5,62 5,79 5,91 6,00 5,22 Am-242M 0,02 0,04 0,06 0,07 0,08 0,08 0,09 0,09 0,11 Am-243 1,47 2,08 2,41 2,63 2,79 2,91 3,01 3,09 3,45 Cm-242 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,30 Cm-243 0,01 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 Cm-244 0,50 1,20 1,66 1,96 2,18 2,34 2,46 2,55 3,33 Cm-245 0,04 0,13 0,23 0,31 0,37 0,41 0,45 0,47 0,57 Cm-246 0,01 0,03 0,05 0,08 0,10 0,13 0,16 0,18 0,24 Cm-247 0,00 0,00 0,00 0,00 0,01 0,01 0,01 0,02 0,02 Cm-248 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 - 0,01 0,01 Le Tableau 8 montre la composition de TRU se trouvant dans l'assemblage combustible ayant un 10 épuisement de 0 dans le coeur de recyclage de chaque génération de recyclage, allant du coeur RG1 au cœur RG8, et la composition des TRU se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du coeur RG8. Sur la Figure 45, les poids des TRU de décharge de cour actuel 148 2954848 149 ajoutés â l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 et chargé dans le cœur de recyclage de chaque génération de recyclage, allant du coeur RG1 au cœur RG8, sont indiqués par une caractéristique 60, et les poids des TRU se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés de ces coeurs de recyclage sont indiqués par une caractéristique 59. Sur la Figure 46, la proportion en poids de Pu-239 se trouvant dans les TRU de l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 et chargés dans le cœur de recyclage de chaque génération de recyclage, allant du coeur RG1 au coeur RG8, est indiquée par une caractéristique 61, et la proportion du poids de Pu-239 se trouvant dans les TRU des assemblages combustibles usés retirés de ces coeurs de recyclage est indiquée par une caractéristique 62. Le cœur de chaque génération de recyclage allant du coeur RG1 au coeur RG8 est chargé des assemblages combustibles comprenant les TRU de décharge de coeur actuel et ayant un épuisement de décharge de 45 GWd/t. Dans ces coeurs de génération de recyclage, les TRU de décharge de coeur actuel subissent une fission. Dans le présent mode de réalisation, dans ces coeurs de génération de recyclage, quand le coefficient de vide est négatif, comme dans le cas de la caractéristique 63 représentée sur la Figure 47, et comme dans le cas de la caractéristique 64, quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui ne peut pas arriver en tant qu'événement déclencheur dans un BWR et, en outre, même si on suppose qu'aucune des barres de commande n'est en service, aucune réactivité positive n'est insérée jusqu'au cœur RG7. Le coeur RG8 a un coefficient de vide négatif suffisant à des fins de sécurité, bien que la réactivité positive soit de 1 dollar ou moins. 2954848 150 Dans le présent mode de réalisation, les assemblages combustibles usés allant du cœur RG1 au coeur RG7 sont tous retraités et les TRU de décharge sont transmis au coeur de génération de recyclage suivant conjointement 5 avec les TRU de décharge de coeur actuel. Par conséquent, parmi les RG1 à RG8, seulement 208 assemblages combustibles retirés du coeur RG8 chaque année peuvent rester sous forme d'assemblage combustible usé. D'autre part, environ 8000 assemblages combustibles usés doivent 10 être retraités en termes des assemblages combustibles ayant de l'uranium légèrement enrichi, actuellement utilisés par un ABWR, afin de fournir environ 14 tonnes de TRU utilisés dans les RG1 à RG8. L'ABWR du présent mode de réalisation et l'ABWR utilisant de l'uranium 15 légèrement enrichi actuellement en service sont utilisés conjointement, et donc le nombre d'assemblages combustibles usés résiduels peut être fortement réduit, à environ 2,6 % de celui obtenu quand seul l'ABWR utilisant du combustible uranium légèrement enrichi est en service. 20 Mode de réalisation 13 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 13, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué en 25 détail ci-dessous par référence aux Figures 48 à 50 et au Tableau 6. Le coeur du présent mode de réalisation est le cœur 20C, similaire à celui du mode de réalisation 12, et est un coeur d'un ABWR dans lequel la puissance électrique en fonctionnement actuellement est de 1350 MW, et dans 30 lequel sont chargés 872 assemblages combustibles ayant 74 barres de combustible par assemblage combustible. Ce coeur est le coeur d'un réacteur brûleur de TRU. En ce qui concerne la structure du présent mode de réalisation, la 2954848 151 partie différente de celle du mode de réalisation 12 va être expliquée, et l'explication de la partie identique à celle du mode de réalisation 12 va être omise. Dans le coeur 20C du présent mode de réalisation, est 5 chargé l'assemblage combustible 41M dans lequel la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est de 3,71 m. En outre, dans le coeur du PWR, sont chargés des assemblages combustibles contenant de l'uranium légèrement enrichi. En outre, dans le coeur de l'ABWR, 10 sont chargés des assemblages combustibles contenant de l'uranium légèrement enrichi. Le coeur chargeant un assemblage combustible ayant un épuisement de 0. contenant un combustible oxyde mixte des TRU (appelés ci-après TRU de décharge de coeur actuel) ayant la composition indiquée 15 dans le Tableau 6 et obtenus par retraitement de l'assemblage combustible usé ayant un épuisement de décharge de 45 GWd/t retiré du coeur du PWR et du thorium est un coeur de recyclage de première génération de TRU (appelé ci-après coeur RG1). Les TRU de décharge de coeur 20 actuel ayant la composition indiquée dans le Tableau 6 sont ajoutés aux TRU obtenus par retraitement de l'assemblage combustible retiré du coeur RG1, en la quantité qui va rendre le coeur critique. Le coeur chargeant l'assemblage combustible ayant un épuisement de 25 0 et ayant un combustible oxyde mixte des TRU obtenus par addition et de thorium est un coeur de recyclage de deuxième génération de TRU (appelé ci-après coeur RG2). Ensuite, à chaque répétition du recyclage de TRU, les TRU de décharge de coeur actuel sont ajoutés aux TRU obtenus 30 par retraitement de l'assemblage combustible usé retiré du coeur de recyclage de chaque génération, en la quantité qui va rendre le cour critique, et l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 contenant le 2954848 152 combustible oxyde mixte des TRU obtenus et de thorium est chargé dans le coeur. Sur la Figure 48, une caractéristique 66 indique le poids du TRU de décharge de coeur actuel ajouté à un 5 assemblage combustible ayant un épuisement de 0, chargé dans le coeur de recyclage de chaque génération de recyclage, et une caractéristique 65 indique les poids des TRU dans les assemblages combustibles usés retirés de ces coeurs de recyclage. Sur la Figure 49, une 10 caractéristique 67 indique la proportion en poids de Pu-239 parmi les TRU dans l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 chargé dans le coeur de recyclage de chaque génération de recyclage, et une caractéristique 68 indique la proportion en poids de Pu-239 parmi les TRU 15 dans les assemblages combustibles usés retirés de ces coeurs de recyclage. Le coeur de chaque génération de recyclage allant du coeur RG1 au coeur RG4 est chargé des assemblages combustibles comprenant les TRU de décharge de cœur 20 actuel et ayant un épuisement de décharge de 45 GWd/t. Dans ces coeurs de génération de recyclage, les TRU de décharge de coeur actuel subissent une fission. Dans le présent mode de réalisation, dans ces cœurs de génération de recyclage, quand le coefficient de vide est négatif 25 jusqu'au RG3, comme dans le cas de la caractéristique 69 représentée sur la Figure 50, et comme dans le cas de la caractéristique 70 représentée sur la Figure 50, et quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 ce qui ne peut pas arriver en tant qu'événement 30 déclencheur dans un ABWR et, en outre, même si on suppose qu'aucune des barres de commande n'est en service, jusqu'au coeur RG3, aucune réactivité positive n'est insérée. 2954848 153 Dans le présent mode de réalisation, les problèmes de sécurité doivent être résolus dans le recyclage multiple de TRU dans le cœur RG4 et après celui-ci, mais la quantité utilisée des TRU de décharge de coeur actuel 5 du TG1 est importante par comparaison avec l'ABR et d'autres modes de réalisation. En supposant qu'avant l'établissement de la technologie de retraitement d'assemblages combustibles contenant du thorium, le retraitement n'était pas effectué dans le coeur RG2 et 10 après celui-ci jusqu'à présent, on évalue le cas où le coeur RG1 et l'ABWR actuel utilisant de l'uranium légèrement enrichi sont utilisés conjointement. 208 assemblages combustibles usés sont retirés chaque année du coeur RG1. D'autre part, environ 3200 assemblages 15 combustibles usés parmi les assemblages combustibles à uranium légèrement enrichi actuellement utilisés par l'ABWR doivent être retraités pour fournir environ 5,7 tonnes de TRU utilisés dans le TG1. L'ABWR du coeur RG1 et l'ABWR utilisant de l'uranium légèrement enrichi 20 actuellement en service sont utilisés conjointement, et donc le nombre d'assemblages combustibles usés résiduels peut être fortement réduit, à environ 6,5 de celui obtenu quand seul l'ABWR utilisant du combustible uranium légèrement enrichi est en service. Le présent mode de 25 réalisation constitue l'un des procédés capables de réaliser une forte réduction du nombre d'assemblages combustibles usés résiduels uniquement par changement des assemblages combustibles dans l'ABWR actuellement en service. En outre, lors de la mise en terre directe des 30 assemblages combustibles usés, qui est considérée à l'heure actuelle comme étant l'un des choix possibles pour la mise au rebut des TRU, on considère que les pastilles de combustible oxyde mixte de TRU et de thorium 154 sont largement plus stables chimiquement que les pastilles de combustible oxyde mixte de TRU et d'uranium, si bien qu'il constitue un procédé valide avant que la technologie de retraitement d'assemblages combustibles contenant du thorium devienne disponible. Liste des références 1 réacteur à eau bouillante, 2, 2A, 2B collecteur, 3, 3A, 3B élément absorbant les neutrons, 4 : zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, 5, SA : zone de couverture supérieure, 6, 6A : zone fissile supérieure, 7, 7A : zone de couverture interne, 8, 8A : zone fissile inférieure, 9, 9A : zone de couverture inférieure, 10 zone de réflecteur supérieure, 11 : zone de réflecteur inférieure, 12, 16, 16A : zone de matériau combustible nucléaire, 14 : plaque support supérieure, 15 : plaque support inférieure, 20, 20A : coeur, 25 : gaine de coeur, 27 : cuve sous pression du réacteur, 34 : zone fissile, 35A, 35C : première zone, 35B, 35D deuxième zone, 41, 41A-41N, 41Q-41S assemblage combustible, 42, 47 : barre de commande, 44, 44A-44N, 44P-44S : barre de combustible. REVENDICATIONS1. Cœur d'un réacteur à eau légère comprenant : une pluralité d'assemblages combustibles (41) ayant une zone de matériau combustible nucléaire {16) comprenant un matériau combustible nucléaire qui contient une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques, dans lequel la hauteur de ladite zone de matériau combustible nucléaire est située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm ; et une pluralité d'éléments absorbant les neutrons (3) sont disposés au-dessus de ladite zone de matériau combustible nucléaire. 2. Cœur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 1, dans lequel lesdits assemblages combustibles ont une pluralité de barres de combustible (44) formant en interne ladite zone de matériau combustible nucléaire, et un collecteur (2) au-dessus de ladite zone de matériau combustible nucléaire, un élément de support de combustible inférieur (15) supportant chaque partie d'extrémité inférieure de ladite pluralité de barres de combustible et un élément de support de combustible supérieur (14) supportant chaque partie d'extrémité supérieure de ladite pluralité de barres de combustible, et ladite pluralité d'éléments absorbant les neutrons sont disposés sous ledit élément de support de combustible supérieur. 3. Cœur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 2, dans lequel chacun desdits éléments absorbant les neutrons est disposé entre lesdits collecteurs mutuels desdites barres de combustible voisines. 2954848 156 4. Coeur d'un réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la longueur de ladite pluralité d'éléments absorbant les 5 neutrons dans la direction axiale dudit coeur est située dans la plage allant de 20 mm à 700 mm, et la distance entre l'extrémité supérieure de ladite zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité inférieure dudit élément absorbant les neutrons est située dans la plage 10 allant de 230 à 500 nm. 5. Cour d'un réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, dans lequel le total des surfaces en coupe transversale de tous lesdits 15 éléments absorbant les neutrons dans ledit assemblage combustible est situé dans la plage allant de 10 à 50 % de la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles. 20 6. Coeur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 1, dans lequel un autre élément absorbant les neutrons (4) est disposé sous ladite zone de matériau combustible nucléaire. 25 7. Cour d'un réacteur à eau légère selon la revendication 2 ou 3, dans lequel une zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est formée sous ladite zone de matériau combustible nucléaire dans ladite barre de combustible. 30 8. Coeur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 7, dans lequel la longueur de ladite zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons dans 2954848 157 ladite direction axiale dudit coeur est située dans la plage allant de 10 mm à 150 mm. 9. Coeur d'un réacteur à eau légère selon la 5 revendication 7 ou 8, dans lequel le diamètre extérieur d'une première partie de ladite barre de combustible dans ladite zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est supérieur au diamètre extérieur d'une deuxième partie desdites barres de combustible dans 10 ladite zone de matériau combustible nucléaire et l'intervalle entre les surfaces extérieures mutuelles desdites premières parties desdites barres de combustible voisines dans ladite zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est situé dans la plage de 1,3 mm 15 et plus. 10. Coeur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 2 ou 3, dans lequel le diamètre extérieur d'une première partie dudit collecteur de ladite barre de 20 combustible est inférieur au diamètre extérieur d'une deuxième partie de ladite barre de combustible dans ladite zone de matériau combustible nucléaire et est situé dans la plage de 3 mm et plus, et la longueur desdits collecteurs dans ladite direction axiale dudit 25 coeur est située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm. 11. Chur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 2 ou 3, dans lequel ledit collecteur comprend une première zone et une deuxième zone disposée 30 au-dessus de la première zone, et le diamètre extérieur d'une première partie de ladite barre de combustible dans ladite première zone est inférieur au diamètre extérieur d'une troisième de ladite barre de combustible dans 158 ladite zone de matériau combustible nucléaire, et le diamètre extérieur d'une deuxième partie de ladite barre de combustible dans ladite deuxième zone est inférieur audit diamètre extérieur de ladite troisième partie de ladite barre de combustible dans ladite zone de matériau combustible nucléaire et est supérieur audit diamètre extérieur de ladite première partie dans ladite première zone, et lesdits éléments absorbant les neutrons sont disposés entre l'extrémité inférieure de ladite deuxième région et ladite extrémité supérieure de ladite zone de matériau combustible nucléaire. 12. Coeur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 1, dans lequel ladite zone de matériau combustible nucléaire (12) comprend une zone de couverture supérieure (5A), une zone fissile supérieure (6A), une zone de couverture interne (7A), et une zone fissile inférieure (8A), et ladite zone de couverture supérieure, ladite zone fissile supérieure, ladite zone de couverture interne, ladite zone fissile inférieure sont disposées dans cet ordre dans ladite direction axiale dudit coeur ; et ladite zone fissile supérieure et ladite zone fissile inférieure comprennent ladite pluralité d'isotopes, et dans lequel, quand lesdits assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents, le taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides transuraniques dans ladite zone fissile inférieure est supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile supérieure. 159 13. Coeur d'un réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 12, dans lequel le taux de plutonium-239 parmi tous les nucléides trans-uraniques se trouvant dans ladite zone de matériau combustible nucléaire est situé dans la plage allant de 40 % à 60 %. 14. Coeur d'un réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 12, dans lequel le taux de plutonium-239 parmi tous les nucléides trans-uraniques se trouvant dans ladite zone de matériau combustible nucléaire est situé dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %. 15. Assemblage combustible comprenant une pluralité de barres de combustible {44) ; un élément de support de combustible inférieur (15) supportant une partie d'extrémité inférieure de chacune parmi ladite pluralité de barres de combustible ; un élément de support de combustible supérieur (14) supportant une partie d'extrémité supérieure de chacune parmi ladite pluralité de barres de combustible ; et une pluralité d'éléments absorbant les neutrons (3), dans lequel ladite pluralité de barres de combustible forment en interne une zone de matériau combustible nucléaire ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm et du matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques ; et un collecteur (2) formé au-dessus de ladite zone de matériau nucléaire, et dans lequel ladite pluralité d'éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de ladite zone de matériau combustible nucléaire. 160 16. Assemblage combustible selon la revendication 15, dans lequel lesdits éléments absorbant les neutrons sont disposés sous ledit élément de support de combustible supérieur. 17. Assemblage combustible selon la revendication 16, dans lequel chacun desdits éléments absorbant les neutrons est disposé entre lesdits collecteurs mutuels desdites barres de combustible voisines. 10 18. Assemblage combustible selon l'une quelconque des revendications 15 à 17, dans lequel la longueur dudit élément absorbant les neutrons dans la direction axiale desdits assemblages combustibles est située dans la plage 15 allant de 20 mm à 700 mm, et la distance entre l'extrémité supérieure de ladite zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité inférieure dudit élément absorbant les neutrons est située dans la plage allant de 230 à 500 nm. 20 19. Assemblage combustible selon l'une quelconque des revendications 15 à 18, dans lequel une zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est formée sous ladite zone de matériau combustible nucléaire dans 25 ladite barre de combustible. 20. Assemblage combustible selon la revendication 19, dans lequel la longueur de ladite zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons dans ladite direction 30 axiale dudit assemblage combustible est située dans la plage allant de 10 mm à 150 mm.5 161 21. Assemblage combustible selon la revendication 19 ou 20, dans lequel le diamètre extérieur d'une première partie de ladite barre de combustible dans ladite zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est supérieur au diamètre extérieur d'une deuxième partie de ladite barre de combustible dans ladite zone de matériau combustible nucléaire et l'intervalle entre les surfaces extérieures mutuelles desdites premières parties desdites barres de combustible voisines dans ladite zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est situé dans la plage de 1,3 mm et plus. 22. Assemblage combustible selon la revendication 16 ou 17, dans lequel le diamètre extérieur d'une première partie dudit collecteur de ladite barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur d'une deuxième partie de ladite barre de combustible dans ladite zone de matériau combustible nucléaire et est situé dans la plage de 3 mm et plus, et la longueur dudit collecteur dans la direction axiale dudit assemblage combustible est située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm. 23. Assemblage combustible selon la revendication 16 ou 17, dans lequel ledit collecteur comprend une première zone et une deuxième zone disposée au-dessus de la première zone ; le diamètre extérieur d'une première partie de ladite barre de combustible dans ladite première zone est inférieur au diamètre extérieur d'une troisième partie de ladite barre de combustible dans ladite zone ae matériau combustible nucléaire ; et le 162 diamètre extérieur d'une deuxième partie de ladite barre de combustible dans ladite deuxième zone est inférieur audit diamètre extérieur de ladite troisième partie de ladite barre de combustible dans ladite zone de matériau combustible nucléaire et est supérieur audit diamètre extérieur de ladite première partie dans ladite première zone ; et dans lequel ledit élément absorbant les neutrons est disposé entre l'extrémité inférieure de ladite deuxième région et ladite extrémité supérieure de ladite zone de matériau combustible nucléaire. 24. Assemblage combustible selon la revendication 15, dans lequel ladite zone de matériau combustible nucléaire comprend une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure ; ladite zone de couverture supérieure, ladite zone fissile supérieure, ladite zone de couverture interne, et ladite zone fissile inférieure sont disposées dans cet ordre dans la direction axiale ; et ladite zone fissile supérieure et ladite zone fissile inférieure comprennent ladite pluralité d'isotopes ; et dans lequel, dans un état d'épuisement de 0, le taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans- uraniques dans ladite zone fissile inférieure est supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile supérieure. 25. Coeur d'un réacteur à eau légère comprenant : une pluralité d'assemblages combustibles (41) ayant 163 une zone de matériau combustible nucléaire comprenant un matériau combustible nucléaire qui contient une. pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques, dans lequel lesdits assemblages combustibles ont un élément de support de combustible inférieur (15) supportant chaque partie d'extrémité inférieure d'une pluralité de barres de combustible formant en interne ladite zone de matériau combustible nucléaire ; et un élément de support de combustible supérieur (14) supportant une partie d'extrémité supérieure de chacune parmi ladite pluralité de barres de combustible, dans lequel un collecteur (12) est formé au-dessus de ladite zone de matériau combustible nucléaire dans ladite barre de combustible, et dans lequel le diamètre extérieur d'une première partie dudit collecteur de ladite barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur d'une deuxième partie de ladite barre de combustible dans ladite zone de matériau combustible nucléaire et est situé dans la plage de 3 mm ou plus ; et la longueur dudit collecteur dans la direction axiale dudit coeur est située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm. 26. Assemblage combustible comprenant : une pluralité de barres de combustible (44) ; un élément de support de combustible inférieur (15) supportant une partie d'extrémité inférieure de chacune parmi ladite pluralité de barres de combustible ; un élément de support de combustible supérieur (14) supportant une partie d'extrémité supérieure de chacune parmi ladite pluralité de barres de combustible ; et une pluralité d'éléments absorbant les neutrons (3, 4), dans lequel ladite pluralité de barres de 164 combustible forment en interne une zone de matériau combustible nucléaire ayant un matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques ; et un collecteur (12) formé au-dessus de ladite zone de matériau combustible nucléaire dans chacune des barres de combustible, et dans lequel le diamètre extérieur d'une première partie dudit collecteur de ladite barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur d'une deuxième partie de ladite barre de combustible dans ladite zone de matériau combustible nucléaire et est situé dans la plage de 3 mm ou plus ; et la longueur dudit collecteur dans la direction axiale dudit assemblage combustible est située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm. 27. Coeur d'un réacteur à eau légère, dans lequel sont chargés une pluralité d'assemblages combustibles (41) ayant un matériau combustible nucléaire ; dans lequel une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure sont disposées dans la direction axiale dans cet ordre dans une zone de matériau combustible nucléaire ayant ledit matériau combustible nucléaire ; et une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques sont présents dans ladite zone fissile supérieure et ladite zone fissile inférieure ; et lequel, quand lesdits assemblages combustibles épuisement de 0 sont présents, le taux de fissile parmi tous les nucléides transdans ladite zone fissile inférieure est au taux de plutonium fissile parmi tous les trans-uraniques dans ladite zone fissile dans ayant un plutonium uraniques supérieur nucléides supérieure. 2954848 165 28. Coeur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 27, dans lequel, quand ledit assemblage 5 combustible ayant un épuisement de 0 est incorporé dans ledit coeur, le total de la hauteur de ladite zone fissile inférieure et de la hauteur de ladite zone fissile supérieure est situé dans la plage allant de 350 mm à 600 mm ; et ladite hauteur de ladite zone fissile 10 supérieure est située dans la plage allant de 1,1 à 2,1 fois ladite hauteur de ladite zone fissile inférieure. 29. Coeur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 27 ou 28, 15 dans lequel, quand ledit assemblage combustible ayant un épuisement de 0 est incorporé dans ledit coeur, la moyenne de l'enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile inférieure et de l'enrichissement en plutonium 20 fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile supérieure est située dans la plage allant de 16 % à 20 % ; et ledit enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides transuraniques dans ladite zone fissile inférieure, est situé 25 dans la plage allant de 1,05 à 1,6 fois ledit enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile supérieure. 30 30. Coeur d'un réacteur à eau légère, dans lequel sont chargés une pluralité d'assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire, et une zone de couverture supérieure, une zone fissile 2954848 166 supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure sont disposées dans cet ordre, dans la direction axiale, dans une zone de matériau combustible nucléaire contenant ledit matériau combustible nucléaire 5 ; une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques sont présents dans ladite zone fissile supérieure et ladite zone fissile inférieure, et dans lequel, quand ledit assemblage combustible ayant un épuisement de 0 est incorporé dans ledit coeur, 10 le total de la hauteur de ladite zone fissile inférieure et de la hauteur de ladite zone fissile supérieure est situé dans la plage allant de 350 mm à 600 mm ; et ladite hauteur de ladite zone fissile supérieure est située dans la plage allant de 1,1 à 2,1 fois ladite hauteur de 15 ladite zone fissile inférieure. 31. Coeur d'un réacteur à eau légère, dans lequel sont chargés une pluralité d'assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire ; et 20 une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure sont disposées dans cet ordre, dans la direction axiale, dans une zone de matériau combustible nucléaire contenant ledit matériau combustible nucléaire 25 et une pluralité d'isotopes de nucléides transuraniques sont présents dans ladite zone fissile supérieure et ladite zone fissile inférieure, et dans lequel, quand ledit assemblage combustible ayant un épuisement de 0 est présent, la moyenne de 30 l'enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile inférieure et de l'enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone 2954848 167 fissile supérieure est située dans la plage allant de 16 % à 20 % ; et ledit enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile inférieure est situé dans la plage allant de 5 1,05 à 1,6 fois ledit enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile supérieure. 32. Coeur d'un réacteur à eau légère selon l'une 10 quelconque des revendications 27 à 31, dans lequel ladite zone de couverture inférieure est disposée sous ladite zone fissile inférieure dans ladite zone de matériau combustible nucléaire. 15 33. Coeur d'un réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 27 à 32, dans lequel le taux de plutonium-239 parmi tous les nucléides transuraniques se trouvant dans ladite zone de matériau combustible nucléaire est situé soit dans la plage allant 20 de 40 % à 60 %, soit dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %. 34. Assemblage combustible comprenant : une pluralité de barres de combustible ; un élément 25 de support de combustible inférieur supportant une partie d'extrémité inférieure de chacune parmi ladite pluralité de barres de combustible ; un élément de support de combustible supérieur supportant une partie d'extrémité supérieure de chacune parmi ladite pluralité de barres de 30 combustible ; et des éléments absorbant les neutrons, dans lequel ladite pluralité de barres de combustible forment en interne une zone de matériau combustible nucléaire ayant un matériau combustible 168 nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques ; dans lequel ladite zone de matériau combustible nucléaire comprend une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure ; ladite zone de couverture supérieure, ladite zone fissile supérieure, ladite zone de couverture interne, et ladite zone fissile inférieure sont disposées dans cet ordre dans la direction axiale ; et ladite zone fissile supérieure et ladite zone fissile inférieure comprennent ladite pluralité d'isotopes ; et dans lequel, dans un état d'épuisement de 0, le taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans- uraniques dans ladite zone fissile inférieure est supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile supérieure. 35. Cœur d'un réacteur à eau légère, comprenant : une pluralité d'assemblages combustibles contenant une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques, dans lequel lesdits nucléides trans-uraniques présents dans ladite pluralité d'assemblages combustibles ont des fréquences de recyclage différentes et, parmi lesdits assemblages combustibles, une pluralité d'assemblages combustibles contenant lesdits nucléides trans-uraniques ayant la plus petite fréquence de recyclage sont disposés au niveau d'une partie centrale dudit cœur et, entre ladite partie centrale et la zone de couche la plus extérieure dudit cœur, lesdits assemblages combustibles contenant lesdits nucléides trans-uraniques ayant des fréquences de recyclage plus élevées sont 2954848 169 disposés sur un côté de ladite zone de couche la plus extérieure dudit cœur.