FR 3064105 A1 20180921 FR 1852042 A 20180309 COEUR DE REACTEUR A NEUTRONS THERMIQUES ET PROCEDE DE CONCEPTION D'UN COEUR DE REACTEUR A NEUTRONS THERMIQUES Dans son domaine, les modes de réalisation de la présente invention se rapportent à un coeur de réacteur à neutrons thermiques et à un procédé de conception d'un coeur de réacteur à neutrons thermiques. En arrière-plan, certains très petits dispositifs formant réacteur nucléaire léger utilisent un hydrure métallique en tant que modérateur. Il a été démontré que l'utilisation de l'hydrure en tant que modérateur peut conduire à un coefficient de réactivité en température positif dans le coeur compte tenu d'un changement sur le spectre d'énergie de neutron résultant de la montée en température du coeur. Une telle démonstration est décrite dans "Investigation sur le transitoire thermique de modérateur de réacteur nucléaire spatial Topaz-II", Robert D. Rockwell, MIT, 1993. Parallèlement, il est généralement exigé que le coeur d'un réacteur nucléaire présente un coefficient de réactivité en température négatif. Si le coeur ne présente pas de coefficient de réactivité en température négatif, des opérations telles que l'utilisation de barres de commande en fonction de la température de coeur sont nécessaires. Cela signifie que la sûreté du coeur n'est pas suffisamment garantie. Comme cela a été mentionné précédemment, le problème avec le coeur utilisant de l'hydrure métallique en tant que modérateur est que le coefficient de réactivité en température est positif. Un autre problème est que, lorsque du 3064105 2 gadolinium (Gd), qui est un poison consommable classique, est utilisé afm de supprimer un excès de la réactivité dans le coeur, le coefficient de réactivité en température peut devenir encore plus positif. Afin de résoudre les problèmes mentionnés précédemment, il est créé un 5 coeur de réacteur à neutrons thermiques comprenant : un modérateur solide s'étendant dans une direction longitudinale ; un combustible dans le modérateur, parallèle à la direction longitudinale du modérateur, le combustible contenant un matériau fissile ; un tube de refroidissement parallèle à la direction longitudinale du modérateur ; et une pluralité de types de poisons consommables contenus dans 10 le combustible. De préférence, le modérateur contient un hydrure métallique. De préférence, la pluralité de types de poisons consommables comporte un poison consommable contenant une certaine concentration d'un isotope particulier de ce poison consommable. 15 Le coeur de réacteur à neutrons thermiques peut, en outre, comprendre : un matériau de multiplication de neutrons entre le combustible et le modérateur. De préférence, le modérateur et le combustible sont les cylindres concentriques. De préférence, la pluralité de types de poisons consommables comporte du Cd 113 et de l'Eu 151. La présente invention se rapporte aussi à un procédé de conception d'un coeur de réacteur à neutrons thermiques comportant un modérateur solide, le procédé comprenant : la définition de spécifications du coeur de réacteur à neutrons thermiques qui comportent un type de combustible, une taille du coeur de 25 réacteur à neutrons thermiques, une composition du modérateur et un dispositif de refroidissement ; la détermination d'un spectre d'énergie de neutron sur la base des spécifications ; la sélection d'une pluralité de types de poisons consommables ; l'examen d'une dépendance de la température d'un facteur de multiplication de neutrons efficace dans le coeur de réacteur à neutrons thermiques sur la base d'une 30 proportion de la pluralité de types de poisons consommables ; et la détermination du fait que la proportion est acceptable pour un fonctionnement du coeur de 3064105 3 réacteur à neutrons thermiques ou n'est pas acceptable sur la base de la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace, dans lequel le facteur de multiplication de neutrons efficace doit diminuer lorsque la température augmente en fonctionnement. 5 Le procédé de conception du coeur de réacteur à neutrons thermiques peut, en outre, comprendre : la détermination d'un rapport de la pluralité de types de poisons consommables sur le combustible si la proportion est appropriée pour le fonctionnement du coeur de réacteur à neutrons thermiques. De préférence, la pluralité de types de poisons consommables comporte le Cd 1 F3 et l'Eu 151. 10 Une brève description des dessins est donnée ci-dessous. La figure 1 est un algorithme montrant le déroulement d'un procédé de conception d'un coeur de réacteur à neutrons thermiques selon un présent mode de réalisation. La figure 2 est une vue en coupe transversale montrant la configuration d'un 15 quart du petit coeur de réacteur selon le présent mode de réalisation. La figure 3 est un graphe montrant le spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur du présent mode de réalisation. La figure 4 est un graphe montrant le spectre de la section efficace de réaction de l'uranium 235 par comparaison au spectre d'énergie de neutron du petit 20 coeur de réacteur. La figure 5 est un graphe montrant le spectre de la section efficace de réaction de l'uranium 238 par comparaison au spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur. La figure 6 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsqu'il n'est ajouté aucun poison consommable au combustible nucléaire du petit coeur de réacteur. La figure 7 est un graphe montrant le spectre de la section efficace de réaction du gadolinium 155 par comparaison au spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur. La figure 8 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsque du gadolinium est ajouté en 3064105 -4 tant que poison consommable au combustible nucléaire du petit coeur de réacteur. La figure 9 est un graphe montrant le spectre de la section efficace de réaction du cadmium 113 par comparaison au spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur. 5 La figure 10 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsque du cadmium concentré 113 est utilisé en tant que poison consommable pour le combustible nucléaire du petit coeur de réacteur. La figure 11 est un graphe montrant le spectre de la section efficace de 10 réaction de l'europium 151 par comparaison au spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur. La figure 12 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsque de l'europium concentré 151 est utilisé en tant que poison consommable pour le combustible nucléaire du petit 15 coeur de réacteur. La figure 13 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsque du cadmium et de l'europium avec des compositions naturelles sont utilisés en tant que poison consommable pour le combustible nucléaire d'un petit coeur de réacteur, par 20 comparaison avec le présent mode de réalisation. La figure 14 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsque du cadmium 113 et de l'europium 151 sont utilisés en tant que poison consommable pour le combustible nucléaire du petit coeur de réacteur. 25 Une description détaillée va ensuite être donnée ci-dessous. Des modes de réalisation de la présente invention ont été créés afin de résoudre les problèmes précédents et un de leurs objectifs est de maintenir le coefficient de réactivité en température à une valeur positive dans une plage comprise entre des températures normales et élevées dans un coeur de réacteur à 30 neutrons thermiques. Selon un aspect de la présente invention, il est créé un coeur de réacteur à 3064105 5 neutrons thermiques comprenant : un modérateur solide s'étendant dans une direction longitudinale ; un combustible dans le modérateur, parallèle à la direction longitudinale du modérateur, le combustible contenant un matériau fissile ; un tube de refroidissement parallèle à la direction longitudinale du 5 modérateur ; et une pluralité de types de poisons consommables contenus dans le combustible. Selon un aspect de la présente invention, il est créé un procédé de conception d'un coeur de réacteur à neutrons thermiques comportant un modérateur solide, le procédé comprenant : la définition de spécifications du coeur 10 de réacteur à neutrons thermiques qui comportent un type de combustible, une taille du coeur de réacteur à neutrons thermiques, une composition du modérateur et un dispositif de refroidissement ; la détermination d'un spectre d'énergie de neutron sur la base des spécifications ; la sélection d'une pluralité de types de poisons consommables ; l'examen d'une dépendance de la température d'un 15 facteur de multiplication de neutrons efficace dans le coeur de réacteur à neutrons thermiques sur la base d'une proportion de la pluralité de types de poisons consommables ; la détermination du fait que la proportion est acceptable pour un fonctionnement du coeur de réacteur à neutrons thermiques ou n'est pas acceptable sur la base de la dépendance de la température du facteur de multiplication de 20 neutrons efficace, dans lequel le facteur de multiplication de neutrons efficace doit diminuer lorsque la température augmente en fonctionnement. Ci-après, en se référant aux dessins annexés, un coeur de réacteur à neutrons thermiques et un procédé de conception d'un coeur de réacteur à neutrons thermiques vont être décrits. Des parties identiques ou similaires sont représentées 25 par les mêmes références numériques et ne vont pas être décrites de manière répétée. La figure 1 est un algorithme montrant le déroulement d'un procédé de conception d'un coeur de réacteur à neutrons thermiques selon un présent mode de réalisation. Ce qui est montré ici est le déroulement d'un procédé de conception 30 d'un coeur de réacteur à neutrons thermiques qui comporte du poison consommable et dans lequel un facteur de multiplication de neutrons efficace 3064105 6 - diminue de manière monotone à mesure que la température de fonctionnement s'élève. D'abord, des spécifications du coeur de réacteur à neutrons thermiques sont définies (étape S01). De manière plus précise, les spécifications principales du 5 coeur de réacteur à neutrons thermiques telles que le type du combustible nucléaire et sa forme, le type du modérateur et sa forme, le procédé de refroidissement du coeur de réacteur à neutrons thermiques, la taille des parties principales comportant le diamètre et la hauteur du coeur sont définis. À cette étape, le combustible nucléaire est supposé ne contenir aucun poison consommable. 10 Ci-après, pour le coeur de réacteur à neutrons thermiques, un petit coeur de réacteur va être décrit à titre d'exemple. La figure 2 est une vue en coupe transversale montrant la configuration d'un quart du petit coeur de réacteur selon le présent mode de réalisation. Le schéma montre un secteur divisé circonférentiellement d'un quart d'un petit coeur de 15 réacteur 1. Le petit coeur de réacteur 1 est, dans l'ensemble, sous la forme d'une colonne et comporte au moins un combustible 2, au moins un modérateur 3, un réflecteur 4, des matériaux de multiplication de neutrons 5 et au moins un tube de refroidissement 6. Le petit coeur de réacteur 1 peut comporter un combustible 2, 20 ou modérateur 3, ou un tube de refroidissement 6. Bien que non montré sur le schéma, le petit coeur de réacteur 1 comporte un dispositif qui présente une fonction de commande de réactivité. Le procédé de commande de réactivité peut ici être un procédé par lequel des matériaux absorbants les neutrons sont insérés ou retirés, un procédé qui laisse des vides se former ou disparaître dans la partie 25 de coeur, un procédé par lequel le réflecteur est déplacé ou tout autre procédé. Le petit coeur de réacteur 1 est contenu dans une cuve de réacteur 8. Une pluralité de combustibles 2 et une pluralité de modérateurs 3 sont disposées en couches radialement et de manière alternée. Le modérateur 3 au niveau de la partie radialement centrale présente une forme de colonne. Les combustibles 2 et 30 les modérateurs 3 sur le côté radialement externe de cette partie présentent une forme cylindrique. Les combustibles 2 et les modérateurs 3 s'étendent axialement. 3064105 7 - Le réflecteur 4 présentant une forme cylindrique est disposé dans la couche radialement la plus à l'extérieur. Des matériaux de multiplication de neutrons 5 présentant une zone cylindrique sont agencés de manière à être adjacents aux surfaces radialement 5 interne et externe d'une zone dans laquelle les combustibles 2 sont agencés. Dans la couche des combustibles 2, les tubes de refroidissement 6 sont agencés suivant des intervalles circonférentiels entre eux. Les tubes de refroidissement 6 s'étendent dans le petit coeur de réacteur 1 d'une manière à être parallèles à l'axe central du petit coeur de réacteur 1. 10 Dans l'exemple montré sur la figure 2, les modérateurs 3 sont placés au centre, et, du côté radialement externe de ceux-ci, trois couches des combustibles 2 et des modérateurs 3 sont agencées. Toutefois, la configuration n'est pas limitée à cela. Au lieu de cela, les combustibles 2 peuvent être agencés dans la partie centrale. L'épaisseur radiale des modérateurs 3 et des combustibles 2, de même 15 que le nombre de couches doivent être sélectionnés en fonction de la conception. La taille et le nombre des tubes de refroidissement 6 peuvent être définis en fonction de la répartition de chaleur et d'autres facteurs. Les tubes de refroidissement 6 constituent, par exemple, une partie d'absorption de chaleur de tuyauteries de chaleur. Les tubes 6 peuvent être des 20 tuyauteries pour réfrigérant, tel que de l'eau. Un dispositif dans lequel de tels tubes passent à travers le coeur peut être utilisé. Les combustibles 2 comportent au moinsdes matériaux fissiles tels que de l'uranium, du thorium ou des éléments transuraniens. L'exemple décrit ci-dessous comporte de l'uranium en tant que matériau fissile. La nature des combustibles 2 25 comporte un composant métallique. Toutefois, elle n'est pas limitée à cela. Par exemple, la nature peut être un oxyde, un nitrure ou un carbure. Les combustibles 2 comportent un revêtement métallique (non montré) qui entoure le matériau de combustible nucléaire, dans le but de contenir des produits de fission résultant de la réaction de matériaux fissiles. 30 Le matériau des modérateurs 3 est, par exemple, de l'hydrure métallique et un solide tel que de l'hydrure de calcium (CaH2) ou de l'hydrure de zirconium 3064105 8 (ZrH2). Selon le présent mode de réalisation, le matériau des modérateurs 3 est du CaH2. Le matériau de multiplication de neutrons 5 présente la fonction de multiplier les neutrons. Par conséquent, le matériau de multiplication de neutrons 5 5 produit des neutrons secondaires et des neutrons primaires produits à partir des combustibles 2 par réaction nucléaire. Pour le réflecteur 4 et le matériau de multiplication de neutrons 5, un matériau tel que le béryllium (Be) peut être utilisé. Dans le présent mode de réalisation, le Be est utilisé pour le réflecteur 4 et le matériau de multiplication de 10 neutrons 5. Une cuve de réacteur 8 est cylindrique creuse et présente une structure étanche, les deux extrémités axiales étant obturées avec des parties d'obturation (non montrées). Les tubes de refroidissement 6 passent à travers l'une des parties d'obturation, ou les deux. 15 Une particularité de l'hydrure métallique est que l'hydrogène se dissocie à température élevée. Par conséquent, il existe une limite supérieure des températures de fonctionnement auxquelles l'hydrogène de l'hydrure métallique ne se dissocie pas. Ci-après, la température de fonctionnement est supposée être comprise entre des températures normales, ou 300 K environ, et 1000 K environ. 20 Le petit coeur de réacteur 1 du présent mode de réalisation présente la configuration décrite précédemment et les combustibles 2 comportent au moins partiellement un poison consommable. Les facteurs tels que le type, la concentration du poison consommable sont définis comme suit, sur la base du procédé de conception du coeur de réacteur à neutrons thermiques du présent 25 mode de réalisation. Un tel coeur de réacteur est le petit coeur de réacteur 1 initial du présent mode de réalisation. Toutefois, ci-après, même avant la définition du poison consommable, celui présentant la même configuration, excluant la nature du poison consommable, va aussi être désigné comme le petit coeur de réacteur 1 du présent mode de réalisation. 30 Alors, sur la base des spécifications du petit coeur de réacteur 1 qui sont définies à l'étape de défmition de spécifications de coeur, le spectre d'énergie de 3064105 9 neutron du petit coeur de réacteur 1 en fonction de la température à travers la plage de température de fonctionnement est confirmé (étape S02). La figure 3 est un graphe montrant le spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur du présent mode de réalisation. L'axe horizontal représente 5 l'énergie de neutron (eV). L'axe vertical représente le flux de neutrons (I) (n/m2) par rapport à chaque valeur de l'énergie de neutron. Le graphe montre trois spectres d'énergies de neutron, suivant la température de fonctionnement du petit coeur de réacteur 1. La courbe en trait plein "a" montre le cas dans lequel la température est égale à 300 K. La ligne courbe en pointillés "b" montre le cas 10 dans lequel la température est égale à 600 K. La ligne courbe discontinue "c" montre le cas dans lequel la température est égale à 1000 K. Le petit coeur de réacteur 1 est un coeur de réacteur à neutrons thermiques comportant les modérateurs 3. Par conséquent, il est affecté par la température du petit coeur de réacteur 1 dans une zone de neutrons thermiques qui est 15 thermiquement en équilibre avec les températures du petit coeur de réacteur 1. Parallèlement, dans une zone dans laquelle l'énergie de neutron est supérieure ou égale à plusieurs électrons volts (eV), il existe peu de changement sur le spectre d'énergie de neutron par rapport à la variation de température. De manière plus spécifique, dans la zone d'énergie de neutron thermique 20 comprise entre 0,01 eV environ et 1 eV environ, il existe des différences sur le spectre d'énergie de neutron. Dans la zone dans laquelle l'énergie de neutron est supérieure à 1 eV environ, il n'existe presque pas de différence. Le spectre d'énergie de neutron présente une crête à 0,08 eV environ dans le cas de 300 K, représenté par la ligne courbe "a" ; à 0,2 eV environ dans le cas de 25 600 K, représenté par la ligne courbe "b" ; et à 0,3 eV environ dans le cas de 1000 K, représenté par la ligne courbe "c". C'est-à-dire que, lorsque la température du petit coeur de réacteur 1 s'élève, le spectre d'énergie de neutron se décale vers le côté d'énergie supérieur dans la zone d'énergie de neutron thermique. Alors, la dépendance du facteur de multiplication de neutrons efficace, keff, 30 du petit coeur de réacteur 1 par rapport à la température du petit coeur de réacteur 1 est examinée (étape S03). En premier, les sections efficaces de l'uranium 235 3064105 - 10 - (U235), un nucléide fissile qui constitue les combustibles 2, et de l'uranium 238 (U238), une substance parente, vont être expliquées, avant, un exemple de calcul du facteur de multiplication de neutrons efficace, keff, du petit coeur de réacteur 1 est montré. 5 La figure 4 est un graphe montrant la forme du spectre de la section efficace de réaction de l'uranium 235 par comparaison à la forme du spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur. L'axe horizontal représente une Energie de Neutron, c'est-à-dire, l'énergie de neutron (eV). Concernant la section efficace de réaction, l'axe vertical représente la Section efficace (barn). Un barn, l'unité de 10 section efficace, représente 10-24 cm2 ou 10-28 m2. Ce graphe de section efficace est extrait de données JENDL-4.0, du Groupe de recherche de données nucléaire de l'agence de l'énergie atomique Japonaise, 2 février, 2016. Sur la figure 4, la courbe en trait plein, CT1, représente la section efficace totale. La courbe en trait mixte, CF1, représente la section efficace cf de réaction 15 de fission. La courbe en trait mixte à deux pointillés, CC1, représente la section efficace oc de réaction de capture de neutron. La courbe discontinue, CE1, représente la section efficace ae de diffusion élastique de neutron. Celles-ci sont identiques à celles des graphes montrés ci-dessous concernant chacune des sections efficaces. Le spectre d'énergie de neutron superposé est identique à celui 20 de la figure 3, et doit être considéré en valeurs relatives même si son axe vertical n'est pas affiché. Lorsque la température du petit coeur de réacteur s'élève de 300 K à 600 K, le flux de neutrons cic dans une zone représentée comme une plage d'énergie A augmente sensiblement. Parallèlement, par rapport à l'augmentation de l'énergie 25 de neutron dans la plage d'énergie A, le niveau d'un changement sur la section efficace de fission of de U235 indiqué par une courbe en trait mixte n'est pas sensiblement comparable au niveau d'un changement de flux de neutrons d) par rapport à l'augmentation d'énergie de neutron dans la plage d'énergie A. Par conséquent, le taux de réponse de fission af.(1) augmente en conséquence. 30 La figure 5 est un graphe montrant le spectre de la section efficace de réaction de l'uranium 238 par comparaison au spectre d'énergie de neutron du petit 3064105 coeur de réacteur. Les axes horizontal et vertical sont identiques à ceux de la figure 4. Sur la figure 5, la courbe en trait plein, CT2, représente la section efficace totale. La courbe discontinue, CE2, représente la section efficace de diffusion élastique. La courbe en trait mixte à deux pointillés, CC2, représente la section 5 efficace ac de réaction de capture de neutron. La courbe en trait mixte CF2, représente la section efficace af de réaction de fission. Ce graphe de sections efficaces est extrait du document non de brevet 2. Dans une zone supérieure ou égale à plusieurs douzaines d'eV, il existe de multiples crêtes de grande section efficace de capture ac. Lorsque la température 10 du petit coeur de réacteur 1 s'élève, le flux de neutrons (1) dans une plage d'énergie B, comme cela est montré sur la figure 5, se décale vers un côté d'énergie supérieur. Parallèlement, lorsque la température du petit coeur de réacteur 1 s'élève, les crêtes de section efficace de capture ac de l'uranium 238 se dispersent du fait de l'effet Doppler et le facteur de multiplication de neutrons efficace keff 15 du petit coeur de réacteur 1 est supprimé indépendamment du changement du spectre dans la plage d'énergie B. La figure 6 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsqu'il n'est ajouté aucun poison consommable au combustible nucléaire du petit coeur de réacteur. L'axe horizontal 20 représente la température du petit coeur de réacteur 1. L'axe vertical représente le facteur de multiplication de neutrons efficace keff du petit coeur de réacteur 1. Le coefficient de réactivité en température du petit coeur de réacteur 1 est une valeur différentielle de réactivité p par rapport à la température T du petit coeur de réacteur 1. La réactivité p est calculée par l'équation (1) suivante, sur la 25 base du facteur de multiplication de neutrons efficace keff. La réactivité p est une relation de un à un avec le facteur de multiplication de neutrons efficace keff. p = (keff - 1)/keff (1) Par conséquent, par rapport à la température T du petit coeur de réacteur 1, lorsque la valeur différentielle du facteur de multiplication de neutrons efficace 30 keff est positive, le coefficient de réactivité en température est positif, et, lorsque la valeur différentielle du facteur de multiplication de neutrons efficace keff est 3064105 - 12 - négative, le coefficient de réactivité en température est négatif. Ainsi, le fait que le coefficient de réactivité en température est positif ou négatif peut être calculé. Ou, plutôt, comme cela va être décrit ci-dessous, la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace keff du petit coeur de réacteur 1 peut 5 être utilisée en tant que base d'évaluation. Comme cela a été décrit précédemment, dans une zone dans laquelle la température du petit coeur de réacteur 1 est comprise entre 300 K environ et 600 K environ, le taux de réaction de fission af. (I) de l'U235 augmente. Par conséquent, lorsque la température du petit coeur de réacteur 1 augmente, le facteur de 10 multiplication de neutrons efficace keff du petit coeur de réacteur 1 augmente. Parallèlement, dans une zone dans laquelle la température du petit coeur de réacteur 1 est comprise entre 600 K environ et 1000 K environ, le flux de neutrons cl) de la plage d'énergie B augmente. Mais compte tenu de l'effet de Doppler, des contributions à partir du taux de réaction de capture de neutron 15 par PU238 augmentent. En résultat, par rapport à la température du petit coeur de réacteur 1, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff doit changer de telle manière qu'il présente une crête à 600 K environ. Par conséquent, dans la zone de température comprise entre 300 K environ et 600 K environ, le coefficient de 20 réactivité en température est positif. Dans la zone comprise entre 600 K environ et 1000 K environ, le coefficient de réactivité en température est négatif. Ensuite, sur la base d'un changement sur le spectre d'énergie de neutron, un poison consommable est sélectionné (étape SO4). Dans ce processus, des facteurs pris en compte sont tels que le fait qu'il existe ou non une crête de la section 25 efficace de capture dans la zone de neutron thermique, et la tendance du changement sur la section efficace de capture par rapport à un changement sur l'énergie de neutron. Concernant le poison consommable, les cas suivants vont être expliqués successivement : lorsque du gadolinium (Gd), un élément utilisé de manière 30 classique, est sélectionné ; lorsque du cadmium (Cd) est sélectionné ; lorsque de l'europium (Eu) est sélectionné ; et lorsqu'un mélange de Cd et d'Eu est 3064105 - 13 - sélectionné. La figure 7 est un graphe montrant la forme du spectre de la section efficace de réaction du gadolinium 155 par comparaison à la forme du spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur. L'axe horizontal et l'axe vertical sont identiques 5 à ceux des figures 4 et 5. Sur la figure 7, la courbe en trait plein, CT3, représente la section efficace totale. La courbe en trait mixte à deux pointillés, CC3, représente la section efficace cc de réaction de capture de neutron. La courbe en pointillés, CE3, représente la section efficace cre de diffusion élastique. Ce graphe de sections efficaces est extrait du document non de brevet 2. 10 Comme cela est montré sur la figure 7, en réponse à une augmentation de l'énergie de neutron dans la plage d'énergie A, la section efficace de capture de neutron ac du Gd155 diminue sensiblement et de manière monotone. Lorsque la température du petit coeur de réacteur s'élève de 300 K à 600 K et à 1000 K, le flux de neutrons (1) dans la plage d'énergie A est décalé vers le côté d'énergie 15 supérieure. En résultat, lorsqhe la température du petit coeur de réacteur 1 augmente, le taux de réaction de capture ac.(I) du Gdl 55, un facteur du côté moins du facteur de multiplication de neutrons efficace keff du petit coeur de réacteur 1, diminue. La figure 8 est un graphe montrant la dépendance de la température du 20 facteur de multiplication de neutrons efficace lorsque du gadolinium est ajouté en tant que poison consommable au combustible nucléaire du petit coeur de réacteur. L'axe horizontal représente la température (K) du petit coeur de réacteur 1. L'axe vertical représente le facteur de multiplication de neutrons efficace keff du petit coeur de réacteur 1. 25 La courbe en trait plein A représente la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace keff lorsqu'il n'est pas ajouté de poison consommable au combustible nucléaire, et est identique à celle montrée sur la figure 6. La courbe en trait plein BT montre la dépendance de la température du 30 facteur de multiplication de neutrons efficace keff lorsque du poison consommable est ajouté au combustible nucléaire du petit coeur de réacteur 1. Si 3064105 - 14 - du gadolinium (Gd) est ajouté en tant que poison consommable au combustible nucléaire, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff augmente de manière monotone en réponse à une augmentation de la température entre 300 K et 1100 K. Cela signifie que le coefficient de réactivité en température est positif. 5 En outre, la pente de l'augmentation du facteur de multiplication de neutrons efficace keff est supérieure à la pente de l'augmentation du facteur de multiplication de neutrons efficace keff dans la plage de 300 K à 400 K environ lorsqu'il n'est pas ajouté de gadolinium (Gd). La valeur du facteur de multiplication de neutrons efficace keff lorsque du 10 Gd est ajouté au combustible nucléaire dans le cas de la figure 8 est un résultat de prise en compte d'une diminution du facteur de multiplication de neutrons efficace keff résultant du poison consommable ajouté sur la base du facteur de multiplication de neutrons efficace keff du cas dans lequel aucun poison consommable n'est ajouté au combustible nucléaire. C'est-à-dire que, puisqu'il est 15 suffisant de confirmer la tendance de changements sur le facteur de multiplication de neutrons efficace keff qui se produisent avec changement de température, aucun réglage n'est de nouveau réalisé sur le facteur de multiplication de neutrons efficace keff sur la base de conditions de criticité de coeur. Dans le but de clarifier des facteurs derrière le coefficient de réactivité en 20 température positif, chaque facteur est évalué en regardant comment le facteur de multiplication de neutrons efficace keff peut varier avec le changement de température. La courbe discontinue B1 montre un changement de température avec uniquement un modérateur ou de l'hydrure métallique. Dans ce cas, lorsque la température augmente, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff 25 augmente. La courbe en trait mixte à deux pointillés B2 montre un changement sur la température avec uniquement un matériau de multiplication et un réflecteur. Dans ce cas, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff reste presque constant même lorsque la température change. La courbe en pointillés B3 montre un changement sur la température avec uniquement du combustible ou de 30 l'uranium. Dans ce cas, lorsque la température augmente, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff diminue. Par conséquent, il est évident 3064105 - 15 - qu'une augmentation du facteur de multiplication de neutrons efficace keff qui est associée à une augmentation sur la température du modérateur, comme cela est indiqué par la ligne discontinue Bi, est un facteur qui rend le coefficient de réactivité en température positif lorsque du Gd est ajouté en tant que poison 5 consommable au combustible nucléaire. Ceci est dû au fait que : comme cela est montré sur la figure 7, en réponse à une augmentation d'énergie de neutron dans la plage d'énergie A de la figure 7, la section efficace de capture de neutron ac du Gdl 55 diminue sensiblement et de manière monotone ; et, en résultat, le taux de réaction de capture de neutron ac.(I), 10 qui contribue au décalage du facteur de multiplication de neutrons efficace keff du côté négatif, diminue. La figure 9 est un graphe montrant le spectre de la section efficace de réaction du cadmium 113 par comparaison au spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur. Les axes horizontal et vertical sont identiques à ceux de la figure 15 7. Sur la figure 9, la courbe en trait plein, CT4, représente la section efficace totale. La courbe en trait mixte à deux pointillés, CC4, représente la section efficace ac de réaction de capture de neutron. La courbe en pointillés, CE4, représente la section efficace ae de diffusion élastique. Ce graphe de sections efficaces est extrait du document non de brevet 2. 20 Comme pour le Cd 113, des produits enrichis de manière isotopique sont disponibles. Comme cela est montré sur la figure 9, dans le cas du Cd 113, la section efficace de capture de neutron cc présente une crête à 0,2 eV environ dans la zone d'énergie de neutrons thermiques. Par conséquent, dans la zone de neutrons thermiques, jusqu'à ce que l'énergie de neutron atteigne 0,2 eV environ, 25 la section efficace de capture de neutron ac augmente en réponse à une augmentation sur l'énergie de neutron. Dans la zone d'énergie au-dessus de 0,2 eV environ, la section efficace de capture de neutron ac diminue en réponse à une augmentation de l'énergie de neutron. Comme pour l'état de la zone de neutrons thermiques du spectre d'énergie de 30 neutron pour un changement sur la température du petit coeur de réacteur, comme cela a été décrit précédemment par rapport à la figure 3, il existe une crête proche 3064105 - 16 - de 0,08 eV lorsque la température du petit coeur de réacteur est égale à 300 K; il existe une crête proche de 0,2 eV lorsque la température est égale à 600 K. Lorsque la température du petit coeur de réacteur change de 300 K à 600 K, la section efficace de capture de neutron cc du Cd113 augmente. Toutefois, 5 lorsque la température du petit coeur de réacteur change de 600 K à 1000 K, la section efficace de capture de neutron ac du Cd 113 diminue. En résultat, lorsque la température du petit coeur de réacteur change de 300 K à 600 K et ensuite à 1000 K, le taux de réaction de capture de neutron ac.0, qui provoque une chute sur le facteur de multiplication de neutrons efficace keff, augmente puis diminue. 10 La figure 10 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsque le cadmium concentré 113 est utilisé en tant que poison consommable pour le combustible nucléaire du petit coeur de réacteur. L'axe horizontal représente la température (K) du petit coeur de réacteur. L'axe vertical représente le facteur de multiplication de neutrons efficace 15 keff du petit coeur de réacteur. Comme cela a été décrit précédemment, lorsque la température du petit coeur de réacteur change de 300 K à 600 K et ensuite à 1000 K, le taux de réaction de capture de neutron ac.c1) du Cd113, qui provoque une chute sur le facteur de multiplication de neutrons efficace keff, augmente puis diminue. En résultat, le 20 facteur de multiplication de neutrons efficace keff du petit coeur de réacteur change dune manière opposée à celle montrée sur la figure 10, de telle sorte que le facteur de multiplication de neutrons efficaces keff diminue dans un premier temps puis augmente. Dans ce cas, il existe un besoin de corriger la situation dans laquelle la réactivité en température devient positive dans une zone proche d'un 25 état dans lequel la température du petit coeur de réacteur est égale à 1000 K. La figure 11 est un graphe montrant la forme du spectre de la section efficace de réaction de l'europium 151 par comparaison à la forme du spectre d'énergie de neutron du petit coeur de réacteur. Sur la figure 11, la courbe en trait plein, CT5, représente la section efficace totale. La courbe en trait mixte à deux 30 pointillés, CC5, représente la section efficace cc de réaction de capture de neutron. La courbe en pointillés, CE5, représente la section efficace cse de 3064105 - 17 - diffusion élastique. Ce graphe de sections efficaces est extrait du document non de brevet 2. Comme pour l'Eu, des produits enrichis de manière isotopique sont disponibles. Comme cela est montré sur la figure 11, dans le cas de l'Eu 151, il 5 existe une crête d'absorption par résonance de la section efficace de capture de neutron ac à une énergie de 0,4 eV environ. A partir de 0,2 eV environ jusqu'à 0,3 eV environ, la section efficace de capture de neutron ac augmente. La figure 12 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsque l'europium concentré 151 10 est utilisé en tant que poison consommable pour le combustible nucléaire du petit coeur de réacteur. L'axe horizontal représente la température du petit coeur de réacteur 1. L'axe vertical représente le facteur de multiplication de neutrons efficace keff du petit coeur de réacteur 1. Comme cela a été montré sur la figure 12, dans une zone de température 15 inférieure à 500 K environ, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff augmente lorsque la température augmente, ce qui signifie que le coefficient de réactivité en température est positif. Dans une zone de température supérieure ou égale à 500 K environ, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff diminue en réponse à une augmentation de la température. Ceci signifie que le 20 coefficient de réactivité en température est négatif. Comme cela a été décrit précédemment, lorsqu'une quantité infime de Cd 113 est ajoutée, le coefficient de réactivité en température est négatif dans la zone de basse température. Lorsqu'une quantité infime d'Eu 151 est ajoutée, le coefficient de réactivité en température est négatif dans la zone de température 25 élevée. La figure 13 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace lorsque du cadmium et de l'europium avec des compositions naturelles sont utilisés en tant que poison consommable pour le combustible nucléaire d'un petit coeur de réacteur, par 30 comparaison avec le présent mode de réalisation. La composition isotopique naturelle du cadmium est approximativement 3064105 - 18 - de : 28,7 pour-cent de Cd 114, 24,1 pour-cent de Cd 112, 12,8 pour-cent de Cd 111, 12,5 pour-cent de Cd 110, 12,2 pour-cent de Cd 113, 7,5 pour-cent de Cd 116, 1,3 pour-cent de Cd 106 et 0,9 pour-cent de Cd 108. La composition isotopique naturelle de l'europium est approximativement 5 de : 52,2 pour-cent d'Eu 153 et 47,8 pour-cent d'Eu 151. Lorsque du cadmium et de l'europium présentant chacun une composition isotopique naturelle sont utilisés, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff du petit coeur de réacteur 1 augmente en réponse à une augmentation de température, tant que la température du petit coeur de réacteur 1 est comprise entre 10 300 K environ et 500 K environ. Lorsque la température du petit coeur de réacteur 1 est comprise entre 500 K environ et 1000 K environ, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff du petit coeur de réacteur 1 diminue en réponse à l'augmentation de température. C'est-à-dire, que le coefficient de réactivité en température est positif 15 lorsque la température du petit coeur de réacteur 1 est comprise entre 300 K environ et 500 K environ. Le coefficient de réactivité en température est négatif lorsque la température est comprise entre 500 K environ et 1000 K. L'étape suivante dans le procédé de conception du coeur de réacteur à neutrons thermiques est de modifier les fractions de poisons consommables 20 sélectionnés et de surveiller un changement sur le facteur de multiplication de neutrons efficace keff du coeur de réacteur à neutrons thermiques (étape S05). Ensuite, il est déterminé s'il existe un cas acceptable dans lequel le coefficient de réactivité en température est négatif à travers la zone de température de fonctionnement (étape S06). 25 Un mélange de cadmium 113 et d'europium 151 décrit ci-dessous est acceptable. La figure 14 est un graphe montrant la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace keff lorsque le cadmium 113 et l'europium 151 sont utilisés en tant que poison consommable pour le combustible 30 nucléaire du petit coeur de réacteur. Le graphe montre la dépendance de la température du facteur de 3064105 - 19 - multiplication de neutrons efficace keff lorsqu'une quantité prédéterminée de Cd concentré et une quantité prédéterminée d'Eu concentré sont ajoutées au combustible nucléaire. La quantité prédéterminée de Cd concentré signifie que : le degré de concentration en Cd 113 est de 96 pour-cent, et le rapport de densité en 5 nombre du Cd sur le combustible nucléaire est de 0,0072 pour-cent. La quantité prédéterminée d'Eu concentré est telle que : le degré de concentration en Eu 151 est de 96 pour-cent et le rapport de densité en nombre de l'Eu sur le combustible nucléaire est de 0,02 pour-cent. Comme cela est montré sur la figure 14, lorsque la température du petit 10 coeur de réacteur augmente de 300 K à 400 K, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff diminue légèrement. Par conséquent, le coefficient de réactivité en température est négatif bien que sa valeur absolue soit faible. Lorsque la température du petit coeur de réacteur augmente jusqu'à 1000 K à partir de 400 K, le facteur de multiplication de neutrons efficace keff diminue de 15 manière sensible. Dans ce cas, le coefficient de réactivité en température est négatif. De cette manière, des quantités infimes de deux types d'isotopes, Cd 133 et Eu 151, sont ajoutées au combustible nucléaire, et le coefficient de réactivité en température du petit coeur de réacteur est, par conséquent, négatif entre 300 K et 20 1000 K. Si le résultat de détermination indique un cas acceptable (étape S06, OUI), une détermination sur la concentration du poison consommable dans le cas acceptable est prise sur la base de la criticité et des conditions de combustion (étape S07). La suite est un résultat de réglages destinés à satisfaire les conditions 25 de criticité et de combustion : le degré de concentration en Cd 113 sur le total du Cd est de 96 pour-cent et le rapport de densité en nombre du Cd sur le combustible nucléaire est de 0,0072 pour-cent ; et le degré de concentration en Eu 151 sur le total de l'Eu est de 96 pour-cent et le rapport de densité en nombre de l'Eu sur le combustible nucléaire est de 0,02 pour-cent. Le facteur de 30 multiplication de neutrons efficace keff sur l'axe vertical de la figure 14 est aussi un résultat de ces réglages. 3064105 - 20 - Si le résultat de détermination n'indique pas de cas acceptable (étape S06, Non), une série d'étapes à partir de la sélection du poison consommable jusqu'à la détermination est de nouveau exécutée. Comme cela a été décrit précédemment, selon le présent mode de 5 réalisation, comme pour le réacteur à neutrons thermiques, on peut empêcher que le coefficient de réactivité en température devienne positif dans une plage s'étendant d'une température normale à élevée. D'autres modes de réalisation sont possibles. Alors que le mode de réalisation de la présente invention a été décrit, ce 10 mode de réalisation est présenté à titre d'exemple et n'est destiné à limiter la portée de l'invention. Selon le mode de réalisation, une pluralité de combustibles 2 et une pluralité de modérateurs 3 sont disposées en couches radialement et de manière alternée. Toutefois, la présente invention n'est pas limitée à cela. Les groupes de 15 combustibles 2 et de modérateurs 3, chacun d'eux entourant chacun des combustibles 2, pouvant être positionnés à la manière d'un réseau. Selon le mode de réalisation, du cadmium 113 et de l'europium 151 sont utilisés en tant que poison consommable. Toutefois, la présente invention n'est pas limitée à ceux-ci. Différents autres mélanges d'isotopes présentant un effet 20 d'absorption de neutron peuvent produire des résultats similaires à ceux décrits dans le mode de réalisation, tant que leurs sections efficaces de capture de neutron diminuent en réponse à une augmentation de la température à l'intérieur de la plage de la température de fonctionnement. Selon le mode de réalisation, la présente invention est appliquée à un petit 25 réacteur à neutrons thermiques qui utilise de l'hydrure métallique en tant que modérateur, du fait de son efficacité particulière. Toutefois, la présente invention n'est pas limitée à cela. Cest-à-dire que, même lorsque d'autres modérateurs sont utilisés, tant qu'il s'agit d'un réacteur à neutrons thermiques comportant un modérateur, un procédé similaire à celui décrit dans le mode de réalisation est 30 appliqué. Selon le mode de réalisation, le combustible nucléaire est de l'uranium. 3064105 - 21 - Toutefois, la présente invention n'est pas limitée à cela. La présente invention peut être appliquée à un combustible à base d'oxydes mélangés, qui est, par exemple, réalisé à partir d'uranium et de plutonium. En outre, les modes de réalisation décrits précédemment peuvent être mis en oeuvre de différentes manières et, si cela est approprié, l'un quelconque de leurs composants peut être omis, remplacé ou modifié de différentes manières sans s'écarter de l'esprit et de la portée de l'invention. Tous les modes de réalisation décrits précédemment et les variantes réalisées à partir de ceux-ci sont compris dans l'esprit et la portée de la présente invention, de même que leurs équivalents. 10 Les références numériques utilisées sont les suivantes : 1 : coeur de réacteur, 2: combustible, 3 : modérateur, 4: réflecteur, 5 : matériau de multiplication de neutrons, 6 : tube de refroidissement, 8 : cuve de réacteur 15 REVENDICATIONS1. Coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) comprenant : un modérateur solide (3) s'étendant dans une direction longitudinale ; un combustible (2) dans le modérateur (3), parallèle à la direction longitudinale du modérateur (3), le combustible (2) contenant un matériau fissile ; un tube de refroidissement (6) parallèle à la direction longitudinale du modérateur (3) ; et une pluralité de types de poisons consommables contenus dans le combustible (2). 2. Coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) selon la revendication 1, dans lequel le modérateur (3) contient un hydrure métallique. 3. Coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) selon la revendication 1 ou 2, dans lequel la pluralité de types de poisons consommables comporte un poison consommable contenant une certaine concentration d'un isotope particulier de ce poison consommable. 4. Coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel la pluralité de types de poisons consommables comporte du Cd 113 et de l'Eu 151. 5. Coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, comprenant, en outre ; un matériau de multiplication de neutrons (5) entre le combustible (2) et le modérateur (3). 6. Coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 5, dans lequel le modérateur (3) et le combustible (2) sont les cylindres concentriques. 7. Procédé de conception d'un coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) comportant un modérateur solide (3), le procédé comprenant : 3064105 - 23 - la définition de spécifications du coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) selon l'une quelconque des revendications 1 à 6, qui comportent un type de combustible (2), une taille du coeur de réacteur à neutrons thermiques (1), une composition du modérateur (3) et un dispositif de refroidissement ; 5 la détermination d'un spectre d'énergie de neutron sur la base des spécifications ; la sélection d'une pluralité de types de poisons consommables ; l'examen d'une dépendance de la température d'un facteur de multiplication de neutrons efficace dans le coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) sur la base 10 d'une proportion de la pluralité de types de poisons consommables ; et la détermination du fait que la proportion est acceptable pour un fonctionnement du coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) ou n'est pas acceptable sur la base de la dépendance de la température du facteur de multiplication de neutrons efficace, dans lequel le facteur de multiplication de 15 neutrons efficace doit diminuer lorsque la température augmente en fonctionnement. 8. Procédé de conception du coeur de réacteur à neutrons thermiques (1) selon la revendication 7, comprenant, en outre : la définition d'un rapport de la pluralité de types de poisons consommables 20 sur le combustible (2) si la proportion est appropriée au fonctionnement du coeur de réacteur à neutrons thermiques (1). 9. Procédé de conception du coeur de réacteur à neutrons thermiques selon la revendication 7 ou 8, dans lequel la pluralité de types de poisons consommables comporte du Cd 113 et de l'Eu 151. 25