FR 3076654 A1 20190712 FR 1872730 A 20181212 Description Titre de l'invention: Élément combustible de réacteur à neutrons rapides et coeur de réacteur à neutrons rapides Domaine technique [0001] La présente invention concerne un élément combustible de réacteur à neutrons rapides et un coeur de réacteur à neutrons rapides. Technique antérieure [0002] Les réacteurs à neutrons rapides sont configurés de sorte à comporter un coeur dans une cuve de réacteur, et la cuve de réacteur est remplie de sodium liquide qui joue le rôle de matière réfrigérante. Ce coeur est chargé d'une pluralité d'assemblages combustibles, et chacun des assemblages combustibles est constitué d'une pluralité d'éléments combustibles dans lesquels une matière fissile telle que le plutonium (Pu) ou une matière fertile telle que l'uranium (U) appauvri est enfermée dans une gaine. Spécifiquement, l'assemblage combustible est configuré de sorte à inclure une pluralité d'éléments combustibles, un tube de gainage qui entoure la pluralité d'éléments combustibles, une buse d'entrée qui soutient l'extrémité inférieure de ces éléments combustibles et un blindage contre les neutrons situé en dessous des éléments combustibles, et une partie de débit de sortie de matière réfrigérante située au-dessus des éléments combustibles. [0003] Un oxyde solide ou un alliage métallique solide constitue une forme chimique courante et éprouvée d'une matière combustible nucléaire incluse dans un élément combustible ; cependant, il existe des exemples d'utilisation d'un combustible liquide tel qu'un alliage métallique liquide ou un sel fondu. Incidemment, pour ce qui est des éléments combustibles chargés d'un combustible de type oxyde solide, un exemple dans lequel un combustible de type oxyde sous forme de pastilles est enfermé dans une gaine est décrit dans Alan E. Waltar, et deux autres auteurs, « Fast Spectrum Reactors », traduction supervisée par : Naoyuki Takaki, ERC Publishing Co., Ltd., Nov. 2016, p. 583. Dans cet exemple de l'élément combustible, un oxyde mixte U-Pu est agencé pour former un combustible de coeur, et un combustible de couverture (oxyde d'uranium appauvri) incluant une matière fertile est disposé au-dessus et en dessous d'une région de combustible de coeur. [0004] Par exemple, JP 64 - 32189 A décrit un exemple d'un élément combustible dans lequel un combustible de type métal liquide incluant un alliage plutonium (Pu)-uranium (U)-bismuth (Bi) ou similaire est enfermé dans une gaine. En outre, JP 2014 - 10022 A décrit un exemple d'un élément combustible dans lequel un sel fondu de fluorure contenant du thorium (Th) et une matière fissile, telle que l'uranium 235 (235 2 U) ou le plutonium 239 (239Pu), sont enfermés dans une gaine. Cependant, dans ces éléments combustibles, aucun combustible de couverture n'est décrit. Résumé de l'invention [0005] Lorsqu'un réacteur à neutrons rapides est exploité, une matière fissile, telle que le 239 Pu, au titre de composant principal d'un combustible de coeur, est consommée par une réaction de fission (consommation du combustible). En parallèle, le combustible de coeur du réacteur à neutrons rapides contient une matière fertile, telle que 238T UT, et la matière fissile, telle que 239PU, est nouvellement produite par la capture de neutrons par la matière fertile. En outre, lorsqu'un combustible de couverture est disposé sur la partie supérieure ou inférieure, ou les parties supérieure et inférieure de la région de combustible de coeur, la matière fertile, telle que 238U, au titre de composant principal du combustible de couverture, capture les neutrons qui s'échappent du coeur, ce qui permet de produire la matière fissile, telle que 239PU. [0006] Ici, le combustible de couverture désigne un combustible qui ne contient quasiment pas de matière fissile telle que 239PU et qui, au lieu de cela, contient une quantité importante de la matière fertile, telle que 238U. La matière fertile, telle que 238U, n'est pas directement convertie en un combustible d'un réacteur à neutrons rapides, mais est convertie en la matière fissile, telle que 239PU, par une réaction de capture de neutrons pour capturer des neutrons. Ainsi, la matière fissile, telle que 239PU, est convertie en le combustible du réacteur à neutrons rapides. [0007] Le rapport de la production de la matière fissile sur la consommation de la matière fissile dans le réacteur à neutrons rapides est souvent appelé rapport de conversion ou rapport de génération. Ici, le rapport de conversion en ce qui concerne le Pu fissile est défini des trois façons suivantes : (1) Rapport de conversion du combustible de coeur = production de Pu du combustible de coeur/consommation de Pu du combustible de coeur ; (2) Rapport de conversion du combustible de couverture = production de Pu du combustible de couverture/consommation de Pu du combustible de couverture ; et (3) Rapport de conversion global = rapport de conversion du combustible de coeur + rapport de conversion du combustible de couverture. [0008] Généralement, dans le réacteur à neutrons rapides, le rapport de conversion du com- bustible de coeur est inférieur à 1. Cependant, le rapport de conversion du combustible de couverture est ajouté de sorte qu'il soit possible de faire en sorte que le rapport de conversion global ne soit pas inférieur à 1 (c'est-à-dire obtenir la surgénération de com- 3 bustible). Dans ce cas, à mesure que la consommation du combustible se produit, la quantité totale de Pu incluse dans le combustible de couverture augmente, tandis que la quantité de Pu restant dans le combustible de coeur diminue progressivement. Ainsi, le combustible de coeur est remplacé par du combustible frais après une certaine période de consommation (durée du cycle d'exploitation). Pour améliorer le rendement économique du combustible de coeur, il est nécessaire de se munir d'un élément combustible à longue durée de vie permettant des rechargements en combustible moins fréquents. [0009] En outre, pour recycler le Pu produit à partir du combustible de couverture, il est né- cessaire d'effectuer une série de processus de recyclage incluant l'extraction de Pu, en tant que combustible épuisé, depuis le réacteur, la récupération du Pu dans une installation de retraitement mise en place à l'extérieur du réacteur, et sa transformation ultérieure en un combustible de coeur. [0010] Dans l'élément combustible décrit dans Alan E. Waltar, et deux autres auteurs, « Fast Spectrum Reactors », traduction supervisée par : Naoyuki Takaki, ERC Publishing Co., Ltd., Nov. 2016, p. 583, le combustible de couverture est disposé sur les parties supérieure et inférieure de la région de combustible de coeur. Dans ce cas, le rapport de conversion global dépasse légèrement 1 ; cependant, dans la mesure où le rapport de conversion du combustible de coeur est inférieur à 1, il est nécessaire de recharger fréquemment le réacteur en combustible. En outre, il est nécessaire de mettre en place un processus de recyclage permettant de récupérer et de recycler le 239PU produit à partir du combustible de couverture. [0011] Les éléments combustibles décrits dans JP 64 - 32189 A et JP 2014 - 10022 A ne possèdent pas de combustible de couverture. Ainsi, de la même façon que pour l'élément combustible décrit dans Alan E. Waltar, et deux autres auteurs, « Fast Spectrum Reactors », traduction supervisée par : Naoyuki Takaki, ERC Publishing Co., Ltd., Nov. 2016, p. 583, le rapport de conversion du combustible de coeur est inférieur à 1 et, ainsi, il est nécessaire de recharger fréquemment le réacteur en combustible. [0012] La présente invention a pour objet un élément combustible de réacteur à neutrons rapides et un coeur de réacteur à neutrons rapides, qui ont pour but d'allonger la durée de vie d'éléments combustibles chargés dans le coeur et de simplifier le processus de recyclage d'éléments combustibles épuisés. [0013] L'élément combustible de réacteur à neutrons rapides selon la présente invention est un élément combustible de réacteur à neutrons rapides dans lequel est chargé un combustible liquide contenant une matière fissile et une matière fertile. L'élément combustible de réacteur à neutrons rapides comprend une région de chargement de matière combustible à deux étages comportant une région de combustible supérieure chargée 4 d'un combustible de type sel fondu et une région de combustible inférieure chargée d'un combustible de type métal liquide. [0014] La présente invention a pour objet un élément combustible de réacteur à neutrons rapides et un coeur de réacteur à neutrons rapides, qui ont pour but d'allonger la durée de vie d'éléments combustibles chargés dans le coeur et de simplifier le processus de recyclage d'éléments combustibles épuisés. Brève description des dessins [0015] [fig. 1A] illustre de façon schématique la configuration d'un coeur de réacteur à neutrons rapides selon l'un des modes de réalisation de la présente invention. La figure lA présente un exemple dans lequel une structure schématique d'un coeur est illustrée en perspective. [0016] [fig. 1B] illustre de façon schématique la configuration d'un coeur de réacteur à neutrons rapides selon l'un des modes de réalisation de la présente invention. La figure 1B illustre un exemple d'une structure en coupe horizontale d'un assemblage combustible constituant un coeur. [0017] [fig. 1C] illustre de façon schématique la configuration d'un coeur de réacteur à neutrons rapides selon l'un des modes de réalisation de la présente invention. La figure 1C illustre un exemple d'une structure en coupe verticale d'un élément combustible constituant un assemblage combustible. [0018] [fig.2A1 illustre schématiquement une structure en coupe verticale d'un élément combustible et d'un coeur selon l'Exemple 1. La figure 2A illustre un exemple d'une structure en coupe verticale d'un élément combustible. [0019] [fig.2B1 illustre schématiquement une structure en coupe verticale d'un élément combustible et d'un coeur selon l'Exemple 1. La figure 2B illustre un exemple d'une structure en coupe verticale d'un coeur entier. [0020] [fig.3A1 illustre schématiquement une structure en coupe verticale d'un élément combustible et d'un coeur selon l'Exemple 2. La figure 3A illustre un exemple d'une structure en coupe verticale d'un élément combustible. [0021] [fig.3B1 illustre schématiquement une structure en coupe verticale d'un élément combustible et d'un coeur selon l'Exemple 2. La figure 3B illustre un exemple d'une structure en coupe verticale d'un coeur entier. [0022] [fig.4A1 illustre schématiquement une structure en coupe verticale d'un élément combustible de couverture et d'un coeur selon l'Exemple 3. La figure 4A illustre un exemple d'une structure en coupe verticale d'un élément combustible de couverture utilisé dans un coeur. [0023] [fig.4B1 illustre schématiquement une structure en coupe verticale d'un élément combustible de couverture et d'un coeur selon l'Exemple 3. La figure 4B illustre un exemple d'une structure en coupe verticale d'un coeur entier. Description détaillée [0024] Les modes de réalisation de la présente invention vont être décrits de façon détaillée dans la suite en se référant aux dessins. Il doit être noté que dans les dessins, les composants communs sont désignés par les mêmes numéros de référence, et que les descriptions en doublon sont omises. [0025] Les figures lA - 1C illustrent de façon schématique une configuration d'un coeur 1 de réacteur à neutrons rapides selon l'un des modes de réalisation de la présente invention. Dans les figures lA - 1C, la figure lA présente un exemple dans lequel une structure schématique d'un coeur 1 est illustrée en perspective, la figure 1B illustre un exemple d'une structure en coupe horizontale d'un assemblage combustible 2 constituant un coeur 1, et la figure illustre un exemple d'une structure en coupe verticale d'un élément combustible 10 constituant l'assemblage combustible 2. Il doit être noté que dans la figure 1A, seuls quelques assemblages combustibles 2 sont dessinés dans le coeur 1 ; cependant, le coeur 1 est formé d'une pluralité, plus spécifiquement de plusieurs dizaines à plusieurs centaines d'assemblages combustibles 2, dont l'ensemble présente une forme cylindrique. [0026] Dans la présente invention, l'expression « assemblage combustible 2 » désigne un as- semblage des éléments combustibles 10 pouvant être intégralement manipulé lors du déchargement et du chargement depuis et vers le coeur 1. Comme illustré sur la figure 1B, l'assemblage combustible 2 est formé d'une pluralité (plusieurs dizaines à plusieurs centaines) des éléments combustibles 10 regroupés dans un tube de gainage 4. Dans le tube de gainage 4, un intervalle de taille prédéterminée est ménagé entre les éléments combustibles 10 adjacents les uns aux autres, et une matière réfrigérante 5 telle que le sodium liquide vient remplir l'intervalle. [0027] L'élément combustible 10 peut être ce qui est appelé un crayon combustible formé par le chargement d'une gaine 17 avec la matière fissile et la matière fertile qui servent de combustibles. En particulier, l'intérieur de la gaine cylindrique 17 n'est pas par- 6 titionné, mais est divisé en un plenum de gaz 14 et une région de chargement de matière combustible 11. En outre, la région de chargement de matière combustible 11 présente une structure à deux étages avec une région de combustible supérieure 12 et une région de combustible inférieure 13. [0028] Dans cette structure, un combustible de coeur incluant un sel fondu contenant la matière fissile, telle que 239Pu, est chargé dans la région de combustible supérieure 12, et un combustible de couverture incluant un métal liquide contenant la matière fertile, telle que 23811, est chargé dans la région de combustible inférieure 13. Ensuite, après le chargement de ces matières combustibles et le remplissage du plenum de gaz 14 avec un gaz inerte, l'extrémité supérieure et l'extrémité inférieure de la gaine 17 sont closes par un bouchon d'extrémité supérieure 15 et un bouchon d'extrémité inférieure 16. [0029] Dans la suite sont décrits plusieurs exemples du combustible de coeur et du com- bustible de couverture chargés dans la région de combustible supérieure 12 et la région de combustible inférieure 13 de l'élément combustible 10. Exemples Exemple 1 [0030] Les figures 2A et 2B illustrent schématiquement une structure en coupe verticale d'un élément combustible 10a et d'un coeur la selon l'Exemple 1, la figure 2A illustre un exemple d'une structure en coupe verticale de l'élément combustible 10a, et la figure 2B illustre un exemple d'une structure en coupe verticale entière du coeur la. Il doit être noté que la ligne pointillée illustrée sur la figure 2B indique l'axe central du coeur la. Dans la figure 2B, les concepts d'un assemblage combustible 2 et de l'élément combustible 10a sont éliminés et les illustrations sont omises. [0031] Dans cet exemple, un combustible de type sel fondu 12a incluant PuC13, UC13, NaC1, MgC12 ou similaires est chargé au titre de combustible de coeur dans la région de combustible supérieure 12 de l'élément combustible 10a. En outre, un combustible de type métal liquide 13a incluant un alliage U-Bi ou similaire est chargé en tant que combustible de couverture dans la région de combustible inférieure 13. Il doit être noté que le combustible de type sel fondu 12a du combustible de coeur doit continuer à être consommé en tant que combustible de coeur sans être remplacé pendant une durée prédéterminée. Ainsi, le combustible de type sel fondu 12a dans lequel l'enrichissement de la matière fissile, telle que 239PU, a été augmenté est utilisé. [0032] Pendant l'exploitation du réacteur à neutrons rapides, dans la région de combustible supérieure 12 de l'élément combustible 10a, le 239PU de la matière fissile au titre de composant principal du combustible de type sel fondu 12a est consommé par sa propre réaction de fission (il s'agit de la consommation du combustible). En outre, le combustible de type sel fondu 12a contient du 238U en tant que matière fertile. Ainsi, la 7 matière fissile, telle que 239Pu, est nouvellement générée par la réaction de capture de neutrons dans laquelle 238U capture des neutrons produits par la réaction de fission de 239Pu. Ainsi, dans la région de combustible supérieure 12, 238U est transmuté en 239PU au titre de combustible. [0033] En outre, dans la région de combustible inférieure 13 de l'élément combustible 10a, le 238U de la matière fertile au titre de composant principal du combustible de type métal liquide 13a capture des neutrons qui s'échappent de la région de combustible supérieure 12, ce qui transmute la matière fertile en la matière fissile, telle que 239PU, par la réaction de capture de neutrons. En d'autres termes, la matière fissile, telle que 239PU, est produite dans la région de combustible inférieure 13 de l'élément combustible 10a. [0034] Incidemment, à la frontière entre la région de combustible supérieure 12 et la région de combustible inférieure 13, le combustible de type sel fondu 12a et le combustible de type métal liquide 13a sont mis en contact l'un avec l'autre à l'état fondu. Dans un tel cas, dans la région dans laquelle le combustible de type sel fondu 12a est en contact avec le combustible de type métal liquide 13a, une réaction chimique représentée dans la Formule (1) suivante se produit entre le 239PU du métal transmuté à partir du 238U contenu dans le combustible de type métal liquide 13a et du 238U du chlorure contenu dans le combustible de type sel fondu 12a. Pu (métal) + UC13 (chlorure) -> PuC13 (chlorure) + U (métal) (1) [0035] Ainsi, le 239PU du métal contenu dans le combustible de type métal liquide 13a devient 239PU dans le chlorure, et le 238U du chlorure contenu dans le combustible de type sel fondu 12a devient 238U dans le métal. La réaction chimique se produit car le plutonium (Pu) est plus susceptible de se lier au chlore (Cl) que l'uranium (U). [0036] Le 239PU du chlorure ainsi produit présente une densité inférieure à celle du com- bustible de type métal liquide 13a. À l'inverse, le 238U du métal présente une densité plus importante que celle du combustible de type sel fondu 12a. Ainsi, le 239PU du chlorure se diffuse dans le combustible de type sel fondu 12a qui est un combustible de coeur, et le 238U du métal se diffuse dans le combustible de type métal liquide 13a qui est un combustible de couverture. [0037] Ainsi, à une frontière entre le combustible de type sel fondu 12a et le combustible de type métal liquide 13a, la réaction chimique représentée dans la Formule (1) se poursuit jusqu'à ce que la concentration de chacune des substances impliquées dans la réaction chimique atteigne une condition d'équilibre prédéterminée. Ainsi, tant que la réaction chimique de la Formule (1) se poursuit, le 239PU en tant que combustible est successivement apporté depuis le côté combustible de type métal liquide 13a (combustible de couverture) vers le côté combustible de type sel fondu 12a (combustible de coeur). [0038] Il en résulte, dans cet exemple, que le rapport de conversion effectif du combustible 8 de coeur augmente d'une quantité équivalente au rapport de conversion du combustible de couverture dans la Formule (2) suivante : (Rapport de conversion effectif du combustible de coeur) = (rapport de conversion du combustible de coeur) + (quantité équivalente au rapport de conversion du combustible de couverture) (2) [0039] Ainsi, dans le coeur la selon cet exemple, il est possible de prolonger la durée de vie de l'élément combustible 10. Il en résulte qu'il est possible de réduire la fréquence de remplacement de l'élément combustible 10 ou de l'assemblage combustible 2 par des équivalents neufs dans le coeur la. Ainsi, dans cet exemple, le rendement économique du combustible dans le réacteur à neutrons rapides peut être fortement amélioré. [0040] Incidemment, dans le combustible de couverture (combustible de type métal liquide 13a), il résulte de la réaction chimique de Formule (1) que 239Pu demeure dans une quantité à l'équilibre avec le combustible de coeur (combustible de type sel fondu 12a). Ensuite, la réaction de fission du 239Pu restant et la réaction de fission du 238U contenu en petites quantités dans le combustible de couverture se produisent. [0041] Parmi les nucléides produits par la fission, appelés dans la suite « nucléides PF (produits de fission) », produits par la réaction de fission qui se déroule au sein de ces combustibles de couverture, la plupart des nucléides PF, à l'exception des nucléides PF de la famille du platine, présentent une densité plus faible que celle de la matière de base qui est le combustible de type métal liquide du combustible de couverture. Ainsi, les nucléides PF flottent jusqu'à la frontière entre le combustible de couverture et le combustible de coeur et provoquent une réaction chimique représentée dans la Formule (3) suivante avec le sel fondu du combustible de coeur, par laquelle les nucléides sous la forme de sel de PF se diffusent dans le côté combustible de coeur. [0042] Les nucléides PF flottent jusqu'à la frontière entre le combustible de couverture et le combustible de coeur et provoquent une réaction chimique présentée dans la Formule (3) suivante avec le sel fondu du combustible de coeur, par laquelle les nucléides sous la forme de sel de PF se diffusent dans le côté combustible de coeur. PF (substance simple) + (3/2) MgC13 (chlorure) -> FPC13 (chlorure) + (3/2) Mg (métal) (3) [0043] Ainsi, à l'exception des nucléides PF de la famille du platine, la quantité de nucléides PF restant dans le combustible de couverture épuisé est quasiment nulle. Il en résulte que le processus de récupération des nucléides PF depuis le combustible de couverture épuisé devient quasiment inutile. Plus précisément, le processus de séparation des PF est quasiment inutile dans le retraitement du combustible de couverture épuisé. Ainsi, le processus de retraitement de l'élément combustible épuisé 10a est fortement simplifié. [0044] Comme décrit ci-avant, dans le cas de l'élément combustible 10a et du coeur la selon 9 la présente invention, le 239Pu en tant que combustible est amené depuis le côté combustible de couverture (combustible de type métal liquide 13a) vers le côté combustible de coeur (combustible de type sel fondu 12a), de sorte qu'il soit possible d'améliorer le rapport de conversion effectif du combustible de coeur. Il en résulte qu'il est possible de réduire la fréquence de remplacement de l'élément combustible 10a et de l'assemblage combustible 2 dans le coeur la, et que la durée effective du cycle d'exploitation du réacteur à neutrons rapides peut être augmentée. [0045] Ainsi, le facteur de charge du réacteur à neutrons rapides comportant le coeur la augmente, et le rendement économique peut être fortement amélioré. De plus, le processus de retraitement de l'élément combustible 10a épuisé est fortement simplifié, ce qui contribue également à l'amélioration du rendement économique du réacteur à neutrons rapides comportant le coeur la. [0046] Il doit être noté que la quantité de 239Pu transférée depuis le combustible de couverture vers le côté combustible de coeur peut être ajustée par le rapport de conversion du combustible de couverture. En outre, le rapport de conversion du combustible de couverture peut être ajusté en établissant et en régulant de façon appropriée la quantité de neutrons s'échappant du combustible de coeur vers le combustible de couverture, en fonction des spécifications et des dispositions du combustible de couverture et du combustible de coeur. Exemple 2 [0047] Les figures 3A et 3B illustrent schématiquement une structure en coupe verticale d'un élément combustible 10b et d'un coeur lb selon l'Exemple 2, la figure 3A illustre un exemple d'une structure en coupe verticale de l'élément combustible 10b, et la figure 3B illustre un exemple d'une structure en coupe verticale entière du coeur lb. Il doit être noté que la ligne pointillée illustrée sur la figure 3B indique l'axe central du coeur lb. Dans la figure 3B, les concepts d'un assemblage combustible 2b et de l'élément combustible 10b sont éliminés et les illustrations sont omises. [0048] Comme indiqué sur les Figs. 3A et 3B, la configuration de disposition des matières combustible dans l'élément combustible 10b et le coeur lb selon cet exemple est quasiment identique à celle de l'Exemple 1 (voir les figures 2A et 2B). Seules les différences entre cet exemple et l'Exemple 1 seront décrites ci-après. [0049] La différence avec l'Exemple 1 réside dans les combustibles respectivement chargés dans la région de combustible supérieure 12 et la région de combustible inférieure 13. Dans cet exemple, la région de combustible supérieure 12 est chargée d'un combustible de type sel fondu 12b d'enrichissement élevé qui contient une concentration élevée de matière fissile au titre de combustible de coeur, et la région de combustible inférieure 13 est chargée d'un combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement faible qui contient une faible concentration de matière fissile au titre de combustible de couverture. En d'autres termes, la région de combustible supérieure 12 est chargée du combustible de type sel fondu 12b d'enrichissement élevé qui inclut PuC13, UC13, NaC1, MgC12 ou similaires, et la région de combustible inférieure 13 est chargée du combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement faible qui inclut un alliage Pu-U-Bi ou similaires. [0050] Ici, le combustible de type sel fondu 12b d'enrichissement élevé chargé dans la région de combustible supérieure 12 peut être substantiellement identique au combustible de type sel fondu 12a chargé dans la région de combustible supérieure 12 de l'Exemple 1. En outre, il est possible d'affirmer que le combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement faible chargé dans la région de combustible inférieure 13 est quasiment identique au combustible de type métal liquide 13a chargé dans la région de combustible inférieure 13 de l'exemple 1, mais qu'il diffère du combustible de type métal liquide 13a en ce qu'il contient 239PU au titre de matière fissile. Cependant, l'enrichissement du combustible peut être faible. [0051] Dans cet exemple, de façon similaire à l'Exemple 1, 239PU est contenu dans le com- bustible de coeur (le combustible de type sel fondu 12b d'enrichissement élevé), et 238U est contenu dans le combustible de couverture (le combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement faible). Ainsi, les faits selon lesquels la réaction de fission de 239 Pu se produit dans le combustible de coeur et selon lesquels 239PU est produit par la réaction de capture de neutrons de 238U dans le combustible de couverture sont identiques au cas de l'Exemple 1. [0052] En outre, de la même façon que dans l'Exemple 1, la réaction chimique de Formule (1) se déroule à la frontière entre le combustible de coeur et le combustible de couverture. Pour cette raison, de la même façon que dans l'Exemple 1, le 239PU converti en chlorure par la réaction chimique est diffusé dans le combustible de type sel fondu 12b d'enrichissement élevé dans le combustible de coeur, et le 238U converti en métal est diffusé dans le combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement faible dans le combustible de couverture. [0053] Ainsi, dans cet exemple, il est possible d'obtenir des effets quasiment identiques à ceux de l'Exemple 1. En d'autres termes, dans cet exemple également, le rapport de conversion effectif du combustible de coeur peut être amélioré, et les fréquences de remplacement de l'élément combustible 10b et de l'assemblage combustible 2 dans le coeur lb peuvent être réduites. Il en résulte que l'allongement du cycle d'exploitation du réacteur à neutrons rapides permet d'augmenter le facteur de charge du réacteur à neutrons rapides comportant le coeur lb, et donc d'améliorer fortement le rendement économique. [0054] Il doit être noté que dans cet exemple, contrairement à l'Exemple 1, le 239PU est pré- cédemment contenu dans le combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement 11 faible dans le combustible de couverture. Ainsi, le transfert de 239Pu depuis le combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement faible vers le combustible de type sel fondu 12b d'enrichissement élevé en tant que combustible de coeur démarre à un stade précoce après le début de l'exploitation. En outre, la quantité transférée est supérieure à celle de l'Exemple 1. Ainsi, dans cet exemple, il est possible d'obtenir un rapport de conversion effectif du combustible de coeur supérieur à celui de l'Exemple 1. [0055] Dans cet exemple, dans le retraitement du combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement faible chargé dans la région de combustible inférieure 13, seuls quelques types de nucléides PF tels que les nucléides PF de la famille du platine peuvent être éliminés, tandis que le 239Pu est laissé dans le combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement faible. En d'autres termes, dans la mesure où le combustible de type métal liquide 13b d'enrichissement faible est raffiné plutôt que retraité, le processus de recyclage est fortement simplifié. Exemple 3 [0056] Les figures 4A et 4B illustrent schématiquement une structure en coupe verticale d'un élément combustible de couverture 10c et d'un coeur lc selon l'Exemple 3, la figure 4A illustre un exemple d'une structure en coupe verticale de l'élément combustible de couverture 10c, et la figure 4B illustre un exemple d'une structure en coupe verticale entière du coeur lc. Il doit être noté que la ligne pointillée illustrée sur la figure 4B indique l'axe central du coeur lc. Dans la figure 4B, les concepts d'un assemblage combustible 2c et de l'élément combustible 10c sont éliminés et les illustrations sont omises. [0057] Comme illustré sur la figure 4B, le coeur lc selon cet exemple est séparé en une région centrale 51, dans laquelle est disposé l'élément combustible 10a (voir figure 2A) utilisé dans l'Exemple 1, et une région périphérique externe 52, dans laquelle est disposé l'élément combustible de couverture 10c illustré sur la figure 4A. Plus précisément, dans le coeur lc selon cet exemple, une pluralité d'éléments combustibles de couverture 10c est disposée de façon additionnelle sur la partie de périphérie externe du coeur la (voir figure 2B) selon un premier mode de réalisation. Il doit être noté que, comme décrit en référence aux figures lA - 1C, les éléments combustibles de couverture 10c sont disposés sous forme d'une unité de l'assemblage combustible 2 formée par le rassemblement de la pluralité, et spécifiquement des plusieurs dizaines à plusieurs centaines d'éléments combustibles de couverture 10c. [0058] L'élément combustible de couverture 10c est un crayon combustible de couverture chargé de matière fertile, mais non chargé de matière fissile. Comme illustré sur la figure 4A, dans l'élément combustible de couverture 10c, le combustible de couverture de type sel fondu 12c contenant la matière fertile est chargé dans la région de combustible supérieure 12, et le combustible de couverture de type métal liquide 13c 12 contenant la matière fertile est chargé dans la région de combustible inférieure 13. En d'autres termes, le combustible de couverture de type sel fondu 12c incluant UC13, NaC1, MgC12 ou similaires est chargé dans la région de combustible supérieure, et le combustible de couverture de type métal liquide 13c incluant un alliage U-Bi ou similaires est chargé dans la région de combustible inférieure 13. [0059] Dans le coeur lc illustré sur la figure 4B, la matière fissile, telle que 239PU, est ini- tialement contenue uniquement dans le combustible de type sel fondu 12a dans la région de combustible supérieure 12 de l'élément combustible 10a disposé dans la région centrale 51. Ainsi, au début de l'exploitation du coeur lc, la réaction de fission de la matière fissile, telle que 239PU, est initiée dans la région de combustible supérieure 12 de l'élément combustible 10a dans la région centrale 51. [0060] Dans le même temps, le combustible de type métal liquide 13a de l'élément com- bustible 10a contient la matière fertile, telle que 238U. La matière fertile, telle que 238U, capture les neutrons qui s'échappent de la région de combustible supérieure 12 de l'élément combustible 10a, ce qui transmute la matière fertile en matière fissile, telle que 239PU. La matière fissile, telle que 239PU, ainsi produite est consommée par fission. Ces réactions sont identiques à celles décrites dans le cas de l'Exemple 1. [0061] De façon similaire, la matière fertile, telle que 238U, est également contenue dans le combustible de couverture de type sel fondu 12c et le combustible de couverture de type métal liquide 13c de l'élément combustible de couverture 10c. La matière fertile, telle que 238U, capture également les neutrons qui s'échappent de la région de combustible supérieure 12 de l'élément combustible 10a, ce qui transmute la matière fertile en matière fissile, telle que 239PU. La matière fissile, telle que 239PU, ainsi produite est consommée par fission. [0062] Comme illustré sur la figure 4B, dans le coeur lc selon cet exemple, le combustible de type métal liquide 13a contenant la matière fissile, telle que 239PU, est entouré non seulement par le combustible de type métal liquide 13a mais également par le combustible de couverture de type sel fondu 12c et le combustible de couverture de type métal liquide 13c. Ainsi, le rapport de conversion global du combustible de coeur dans le coeur lc est obtenu en ajoutant non seulement un rapport de conversion équivalant au rapport de conversion du combustible de type métal liquide 13a, mais également des rapports de conversion équivalant aux rapports de conversion du combustible de couverture de type sel fondu 12c et du combustible de couverture de type métal liquide 13c. [0063] Ainsi, dans cet exemple, le rapport de conversion effectif peut être largement augmenté par rapport à celui de l'Exemple 1, et la durée de vie de l'élément combustible 10a peut également être allongée. Par conséquent, il est possible d'améliorer le rendement économique du combustible dans le réacteur à neutrons rapides. 13 [0064] Il doit être noté que, dans le cas de l'élément combustible de couverture 10c également, un nombre important de nucléides produits de fission (nucléides PF) sont produits par la réaction de fission de la matière fissile, telle que 239Pu, dans le combustible de couverture de type métal liquide 13c. Ces nucléides PF présentent une densité inférieure à celle du combustible de couverture de type métal liquide 13c, à l'exception des nucléides PF de la famille du platine. Ainsi, les nucléides PF flottent jusqu'à la frontière entre le combustible de couverture de type sel fondu 12c et le combustible de couverture de type métal liquide 13c. [0065] Les nucléides PF qui ont flotté jusqu'à la frontière entre le combustible de couverture de type sel fondu 12c et le combustible de couverture de type métal liquide 13c provoquent une réaction chimique similaire à celle de la Formule (3) avec le combustible de couverture de type sel fondu 12c pour former des sels de PF. Ainsi, les sels de PF se diffusent dans le combustible de couverture de type sel fondu 12c. [0066] Ainsi, à l'exception des nucléides PF de la famille du platine, la quantité de nucléides PF restant dans le combustible de couverture de type métal liquide 13c épuisé est quasiment nulle. De ce fait, le processus de récupération des nucléides PF depuis le combustible de couverture épuisé s'avère quasiment inutile, ce qui simplifie fortement le processus de retraitement du combustible de couverture de type métal liquide 13c. [0067] Il doit être noté que, dans l'Exemple 3 décrit ci-avant, l'élément combustible 10a décrit dans l'Exemple 1 est disposé dans la région centrale 51 du coeur lc ; cependant, l'élément combustible 10b décrit dans l'Exemple 2 peut y être disposé. Dans ce cas, comme dans l'exemple 2, des effets tels que l'augmentation du rapport de conversion effectif du combustible de coeur sont attendus. [0068] Dans l'Exemple 3, on suppose que la matière fissile, telle que 239Pu, n'est incluse ni dans le combustible de couverture de type sel fondu 12c, ni dans le combustible de couverture de type métal liquide 13c précédemment chargés dans l'élément combustible de couverture 10c. Cependant, une petite quantité de matière fissile peut y être incluse. [0069] Il doit être noté que la présente invention n'est pas limitée aux modes de réalisation et aux exemples décrits ci-avant, et que la présente invention inclut divers exemples modifiés. Par exemple, les modes de réalisation et exemples décrits ci-avant ont été décrits en détail dans le but d'expliquer la présente invention de façon à ce qu'elle soit simple à comprendre, et ne sont pas nécessairement limités à l'ensemble des configurations décrites. En outre, il est possible de remplacer certaines des configurations de certains modes de réalisation et exemples par des configurations d'autres modes de réalisation et exemples. Il est également possible d'ajouter la configuration d'autres modes de réalisation et exemples à la configuration de certains modes de réalisation et exemples. En outre, il est également possible d'ajouter des configurations incluses dans 14 d'autres modes de réalisation et exemples à certaines des configurations des modes de réalisation et exemples, de supprimer certaines des configurations des modes de réalisation et exemples, ou de remplacer certaines des configurations des modes de réalisation et exemples par des configurations incluses dans d'autres modes de réalisation et exemples. [Revendication 11 [Revendication 21 [Revendication 31 [Revendication 41 [Revendication 51 [Revendication 61