FR2763167A1 - Coeur de reacteur - Google Patents

Abstract

Dans un coeur de réacteur, sont chargés un certain nombre d'assemblages de combustible (11) constitués par une boîte de canal (20) et par un faisceau de combustible (21) disposé dedans, et dans chaque faisceau de combustible, des barres de combustible adjacentes (22) sont agencées de façon à constituer une forme triangulaire, et un rapport d'une section transversale de canal de fluide de refroidissement sur une section transversale de combustible est établi à une valeur inférieure ou égale à 1.

Description

ARRIERE-PLAN DE L'INVENTION
La présente invention concerne un coeur de réacteur qui est appliqué à un réacteur à refroidissement par eau et en particulier, I'invention concerne un coeur de réacteur qui présente des perfectionnements en ce qui concerne les matériaux structurels internes du coeur, la conception du combustible ainsi que la structure d'agencement du coeur.

En général, les réacteurs à eau légère qui sont des réacteurs à refroidissement par eau peuvent être classés en réacteurs à eau bouillante et en réacteurs à eau pressurisée. Un certain nombre d'assemblages de combustible sont chargés dans un coeur de réacteur d'un réacteur à eau bouillante selon quatre groupes. Dans chaque assemblage de combustible, un tube de recouvrement (gai nage) de combustible est rempli par un matériau fissile tel qu'un combustible nucléaire et une chaleur générée par une réaction nucléaire du matériau fissile est évacuée par un fluide de refroidissement. De l'eau est utilisée en tant que fluide de refroidissement pour évacuer la chaleur dans le réacteur à eau légère.

L'hydrogène contenu dans l'eau présente une forte capacité de modération de neutron, et par conséquent le réacteur à refroidissement par eau classique inclut une forte proportion d'eau, et un neutron haute énergie (neutron rapide) généré par la fission nucléaire est fortement modéré. Ainsi, un neutron thermique basse énergie (neutron lent) constitue la plupart des neutrons. Dans le cas où le matériau fissile absorbe le neutron basse énergie, une réaction fissile générant nouvellement environ 3 neutrons n'est pas provoquée, mais la proportion d'une capture de neutron résultant de l'absorption des neutrons dans un coeur atomique sans provoquer de fission nucléaire devient importante. Par conséquent, le nombre de neutrons générés pour une absorption de neutron est réduit dans la réaction de fission nucléaire à cause d'un neutron basse énergie.

D'autre part, dans un réacteur à neutrons haute énergie (neutrons rapides), puisque la proportion de réaction de capture de neutron est faible et puisque la réaction fissile est importante, deux ou plus de deux neutrons en moyenne pour une absorption de neutron peuvent être générés, y compris l'effet de capture de neutron. L'un des deux ou plus de deux neutrons rapides nouvellement générés est utilisé pour entretenir la réaction en chaîne et d'autre part, le reste de ces neutrons rapides est absorbé dans un matériau parent (matériau nucléaire) tel que 238U (U-238) et ainsi, un matériau fissible est produit de façon efficace.

Dans le cas où la proportion de la production sur l'annihilation du matériau fissible est supérieure ou égale à 1, il a été trouvé qu'une surrégénération de combustible est obtenue et qu'une source d'énergie peut être assurée. Ceci constitue la raison pour laquelle divers pays ont mené des recherches et des développements sur un réacteur surrégénérateur qui produit nouvellement des matériaux fissibles selon une cadence supérieure à celle du développement de la consommation du matériau nucléaire.

Cependant, dans un réacteur à refroidissement par eau classique, la proportion de l'eau, qui constitue le fluide de refroidissement, sur le combustible s'inscrit dans une plage d'environ 2,0 à 2,5 et par conséquent, un neutron rapide généré par une réaction fissile est modéré, et il s'ensuit qu'il devient basse énergie. Ainsi, une surrégénération n'est pas produite et la proportion de la production sur l'annihilation du matériau fissile devient inférieure ou égale à 1, par exemple une valeur d'environ 0,5. Par conséquent, dans un réacteur surrégénérateur, une ressource d'uranium qui peut être théoriquement convertie en une énergie thermique à 100 % n'a pas été utilisée de façon effective et la ressource d'uranium effectivement utilisée a été seulement d'environ 1 %.

Dans le cas où l'on a fait usage d'un neutron spectral haute énergie dans le réacteur surrégénérateur rapide de grande puissance classique, il existe la possibilité que la réactivité (réactivité par espace vide) devienne positive du fait de l'ébullition du fluide de refroidissement. Cependant, dans un réacteur à refroidissement par eau, il est important de rendre négative la réactivité par espace vide dans un but de stabilité et de fiabilité du coeur de réacteur.

RESUME DE L'INVENTION
Un objet de la présente invention consiste à éliminer de façon substantielle les défauts et inconvénients rencontrés dans l'art antérieur tels qu'exposés ci-dessus et à proposer un coeur de réacteur capable d'augmenter le rapport de surrégénération et d'améliorer un facteur d'utilisation d'un combustible d'uranium.

Un autre objet de la présente invention consiste à proposer un coeur de réacteur qui présente un rapport de surrégénération d'au moins environ 1 pour améliorer le facteur d'utilisation d'une ressource d'uranium et qui peut supporter une réactivité par espace vide à une valeur négative de façon à améliorer la protection vis-à-vis de l'environnement et à encore améliorer la stabilité et la fiabilité du coeur de réacteur.

Un autre objet de la présente invention consiste à proposer un coeur de réacteur qui présente un rapport de surrégénération d'au moins environ 1 de telle sorte qu'un facteur d'utilisation de la ressource d'uranium soit 100 fois plus grand que celui d'un coeur de réacteur classique et qui peut supporter une réactivité par espace vide à une valeur négative de façon à améliorer la stabilité et l'économie réalisée dans le coeur de réacteur, même si le coeur de réacteur présente un diamètre égal à celui d'un coeur de réacteur classique.

Ces objets ainsi que d'autres peuvent être atteints selon la présente invention en proposant, selon un premier aspect, un coeur de réacteur incluant un certain nombre d'assemblages de combustible chargés dedans, dans lequel chacun des assemblages de combustible comprend un faisceau de combustible dans lequel des barres de combustible adjacentes sont agencées de façon à constituer une forme triangulaire, et le rapport d'une section transversale de canal de fluide de refroidissement sur une section transversale de combustible est établi à une valeur inférieure ou égale à 1.

Selon cet aspect, les assemblages de combustible présentent un pas d'agencement d'environ 300 mm ou plus.

L'assemblage de combustible est composé d'une boîte de canal cylindrique et du faisceau de combustible disposé dans la boîte de canal et présentant une section transversale sensiblement carrée, ladite boîte de canal étant munie d'une protubérance (élément en saillie) pour empêcher la présence d'un fluide de refroidissement au niveau de son côté externe. L'assemblage de combustible est composé d'une boîte de canal cylindrique et du faisceau de combustible disposé dans la boîte de canal, la boîte de canal étant munie d'une patte de support au niveau de sa partie supérieure quand elle est dans un état opérationnel de manière à supporter de façon mutuelle les assemblages de combustible de sorte qu'ils soient adjacents les uns aux autres suivant une direction transversale. Le faisceau de combustible peut être construit de telle sorte qu'un certain nombre de barres de combustible soient agencées et supportées au moyen d'un espaceur en forme de grille de façon à constituer une forme triangulaire. L'espaceur en forme de grille est muni d'une grille et d'un moyen élastique attaché à la grille pour empêcher la vibration du combustible. L'élément élastique d'empêchement de vibration et la grille sont formés d'un seul tenant l'un avec l'autre et la grille est formée en acier inoxydable ou en inconell.

Le faisceau de combustible peut être formé en assemblant selon un faisceau un certain nombre de barres de combustible dont chacune comprend un tube de gainage de combustible rempli d'un matériau de combustible au moyen d'un espaceur de combustible et au moyen d'au moins l'une des boîtes de canal et le tube de gainage de combustible est formé en un acier inoxydable. Du plutonium et de l'uranium de récupération sont utilisés en tant que matériau combustible.

Les assemblages de combustible comprennent au moins un assemblage de combustible normal et un assemblage de combustible partiel présentant une longueur de partie exothermique plus courte que celle de l'assemblage de combustible normal et l'assemblage de combustible normal présente une partie exothermique d'une longueur maximum de 2 m ou moins et l'assemblage de combustible partiel présente une partie exothermique d'une longueur maximum de 1 m ou moins.

L'assemblage de combustible normal présente des parties supérieure et inférieure sur lesquelles des pièces axiales sont prévues et ledit assemblage de combustible partiel présente des parties supérieure et inférieure dont au moins une est dépourvue de pièce axiale.

Selon un autre aspect, on propose un coeur de réacteur incluant un certain nombre d'assemblages de combustible dont chacun comporte une boîte de canal cylindrique et un faisceau de combustible disposé dedans, dans lequel une barre de contrôle est en outre prévue entre les assemblages de combustible ou dans l'assemblage de combustible de façon à pouvoir être extraite librement, la barre de contrôle étant munie d'un absorbeur de barre de contrôle comportant un suiveur creux au niveau de sa partie supérieure ou inférieure afin d'empêcher qu'un fluide de refroidissement ne s'écoule lorsque la barre de contrôle est extraite.

Selon cet aspect, les assemblages de combustible sont constitués par un agencement de quatre assemblages de combustible qui sont adjacents les uns aux autres et la barre de contrôle présente une section transversale en forme de croix et est disposée entre les quatre assemblages de combustible de façon à être extraite librement depuis un côté inférieur de ceuxci, la barre de contrôle étant formée avec un suiveur au niveau de sa partie supérieure qui forme un espace d'empêchement de présence de fluide de refroidissement, et un rapport du nombre de barres de contrôle sur le nombre d'assemblages de combustible chargés dans le coeur de réacteur est établi à sensiblement 1:1.

Selon encore un autre aspect, on propose un coeur de réacteur incluant un certain nombre d'assemblages de combustible chargés dedans, dans lequel les assemblages de combustible comprennent un assemblage de combustible normal présentant une partie exothermique effective de combustible prédéterminée et un assemblage de combustible partiel présentant une partie exothermique ayant une longueur plus courte que celle de l'assemblage de combustible normal,
I'assemblage de combustible partiel étant muni, au niveau de sa partie supérieure, d'un conteneur hermétique qui est rempli d'un gaz enfermé de façon étanche.

Selon cet aspect, le conteneur hermétique est formé en aluminium, en zirconium ou en zircaloy présentant une section transversale d'absorption de neutrons faible. L'assemblage de combustible est composé d'une boîte de canal cylindrique et d'un faisceau de combustible disposé dans la boîte de canal, le faisceau de combustible incluant une pluralité de barres de combustible et étant muni d'une barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement au niveau d'une partie centrale entre trois ou quatre barres de combustible adjacentes.

La barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement présente une structure creuse interne et la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement est formée en aluminium, en zircaloy ou en zirconium présentant une section transversale d'absorption de neutrons faible.

L'assemblage de combustible est muni de pattes de support disposées au niveau de quatre parties d'angle d'une partie supérieure de la boîte de canal, de manière à courir sur chacune des parties d'angle depuis son côté externe et des parties supérieures d'assemblages de combustible adjacents sont supportées au moyen des pattes de support suivant une direction transversale. L'assemblage de combustible est composé d'une boîte de canal cylindrique et d'un faisceau de combustible disposé dans la boîte de canal, le faisceau de combustible incluant un certain nombre de barres de combustible formées selon un faisceau au moyen d'un espaceur de combustible de manière à constituer une forme triangulaire, la boîte de canal étant munie d'une partie latérale interne recouvrant le faisceau de combustible et une protubérance qui correspond à une irrégularité d'une périphérie externe du faisceau de combustible est formée sur la partie latérale interne de la boîte de canal. La boîte de canal est munie d'une partie latérale externe sur laquelle une protubérance pour l'empêchement de présence d'un fluide de refroidissement est formée.

Selon encore un autre aspect, on propose un coeur de réacteur incluant un certain nombre d'assemblages de combustible chargés dedans, dans lequel les assemblages de combustible sont composés de boîtes de canal cylindriques dont chacune présente un espace interne qui est divisé en une région d'élément de combustible normal et en une région d'élément de combustible partiel au moyen d'une paroi de partition de canal de fluide de refroidissement. La région d'élément de combustible normal est formée de telle sorte qu'un élément de combustible normal présentant une longueur effective de combustible prédéterminée est agencé, la région d'élément de combustible partiel est formée de telle sorte qu'un élément de combustible de courte dimension présentant une longueur effective de combustible plus courte que celle de l'élément de combustible normal est agencé, et une distribution de débit d'écoulement de fluide de refroidissement sur la région d'élément de combustible normal et sur la région d'élément de combustible partiel est mise en oeuvre au moyen d'un orifice prévu sur une partie inférieure de l'assemblage de combustible.

Selon les caractéristiques et les structures mentionnées de la présente invention, les broches de combustible constituant le faisceau de combustible sont agencées de façon à constituer une forme triangulaire de telle sorte que la densité d'agencement des broches de combustible peut être améliorée. En outre, le rapport de la section transversale de canal de fluide de refroidissement sur la section transversale de combustible est établi à 1 ou moins, ce qui est considérablement plus petit que le rapport classique, de telle sorte que l'énergie de neutrons moyenne peut être rendue proche de celle d'un réacteur surrégénérateur rapide du type à refroidissement par sodium. II résulte de cela qu'un rapport de la réaction de capture de neutrons du matériau fissible est faible, et le nombre de neutrons générés pour une absorption de neutrons est augmenté.

Ainsi, le nombre de neutrons absorbés dans le matériau parent devient important de telle sorte que le rapport de surrégénération peut être établi à environ 1 et d'autre part, le facteur d'utilisation de la ressource d'uranium peut être grandement amélioré.

Le pas d'agencement de l'assemblage de combustible est d'environ 300 mm ou plus de telle sorte que l'assemblage de combustible présente un diamètre important. Par conséquent, il est possible de diminuer le rapport du volume d'eau dans l'espace entre les assemblages de combustible sur le volume total et de diminuer le rapport de la quantité d'eau sur la quantité de combustible, de telle sorte que le rapport de surrégénération peut être augmenté.

La boîte de canal est munie de la protubérance (élément en saillie) au niveau de son côté externe, de telle sorte que l'espace d'empêchement de présence d'eau est assuré dans le coeur de réacteur et que le rapport de la quantité d'eau sur la quantité de combustible peut être abaissé, et la boîte de canal est également munie de la patte de support au niveau de sa partie supérieure, de telle sorte que l'on n'a plus besoin de la plaque de treillis supérieure et que l'espace entre les assemblages de combustible peut être rendu faible. Par conséquent, le rapport du volume de combustible sur le volume total est augmenté et le rapport de la quantité d'eau sur la quantité de combustible est abaissé, ce qui augmente le rapport de surrégénération.

Puisque le faisceau de combustible logé dans la boîte de canal est supporté au moyen de l'espaceur en forme de grille de telle sorte que les barres de combustible sont agencées pour constituer une forme triangulaire, I'assemblage de combustible est fixé de façon sûre et les barres de combustible sont agencées de façon serrée. Ainsi, le rapport du volume de combustible sur le volume total est augmenté et le rapport de la quantité d'eau sur la quantité de combustible est diminué, ce qui augmente encore le rapport de surrégénération.

Puisque la grille de l'espaceur à grille est munie de l'élément élastique d'empêchement de vibration et que la barre de combustible est maintenue de façon élastique et stable au moyen de l'élément élastique d'empêchement de vibration,
I'assemblage de combustible peut être fixé de façon sûre. En outre, la grille et l'élément élastique d'empêchement de vibration sont formés d'un seul tenant l'un avec l'autre et par conséquent, le nombre de composants peut être réduit et le processus de moulage est facilement réalisé. Puisque la grille est formée en acier inoxydable ou en inconell, la grille peut être réalisée de façon mince et ses résistances mécanique et physique peuvent être maintenues suffisantes même si la grille est mince.

Puisqu'au moins un élément pris parmi la boîte de canal et le tube de gainage de combustible est formé en acier inoxydable,
I'épaisseur de paroi est rendue mince et le rapport du volume de combustible sur le volume total est augmenté et le rapport de la quantité d'eau sur la quantité de combustible est diminuée ce qui augmente le rapport de surrégénération.

Puisque du plutonium et de l'uranium de récupération sont utilisés en que matériau de combustible, le nombre de neutrons générés par les matériaux autres que le plutonium peut être augmenté, ce qui augmente le rapport de surrégénération.

Compte tenu de la façon dont l'assemblage de combustible normal et l'assemblage de combustible partiel sont agencés, dans le cas où la puissance de sortie du coeur de réacteur augmente jusqu'à augmenter la réactivité par espace vide, le neutron généré dans le coeur de réacteur fuit vers l'extérieur sur la partie supérieure (ou la partie inférieure) du coeur de réacteur au travers de la voie de canalisation de telle sorte que la réactivité par espace vide peut être rendue négative. Par conséquent, une stabilité inhérente et une protection vis-à-vis de l'environnement inhérente peuvent être atteintes.

Puisque l'assemblage de combustible normal présente une partie exothermique maximum d'une longueur qui est de 2 m ou moins et puisque l'assemblage de combustible partiel présente une partie exothermique maximum d'une longueur qui est de 1 m ou moins, même si le coeur de réacteur a une dimension diamétrale de coeur égale à celle d'un réacteur à refroidissement à eau légère classique, la réactivité par espace vide peut être rendue négative.

Puisque l'assemblage de combustible normal est muni de pièces axiales afin d'absorber le neutron qui s'échappe du coeur de réacteur et puisque par ailleurs la pièce axiale n'est pas prévue sur au moins une des parties supérieure et inférieure de l'assemblage de combustible partiel de façon à augmenter la fuite du neutron lorsque la réactivité par espace vide augmente, le rapport de surrégénération peut donc être augmenté et la réactivité par espace vide peut donc être rendue négative même si le coeur de réacteur a la même dimension diamétrale de coeur que celle du coeur de réacteur classique. Par conséquent, la protection vis-à-vis de l'environnement, la sécurité et la fiabilité peuvent être améliorées.

Puisque la barre de contrôle est munie d'un suiveur creux pour empêcher qu'un fluide de refroidissement ne s'écoule dans le coeur de réacteur quand il est extrait, il est possible d'abaisser le rapport du volume d'eau dans l'espace entre les assemblages de combustible ou dans l'espace dans les assemblages de combustible sur le volume total et le rapport de la quantité d'eau sur la quantité de combustible est abaissé, ce qui augmente le rapport de surrégénération.

La barre de contrôle présentant une coupe transversale en forme de croix est prévue entre quatre assemblages de combustible adjacents les uns aux autres de façon à pouvoir être ôtée librement à partir de leur partie inférieure, et chaque barre de contrôle est formée avec un suiveur qui forme un espace d'empêchement de présence d'eau au niveau de sa partie supérieure, et en outre, un rapport du nombre de barres de contrôle sur le nombre d'assemblages de combustible chargés dans le coeur de réacteur est établi de façon à être sensiblement égal à 1:1. Par conséquent, l'assemblage de combustible présente un grand diamètre et le rapport du volume de combustible sur le volume total est augmenté et le rapport de ia quantité d'eau sur la quantité de combustible est diminué, de telle sorte que le rapport de surrégénération peut être augmenté jusqu'à au moins environ 1.

Puisque l'assemblage de combustible partiel est muni d'un conteneur hermétique qui est rempli d'un gaz enfermé de façon étanche, au niveau de sa partie supérieure, la voie de canalisation est formée sur la partie supérieure de l'assemblage de combustible partiel de telle sorte que la fuite d'un neutron suivant la direction axiale du coeur de réacteur peut être facilitée. Par conséquent, le rapport de surrégénération est augmenté et simultanément la réactivité par espace vide est diminuée, de telle sorte que la réactivité par espace vide peut être rendue négative.

Puisque le conteneur hermétique prévu sur la partie supérieure de l'assemblage de combustible partiel est formé en aluminium, en zirconium ou en zircaloy présentant une section transversale d'absorption de neutrons faible, I'absorption de neutrons dans le conteneur hermétique est diminuée et l'absorption de neutrons du U-238 du matériau nucléaire est relativement augmentée, de telle sorte que le rapport de surrégénération peut être augmenté et que la réactivité par espace vide peut être diminuée.

Puisque la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement est prévue sur l'espace entre les barres de combustible et l'assemblage de combustible, la présence du fluide de refroidissement peut être empêchée au moyen de la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement et le rapport du volume d'eau sur le volume de combustible est diminué, de telle sorte que la réactivité par espace vide peut être diminuée.

Puisque la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement présente une structure creuse interne,
I'absorption de neutrons est diminuée par la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement et le neutron est relativement absorbé dans le matériau nucléaire tel que le U-238, de telle sorte que le rapport de surrégénération peut être augmenté et que la réactivité par espace vide peut être diminuée. En outre, la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement est formée en aluminium, en zircaloy ou en zirconium en ayant une section transversale d'absorption de neutrons faible, de telle sorte que le rapport de surrégénération peut être encore augmenté et que la réactivité par espace vide peut être encore diminuée.

Puisque les pattes de support sont prévues au niveau de quatre parties d'angle de la partie supérieure de la boîte de canal cylindrique de manière à courir sur chaque partie d'angle depuis sa partie externe et puisque les parties supérieures des assemblages de combustible adjacents sont supportées au moyen des pattes de support suivant une direction transversale, ceci sert à éviter d'utiliser une plaque de treillis de coeur réacteur.

L'espace entre les assemblages de combustible est rendu étroit, et il en résulte que le rapport du volume de combustible est augmenté et que le rapport de surrégénération peut être augmenté. La réactivité par espace vide peut être diminuée. En outre, la patte de support sert à empêcher préalablement que les assemblages de combustible ne viennent en contact les uns avec les autres et à assurer un espace pour l'insertion de la barre de contrôle.

Le faisceau de combustible logé dans l'assemblage de combustible est construit de telle sorte qu'un certain nombre de barres de combustible soit réalisées selon un faisceau au moyen d'un espaceur de combustible de façon à constituer une forme triangulaire, et un côté interne de la boîte de canal est muni d'une protubérance. Par conséquent, les barres de combustible sont agencées de façon serrée et le rapport du volume de combustible est augmenté. Par ailleurs, la protubérance sert à diminuer le rapport de la quantité de fluide de refroidissement sur la quantité de combustible, de telle sorte que le rapport de surrégénération peut être augmenté et que la réactivité par espace vide peut être diminuée.

Puisque le côté externe de la boîte de canal est muni d'une protubérance, en plus de son côté interne, le rapport de la quantité d'eau sur la quantité de combustible est encore diminué de telle sorte que le rapport de surrégénération peut être augmenté et que la réactivité par espace vide peut être diminuée.

La partie supérieure de la région d'élément de combustible partiel est agencée pour constituer un vide et la voie de canalisation des neutrons est formée, de telle sorte que la réactivité par espace vide peut être diminuée et rendue négative.

La distribution du débit d'écoulement de fluide de refroidissement sur la région d'élément de combustible normal et la région d'élément de combustible partiel est constituée de façon appropriée au moyen d'un orifice ménagé sur une partie inférieure de l'assemblage de combustible.

La nature et les caractéristiques qui viennent d'être décrites, ainsi que d'autres, seront mieux comprises à partir de la description qui va suivre qui sera considérée en relation avec les dessins annexés.

BREVE DESCRIPTION DES DESSINS
Parmi les dessins annexés
la figure 1 est une vue en coupe longitudinale représentant de façon théorique un premier mode de réalisation d'un coeur de réacteur selon la présente invention
la figure 2 est une vue en plan de dessus du coeur de réacteur représenté sur la figure 1
la figure 3 représente une relation entre un assemblage de combustible et une barre de contrôle chargés dans un coeur de réacteur et elle représente un état dans lequel la barre de contrôle est retirée
la figure 4 est une vue en plan de dessus représentant un agencement entre l'assemblage de combustible et la barre de contrôle
la figure 5 est une vue en plan agrandie partielle représentant une partie A représentée sur la figure 4
la figure 6 est une vue en coupe longitudinale prise selon la ligne VI-VI de la figure 5
la figure 7 est une vue en perspective représentant de façon partielle un espaceur en grille qui est utilisé en tant que barre de combustible
la figure 8 représente un exemple modifié d'un espaceur en grille pour constituer un faisceau de barre de combustible et c'est une vue en perspective représentant de façon partielle un espaceur du type incluant d'un seul tenant un élément élastique
la figure 9 est une vue en coupe horizontale représentant une broche de combustible constituant un faisceau de combustible de l'assemblage de combustible
la figure 10 est une vue de côté représentant une barre de contrôle qui est insérée entre des assemblages de combustible chargés dans le coeur de réacteur de façon à pouvoir être saisie pour être librement enfoncée ou extraite
la figure 1 1 est une vue en coupe longitudinale représentant de façon théorique un second mode de réalisation d'un coeur de réacteur selon la présente invention
la figure 12 est une vue en plan de dessus représentant un assemblage de combustible normal constitué d'un grand nombre d'assemblages de combustible chargés dans le coeur de réacteur selon la présente invention
la figure 13 est une vue en plan de dessus représentant un assemblage de combustible normal constitué d'un grand nombre d'assemblages de combustible chargés dans le coeur de réacteur selon la présente invention
la figure 14 est une vue en plan de dessus représentant un agencement entre chaque assemblage de combustible et une barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement, incluant un agencement triangulaire d'un faisceau de combustible logé dans une boîte de canal d'assemblage de combustible
la figure 15 est une vue représentant une protubérance de coopération (partie en saillie) ménagée sur une surface interne de la boîte de canal dans l'assemblage de combustible chargé dans le coeur de réacteur selon la présente invention
la figure 16 représente un troisième mode de réalisation d'un coeur de réacteur selon la présente invention et elle constitue une vue représentant schématiquement un agencement de coeur de réacteur incluant un assemblage de combustible
la figure 17 est une vue en plan de dessus de l'assemblage de combustible représenté sur la figure 16
la figure 18 représente un quatrième mode de réalisation d'un coeur de réacteur selon la présente invention et elle constitue une vue de côté en coupe représentant un assemblage de combustible incluant une région d'élément de combustible normal et une région d'
la figure 20 est une vue en plan de dessus représentant un exemple modifié de l'agencement entre chaque barre de combustible et la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement représenté sur la figue 19.

DESCRIPTION DES MODES DE REALISATION PREFERES
Un coeur de réacteur selon des modes de réalisation préférés de la présente invention va être décrit ci-après par report aux dessins annexés.

Comme mentionné ci-avant, la figure 1 est une vue en coupe longitudinale représentant de façon théorique un premier mode de réalisation d'un coeur de réacteur selon la présente invention et la figure 2 est une vue en plan de dessus du coeur de réacteur représenté sur la figure 1. Les figures 1 et 2 représentent chacune un exemple dans lequel un coeur de réacteur est appliqué à un réacteur à refroidissement par eau tel qu'un réacteur à eau légère, par exemple un réacteur à eau bouillante.

Dans le réacteur à eau bouillante, un coeur de réacteur 10 est formé dans une cuve sous pression de réacteur non représentée. Dans ce coeur de réacteur 10, des assemblages de combustible cylindriques rectangulaires 11 sont chargés de manière à être agencés selon un pas régulier suivant des directions longitudinale et transversale, par exemple un intervalle de pas de 300 mm ou plus. L'assemblage de combustible 11 chargé dans le coeur de réacteur 10 est supporté sur une plaque de support de coeur 12 comme représenté sur la figure 3. En outre, I'assemblage de combustible 11 est composé d'au moins deux catégories, à savoir un assemblage de combustible normal 13 présentant une longueur effective de combustible normale (partie exothermique) LM et un assemblage de combustible partiel 14 présentant une longueur effective de combustible plus courte LP. Une pluralité de catégories d'assemblages de combustible partiels 14 peuvent être préparées en fonction de la longueur effective de combustible
LP. Comme représenté sur la figure 1, des pièces axiales 15 dont chacune présente une longueur d'environ 20 à 30 cm sont prévues sur des parties supérieures et inférieures des assemblages de combustible normaux 13 et sur une partie inférieure de l'assemblage de combustible partiel 14. La partie supérieure de l'assemblage de combustible partiel 14 est formée avec une voie de canalisation 16 et la pièce axiale n'est pas prévue dessus.

Dans le coeur de réacteur 10 du réacteur à eau bouillante, les assemblages de combustible normaux 13 et les assemblages de combustible partiels 14 sont agencés de façon dispersée et en alternance suivant leur direction diamétrale selon une configuration d'agencement prédéterminée. Ces assemblages de combustible normaux 13 et ces assemblages de combustible partiels 14 peuvent également être agencés de façon dispersée et en alternance suivant la direction diamétrale et la direction circonférencielle. Par conséquent, diverses configurations d'agencement peuvent être envisagées. Cependant, il est souhaitable que quatre assemblages de combustible 11, qui doivent être agencés sur la partie centrale du coeur de réacteur 10, soient composés par les assemblages de combustible partiels 14 et il est souhaitable que les assemblages de combustible qui doivent être agencés sur la circonférence la plus externe soient les assemblages de combustible normaux 13.

Dans le coeur de réacteur 10 du réacteur à eau bouillante, les assemblages de combustible normaux 13 et les assemblages de combustible partiels 14 sont chargés selon un état dans lequel ils sont combinés de façon appropriée les uns avec les autres. Une barre de contrôle 18 présentant une section transversale en forme de croix est prévue entre quatre assemblages de combustible 1 1 qui sont adjacents les uns aux autres de façon à pouvoir être insérée et extraite. En outre, comme représenté sur la figure 4, les assemblages de combustible 1 1 sont agencés dans un espace sensiblement carré défini par quatre barres de contrôle 18 adjacentes les unes aux autres. Une lame 18a constituant la barre de contrôle 18 peut être insérée et extraite de façon à entourer l'assemblage de combustible 11.

Dans l'assemblage de combustible 11, I'assemblage de combustible normal 13 et l'assemblage de combustible partiel 14 présentent la même structure plane comme représenté sur la figure 4. La figure 4 est une vue qui représente une surface supérieure de l'assemblage de combustible 11. L'assemblage de combustible 1 1 présente une dimension d'aire qui est un multiple de celle de I'assemblage de combustible existant, par exemple d'un facteur 4. Par conséquent, le pas d'agencement de l'assemblage de combustible 1 1 est large et par exemple,
I'assemblage de combustible présentant la dimension d'aire augmentée d'un facteur 4 présente un pas d'agencement d'environ 300 mm ou plus. L'assemblage de combustible 1 1 lui-même est rendu plus important que l'assemblage de combustible existant et ainsi, le fluide de refroidissement dans un espace entre les assemblages de combustible 1 1 est réduit de manière à abaisser un rapport d'eau jouant le rôle de fluide de refroidissement par rapport au volume global. En outre, un rapport eau sur combustible est abaissé de telle sorte qu'un rapport de surrégénération est établi à au moins environ 1, par exemple entre 1,0 et 1,1.

Comme représenté sur la figure 4, dans l'assemblage de combustible 11, un faisceau de combustible 21 est logé dans une boîte de canal cylindrique 20 en tant que boîtier externe rectangulaire. Le faisceau de combustible 21 est un faisceau de combustible qui présente, de façon globale, une section transversale rectangulaire, par exemple carrée. Un alliage d'étanchéité ou un matériau d'acier inoxydable est utilisé en tant que matériau pour la boîte de canal 20. Dans le faisceau de combustible 21, un certain nombre de barres de combustible (broches de combustible) 22 sont agencées de façon serrée selon une régularité prédéterminée et sont constituées selon un faisceau au moyen d'un espaceur de combustible, par exemple un espaceur à grille 23 comme représenté sur la figure 5 de telle sorte qu'un intervalle entre des barres de combustible 22 soit limité. Une pluralité des espaceurs à grille 23 sont prévus selon un intervalle prédéterminé suivant une direction longitudinale du faisceau de combustible 21.

Si la boîte de canal 20 est formée en acier inoxydable, la boîte de canal 20 présente une résistance mécanique et une résistance physique supérieures à celles de la boîte de canal réalisée en alliage d'étanchéité utilisée dans le réacteur à eau légère existant. Pour cette raison, la boîte de canal 20 présente une rigidité élevée de telle sorte que la boîte de canal 20 peut être rendue mince. L'épaisseur de la boîte de canal réalisée en acier inoxydable est établie de manière à être comprise entre environ 3 mm et environ 5 mm, de préférence de manière à être égale à environ 3 mm. Comme décrit ci-avant, la boîte de canal 20 est rendue mince et un rapport volumétrique de combustible peut être par conséquent augmenté et un rapport eau sur combustible peut être abaissé.

Le faisceau de combustible 21 logé dans la boîte de canal 20 est construit de telle sorte qu'un certain nombre de barres de combustible 22 soient constituées selon un faisceau. L'espaceur à grille 23 qui constitue en faisceau les barres de combustible 22 inclut un cylindre hexagonal mince présentant une épaisseur d'environ 0,2 mm ou un treillis de grille du type nid d'abeille 25 qui est construit de telle sorte que de nombreuses gaines rectangulaires et cylindriques 24 en tant que structure de grille en forme de tube soient fixées et intégrées dans un état qui est tel qu'elles sont agencées de façon serrée dans le plan afférent.

La gaine cylindrique rectangulaire 24 est formée en acier inoxydable ou en inconell présentant une rigidité élevée ainsi qu'une résistance mécanique élevée et qu'une résistance physique élevée. En outre, 'espaceur à grille 23 peut être construit de manière à entourer le côté périphérique externe du treillis de grille du type en nid d'abeille 25 au moyen d'un cadre externe rectangulaire 26 qui joue le rôle de cadre de renforcement 26 ou l'espaceur à grille 23 peut être construit au moyen du treillis de grille du type en nid d'abeille 25 ne comportant pas de cadre externe.

Une partie d'angle de la gaine cylindrique rectangulaire 24 du treillis à grille du type en nid d'abeille 25 est munie d'un moyen élastique d'empêchement de vibration 27. Le moyen élastique d'empêchement de vibration 27 comprend un élément élastique tel qu'un élément élastique plat ou qu'un élément élastique en tige qui est fléchi selon la forme d'une lettre V ou en arc et qui a la totalité de sa longueur qui vaut environ 15 mm.

Des extrémités supérieure et inférieure du moyen élastique d'empêchement de vibration 27 sont soudées sur une surface de paroi interne de la partie d'angle de la gaine cylindrique rectangulaire 24 et une partie intermédiaire du moyen élastique fait saillie élastiquement dans la gaine cylindrique 24.

En outre, la gaine cylindrique 24 du treillis à grille du type en nid d'abeille 25 est munie de deux protubérances (parties en saillie) 28 en des positions symétriques séparées du moyen élastique d'empêchement de vibration 27 selon des angles de 1200. La protubérance 28 est bombée un arc depuis la partie d'angle de la gaine cylindrique rectangulaire 24 en direction de son intérieur. En outre, la protubérance 28 peut être formée en tant que zone incurvée qui est formée par enfoncement sur une face latérale de la partie d'angle de la gaine cylindrique 24 et qui fait saillie à l'intérieur de la gaine. En outre, la protubérance 28 peut être formée de la manière qui suit. Plus spécifiquement, des parties découpées s'étendant suivant la direction circonférencielle sont formées sur des parties supérieure et inférieure de la partie d'angle de la gaine cylindrique rectangulaire 24 puis la partie découpée présentant une largeur prédéterminée de haut en bas est pressée vers l'intérieur et déformée de manière à être bombée.

La barre de combustible 22 qui est un élément de combustible nucléaire est successivement guidée à l'intérieur de chaque gaine 24 du treillis à grille du type en nid d'abeille 25 constituant l'espaceur à grille 23 puis une barre de combustible insérée 22 est supportée en trois points au moyen des protubérances appairées 28 et du moyen élastique d'empêchement de vibration 27 de manière à empêcher que les barres de combustible 22 n'entrent en contact les unes avec les autres, d'où la constitution ainsi du faisceau de combustible 21.

Dans le faisceau de combustible 21 ainsi construit, chaque barre de combustible 22 est maintenue selon un intervalle prédéterminé au moyen des protubérances appairées 28 et du moyen élastique d'empêchement de vibration 27 et un canal de fluide de refroidissement est assuré dedans et ainsi, chaque barre de combustible 22 est empêchée de vibrer et un combustible peut être empêché préalablement et en sécurité d'être rompu.

Comme représenté sur les figures 5 à 7, le treillis à grille du type en nid d'abeille 25 a été construit en combinant d'un seul tenant la gaine cylindrique 24 et le moyen élastique d'empêchement de vibration 27. En lieu et place du treillis à grille du type en nid d'abeille 25, un espaceur à grille 23A tel que représenté sur la figure 8 peut être utilisé. L'espaceur à grille 23A comprend un treillis à grille du type moyen élastique intégré 30 qui combine d'un seul tenant un guide circulaire de zones supérieure et inférieure en forme d'anneau ou de tour 31 constituant une grille et un moyen élastique d'empêchement de vibration 32. Le guide circulaire 31 constitue une grille de l'espaceur à grille 23A. En outre, un index de référence 33 représente une protubérance qui est formée au niveau du guide circulaire 31 du treillis à grille du type moyen élastique intégré 30. Il est souhaitable que les protubérances appairées 33 et que le moyen élastique d'empêchement de vibration 32 soient prévus selon un intervalle angulaire de 1 20". Cependant, ces protubérances appairées 33 et ce moyen élastique d'empêchement de vibration 32 ne sont pas nécessairement prévus selon l'intervalle angulaire de 1200 et un degré de liberté d'angle est conféré lors de leur fabrication.

Dans un certain nombre de barres de combustible (broches de combustible) 22 constituant le faisceau de combustible 21, comme représenté sur la figure 9, un tube de gainage de combustible 35 est rempli d'un matériau de combustible nucléaire 36 (matériau fissible) qui est un matériau de combustible de la dimension d'une pastille ou d'une particule. Du plutonium et de l'uranium de récupération sont utilisés en tant que matériau de combustible qui est le matériau de combustible nucléaire. En outre, comme classiquement réalisé, de l'uranium naturel ou de l'uranium appauvri peut être mélangé avec du plutonium. Cependant, dans le cas où le plutonium et l'uranium de récupération mentionnés ci-avant sont utilisés en tant que matériau de combustible, le nombre de neutrons générés à partir des matériaux autres que le plutonium est augmenté de telle sorte qu'un rapport de surrégénération peut être rendu élevé.

Les barres de combustible du faisceau de combustible 21 sont formées selon un agencement triangulaire de manière à améliorer une densité de remplissage des barres de combustible 22. Par exemple, les barres de combustible 22 sont agencées en les décalant de façon relative d'un unique pas de barre de combustible suivant la direction de colonne de telle sorte qu'une barre de combustible de colonne paire 22 soit positionnée entre des barres de combustible de colonne impaire. De cette manière, trois barres de combustible adjacentes les unes aux autres sont agencées de façon serrée de manière à former un triangle équilatéral. Dans ce faisceau de combustible 21, la barre de combustible de colonne paire 22 est décalée de façon relative de seulement un demi-pas suivant la direction de colonne par rapport à la barre de combustible de colonne impaire 22. Le décalage relatif sert à rendre faible un pas de barre de combustible suivant une direction de ligne, ce qui améliore encore la densité d'agencement des barres de combustible 22.

La barre de combustible de colonne impaire 22 a été décalée de façon relative du demi-pas par rapport à la barre de combustible de colonne paire 22. Au lieu de réaliser ce décalage, même si la barre de combustible de colonne impaire 22 était décalée de façon relative de seulement un demi-pas suivant la direction de ligne par rapport à la barre de combustible de colonne impaire 22, sensiblement le même effet que celui qui est décrit ci-avant pourrait être obtenu.

Puisque les barres de combustible 22 constituant un faisceau de combustible 21 présentent une structure d'agencement triangulaire, ces barres de combustible 22 peuvent être agencées de façon serrée et la densité de remplissage du combustible peut être améliorée par comparaison avec une structure d'agencement carrée dans laquelle des barres de combustible 22 sont agencées selon une forme alignée suivant des directions longitudinale et transversale, c'est-à-dire suivant les directions de colonne et de ligne.

Le matériau d'alliage de zirconium (zircaloy) existant ou le matériau d'acier inoxydable existant est utilisé en tant que matériau pour le tube de gainage de combustible 35 de la barre de combustible 22. Dans le cas où de l'acier inoxydable présentant une résistance mécanique élevée et une résistance physique élevée est utilisé en lieu et place du matériau d'alliage de zirconium (zircaloy) existant, une épaisseur de paroi du tube de gainage de combustible 35 peut être rendue mince. Dans le cas de l'utilisation du tube de gainage de combustible 35 réalisé en acier inoxydable, lorsqu'un diamètre de barre de combustible vaut 10 mm, I'épaisseur de paroi du tube de gainage de combustible est établie de manière à être comprise entre 0,25 mm et 0,4 mm, de préférence de manière à être égale à 0,3 mm.

Par conséquent, I'épaisseur de paroi peut être rendue plus mince par comparaison avec la valeur d'environ 0,5 mm dans le cas de l'utilisation d'un alliage de zirconium.

Comme décrit ci-avant, I'épaisseur de paroi du tube de gainage de combustible 35 est rendue mince, ce qui permet d'augmenter le rapport de volume de combustible et le rapport eau sur combustible est abaissé et ceci peut par conséquent être appliqué au coeur de réacteur 10 dont le rapport de surrégénération est d'au moins environ 1. Le coeur de réacteur 10 est un coeur qui peut être appliqué pour un réacteur spectral rapide. Par conséquent, même si de l'acier inoxydable est utilisé,
I'absorption de neutrons par le matériau structurel est faible tout comme dans le cas de l'alliage de zirconium utilisé dans le réacteur à eau légère existant.

Les assemblages de combustible 1 1 sont constitués par les assemblages de combustible normaux 13 et par les assemblages de combustible partiels 14 comme représenté sur les figures 1 à 3. La barre de contrôle 18 présentant une section transversale en forme de croix est prévue entre les quatre assemblages de combustible 1 1 adjacents les uns aux autres de manière à être librement insérée et extraite. Comme représenté sur la figure 4, une protubérance 38 est prévue sur la partie centrale au niveau de laquelle la lame 18a de la barre de contrôle 18 n'atteint pas l'espace défini entre les assemblages de combustible 11. La protubérance 38 est prévue sur la partie centrale du côté externe de la boite de canal 20 suivant sa direction longitudinale. En outre, la protubérance 38 constitue un espace d'empêchement de présence d'eau afin d'abaisser le rapport eau sur combustible. L'intérieur de la protubérance 38 peut être formé selon un creux et comme décrit ci-avant, puisque la protubérance 38 est prévue ou que l'intérieur de la protubérance 38 est formé de manière à constituer une structure creuse, le rapport de surrégénération peut être augmenté et une réactivité par espace vide peut être réduite.

La boîte de canal 20 de l'assemblage de combustible 1 1 est munie d'une patte de support 39 au niveau d'un côté externe sur sa partie supérieure. Les pattes de support 39 sont prévues au niveau de quatre parties sur le côté externe de la boîte de canal 20. Ces pattes de support 39 servent à constituer une plaque de treillis supérieure qui joue le rôle de cadre de fixation d'assemblage de combustible utilisé dans le réacteur à eau légère existant et servent également à rendre petit un espace défini entre des assemblages de combustible 11. Par conséquent, il est possible d'augmenter un rapport de volume de combustible et d'abaisser le rapport eau sur combustible. Sur la figure 3, un index de référence 40 représente un orifice permettant de guider le fluide de refroidissement à l'intérieur de l'assemblage de combustible 11.

En outre, dans le coeur de réacteur 10, les assemblages de combustible partiels 14 et les assemblages de combustible normaux 13 sont agencés en combinaison les uns avec les autres.

Conformément à cet agencement, si une sortie de puissance de réacteur croît et que la réactivité par espace vide augmente, des neutrons générés dans le coeur de réacteur 10 fuient au niveau d'une partie supérieure du coeur de réacteur au travers de la voie de canalisation 16 de l'assemblage de combustible partiel 14. De cette manière, L'effet de fuite de neutrons est obtenu suivant la direction axiale du coeur et ainsi, la réactivité par espace vide peut être rendue négative.

L'assemblage de combustible partiel 14 est un assemblage de combustible qui présente une longueur effective de combustible LP d'une partie exothermique plus courte que la hauteur du coeur. L'assemblage de combustible normal 13 est un assemblage de combustible ordinaire qui présente une longueur effective de combustible prédéterminée LM qui est sensiblement égale à une hauteur effective du combustible du coeur. Dans le cas où la totalité de la longueur de l'assemblage de combustible 11 est d'approximativement 4 m, la longueur maximum (longueur effective de combustible) LM de la partie exothermique de l'assemblage de combustible normal 13 est établie à par exemple 2 m ou moins. Par ailleurs, la longueur maximum (longueur effective de combustible) LP de la partie exothermique de l'assemblage de combustible partiel 14 est établie à par exemple 1 m ou moins. Conformément à cet agencement, la dimension suivant la direction diamétrale du coeur est rendue égale à celle du réacteur à eau légère classique tandis que la réactivité par espace vide est rendue négative.

La barre de contrôle 18 qui est insérée entre les assemblages de combustible selon quatre groupes de manière à être insérée et extraite librement est constituée comme représenté sur la figure 10. La barre de contrôle 18 a la totalité de sa longueur qui est égale à la totalité de la longueur de l'assemblage de combustible 11, soit par exemple environ 4 m.

Une substance d'absorption de neutrons telle que B4C, hafnium ou similaire est stockée dans une demi-partie inférieure de la barre de contrôle 18. La demi-partie inférieure de la barre de contrôle 18 est construite en tant qu'absorbeur de barre de contrôle 43.

Un suiveur 45 est formé sur la partie supérieure de l'absorbeur de barre de contrôle 43 en en étant séparé par une plaque de partition intermédiaire 44 comportant une structure creuse. La plaque de partition intermédiaire 44 est formée en acier inoxydable par exemple. Un index de référence 46 représente une partie de support de la barre de contrôle 18.

Le suiveur 45 est formé par une plaque en acier à paroi mince et est muni d'un espace hermétique (scellé) plat 47 comportant un intérieur qui est rempli par un gaz inerte tel que de l'hélium ou similaire. Cet espace hermétique 47 forme un espace d'empêchement de présence d'eau. Lorsque la barre de contrôle 18 est retirée, comme représenté sur la figure 3, le suiveur 45 est positionné en correspondance avec la partie de longueur effective de combustible (partie exothermique) LM de l'assemblage de combustible 11 de manière à empêcher que le fluide de refroidissement ne s'écoule dedans tout en formant un espace d'empêchement de présence de fluide de refroidissement.

Par conséquent, le rapport du volume d'eau dans l'espace entre les assemblages de combustible 1 1 sur le volume global est abaissé et en outre, le rapport de la quantité d'eau sur la quantité de combustible est abaissé. L'absorbeur de barre de contrôle 43 de la barre de contrôle 18 présente une longueur suivant la direction axiale équivalente à la partie effective de combustible (partie exothermique) LM de l'assemblage de combustible normal 13.

En outre, dans le coeur de réacteur 10 du réacteur à eau bouillante, des pièces axiales 15 sont prévues au niveau des parties supérieure et inférieure de l'assemblage de combustible normal 13 et au niveau de la partie inférieure de l'assemblage de combustible partiel 14 de manière à absorber les neutrons qui s'échappent du coeur de réacteur 10. Par exemple, de l'acier inoxydable présentant une capacité d'absorption de neutrons est utilisé en tant que matériau pour la pièce axiale 15.

En outre, la pièce axiale 15 n'est pas prévue sur la partie supérieure de l'assemblage de combustible partiel 14.

Conformément à un tel agencement sans pièce axiale, une fuite de neutrons jusqu'à la partie supérieure de l'assemblage de combustible partiel 14 est augmentée quand l'espace vide augmente et la réactivité par espace vide est rendue négative même si le rapport de surrégénération est d'au moins environ 1.

Par conséquent, une stabilité inhérente du coeur de réacteur 10 peut être assurée.

Puis le fonctionnement du coeur de réacteur 10 du réacteur à eau bouillante de ce mode de réalisation sera décrit ci-après.

Le coeur de réacteur 10 présente un rapport volumique eau sur combustible qui est inférieur à 1, de préférence d'environ 0,5 ou moins, et il est de façon remarquable plus petit que le coeur de réacteur classique d'un réacteur à eau légère présentant un rapport volumique eau sur combustible qui est compris entre environ 2,0 et environ 2,5. Un rapport d'une section transversale de canal de fluide de refroidissement sur la section transversale de combustible du coeur de réacteur 10 est établi de préférence à environ 0,5 ou moins. Par conséquent, dans le coeur de réacteur 10, un matériau fissible tel que du plutonium ou similaire dans le combustible est soumis à une réaction fissile par un neutron et de la chaleur et des neutrons sont générés.

Une partie des neutrons haute énergie (neutrons rapides) produits par l'intermédiaire de la réaction fissile fuit à l'extérieur du coeur de réacteur 10. Cependant, la plus grande part des neutrons haute énergie est modérée et diffusée par l'eau en tant que fluide de refroidissement qui s'écoule entre les barres de combustible 22, entre ces barres de combustible 22 et la boîte de canal 20 ainsi qu'entre la boîte de canal 20 et la barre de contrôle 18 puis arrive à nouveau en incidence sur la barre de combustible 22, ce qui contribue à la réaction fissile ou à la réaction d'absorption de neutrons.

Dans le cas où le rapport volumique eau sur combustible est d'environ 0,5, un effet de modération (ralentissement) par l'eau est faible et une énergie de neutrons moyenne est une énergie pour un réacteur à refroidissement par eau proche d'un réacteur surrégénérateur rapide à sodium. Pour cette raison, le rapport de la réaction de capture de neutron par un matériau fissible est faible de façon similaire au réacteur à eau légère existant et le neutron produit par neutron absorbé est généré de façon importante, par exemple selon un facteur deux ou plus. Par conséquent, le neutron absorbé dans un matériau parent (élément) tel que l'uranium 238 (U-238) ou similaire est de beaucoup augmenté et il est possible d'établir le rapport de surrégénération à environ 1, de préférence dans une plage qui va de 1,0 à 1,1.

Dans la structure de coeur de réacteur mentionnée ciavant, il est possible d'établir le rapport de surrégénération à au moins environ 1 de telle sorte qu'un facteur d'utilisation (capacité) de la ressource d'uranium peut être fortement amélioré. Plus spécifiquement, le facteur d'utilisation vaut environ cent fois celui dans le cas du facteur d'utilisation classique. Par conséquent, même dans le coeur de réacteur présentant la même dimension que la dimension de direction diamétrale du coeur de réacteur à eau bouillante classique, la réactivité par espace vide peut être rendue négative dans la totalité de la plage de fonctionnement. Par conséquent, il est possible d'obtenir une caractéristique de retour de réaction négative et d'assurer une stabilité inhérente. En outre, une utilisation effective ou efficace du combustible peut être réalisée et par ailleurs, une protection de l'environnement et une économie peuvent être simultanément satisfaites.

La figure 11 représente un second mode de réalisation d'un coeur de réacteur selon la présente invention.

Le coeur de réacteur représenté selon ce second mode de réalisation est construit de telle sorte qu'un conteneur hermétique rectangulaire et cylindrique 50 soit prévu sur une partie supérieure de l'assemblage de combustible partiel 14 chargé dans un coeur de réacteur 10A. La totalité de la structure du coeur de réacteur et la structure de support de l'assemblage de combustible 1 1 sont sensiblement les mêmes que celles représentées sur les figures 2 et 3. Par conséquent, des index de référence identiques sont utilisés pour désigner les mêmes composants que ceux du premier mode de réalisation et leurs détails sont omis.

Le coeur de réacteur représenté sur la figure 11 est appliqué à un réacteur à refroidissement par eau tel qu'un réacteur à eau légère, par exemple à un réacteur à eau bouillante.

Dans le coeur de réacteur 10A, un certain nombre d'assemblages de combustible cylindriques rectangulaires 11 sont chargés dans un état dans lequel ils sont agencés selon un pas égal suivant des directions longitudinale et transversale. Les assemblages de combustible 11 chargés dans le coeur de réacteur 10A sont constitués par au moins deux types, c est-à-dire des assemblages de combustible normaux 13 dont chacun présente une longueur effective de combustible normale (partie exothermique) LM et des assemblages de combustible partiels 14 dont chacun présente une longueur effective de combustible plus courte LP, comme représenté sur la figure 3. La partie supérieure de l'assemblage de combustible partiel 14 est formée avec une voie de canalisation 16. La voie de canalisation 16 est formée en prévoyant le conteneur hermétique cylindrique 50 utilisé en tant que réservoir vide sur la partie supérieure de l'assemblage de combustible partiel 14.

Le conteneur hermétique cylindrique 50 est réalisé en zirconium, en zircaloy ou en un matériau d'aluminium présentant une section transversale d'absorption de neutrons faible et un gaz inerte tel que de l'hélium, de l'argon ou similaire est encapsulé ou scellé en tant que gaz en enfermé de façon étanche dans son intérieur. Comme décrit ci-avant, le conteneur hermétique 50 est réalisé en zirconium, en zircaloy ou en un matériau d'aluminium et il est par conséquent possible de rendre faible la réaction de collision de neutrons d'un neutron et du matériau structurel du conteneur hermétique (le conteneur hermétique lui-même). En outre, le conteneur hermétique 50 est logé dans la partie supérieure de la boîte de canal cylindrique 20 de l'assemblage de combustible partiel 14 de manière à former un espace d'empêchement de présence d'eau.

Les figures 12 et 13 sont des vues en plan de dessus qui représentent l'assemblage de combustible normal 13 et l'assemblage de combustible partiel 14 chargés respectivement dans le coeur de réacteur du réacteur à refroidissement par eau.

L'assemblage de combustible normal 13 et l'assemblage de combustible partiel 14 de l'assemblage de combustible 1 1 sont logés dans la boîte de canal 20 formant un boîtier externe cylindrique rectangulaire de manière à former le faisceau de combustible 21 en tant que faisceau d'éléments de combustible dedans. Dans le faisceau de combustible 21, un nombre important de barres de combustible 22 sont formées selon un faisceau au moyen de l'espaceur de combustible, par exemple l'espaceur à grille 25 comme représenté sur les figures 5 à 7 de manière à former une forme sensiblement carrée dans son plan et sont agencées de façon serrée dans la boîte de canal 20.

Le faisceau de combustible 21 est construit de telle sorte que trois barres de combustible (broches de combustible) adjacentes les unes aux autres soient agencées de manière à former une forme de triangle équilatéral puis il est globalement formé selon une forme de faisceau carré (forme rectangulaire).

Une pluralité de protubérances 54 pour l'engagement sont prévues sur un côté interne de la boîte de canal 20. Ces protubérances 54 sont prévues de manière à correspondre à une irrégularité sur le côté externe du faisceau de combustible 21 et elles réalisent une fonction de guidage. En outre, les protubérances 54 s'étendent suivant la direction axiale de la boîte de canal 20 et forment un espace d'empêchement de présence d'eau. En outre, les protubérances 38 représentées sur la figure 4 peuvent être prévues sur les côtés externes de la boîte de canal 20 et si les protubérances 38 sont prévues, le rapport quantité d'eau sur quantité de combustible peut être rendu plus faible.

Le côté interne de la boîte de canal 20 est muni des protubérances 54 dont chacune fait face à une partie d'évidement du côté externe du faisceau de combustible 21. Conformément à cet agencement, il est possible de rendre petit un espace défini entre le faisceau de combustible 21 et la boîte de canal 20. En outre, les protubérances 54 sont prévues de manière à correspondre à des irrégularités formées sur les côtés externes du faisceau de combustible 21 et il est par conséquent possible d'abaisser le rapport quantité d'eau sur quantité de combustible nucléaire et d'augmenter le rapport de surrégénération du combustible nucléaire tandis que la réactivité par espace vide peut être réduite.

Le faisceau de combustible 21 logé dans la boîte de canal 20 est construit comme représenté sur la figure 14. Plus spécifiquement, une barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 est agencée sur le centre dans chaque espace entre trois barres de combustible 22 qui présentent une structure d'agencement triangulaire dans l'agencement afférent de barre de combustible. La barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement (de l'eau) est réalisée en zirconium, en zircaloy ou en un matériau d'aluminium présentant une section transversale d'absorption de neutrons faible. De préférence, la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 est formée selon la forme d'un tube creux de manière à limiter une modération d'absorption de neutrons au moyen du matériau structurel de la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52.

La barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 qui ne contient pas de combustible nucléaire est prévue dans chaque espace entre des barres de combustible 22 afin de réduire la quantité de fluide de refroidissement et une modification de la quantité de fluide de refroidissement après et avant l'espace vide devient faible. Dans un réacteur à refroidissement par eau d'un système spectral rapide, une réactivité par espace vide positive se produit.

Le facteur principal est comme suit. Plus spécifiquement, une modération de neutron est réduite du fait d'un effet de formation d'espace vide du fluide de refroidissement et le spectre des neutrons est durci et par conséquent, un neutron par réaction d'absorption du matériau fissible (matériau de combustible nucléaire) est généré en grande quantité et voit son nombre augmenter.

Dans le réacteur à refroidissement par eau, un facteur de la réactivité par espace vide positive est éliminé en diminuant une quantité du fluide de refroidissement existant dans le coeur de réacteur 10A et l'effet de fuite des neutrons qui est un facteur de réactivité par espace vide négative est non modifié de telle sorte que la réactivité par espace vide peut être globalement réduite.

Puis le fonctionnement du coeur de réacteur du second mode de réalisation est décrit ci-après.

Le coeur de réacteur 10A est appliqué à un réacteur à refroidissement par eau et pendant le fonctionnement normal, dans le coeur de réacteur 10A, un matériau fissible nucléaire (un combustible nucléaire) tel que du plutonium ou similaire est essentiellement soumis à la réaction de fission au moyen de neutrons de telle sorte que de la chaleur et des neutrons (essentiellement des neutrons rapides) sont générés.

Une partie des neutrons générés fuit à l'extérieur du coeur de réacteur 10A. Cependant, la plus grande part des neutrons sont modérés et diffusés par l'eau qui joue le rôle de fluide de refroidissement qui circule entre la barre de combustible 22 et la boîte de canal 20 ou entre les boîtes de canal 20 puis arrivent à nouveau en incidence sur la barre de combustible 22 de manière à générer une réaction de fission ou une réaction d'absorption de neutrons. Si le rapport quantité d'eau sur quantité de combustible est faible, L'effet de modération des neutrons par l'eau est faible et une énergie de neutrons moyenne est proche de celle d'un réacteur surrégénérateur rapide du type à refroidissement par sodium.

Dans le coeur de réacteur 10A, le conteneur hermétique 50 qui est rempli d'un gaz de façon étanche est prévu sur la partie supérieure de l'assemblage de combustible partiel 14. Par conséquent, le conteneur hermétique 50 sert à empêcher la présence d'eau en tant que fluide de refroidissement et le rapport quantité d'eau sur quantité de combustible est faible et en outre, le nombre de neutrons générés par absorption de neutron est de 2 ou plus. Par conséquent, le nombre de neutrons absorbés dans le matériau parent tel que U-238 est important et en tant que résultat, le rapport de surrégénération peut être augmenté.

Un espace vide dans le conteneur hermétique 50 est rempli d'un gaz et pour cette raison, une densité d'abondance atomique est inférieure à un état dans lequel l'eau est en ébullition et une réaction de diffusion des neutrons se produit difficilement. Par conséquent, les neutrons peuvent traverser aisément le conteneur hermétique 50 de telle sorte que les neutrons peuvent fuir aisément depuis le coeur de réacteur 10A suivant la direction axiale du coeur. Jusqu'à présent, le fluide de refroidissement de la partie de combustible de coeur ou le fluide de refroidissement de la partie de canal de canalisation constituant la voie de canalisation 16 peut faciliter une fuite de neutrons par espace vide suivant la direction axiale du coeur et il est possible d'abaisser la réactivité par espace vide et de la constituer en tant que valeur négative.

Dans ce cas, de l'aluminium, du zirconium ou un alliage de zirconium (zircaloy) est utilisé en tani que matériau du conteneur hermétique 50 comportant un espace vide et il est par conséquent possible de faire en sorte qu'une réaction de collision de neutrons du neutron et du matériau structurel du conteneur hermétique 50 soit rendue faible. Par ailleurs, si le conteneur hermétique 50 est réalisé en un matériau à résistance mécanique élevée tel que de l'acier inoxydable ou similaire, du fer ou du nickel (Ni) est contenu dans l'acier inoxydable. Par conséquent, une section transversale d'absorption de neutrons du fer ou similaire est relativement importante et une réaction exothermique sera générée par l'absorption de neutrons.

Cependant, I'aluminium présente une section transversale d'absorption de neutrons inférieure d'environ d'une unité sur la figure à celle du fer. En outre, le zirconium ou le zircaloy présente une section transversale d'absorption de neutrons qui vaut environ la moitié de la section transversale d'absorption de neutrons du nickel, et la réaction exothermique générée par l'absorption de neutrons est diminuée.

Si de l'aluminium, du zirconium ou un alliage de zirconium (zircaloy) est utilisé en tant que matériau du conteneur hermétique 50, I'absorption de neutrons par le conteneur hermétique 50 est réduite. Par ailleurs, une absorption de neutron par le matériau parent (U-238) dans le matériau de combustible nucléaire est relativement augmentée. Le U-238 est constitué selon 239Pu (Pu-239) par l'absorption de neutrons et est utilisé en tant que combustible nucléaire, ce qui augmente le rapport de surrégénération.

En outre, une section transversale de diffusion de neutrons est sensiblement la même que celle d'un élément tel que l'aluminium ou que le zirconium. Cependant, I'aluminium ou le zirconium présente une densité atomique métallique inférieure à celle de l'acier inoxydable et par conséquent, une diffusion de neutrons se produit difficilement. Par conséquent, le neutron peut facilement traverser le conteneur hermétique 50 suivant la direction axiale, c'est-à-dire qu'une canalisation est aisée à réaliser de telle sorte que la réactivité par espace vide peut être encore abaissée.

Dans l'assemblage de combustible 11, la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 est prévue entre des barres de combustible 22 qui forment un agencement triangulaire et la protubérance 54 est prévue dans la boîte de canal 22. Conformément à cet agencement, une quantité d'eau qui est un fluide de refroidissement est réduite de telle sorte que la réactivité par espace vide peut être encore abaissée.

A cet instant, les protubérances 38 comme représenté sur la figure 4 sont en outre prévues sur les parties centrales des côtés externes de la boîte de canal 20 et par conséquent, une quantité de fluide de refroidissement est encore réduite. Par conséquent, la protubérance 38 réalise une fonction d'abaissement de la réactivité par espace vide.

Dans l'assemblage de combustible 1 1 représenté sur les figures 12 et 13, bien que soit représenté un exemple dans lequel la protubérance 54 a été prévue dans la boîte de canal et suivant la direction longitudinale de la boîte de canal 20, la protubérance 54 peut être construite comme représenté sur la figure 15. La protubérance 54 représentée sur la figure 15 est formée de manière à présenter une structure creuse interne. Par conséquent, le matériau structurel (la protubérance elle-même) qui réagit avec un neutron voit sa quantité réduite, ce qui augmente encore le rapport de surrégénération. La fuite de neutrons suivant la direction axiale du coeur peut être générée aisément de telle sorte que la réactivité par espace vide peut être abaissée.

Puis un troisième mode de réalisation d'un coeur de réacteur selon la présente invention sera décrit par report aux figures 16 et 17.

Dans le coeur de réacteur de ce troisième mode de réalisation, I'assemblage de combustible 1 1 chargé dans un coeur de réacteur lOB est amélioré. La totalité de la construction du coeur de réacteur de ce mode de réalisation est sensiblement la même que celles des figures 1 et 2 et par conséquent, les détails sont omis.

Dans le coeur de réacteur lOB, les assemblages de combustible 1 1 sont munis de pattes de support 55 au niveau de parties supérieures sur les périphéries externes afférentes. La patte de support 55 sert à constituer un treillage de plaque supérieur qui joue le rôle de cadre de fixation d'assemblage de combustible utilisé dans le réacteur à eau légère existant.

La patte de support 55 présente la forme de la lettre L ou de la lettre V en plan, comme représenté sur la figure 17, et elle est prévue au niveau de chacun de quatre angles sur la partie supérieure de la boîte de canal 20 de l'assemblage de combustible 11. Les pattes de support 55 sont prévues au niveau des parties d'angle du côté supérieur sur la périphérie externe de l'assemblage de combustible 1 1 de manière à rendre possible de constituer ou d'éliminer un cadre de fixation d'assemblage de combustible permettant de supporter la partie supérieure de l'assemblage de combustible 11 suivant la direction horizontale.

Par conséquent, un espace entre des assemblages de combustible 11 est rendu étroit et l'assemblage de combustible est chargé en plus grande quantité dans le coeur de réacteur de telle sorte que le rapport de surrégénération peut être augmenté.

La patte de support en forme de L 55 est liée de manière à courir sur chaque partie d'angle de la boîte de canal cylindrique 20 de l'assemblage de combustible 1 1 depuis la partie latérale.

Par conséquent, les assemblages de combustible 1 1 adjacents les uns aux autres sont supportés de façon stable au moyen de deux pattes de support 55 qui entrent en contact l'une avec l'autre au niveau de deux endroits sur les deux côtés suivant la direction de largeur de la boîte de canal 20. Par conséquent, il est possible d'empêcher de façon sûre que les assemblages de combustible 1 1 n'entrent en contact directement les uns avec les autres et il est possible également d'assurer un espace pour insérer la barre de contrôle 18 entre des assemblages de combustible adjacents 1 1 de telle sorte que la barre de contrôle 18 peut être retirée de façon stable.

La figure 18 représente un quatrième mode de réalisation d'un coeur de réacteur selon la présente invention.

Dans le coeur de réacteur selon ce quatrième mode de réalisation, un assemblage de combustible 56 chargé dans le coeur du réacteur présente une structure améliorée.

L'assemblage de combustible 56 de ce mode de réalisation n'est pas construit de telle sorte que l'assemblage de combustible normal 13 et l'assemblage de combustible partiel 14 soient combinés. L'assemblage de combustible 56 de ce mode de réalisation inclut une région d'élément de combustible normal 57 et une région d'élément de combustible partiel 58. La région d'élément de combustible normal 57 et la région d'élément de combustible partiel 58 sont formées en étant séparées par une paroi de partition de canal de fluide de refroidissement 59 et sont logés dans la boîte de canal cylindrique rectangulaire 20.

Sur la figure 18 est représenté un exemple d'agencement qui est tel que la région d'élément de combustible partiel 58 est formée sur la partie centrale de l'assemblage de combustible 56 et la région d'élément de combustible normal 57 est formée au niveau de la partie périphérique de la région d'élément de combustible partiel 58.

La région d'élément de combustible normal 57 est formée de telle sorte qu'un élément de combustible normal présentant une longueur effective de combustible ordinaire (partie exothermique) LM est agencé et par ailleurs, la région d'élément de combustible partiel 58 est formée de telle sorte qu'un élément de combustible de dimension courte présentant une longueur effective de combustible courte LP soit agencé.

L'élément de combustible normal et l'élément de combustible de dimension courte constituent tous deux une barre de combustible par exemple.

Les débits d'écoulement du fluide de refroidissement guidé dans la région d'élément de combustible normal 57 de l'assemblage de combustible 56 et dans sa région d'élément de combustible partiel 58 sont de façon appropriée distribués au moyen d'un orifice 60 qui est prévu sur la partie supérieure de la partie d'assemblage de combustible 56. Conformément à cette structure, la partie supérieure de la région d'élément de combustible partiel 58 est soumise à une formation d'espace vide et une voie de canalisation de neutrons 61 est formée sur la partie d'espace vide. A cet instant, la région d'élément de combustible partiel 58 facilite la fuite du neutron suivant la direction du coeur de telle sorte que la réactivité par espace vide peut être abaissée. Un conteneur hermétique en forme de réservoir vide comme représenté sur les figures 11 et 13 peut être prévu sur la partie supérieure de la région d'élément de combustible partiel 58.

Dans le quatrième mode de réalisation présenté ci-avant de l'agencement mentionné ci-avant, la région d'élément de combustible partiel 58 est formée sur la partie centrale de l'assemblage de combustible 56 et la région d'élément de combustible normal est formée au niveau de la périphérie de la région d'élément de combustible partiel 58. Selon ce quatrième mode de réalisation, la région d'élément de combustible normal 58 et la région d'élément de combustible partiel 57 peuvent être agencées de façon inverse par rapport à l'agencement mentionné ci-avant ou diverses modifications peuvent être apportées. En outre, il peut être possible de diviser la région en trois régions ou plus indépendamment du cas à deux régions et chaque région peut être choisie de façon appropriée en tant que région d'élément de combustible normal ou en tant que région d'élément de combustible partiel.

Chacun des modes de réalisation présentés ci-avant représente l'exemple du coeur de réacteur dans lequel des barres de combustible en tant qu'éléments de combustible sont agencées dans l'assemblage de combustible 1 1 de manière à former une structure triangulaire. Ces barres de combustible 22 peuvent être agencées de manière à former un carré tout comme dans l'assemblage de combustible existant tel que représenté sur la figure 19.

Dans ce cas, afin de diminuer le rapport volumique eau sur combustible nucléaire de l'assemblage de combustible chargé dans le coeur du réacteur, la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 est prévue au niveau de la partie centrale entre quatre barres de combustible adjacentes 22 qui sont agencées de façon mutuelle de manière à constituer une forme carrée. De préférence, la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 est formée de manière à être munie d'une structure creuse interne de manière à limiter la modération des neutrons. La barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 est prévue au niveau de la partie centrale entre des barres de combustible 22 qui sont agencées de manière à former un carré et le fluide de refroidissement présentant une modération de neutrons importante est empêché d'être présent. La barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 est formée de manière à être munie de la structure creuse interne et la modération des neutrons au moyen du matériau structurel (barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement) est limitée. Par conséquent, le rapport de surrégénération peut être augmenté. Dans ce cas, il est possible de faciliter une fuite de neutrons suivant la direction axiale de la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 et l'effet de fuite des neutrons est amélioré. Par conséquent, L'effet d'abaissement de la réactivité par espace vide est généré de façon légère, ce qui contribue à abaisser la réactivité par espace vide.

La figure 20 représente un exemple modifié de la figure 19, exemple selon lequel la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 qui est prévue au niveau de la partie centrale entre des barres de combustible 22 agencées de manière à constituer une forme carrée est réalisée en aluminium, en zirconium ou en zircaloy présentant une section transversale d'absorption de neutrons faible. Comme décrit ciavant, puisque la barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement 52 est réalisée en un matériau présentant une absorption de neutrons faible, I'absorption des neutrons est limitée et le rapport de surrégénération peut être augmenté.

Dans les modes de réalisation de la présente invention décrits ci-avant, bien que le coeur du réacteur soit appliqué au réacteur à eau bouillante, les agencements ou les structures de l'assemblage de combustible normal et de l'assemblage de combustible partiel peuvent être appliqués à un coeur de réacteur d'un réacteur à eau pressurisée. Dans le cas d'une application au réacteur à eau pressurisée, une position où la partie effective de combustible de l'assemblage de combustible partiel est formée n'est pas spécialement limitée et la partie effective de combustible peut être en ligne avec le côté supérieur de la partie effective de combustible de l'assemblage de combustible normal. En outre, une barre de contrôle du type regroupé est utilisée en tant que barre de contrôle.

Conformément à la barre de contrôle du type regroupé, la barre de contrôle est insérée et extraite de l'assemblage de combustible depuis sa partie supérieure. Pour cette raison, dans la barre de contrôle du type regroupé, un suiveur formant un espace d'empêchement de présence d'eau est prévu sur la partie inférieure de l'absorbeur de barre de contrôle. De cette manière, la présente invention peut être appliquée à un réacteur à refroidissement par eau qui utilise de l'eau en tant que fluide de refroidissement.

Comme il ressort de façon évidente de l'explication proposée ci-avant, dans le coeur de réacteur selon la présente invention, le rapport volumique de combustible est augmenté de manière à abaisser le rapport eau sur combustible et il est par conséquent possible d'augmenter un rapport de surrégénération et d'améliorer le facteur d'utilisation de la ressource d'uranium.

Par conséquent, la ressource d'uranium peut être utilisée efficacement et la protection de l'environnement, la stabilité et l'économie réalisée peuvent être fortement améliorées.

II est à noter que la présente invention n'est pas limitée aux modes de réalisation décrits et que de nombreuses autres variantes et modifications peuvent être apportées sans que l'on s'écarte des cadres des revendications annexées.

Claims (25)

REVENDICATIONS

1. Coeur de réacteur (10) incluant un certain nombre d'assemblages de combustible (11) chargés dedans, caractérisé en ce que chacun desdits assemblages de combustible comprend un faisceau de combustible (21) dans lequel des barres de combustible (22) adjacentes les unes aux autres sont agencées de façon à constituer une forme triangulaire et en ce qu'un rapport d'une section transversale de canal de fluide de refroidissement sur une section transversale de combustible est établi à une valeur inférieure ou égale à 1.

2. Coeur de réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que lesdits assemblages de combustible (11) présentent un pas d'agencement d'environ 300 mm ou plus.

3. Coeur de réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit assemblage de combustible (11) est composé d'une boîte de canal cylindrique (20) et du faisceau de combustible (21) disposé dans la boîte de canal et présentant une section transversale sensiblement carrée, ladite boîte de canal (20) étant munie d'une protubérance (38) pour empêcher la présence d'un fluide de refroidissement au niveau de son côté externe.

4. Coeur de réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit assemblage de combustible (11) est composé d'une boîte de canal cylindrique (20) et du faisceau de combustible (21) disposé dans la boîte de canal, ladite boîte de canal étant munie d'une patte de support (39) au niveau de sa partie supérieure quand elle est dans un état opérationnel de manière à supporter de façon mutuelle les assemblages de combustible (11) de sorte qu'ils soient adjacents les uns aux autres suivant une direction transversale.

5. Coeur de réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit assemblage de combustible (11) est composé d'une boîte de canal cylindrique (20) et du faisceau de combustible (21) disposé dans la boîte de canal, ledit faisceau de combustible étant construit de telle sorte qu'un certain nombre de barres de combustible (22) soient agencées et supportées au moyen d'un espaceur en forme de grille (23) de façon à constituer une forme triangulaire.

6. Coeur de réacteur selon la revendication 5, caractérisé en ce que ledit espaceur en forme de grille (23) est muni d'une grille et d'un moyen élastique (27) attaché à la grille pour empêcher la vibration du combustible.

7. Coeur de réacteur selon la revendication 5, caractérisé en ce que ledit moyen élastique d'empêchement de vibration (27) et ladite grille sont formés d'un seul tenant l'un avec l'autre.

8. Coeur de réacteur selon la revendication 5, caractérisé en ce que ladite grille est formée en un acier inoxydable ou en inconell.

9. Coeur de réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit assemblage de combustible (11) est composé d'une boîte de canal cylindrique (20) et du faisceau de combustible (21) disposé dans la boîte de canal, ledit faisceau de combustible étant formé en assemblant selon un faisceau un certain nombre de barres de combustible (22) dont chacune présente un tube de gainage de combustible (24) rempli avec un matériau de combustible au moyen d'un espaceur de combustible et au moins un élément pris parmi ladite boîte de canal (20) et ledit tube de gainage de combustible (24) est formé en un acier inoxydable.

10. Coeur de réacteur selon la revendication 9, caractérisé en ce que du plutonium et de l'uranium récupéré sont utilisés en tant que matériau de combustible.

11. Coeur de réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que lesdits assemblages de combustible (11) comprennent au moins un assemblage de combustible normal (13) et un assemblage de combustible partiel (14) présentant une longueur de partie exothermique plus courte que celle de l'assemblage de combustible normal.

12. Coeur de réacteur selon la revendication 11, caractérisé en ce que ledit assemblage de combustible normal (13) présente une partie exothermique d'une longueur maximum de 2 m ou moins et ledit assemblage de combustible partiel (14) présente une partie exothermique d'une longueur maximum de 1 m ou moins.

13. Coeur de réacteur selon l'une quelconque des revendications il et 12, caractérisé en ce que ledit assemblage de combustible normal (13) présente des parties supérieure et inférieure sur lesquelles des pièces axiales (15) sont prévues et ledit assemblage de combustible partiel (14) présente des parties supérieure et inférieure dont au moins une est dépourvue de pièce axiale.

14. Coeur de réacteur incluant un certain nombre d'assemblages de combustible (11) dont chacun comporte une boîte de canal cylindrique (20) et un faisceau de combustible (21)disposé dedans, caractérisé en ce qu'une barre de contrôle (18) est en outre prévue entre lesdits assemblages de combustible (11) ou dans ledit assemblage de combustible de façon à pouvoir être extraite librement, ladite barre de contrôle étant munie d'un absorbeur de barre de contrôle (43) comportant un suiveur creux (45) au niveau de sa partie supérieure ou inférieure afin d'empêcher qu'un fluide de refroidissement ne s'écoule lorsque la barre de contrôle est extraite.

15. Coeur de réacteur selon la revendication 14, caractérisé en ce que lesdits assemblages de combustible (11) sont constitués par un agencement de quatre assemblages de combustible qui sont adjacents les uns aux autres et ladite barre de contrôle (18) présente une section transversale en forme de croix et est disposée entre les quatre assemblages de combustible de façon à être extraite librement depuis un côté inférieur de ceux-ci, ladite barre de contrôle étant formée avec un suiveur (45) au niveau de sa partie supérieure qui forme un espace d'empêchement de présence de fluide de refroidissement, et un rapport du nombre de barres de contrôle sur le nombre d'assemblages de combustible chargés dans le coeur de réacteur est établi à sensiblement 1:1.

16. Coeur de réacteur incluant un certain nombre d'assemblages de combustible (11) chargés dedans, caractérisé en ce que lesdits assemblages de combustible comprennent un assemblage de combustible normal (13) présentant une partie exothermique effective de combustible prédéterminée et un assemblage de combustible partiel (14) présentant une partie exothermique ayant une longueur plus courte que celle de l'assemblage de combustible normal, ledit assemblage de combustible partiel étant muni, au niveau de sa partie supérieure, d'un conteneur hermétique (50) qui est rempli d'un gaz enfermé de façon étanche.

17. Coeur de réacteur selon la revendication 16, caractérisé en ce que ledit conteneur hermétique (50) est formé en aluminium, en zirconium ou en zircaloy présentant une section transversale d'absorption de neutrons faible.

18. Coeur de réacteur selon la revendication 16, caractérisé en ce que ledit assemblage de combustible (11) est composé d'une boîte de canal cylindrique (20) et d'un faisceau de combustible (21) disposé dans la boite de canal, ledit faisceau de combustible incluant une pluralité de barres de combustible (22) et étant muni d'une barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement (52) au niveau d'une partie centrale entre trois ou quatre barres de combustible (22) adjacentes.

19. Coeur de réacteur selon la revendication 18, caractérisé en ce que ladite barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement (52) présente une structure creuse interne.

20. Coeur de réacteur selon la revendication 18, caractérisé en ce que ladite barre d'empêchement de présence de fluide de refroidissement (52) est formée en aluminium, en zircaloy ou en zirconium présentant une section transversale d'absorption de neutrons faible.

21. Coeur de réacteur selon la revendication 16, caractérisé en ce que ledit assemblage de combustible (11) est muni de pattes de support (55) disposées au niveau de quatre parties d'angle d'une partie supérieure de la boîte de canal (20), de manière à courir sur chacune des parties d'angle depuis son côté externe et des parties supérieures d'assemblages de combustible adjacents sont supportées au moyen des pattes de support suivant une direction transversale.

22. Coeur de réacteur selon la revendication 16, caractérisé en ce que ledit assemblage de combustible (11) est composé d'une boîte de canal cylindrique (20) et d'un faisceau de combustible (21) disposé dans la boîte de canal, ledit faisceau de combustible incluant un certain nombre de barres de combustible (22) formées selon un faisceau au moyen d'un espaceur de combustible (23) de manière à constituer une forme triangulaire, ladite boîte de canal étant munie d'une partie latérale interne recouvrant le faisceau de combustible et une protubérance (54) qui correspond à une irrégularité d'une périphérie externe du faisceau de combustible (21) est formée sur la partie latérale interne de la boîte de canal.

23. Coeur de réacteur selon la revendication 22, caractérisé en ce que ladite boîte de canal (20) est munie d'une partie latérale externe sur laquelle une protubérance pour l'empêchement de présence d'un fluide de refroidissement est formée.

24. Coeur de réacteur incluant un certain nombre d'assemblages de combustible (11) chargés dedans, caractérisé en ce que lesdits assemblages de combustible sont composés de boîtes de canal cylindriques (20) dont chacune présente un espace interne qui est divisé en une région d'élément de combustible normal (57) et en une région d'élément de combustible partiel (58) au moyen d'une paroi de partition de canal de fluide de refroidissement. (59)

25. Coeur de réacteur selon la revendication 24, caractérisé en ce que ladite région d'élément de combustible normal (57) est formée de telle sorte qu'un élément de combustible normal présentant une longueur effective de combustible prédéterminée est agencé, en ce que la région d'élément de combustible partiel (58) est formée de telle sorte qu'un élément de combustible de courte dimension présentant une longueur effective de combustible plus courte que celle de l'élément de combustible normal est agencé, et en ce qu'une distribution de débit d'écoulement de fluide de refroidissement sur la région d'élément de combustible normal et sur la région d'élément de combustible partiel est mise en oeuvre au moyen d'un orifice (60) prévu sur une partie inférieure de l'assemblage de combustible.