FR2553224A1 - Coeur a faible nombre d'assemblages de commande pour un reacteur nucleaire a neutrons rapides - Google Patents

Abstract

L'INVENTION CONCERNE UN COEUR POUR REACTEUR NUCLEAIRE A NEUTRONS RAPIDES. LA PARTIE CENTRALE FISSILE 13 DU COEUR COMPORTE AU MOINS UNE COUCHE 34A, 34B LIMITEE PAR DES PLANS PERPENDICULAIRES A L'AXE ZZ DU COEUR, EN UN MATERIAU FERTILE D'UNE DENSITE SUPERIEURE A 13INTERCALEE ENTRE DEUX COUCHES FISSILES 33A, 36A, 33B. CETTE COUCHE FERTILE 34A, 34B S'ETEND SUR TOUTE LA SECTION TRANSVERSALE DE LA PARTIE FISSILE 13 DU COEUR. LE VOLUME DE MATIERE FERTILE A HAUTE DENSITE REPRESENTE AU MOINS 20 DU VOLUME DE LA PARTIE FISSILE 13 DU COEUR ET EST REPARTI DE FACON SYMETRIQUE PAR RAPPORT AU PLAN MEDIAN DU COEUR. LES COUVERTURES EXTERNE 12 ET INTERNES 16, 17 PEUVENT ETRE EGALEMENT EN MATERIAU FISSILE A HAUTE DENSITE. LE NOMBRE D'ASSEMBLAGES DE COMMANDE DU REACTEUR PEUT ETRE REDUIT. L'INVENTION S'APPLIQUE, EN PARTICULIER, AUX REACTEURS REFROIDIS AU SODIUM LIQUIDE DONT LE COMBUSTIBLE FISSILE EST DE L'OXYDE MIXTE PUO-UO.

Description

Coeur à faible nombre d'assemblages de commande pour un réacteur nucléaire
à neutrons rapides
L'invention concerne un coeur à faible nombre d'assemblages de commande pour un réacteur nucléaire à neutrons rapides constitué par des assemblages combustibles prismatiques disposés cate à côte et des assemblages de commande de la réactivité du coeur intercalés entre les assemblages com bustibles.

Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides comportent généralement une cuve principale de grandes dimensions symétrique de révolution autour d'un axe vertical, renfermant du sodium liquide, à l'intérieur duquel est immergé le coeur du réacteur constitué par des assemblages combustibles prismatiques disposés côte à côte et verticalement. L'axe da coeur peut correspondre à l'axe de la cuve et les faces latérales des assemblages combustibles qui sont accolés sont disposées verticalement, la hauteur du coeur correspondant à la hauteur d'un assemblage combustible. L'ensemble du coeur a une forme sensiblement cylindrique.

Chacun des assemblages combustibles est constitué par un faisceau de tubes en acier inoxydable dont le diamètre est très faible par rapport à la longueur renfermant des pastilles en matériau combustible qui peut être du matériau fissile ou du matériau fertile. Ces tubes remplis de matériau fissile et/ou fertile sont appelés aiguilles combustibles. Ces aiguilles combustibles sont maintenues écartées les unies des autres par des entretoises qui maintiennent un espacement entre les aiguilles pour la circulation du sodium liquide de refroidissement du coeur. L'ensemble des aiguilles est placé dans une structure en acier inoxydable constituée par un boitier prismatique à base hexagonale.

Le coeur du réacteur comporte une zone centrale où les assemblages appelés assemblages fissiles comportent une forte proportion de matière fissile par exemple de l'oxyde mixte PuO2-U02 et une zone périphérique où les assemblages, appelés assemblages fertiles, renferment de l'oxyde d'uranium appauvri en uranium 235.

Dans la structure actuelle du réacteur nucléaire à neutrons rapides Super-Phénix, l'assemblage combustible fissile comporte deux cent soixante et onze aiguilles combustibles. Chacune des aiguilles combustibles est constituée par un empilement de pastilles fertiles sur une hauteur de trente centimètres, puis un empilement de pastilles fissiles sur une hauteur de cent centimètres et enfin par un empilement de pastilles fertiles sur trente centimètres. L'ensemble des pastilles fissiles et fertiles est disposé à l'intérieur d'un tube de gainage en acier inoxydable.

Dans la partie centrale fissile du coeur, les zones d'extrémité des assemblages combustibles renfermant le matériau fertile constituent deux couches de couverture en matériau fertile disposées de part et d'autre de la partie fissile du coeur. Ces couches fertiles internes permettent d'arrêter les neutrons s'échappant du coeur par sa partie inférieure ou par sa partie supérieure et de les utiliser pour la conversion de matière fertile.

Les assemblages fertiles-disposés à la périphérie du coeur sont constitués par un nombre plus faible d'aiguilles de plus grand diamètre, la puissance dégagée dans le matériau fertile étant beaucoup plus faible que celle dégagée par le matériau combustible fissile. La quantité de chaleur à prélever dans cette partie du coeur par le sodium est donc beaucoup moins forte.

Dans la partie fissile du coeur où est dégagée la plus grande partie de la puissance du réacteur, la répartition radiale de cette puissance ne doit pas être trop déséquilibrée entre la partie centrale voisine de l'axe du coeur et la partie périphérique voisine de la couche fertile. Pour aplatir la courbe de répartition radiale de puissance, on répartit donc les assemblages fissiles en deux régions concentriques où le matériau fissile Pu02-U02 présente deux taux d'enrichissement différents.L'uranium 238 contenu dans les assemblages des couronnes périphériques du coeur ou dans les couvertures supérieures ou inférieures de la partie fissile du coeur récupère les neutrons produits par la partie fissile du coeur qui le convertissent en plutonium 239 -fissile. De même l'uranium 238 contenu dans la partie fissile du coeur est susceptible de se transformer en plutonium 239 sous l'effet des neutrons. Cette production de matière fissile permet une régénération de celle-ci pendant l'utilisation du réacteur.

En réalité, la structure des assemblages et le matériau fissile utilisé ne permettent pas une régénération interne du combustible fissile suffisante pour permettre des fonctionnements de longue durée. Le cycle de fonctionnement est de l'ordre de un an et le combustible atteint son taux de combustion maximum d'environ 100.000 MWJ/T, en trois cycles. En fait, dans l'exploitation du réacteur Super-Phénix, on prévoit un rechargement d'une moitié du coeur tous les ans, c'est-à-dire une durée du combustible de l'ordre de deux ans (taux de combustion maximal initial voisin de 70.000 Nwj/T).

Pour augmenter l'économie de fonctionnement du réacteur nucléaire, il est souhaitable d'allonger cette durée de vie du combustible en augmentant le taux de régénération interne.

En plus des assemblages fissiles et fertiles, le coeur du réacteur renferme des assemblages de commande utilisés pour le contrale de la puissance du réacteur par déplacement d'un matériau absorbant à l'intérieur du coeur dans la direction verticale. Ces assemblages sont de deux types, la plus grande partie d'entre eux constituant le système d'arrêt principal du réacteur et comportant un faisceau de trente et une aiguilles de carbure de bore sous forme de pastilles frittées. Le second type d'assemblages correspond au système d'arrêt complémentaire et comporte un très faible nombre d'assemblages.

Les assemblages du système d'arrêt principal sont eux-mêmes répartis suivant deux couronnes situées chacune à l'intérieur d'une des zones concentriques de la partie fissile du coeur. I1 est en effet nécessaire de contrôler la répartition de puissance, ou nappe de puissance, aussi bien dans la zone fissile comportant du matériau à un premier taux d'enrichissement que dans la partie fissile du coeur comportant le matériau à un second taux d'enrichissement.

Ces nappes de puissance sont en effet différentes et évoluent différemment au cours du temps. D'autre part, les deux ensembles d'assemblages de commande du premier type interfèrent l'un avec l'autre, quant à leur action sur les nappes de puissance.

Les assemblages de commande doivent représenter une réserve d'anti-réactivité suffisante pour pouvoir contrôler le réacteur dans tous les cas. Cette réserve d'anti-réactivité doit prendre en compte non seulement la marge de pilotage du réacteur mais encore le coefficient de contre-réaction du coeur, la réserve nécessaire pour tenir compte de l'usure du-combustible au cours du temps et la réserve de sécurité pour assurer l'arrêt du réacteur dans tous les cas. Cette réserve d'anti-réactivité doit d'ailleurs être encore surdimensionnée, puisqu'elle est répartie en deux ensembles destinés au réglage de deux nappes de puissance différentes.

On peut espèrer diminuer la réserve d'anti-réactivité et donc le nombre d'assemblages de commande dans le coeur du réacteur en réduisant l'usure du combustible par une augmentation du taux de régénération. Cependant, le contrôle des deux nappes de puissance, même dans le cas d'un gain de régénération interne élevé, subsisterait comme facteur augmentant la réserve d'anti-réactivité nécessaire.

Il est très souhaitable de diminuer le plus possible le nonbrae d'assemblages de commande pour diminuer la dimension du coeur et le nombre de mécanismes associés à ces assemblages de commande. On peut ainsi réduire la dimension de la cuve principale et le cout du réacteur nucléaire1 tout en augmentant la fiabilité de fonctionnement de celui-ci
Le but de l'invention est donc de proposer un coeur a faible nombre d'assemblages de commande pour un réacteur nucléaire 9 neutrons rapides constitué par des assemblages combustibles prismatiques disposés cte a côte avec leurs faces latérales accolées parallèles lxe du coeur et comportant un premier ensemble d'assemblages renfermant une forte proportion de matériau fissile disposés à la partie centrale du coeur et un second ensemble d'assemblages renfermant surtout du matériau fertile disposés a la périphérie du coeur, le coeur comportant d-eux couches fertiles internes de part et d'autre de sa partie centrale fissile ainsi que des assemblages de commande de la réactivité intercalés entre les assemblages coibustiblesJ ce coeur permettant d'obtenir un taux de régénération élevé1 une augmentation de la durée de vie du combustible et la diminution du nombre des assemblages de commande.

Dans ce but, la partie centrale fissile du :coeur colporte en outre au moins une couche limitée par des plans perpendi-cul-aires à'axe du coeur, en un matériau fertile d'une densité supérieure a 13, intercalée entre deux couches fissiles et s'étendant sur toute la section transversale de la partie fissile du coeur, le volume de matière fertile a haute densité représentant au moins 20 Z et au plus 30 Z du volume -de la partie fissile du coeur et étant réparti de façon symétrique par rapport au plan de section transversale médiane du coeur.

Selon un mode de réalisation préférentiel de llinvention, la proportion volumique de matériau fissile dans la partie centrale fissile du coeur est variable radialement, ce matériau fissile ayant un taux -d'enrichissement constant.

Afin de bien faire comprendre llinvxention, on va maintenant décri- re à titre d'exemple non limitatif, un coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides suivant l'invention, comparativement à un coeur de réacteur nucléaire suivant l'art antérieur.

La figure 1 est une vue en coupe par un plan horizontal, suivant
AA de la figure 2, d'un coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides suivant l'art antérieur.

La figure 2 est une vue schématique en coupe par un plan verti cal, suivant BB de la figure 1, d'un coeur de réacteur nucléaire suivant l'art antérieur.

La figure 3 est une vue en coupe analogue à la figure 2, d'un coeur de réacteur nucléaire à neutrons rapides suivant l'invention.

La figure 4 est une vue en perspective d'un assemblage combustible fissile d'un coeur de réacteur nucléaire suivant l'invention tel que représenté à la figure 3.

Sur la figure 1 on voit la répartition des assemblages constituant le coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides, dans un plan perpendiculaire à l'axe vertical de ce coeur, c'est-à-dire suivant une coupe transversale.

Dans un coeur suivant l'art antérieur comme représenté sur la figure 1, les assemblages 1 de la zone périphérique 2 hachurée sont des assemblages fertiles dont les crayons renferment de l'oxyde d'uranium appauvri en uranium 235. Ces assemblages fertiles 1 constituent à peu près trois couronnes autour de la zone centrale 3 du coeur constitué par des assemblages 5 dont les crayons sont constitués de matière fissile sauf. à chacune de leurs extrémités où ces crayons sont constitués de matière fertile sur une longueur de trente centimètres.Ces assemblages fissiles 5 sont constitués principalement de pastilles en oxyde mixte PUO2-UO2-
En se reportant à la figure 2 on voit la zone périphérique fertile 2 et la zone centrale fissile 3 constituant pour la première une zone annulaire et pour la seconde une zone cylindrique dont les axes sont confondus avec l'axe ZZ' du coeur du réacteur. On voit également sur la figure 2, les deux couches de couverture fertile 6 et 7 disposées respectivement à la partie supérieure et à la partie inférieure du coeur de part et d'autre de la zone fissile 3. Ces zones fertiles internes sont constituées par la juxtaposition des extrémités fertiles des assemblages fissiles.

La zone fissile 3 est elle-même divisée en deux régions 3a et 3b coaxiales où le matériau fissile a des taux d'enrichissement différents. La région 3a a une forme approximativement cylindrique et la région 3b une forme annulaire.

Dans ces deux régions, les nappes de puissance sont différentes et leurs lois d'évolution dans le temps sont également différentes.

On a donc disposé (figure 1) une première couronne d'assemblages de commande 8a à la partie périphérique de la région 3a ayant un premier taux d'enrichissement et une couronne d'assemblages de commande 8b dans la région centrale 3b de la partie fissile du coeur.

Les assemblages de commande 8a et 8b constituent le système d'arrêt principal du réacteur.

En plus des assemblages de commande 8, on a disposé dans le coeur trois assemblages de commande 9constituant le système d'arrêt complémentaire du réacteur.

Dans un coeur de réacteur surégénérateur tel que représenté aux figures 1 et 2, la présence d'un matériau fissile d'une densité relativement faible (10,5) ne permet pas d'atteindre un taux de régénération interne suffisant pour permettre un fonctionnement de longue durée sans rechargement du réacteur. De plus, l'évolution du combustible au cours du temps nécessite de prévoir une réserve d'anti-réactivité suffisante dans les assemblages de commande. Ces assemblages doivent donc être assez nombreux, ce qui réduit encore les possibilités de régénération du combustible dans la partie fissile du coeur.

En effet, la régénération du combustible est d'autant plus forte qu'un plus grand nombre d'atomes~d'uranium 238 se transforme en atomes de plutonium 239 sous l'effet du bombardement neutronique. Cette transformation de l'uranium 238 en uranium 239 est favorisée lorsque la concentration en atomes lourds d'uranium dans le combustible est élevée, c'est-à-dire lorsque la densité de ce combustible est elle-même élevée. La presence d'un grand nombre d'assemblages de commande réduit encore la concentration des atomes lourds d'uranium dans la partie fissile du coeur.

La structure d'un coeur suivant l'art antérieur conduit donc à une utilisation médiocre du combustible et à une assez grande complexité du dispositif de commande du réacteur.

Sur la figure 3, on voit un coeur de réacteur nucléaire suivant l'invention qui comporte, comme le coeur du réacteur suivant l'art antérieur, une zone fertile périphérique annulaire 12 constituée par des assemblages fertiles et deux couches de couverture supérieure et inférieure 16 et 17 de part et d'autre de la zone fissile 13 du coeur. Cependant, les assemblages de la zone fertile périphérique 12 constituant la couverture fertile externe du coeur de même que les deux couches fertiles internés 16 et 17 renferment de l'uranium appauvri au lieu d'oxyde d'uranium. La densité de ces couvertures fertiles est donc considérablement augmentée.

En se reportant à la figure 4 on voit un assemblage combustible appartenant à la zone centrale fissile 13 du coeur. Cet assemblage çombustible comporte un boitier prismatique à base hexagonale en acier inoxydable 20 à l'intérieur duquel sont disposées des aiguilles combustibles 21 consti tuant un faisceau régulier.

Chacune des aiguilles 21 est constituée de la même façon et comporte deux extrémités 22 en uranium appauvri en uranium 235. Les zones d'extrémité 22a et 22b correspondantes de l'assemblage 20 renfermant principalement de la matière fertile constituent, par leur juxtaposition dans le coeur, les couches fertiles 16 et 17.

Entre les zones fertiles 22, la gaine du crayon combustible 21 renferme un empilement supérieur et un empilement inférieur 23 de pastilles en oxyde mixte PuO2-U02, deux zones 24 constituées par de l'uranium métallique et enfin une zone centrale 25 constituée, comme les zones 23, par un empilement de pastilles d'oxyde mixte Pu02-U02.

Toutes les aiguilles de l'assemblage 20 sont identiques et leur juxtaposition constitue, dans la zone fissile de l'assemblage, successivement de haut en bas, une zone fissile supérieure 23a, une zone fertile supérieure à haute densité 24a, une zone centrale fissile 25a, une zone fertile inférieure 24b à haute densité et enfin une zone fissile inférieure 23b.

En se reportant à la-figure 3, on voit que la juxtaposition des zones 23a, 24a, 25a, 24b et 23b disposées côte à catie dans le coeur constitue des zones 33a, 34a, 35a, 34b et 33b respectivement. Ces zones sont toutes délimitées par des plans de section transversale du coeur perpendiculaire à l'axe ZZ' de ce coeur. Dans la disposition des réacteurs nucléaires tels que Super-Phénix ces plans sont des plans horizontaux de section droite du coeur.

La hauteur des différentes zones des aiguilles et de l'assemblage qui correspondent à la hauteur des zones du coeur sont telles que le volume total des zones fertiles 34a et 34b soit sensiblement égal au quart du volume total de la zone fissile comprise entre les couvertures supérieure et inférieure 16 et 17.

Les deux zones fertiles 34a et 34b identiques sont d'autre part symétriques par rapport au plan transversal médian du coeur, de trace XX' sur la figure 3. Ce plan médian de trace XX' est le plan horizontal passant à mi-hauteur du coeur.

Les assemblages 20 disposés dans toute la partie fissile du coeur sont identiques en ce qui concerne la hauteur, la répartition et la composition des zones fertiles et fissiles. En particulier, toutes les zones fissiles comportent un oxyde mixte d'uranium et de plutonium ayant le même taux d'enrichissement.

Cependant, les assemblages ne sont pas tous identiques en ce qui concerne le nombre et l'écartement des aiguilles h l'intérieur de l'enveloppe de l'assemblage. On obtient en effet un aplatissement de la courbe reprd- sentative de la répartition radiale de la puissance dans le coeur, en fai- sant varier l'écartement des aiguilles renfermant le matériau fissile, suivant la position radiale de l'assemblage dans le coeur On obtient ainsi une variation de la concentration des atomes fissiles lourds dans le combustible sans variation du taux d'enrichissement. -Cette concentration dépend en effet de la proportion volumique représentée par le matériau fissile (ici de l'oxyde mixte de plutonium et d'uranium) par rapport au volume de substance non fissile dans le coeur c'est-à-dire l'acier de gainage des crayons et du boitier de l'assemblage et le sodium de refroidissement
Le coeur selon l'invention tel que représenté sur la figure 3 comporte donc une zone fissile dont la densité moyenne a été augmentée en introduisant deux couches fertiles à haute densité 34a et 34bo la densité de l'uranium métallique (19) étant très supérieure à la densité de i'oxyde -d'u- ranium ou de l'oxyde mixte d'uranium et de plutonium (1s9,5) Il en résulte une concentration en atomes lourds considérablement augmentée malgré l'utilisation d'un combustible fissile classique dont le comportement dans un coeur de réacteur à neutrons rapides est parfaitement connu Le taux de ré régénération est considérablement augmenté ce qui a pour conséquence d'augmenter la durée de vie du combustible et même de permettre un fonctionnement sans usure apparente de ce combustible. Dans ces conditions, il est inutile de prévoir une réserve d'anti-réactivité due à l'usure du combustible, pour les assemblages de commande. De tels assemblages seront donc moins nombreux dans le coeur.

L'usure apparente du combustible devient nulle puisque le gain de régénération interne de la partie fissile du coeur peut atteindre la valeur 0,0 en choisissant de façon adéquate la répartition et la densité des couches fertiles introduites dans la partie fissile du coeur. Un gain de régénération interne de valeur 0,0 signifie que pour tout atome fissile consommé est produit un atome de plutonium fissile dans la partie centrale du coeur. I1 n'y a donc pas de consommation apparente de la matière fissile.

En outre2 l'utilisation d'un matériau fissile à taux d'enrichissement constant dans tout le coeur permet d'avoir un gain de régénération interne également constant dans tout le volume fissile du coeur.

L'obtention d'un gain de régénération élevé est également facilitée par la diminution du nombre d'assemblages de commande, en raison de la stabilité des nappes de puissance dans le coeur obtenue en faisant varier de façon optimale la répartition du matériau fissile dans la directionra- diale du coeur.

Cette diminution du nombre des assemblages de commande provient donc tout à la fois de l'usure nulle du combustible et de la bonne stabilité des nappes de puissance. Cette réduction du nombre des-assemblages de commande entraine une réduction considérable des charges d'investissement et de fonctionnement du réacteur.

Le maintien d'une réactivité pratiquement constante dans le coeur du réacteur pendant toute la vie du combustible permet d'éviter l'utilisation d'un coeur de démarrage et d'un rechargement par fraction de ce coeur.

On pourra de même utiliser un facteur de charge élevé dans le coeur.

L'utilisation de couches fertiles à haute densité dans la zone fissile du coeur et dans la zone fertile externe du coeur permet de diminuer l'épaisseur de la couverture externe du coeur, tout en gardant une efficacité identique de ce coeur quant à la régénération.

I1 résulte de la diminution du nombre d'assemblages de commande et de l'épaisseur de la couche fertile externe une diminution sensible du diamètre de la cuve et donc de son coût de construction et du coût de construction des structures du réacteur
Dans un réacteur du type Super-Phénix, la durée de vie du combustible peut passer de deux ans à cinq ans, cette durée de vie n'étant limitée que par la tenue des structures des assemblages sous irradiation. Le nombre d'assemblages de commande peut être réduit de 21 à 15 et ces assemblages de commande peuvent être disposés uniquement suivant une couronne au lieu de deux couronnes comme dans le cas d'un coeur selon l'art antérieur.

On voit donc que le coeur suivant l'invention permet de prolonger la vie du combustible et de diminuer considérablement les coûts de construction et de fonctionnement du réacteur.

L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui vient d'être décrit ; elle en comporte au contraire toutes les variantes.

C'est ainsi que les couches fertiles à haute densité peuvent être constituées par du nitrure d'uranium de densité 14, du carbure d'uranium de densité 13,5 ou par toute autre substance renfermant de l'uranium fertile d'une densité suffisante pour augmenter sensiblement la densité moyenne de la partie fissile du coeur. En pratique, pour pouvoir augmenter sensiblement cette densité sans avoir recours à des couches de matériau fertile de trop grande hauteur, on choisira un matériau fertile ayant une densité supérieure à 13.

Au lieu de répartir le matériau fissile suivant deux couches symétriques par rapport au plan transversal médian du réacteur, on peut disposer ce matériau fertile dans une seule couche disposée de façon centrale suivant la hauteur du coeur et de hauteur double. On peut également disposer le matériau fertile dans trois couches dont une couche médiane et deux couches symétriques par rapport au plan médian du réacteur ou encore dans un nombre supérieur de couches disposées de façon symétrique par rapport au plan médian du coeur du réacteur.

Dans tous les cas le matériau fertile devra représenter une proportion du volume de la partie fissile du coeur comprise entre 20 et 30 Z.

Les couches de matériau fertile pourront être réalisées d'une fa çon différente de celle qui a été décrite, c'est-à-dire par la juxtaposition d'assemblages comportant du matériau fertile sur une certaine partie de la hauteur de leurs aiguilles.

Au lieu d'utiliser un écartement variable des aiguilles combustibles dans les assemblages suivant la position radiale de ces assemblages dans le coeur, cet écartement variable pouvant être obtenu grâce à des fils de différents diamètres enroulés autour des aiguilles servant d'entretoises, on peut utiliser des aiguilles combustibles constituées par l'empilez ment de pastilles annulaires dont le trou central a un diamètre variable suivant la position radiale de l'assemblage auquel sont destinées ces aiguilles combustibles. On obtient ainsi une variation du rapport volumique entre le matériau fissile, le sodium et l'acier de structure.

Enfin, le coeur suivant l'invention peur être utilisé dans tout type de réacteur nucléaire à neutrons rapides.

Claims (10)

REVENDICATIONS

1.- Coeur à faible nombre d'assemblages de commande pour un réacteur nucléaire à neutrons rapides constitué par des assemblages combustibles prismatiques disposés côte à cote avec leurs faces latérales accolées parallèles à l'axe du coeur et comportant un premier ensemble d'assemblages renfermant une forte proportion de matériau fertile disposés à la partie centrale (13) du coeur et un second ensemble d'assemblages renfermant surtout du matériau fissile disposés à la périphérie (12) du coeur, le coeur comportant deux couches fertiles internes (16, 17) de part et d'autre de sa partie centrale fissile (13) ainsi que des assemblages de commande de la réactivité intercalés entre les assemblages combustibles, caractérisé par le fait que la partie centrale fissile (13) du coeur comporte en outre au moins une couche (34a, 34b) limitée par de-s plans perpendiculaires à l'axe ZZ' du coeur, en un matériau fertile d'une densité supérieure à 13, intercalée entre deux couches fissiles (33a, 35a, 33b) et s'étendant sur toute la section transversale de la partie -fissile (13) du coeur, le volume de matière fertile à haute densité représentant au moins 20 Z et au plus 30 Z du volume de la partie fissile (13) du coeur et étant réparti de façon symétrique par rapport au plan de section transversale médiane dru coeur.

2.- Coeur suivant la revendication 1, caractérisé par le fait qu'aussi bien le matériau fertile des assemblages du second ensemble (12) disposé à la périphérie du coeur que le matériau fertile des couches fertiles internes (16, 17) a une densité supérieure à 13.

3.- Coeur suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que la proportion volumique de matériau fissile dans la partie centrale fissile (13) du-coeur est variable radialement, ce matériau fissile ayant un taux d'enrichissement constant.

4.- Coeur suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que le matériau fertile à haute densité est de l'uranium métallique.

5.- Coeur suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que le matériau fertile à haute densité est du nitrure d'uranium.

6.- Coeur suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 et 3, caractérisé par le fait que le matériau fertile à haute densité est du carbure d'uranium.

7.- Coeur suivant l'une quelconque des revendications 1 à 5, caractérisé par le fait que sa partie centrale fissile (13) est constituée par la juxtaposition d'assemblages comportant chacun un faisceau d'aiguil- les combustibles identiques (21) comportant, suivant leur longueur, une succession de zones fertiles (22 et 24) et de zones fissiles Q23 et -25) dont la longueur correspond à la hauteur des couches fertiles et fissiles du coeur du réacteur, la hauteur du coeur étant identique à la hauteur d'un assemblage.

8.- Coeur- suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que sa partie centrale fissile tel3) est constituée par la juxtaposition d'assemblages comportant des aiguilles de coibustibles identiques, 1'écartement transversal de ces aiguilles étant variable suivant la position radiale de l'assemblage dans le coeur. -

9.- Coeur suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que sa partie centrale fissile est constituée. par la juxtaposition d'assemblages dont au moins une partie comporte des aiguilles combustibles constituées par l'empilement de pastilles annulaires dont l'orifice central a un diamètre variable suivait la position radiale de l'assemblage dans le coeur.

10.- Coeur suivant l'une quelconque des revendications 1 à 9, caractérisé par le fait que le volume de la ou des couches fertiles à haute densité représente sensiblement 25 Z du volume de la partie fissile du coeur.