FR2962842A1 - Coeur de reacteur a eau legere et assemblage combustible. - Google Patents

Coeur de reacteur a eau legere et assemblage combustible. Download PDF

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Abstract

Cœur d'un réacteur à eau légère, dans lequel sont chargés une pluralité d'assemblages combustibles (41) ayant un matériau combustible nucléaire ; dans lequel une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure sont disposées dans la direction axiale dans cet ordre dans une zone de matériau combustible nucléaire ayant ledit matériau combustible nucléaire ; et une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques sont présents dans ladite zone fissile supérieure et ladite zone fissile inférieure ; et dans lequel, quand lesdits assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents, le taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile inférieure est supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile supérieure

Description

La présente invention concerne un coeur d'un réacteur à eau légère et un assemblage combustible et, plus particulièrement, un coeur d'un réacteur à eau légère et un assemblage combustible de préférence appliqués à un réacteur à eau bouillante. (Arrière-Plan de la Technique) Quand un nucléide actinide ayant de nombreux isotopes brûle dans un coeur dans un état où il est enrichi en un matériau combustible nucléaire dans des assemblages combustibles chargés dans un coeur d'un réacteur à eau légère, le nucléide actinide opère un transfert successivement parmi les isotopes par réaction nucléaire telle qu'une capture de neutrons et une fission nucléaire. Dans le nucléide actinide, comme sont présents un noyau de nombre impair qui a une large section transversale de fission nucléaire vis-à-vis d'une résonance et des neutrons thermiques, et un noyau de nombre pair qui subit une fission uniquement pour des neutrons rapides, en général, la composition isotopique des nucléides actinides incorporés dans l'assemblage combustible changent fortement quand les nucléides actinides brûlent. On sait que ce changement de composition isotopique dépend du spectre d'énergie des neutrons à la position où l'assemblage combustible est chargé dans le coeur. Les réacteurs à eau légère actuels utilisent de l'uranium légèrement enrichi en tant que combustible nucléaire. Toutefois, comme les ressources naturelles d'uranium sont limitées, il est nécessaire de remplacer 30 successivement les assemblages combustibles utilisés dans le réacteur à eau légère avec des assemblage combustibles de recyclage comprenant un matériau combustible nucléaire qui est formé par enrichissement d'uranium appauvri, qui est un résidu de l'enrichissement de l'uranium, de l'uranium naturel, du thorium, ou de l'uranium dégradé avec le nucléide trans-uranique (appelé ci-après TRU) extrait des assemblages combustibles usés du réacteur à eau légère. 'En outre, l'uranium appauvri, l'uranium naturel, le thorium, l'uranium dégradé et le TRU sont appelés collectivement matériau combustible nucléaire. L'assemblage combustible ayant le matériau combustible nucléaire est chargé dans le coeur du réacteur à eau légère. Il est souhaitable que l'U-233 nouvellement généré par l'absorption de neutrons par le MU et le thorium soit recyclé en tant que ressource utile sur une très longue période durant laquelle un réacteur commercial est prédit comme étant nécessaire et, durant la période, les quantités de MU et d'tJ--233 augmentent ou soient maintenues presque constantes. Dans le réacteur à eau légère représentant la plupart des réacteurs du commerce actuels, la technologie de réalisation d'un réacteur surrégénérateur pour augmenter ou maintenir presque constante la quantité de Pu fissile pendant que le matériau combustible nucléaire brûle, est décrite dans le brevet japonais 3428150 (brevet US N° 5 812 621) et R. TAKEDA et al., Froc. of International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, septembre 1995, page 938. Dans le réacteur à eau légère représentant le réacteur surrégénérateur décrit dans le brevet japonais 3428150 et TAKEDA et al., Froc. of International Conférence on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, septembre 1995, page 938, une pluralité d'assemblages combustibles, chacun ayant une coupe en section transversale hexagonale, sont disposés dans le coeur, chaque assemblage combustible étant formé par agencement étroit d'une pluralité de barres de combustible dans une grille triangulaire. Dans le coeur de ce réacteur à eau légère, la quantité d'eau autour des barres de combustible est diminuée du fait de l'agencement étroit des barres de combustible, et donc les proportions des neutrons à énergie de résonance et des neutrons à énergie rapide sont augmentées. De plus, la hauteur d'une section de combustible de type oxyde IO mixte du TRU est réduite, et des zones de couverture chargées d'uranium appauvri sont disposés sur et sous la partie brûlant l'oxyde mixte de façon à maintenir un coefficient de vide négatif, ce qui est un critère de sécurité. Le coeur est formé de deux étages empilés par 15 application du concept d'un coeur parfait décrit dans G. A. Ducat et al., Evaluation of the Parfait Blanket Concept for Fast Breeder Reactors", MITNE-157, janvier 1974, si bien qu'un rapport de surrégénération de 1 ou plus est assuré,-en maintenant les économies. 20 Pour. recycler le `MU, le retraitement du combustible usé est indispensable. Etant donné le risque que le TRU consommé soit détourné vers des armes de destruction massive, il y a eu une demande croissante de non- prolifération nucléaire et, par conséquent, les 25 restrictions sur le recyclage du TRU sont devenues sévères. En outre, il est certain qu'un système générant de l'électricité supérieur à un réacteur à fission va être mis en utilisation pratique un jour ou l'autre dans le 30 futur. A ce moment, la valeur du TRU diminuera d'un combustible très utile, équivalent à l'uranium enrichi, à un matériau de déchet encombrant de longue vie. Par conséquent, afin de propager largement dans le monde un réacteur à eau légère utilisant de l'uranium en tant que combustible nucléaire, la préparation d'un procédé de mise au rebut du TRU restant dans le combustible nucléaire usé, c'est-à-dire un réacteur brûleur de TRU pour fissionner le TRU en un duit de fission, constitue un objet extrêmement important dans développement de l'énergie nucléaire. La demande de brevet mise à l'inspection publique N° 2008-215818 et R. TAKEDA et al., Froc. of international IO Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL `07 Boise, USA, septembre 2007, page 1725, proposent un réacteur surrégénérateur à eau légère pour maintenir presque constante la composition isotopique du TRU et recycler le TRU et le réacteur brûleur de TRU pour 15 permettre au TRU d'être fissionné afin de réaliser des recyclages multiples pour une exécution répétée du recyclage dans le but de réutiliser le TRU obtenu par retraitement du combustible nucléaire usé sous forme de combustible nucléaire neuf. 20 Le réacteur surrégénérateur à eau légère a un coeur pour recycler le combustible nucléaire dans un 'état où la quantité de TRU est maintenue constante ou est augmentée, et charger les assemblages combustibles en augmentant la résistance à l'épuisement et la prolifération nucléaire. 25 Le réacteur brûleur de TRU est un réacteur nucléaire pour successivement amasser le TRU tout en diminuait le TRU récupéré par retraitement du combustible nucléaire par fission nucléaire et en permettant la fission de tout le TRU sauf le dernier coeur afin d'empêcher le TRU de 30 devenir Un matériau de déchet radioactif de longue vie, quand le réacteur à eau légère aura atteint le temps d'achèvement de sa mission. Le réacteur à eau légère décrit da s R. TAKEDA et al., Proc. international Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL ` 95 Versailles, France, septembre 1995, page 938 et K. TAKEDA et al., Proc. of international Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 2007, page 1725, pour recycler les TRU récupérés à partir du combustible nucléaire usé, afin de satisfaire aux critères de conception concernant les transitoires anormaux et les accidents, maintient constante la quantité de TRU avec une marge de sécurité suffisante, utilise efficacement les TRU sous forme de combustible ensemencé, et brûle tout l'uranimm appauvri, et par conséquent réalise une fourniture d'énergie stable sur le long terme. En outre, un tel réacteur de recyclage peut être réalisé de manière à permettre à tous les TRU de fissionner et à empêcher les TRU de devenir un matériau de déchet de longue vie quand le réacteur à fission nucléaire aura terminé sa mission et donc que les TRU deviendront inutiles.
Liste des citations Littérature de brevet Littérature de brevet 1 : brevet japonais 3428150 Littérature de brevet 2 : demande de brevet japonais mise à l'inspection publique N° 2008-215818 Littérature non brevet Littérature non brevet 1 : R. TAKEDA et al., Proc. of international Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems. GLOBAL '95 Versailles, France, septembre 1995, page 938 Littérature non brevet 2 : G. A. Ducat et al., EVALUATION OF THE PARFAIT BLANKET CONCEPT FOR FAST BREEDER REACTORS", MITNE-157, janvier 1974 Littérature non brevet 3 : TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 2007, page 1725 Littérature non brevet 4 : W. S. Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000 MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL' 07 Boise, USA, septembre 2007, page 52 Résumé de l'Invention Problème technique En outre, dans la propagation des réacteurs a eau légère, de gros défauts sont l'inquiétude qu'un TRU nouvellement produit par le réacteur à eau légère devienne un matériau de déchet radioactif de longue vie, et le risque que le MU soit détourné vers des armes de destruction massive. Ce mouvement commence à insister sur ,15 la volonté d'éliminer au final les défauts de la propagation des réacteurs à eau légère, en établissant une technologie consistant à réduire autant que possible le nombre d'assemblages combustibles usé jusqu'à un petit nombre, en permettant au TRU provenant d'un réacteur à 20 eau légère de fissionner quand même et en répétant le recyclage dans un état de composition isotopique correspondant à une résistance élevée la non-prolifération nucléaire, avant que le TRU remplisse le rôle d'un combustible ensemencé pour permettre la fission 25 d'uranium appauvri dans un but de fourniture d'énergie stable sur le long terme. Et il est davantage préférable que cette technologie puisse être mise oeuvre uniquement par changement des assemblages combustibles dans le réacteur à eau légère actuellement en service. 30 Ces dernières années, on observe un mouvement ayant pour concept de rendre sévère la sécurité des réacteurs nucléaires. Par exemple, on a besoin d'un coeur ayant un potentiel de sécurité plus important, avec une marge de sécurité capable de répondre suffisamment à un accident (transitoires sans chute de barres, ATWS) au-delà des limites des critères de conception d'un événement composite, par exemple quand toutes les barres de commande ne peuvent pas être insérées lorsque le débit du coeur est soudainement réduit pour une raison quelconque. Par conséquent, les inventeurs ont supposé un état où le coeur dans sa globalité est rempli de vapeur (un état où le coeur tout entier devient vide à 100 %), qui IO est le cas considéré comme étant le plus grave, et ont examiné une amélioration supplémentaire de la marge de sécurité intrinsèque du réacteur à eau légère. Même si le coeur tout entier devient vide à 100 %, une réactivité positive est appliquée au coeur. L'application de la 15 réactivité positive doit être évitée, et la marge de sécurité intrinsèque du réacteur à eau légère doit être encore davantage améliorée. Un objet de la présente invention consiste à mettre à disposition un coeur d'un réacteur à eau légère et un 20 assemblage combustible capables d'améliorer encore davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Solution au problème Une caractéristique de la présente invention pour 25 atteindre. l'objet ci-deesus est un coeur dans lequel une zone de matériau combustible nucléaire ayant un matériau combustible nucléaire contenant des nucléides transuraniques est formée dans le coeur et un élément absorbant les neutrons est disposé au-dessus de la zone de matériau 30 combustible nucléaire ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm. Dans le coeur dans lequel est fc ruée la zone de matériau combustible nucléaire ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, même si le coeur dans son entier passe dans un état de vide à no % pour une raison quelconque durant ' le fonctionnement du réacteur à eau légère, l'élément absorbant les neutrons disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire absorbe les neutrons qui fuient depuis la zone de matériau combustible nucléaire parce que la quantité de neutrons qui fuient de la zone de matériau de combustible nucléaire est importante. Par conséquent, IO même si le coeur dans son entier passe dans un état de vide à no %, une réactivité positive n'est pas appliquée à la zone de matériau combustible nucléaire parce que les neutrons qui ont fui, qui sont renvoyés vers la zone de matériau combustible nucléaire en étant réfléchis sur un 15 élément constitutif existant à l'extérieur de la zone de matériau combustible nucléaire, sont présents en une quantité extrêmement réduite. Par conséquent, la marge de. sécurité intrinsèque du réacteur à eau légère peut être améliorée, et donc la marge de sécurité peut e 20 améliorée davantage sans nuire au rendement économique du combustible .du réacteur à eau légère. La zone où le matériau combustible nucléaire est agencé dans le coeur est une zone de matériau combustible nucléaire. La hauteur de la zone de matériau combustible 25. nucléaire est identique à la longueur de combustible actif d'un assemblage combustible. L'objet ci-dessus peut aussi être atteint par le fait que, dans chaque barre de combustible incorporée dans l'assemblage combustible chargé dans le coeur, le 30 diamètre extérieur d'un collecteur formé au-dessu de la zone de matériau combustible nucléaire contenant un nucléide trans-uranique de la barre de combustible est de 3 mm ou plus, et est inférieur au diamètre extérieur de la barre de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire. La longueur du collecteur est située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm. Le diamètre extérieur de la partie du collecteur de la barre de combustible dont la longueur est située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm est de 3 mm ou plus et est inférieur au diamètre extérieur de la barre de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire, si bien que, même quand il se produit un IO événement composite au-delà des critères de conception (premier accident au-delà d'un accident technique théorique, qui sera décrit plus loin) tel que le débit du coeur est soudainement réduit pour une raison quelconque durant le fonctionnement du BWR, et toutes les barres de 15, commande ne peuvent pas être insérées dans le coeur, la quantité des neutrons qui ont fui, qui sont renvoyés vers la zone de matériau combustible nucléaire par réflexion sur un élément constitutif afin de se démarquer du collecteur, est réduite. Par conséquent, même quand le 20 premier accident au-delà d'un accident technique théorique se produit, le coefficient de vide devient négatif en raison de la sécurité intrinsèque du BWR, si bien que, par le fonctionnement d'un système d'injection de coeur haute pression, la puissance du réacteur est 25 automatiquement réduite jusqu'à une puissance telle que les barres de combustible puissent être refroidies, et la marge de sécurité du coeur est augmentée. En outre, le volume du collecteur est augmenté, si bien que la santé de la barre de combustible est améliorée. Par conséquent, 30 la marge de sécurité peut être davantage améliorée sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. L'objet ci-dessus peut aussi être atteint par le fait que, dans la zone de matériau combustible nucléaire dans le coeur, une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure où existe du matériau combustible nucléaire contenant des nucléides Crans-uraniques, une zone de couverture interne, une zone fissile inférieure où existe du matériau combustible nucléaire contenant des nucléides trans-uraniques, et une zone de couverture inférieure, sont formées dans cet ordre depuis le dessus dans la direction axiale du coeur, et le taux de plutonium IO fissile parmi tous les nucléides trans uraniques dans la zone fissile inférieure devient supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides transuraniques. dans la zone fissile supérieure. La marge thermique dans la zone fissile inférieure 15 est réduite et la marge thermique dans la zone fissile supérieure est augmentée parce que le taux de plutonium fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les matériaux combustibles 20 nucléaires dans la zone fissile supérieure. Comme la fraction de vide dans la zone fissile supérieure est supérieure à la fraction de vide dans la zone fissile inférieure, le degré d'augmentation de la marge thermique dans la zone fissile supérieure devient supérieur au 25 degré de diminution de la marge thermique dans la zone fissile inférieure, et donc, dans le coeur pris dans sa totalité, la marge thermique est augmentée. Par conséquent, la marge de sécurité du réacteur à eau légère peut être améliorée davantage sans nuire au rendement 30 économique du combustible du réacteur à eau légère, étant donné que le taux de plutonium fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est supérieur au taux de plutonium fissile 2962842 Il parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, parce que la marge thermique est augmentée et la marge de sécurité est augmentée, comme mentionné ci-dessus. 5 Une autre caractéristique est qu'une pluralité d'assemblages combustibles contenant des nucléides transuraniques qui ont des fréquences de recyclage différentes sont chargés dans le coeur, et, parmi les assemblages combustibles, une pluralité d'assemblages combustibles IO contenant des nucléides trans-uraniques ayant les. plus petites fréquences de recyclage sont disposés dans une région centrale du coeur et, entre la région centrale et la région de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages combustibles contenant des nucléides trans- 15 uraniques ayant les plus grandes fréquences de recyclage sont disposés sur le côté de la région de couche la plus extérieure du coeur. En formant le coeur en disposant les assemblages combustibles comme mentionné ci-dessus sur la base de la 20 fréquence de recyclage des nucléides trans-uraniques se trouvant dans les assemblages combustibles, on peut diminuer le nombre d'assemblages combustibles usés. A. savoir, en disposant les assemblages combustibles contenant des nucléides trans-uraniques ayant les 25 fréquences de recyclage plus grandes, parmi la pluralité d'assemblages combustibles chargés dans le coeur, sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur, même le coeur dans son entier passe à un état de vide de 100 %, le décalage de la distribution d'énergie dans qi la direction radiale vers la région centrale du coeur peut être modéré, et le nombre d'assemblages combustibles usés peut être réduit. Le retraitement du combustible nucléaire est effectué pour le combusuible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du réacteur nucléaire. Les nucléides tram-uraniques se trouvant dans le combustible nucléaire usé sont récupérés par le retraitement de combustible nucléaire pour le combustible nucléaire usé et, en utilisant les nucléides trans-uraniques récupérés, on fabrique un assemblage combustible frais. L'assemblage combustible frais est chargé dans le coeur du réacteur nucléaire, durant un I0 nombre de cycles de fonctionnement prédéterminé, est utilisé dans le réacteur nucléaire, et ensuite est retiré du réacteur nucléaire sous la forme d'un assemblage combustible usé. Le retraitement du combustible nucléaire est effectué pour le combustible nucléaire usé se 15 trouvant dans cet assemblage combustible usé retiré, et les nucléides trans-uraniques sont récupérés. Comme mentionné ci-dessus, les nucléides trans-uraniques sont recyclés et utilisés. La fréquence de recyclage d'un nucléide tràns-uranique est la fréquence à laquelle le 20 nucléide Crans-uranique est récupéré à partir du combustible nucléaire usé par le retraitement de combustible nucléaire, est incorporé dans un assemblage combustible frais, et est utilisé dans le réacteur nucléaire. 25 (Al) Dans le coeur du réacteur à eau légère dans lequel est chargée une pluralité « d'assemblages combustibles ayant le matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes d'un nucléide transuranique, comprenant la zone de matériau combustible 30 nucléaire, dont la hauteur est située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, comprenant un matériau combustible nucléaire, la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire étant située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, et où l'élément absorbant les neutrons est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire, on va expliquer ci-dessous des arrangements davantage préférables. (A2) De préférence, dans le paragraphe Al susmentionné, il est souhaitable que l'assemblage combustible ait un élément de support de combustible inférieur pour supporter chaque partie d'extrémité inférieure d'une pluralité de barres de combustible IO formant en interne la zone de matériau combustible nucléaire, et un élément de support de combustible supérieur pour supporter chaque partie d'extrémité supérieure de la pluralité de barres de combustible, le collecteur étant formé au-dessus de la zone de matériau 15 combustible nucléaire dans chacune des barres de combustible, et les éléments absorbant les neutrons étant disposés sous l'élément de support de combustible supérieur. (A3) De préférence, dans le paragraphe A2 20 susmentionné, il est souhaitable que les éléments absorbant les neutrons soient disposés entre les collecteurs mutuels des barres de combustible voisines. (A4) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes Al à A3 susmentionnés, il est souhaitable que 25 la longueur des éléments absorbant les neutrons dans la direction axiale du coeur soit située dans la plage allant de 20 mm à 700 mm, et que la distance entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité inférieure des éléments absorbant les 30 neutrons soit située dans la plage allant de 230 à 500 nm. (A5) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes Al à A4 susmentionnés, il est souhaitable que les surfaces en coupe transversale totales de tous les éléments absorbant les neutrons soient situées dans la plage allant de 10 à. 5o % de la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles. (A6) De préférence, dans le paragraphe Al susmentionné, il est souhaitable qu'un autre élément absorbant les neutrons soit disposé sous la zone de matériau combustible nucléaire. (A7) De préférence, dans les paragraphes A2 ou A3 10 susmentionnés, il est souhaitable qu'une zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons soit formée sous la zone de *matériau combustible nucléaire dans les barres de combustible. (A8) De préférence, dans le paragraphe A7 15 susmentionné, il est souhaitable que la longueur de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons dans la direction axiale du coeur (ou de l'assemblage combüstible) soit située dans la plage allant de IO mm à 15.0 mm. 20 (A9) De préférence, dans les paragraphes A7 ou A8 susmentionnés, il est souhaitable que le diamètre extérieur de la partie faisant face à la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons de la barre de combustible soit supérieur au diamètre extérieur 25 d'une partie de la zone de matériau combustible nucléaire de la barre de combustible et que l'intervalle entre les surfaces extérieures mutuelles des parties faisant face à la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons des barres de combustible voisines soit situé dans la 30 plage de 1,3 mm et plus. (AlO) De préférence, dans les paragraphes A2 ou A3 susmentionnés, il est souhaitable que le diamètre extérieur d'une partie du collecteur de la barre de . 2962842 15 combustible soit inférieur au diamètre extérieur de la partie de la zone de matériau combustible nucléaire de la barre de combustible et soit situé dans la plage de 3 mm et plus, et que la longueur du collecteur dans la direction axiale du coeur (ou de l'assemblage combustible) soit située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm. (Ail) De préférence, dans les paragraphes A2 ou A3 susmentionnés, il est souhaitable que les collecteurs comprennent une première région et une deuxième région IQ disposée au-dessus de la première région, que le diamètre extérieur d'une partie de la première région de la barre de combustible soit inférieur au diamètre extérieur d'une partie de la zone de matériau combustible nucléaire de la barre de combustible, que le diamètre extérieur d'une 15 partie de la deuxième région de la barre de combustible soit inférieur au diamètre extérieur de la partie de la zone de matériau combustible nucléaire de la barre de combustible et soit supérieur au diamètre extérieur de la partie de la première zone, et que l'élément absorbant 20 les, neutrons soit disposé entre l'extrémité inférieure de la deuxième région et l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire. (Al2) De préférence, dans les paragraphes A2 ou A3 susmentionnés, il souhaitable que les collecteurs 25 comprennent la première zone et la deuxième zone disposée au-dessus de la première zone, que le diamètre extérieur des parties des barres de combustible dans la première zone soit supérieur au diamètre extérieur des parties des barres de combustible dans la deuxième zone et soit 30 inférieur au diamètre extérieur des parties des barres de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire, et que les éléments absorbant les neutrons soient disposés au-dessus de l'extrémité supérieure de la première zone. (A13) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes Al à Al2 susmentionnés, il est souhaitable que l'élément absorbant les neutrons comprenne soit du bore soit du hafnium. (A14) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes A7 à A9 susmentionnés, il est souhaitable que la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons contienne soit du bore soit du hafnium. IO (AIS) De préférence, dans le paragraphe AI susmentionné, il est souhaitable que la zone de matériau combustible nucléaire comprenne une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure, que 15 la zone de couverture supérieure, la zone fissile supérieure, la zone de couverture interne, et la zone fissile inférieure soient disposées dans cet ordre dans la direction axiale du coeur, que la zone fissile supérieure et zone 'fissile inférieure comprennent une 20 pluralité d'isotopes, et, dans un état où des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents, que le taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides tram-uraniques dans la zone fissile inférieure soit supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les 25 nucléides transeuraniques dans la zone fissile supérieure (A16) De préférence, dans le paragraphe A15 susmentionné, il est souhaitable que, dans un état où des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont 30 présents, le total de la hauteur de la zone fissile inférieure et de la hauteur de la zone fissile supérieure soit situé dans la plage allant de 350 mm à 600 mm, et que la hauteur de la zoné fissile supérieure soit située dans la plage allant de 1,1 fois à 2,1 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. (A17) De préférence, dans les paragraphe AI5 ou A16 susmentionnés, il est souhaitable que, dans un état où des assemblages combustibles ayant un épuisement de à sont présents, la moyenne de l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile inférieure et de l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides ans-uraniques IO dans la zone fissile supérieure soit située dans la plage allant de 16 % à 20 %, et que l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides Crans-uraniques dans la zone fissile inférieure soit situé dans la plage allant de 1,05 fois à 1,6 fois l'enrichissement en 15 plutonium fissile de tous les nucléides trans---uraniques dans la zone fissile supérieure. (A18) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes A15 à AI7 'susmentionnés, il est souhaitable que la zone de couverture inférieure soit disposée sous 20 la zone fissile inférieure dans la zone de matériau combustible nucléaire. (A19) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes Al à A18 susmentionnés, il est souhaitable que le taux de plutonium-239 parmi tous les nucléides 25 trans-uraniques 'se trouvant dans la zone de matériau combustible nucléaire soit situé soit dans la plage allant de 40 % à 60 %, soit dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %, (A20) De préférence, dans l'un quelconque des 30 paragraphes. Al à A19 susmentionnés, il est souhaitable que la proportion de la surface en coupe transversale d'une pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale d'un treillis de barres de combustible unitaires soit située dans la plage allant de 30 % à 55 %. De préférence, il est souhaitable que les assemblages combustibles soient dotés de plusieurs barres de combustible, d'un élément de support de combustible inférieur pour supporter une partie d'extrémité inférieure de chacune des barres de combustible, d'un élément de support de combustible supérieur pour supporter une partie d'extrémité supérieure de chacune des barres de combustible, et d'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons, la pluralité de barres de combustible ayant en interne une zone de matériau combustible nucléaire, dans laquelle se trouve un matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques, à une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, et un collecteur formé au-dessus de la zone de matériau nucléaire, et les éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire, chacun des éléments susmentionnés de (A2) à (A20) pour le coeur du réacteur à eau légère de (Al) étant ajouté à l'assemblage combustible. Dans les assemblages combustibles, "l'état où les assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents" de (AI5) à (A17) est changé en "l'état d'un épuisement de 0. (BI) Dans le coeur du réacteur à eau légère dans lequel est chargée une pluralité d'assemblages combustibles ayant un matériau combla tible nucléaire, et dans une zone de matériau combustible nucléaire contenant le matériau combustible nucléaire, une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure sont disposées dans la direction axiale du coeur, dans cet ordre, et une pluralité d'isotopes de nucléides trans- uraniques sont présents dans la zone fissile supérieure et dans la zone fissile inférieure et, dans un état où sont présents des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0, la proportion de plutonium fissile parmi tous les nucléides transeuraniques dans la zone fissile devient supérieure à la proportion de fissile parmi tous les nucléides transdans la zone fissile supérieure, on va ci-dessous des arrangements davantage
préférence, dans le paragraphe BI il est Souhaitable que, dans un état où des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont 15 présents, le total de la hauteur de la zone fissile inférieure et de la hauteur de la zone fissile supérieure soit situé dans la plage allant de 350 mm à 600 mm, que la hauteur de la zone fissile supérieure soit située dans la plage allant de 1,1 fois à 2,1 fois la hauteur de 20 la zone fissile inférieure. (B3) De préférence, dans les paragraphe BI ou B2 susmentionnés, il est souhaitable que, dans un état où des assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents, la moyenne de l'enrichissement en 25 plutonium fissile de tous les nucléides Crans---uraniques dans la zone fissile inférieure et de l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile supérieure soit située dans la plage allant de 16 % à 20 %, et que l'enrichissement en 30 plutonium fissile de tous les nucléides Crans-uraniques dans la zone fissile inférieure soit situé dans la plage allant de 1,05 fois à 1,6 fois l'enrichissement en plutonium fissile de tous les nucléides trans-uraniques inférieure plutonium uraniques expliquer préférable (B2) De susmentionné, dans la zone fissile supérieure, (B4) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes BI à B3 susmentionnés, il est souhaitable que la zone de couverture inférieure soit disposée sous la zone fissile inférieure dans la zone de matériau combustible nucléaire. (B5) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes BI à B4 susmentionnés,'il est souhaitable que le taux de plutonium-239 parmi tous les nucléides trans- .le uraniques se trouvant dans la zone de matériau combustible nucléaire soit situé soit dans la plage allant de 40 % à 60 %, soit dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %, (B6) De préférence, dans l'un quelconque des paragraphes BI à B5 susmentionnés, il est souhaitable que la proportion de la surface en coupe transversale d'une pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale d'un treillis de barres de combustible unitaires soit située dans la plage allant de 30 % à 20 55 %. De préférence, il est souhaitable que l'assemblage combustible soit doté de plusieurs barres de combustible, d'un élément de support de. combustible inférieur pour supporter chaque partie d'extrémité inférieure de la 25 pluralité des barres de combustible, d'un élément de support de combustible supérieur pour supporter chaque partie d'extrémité supérieure de la plurali des barres de combustible, et d'élément absorbant les neutrons, la pluralité de. barres de combustible ayant en interne une 30 zone de matériau combustible nucléaire, dans laquelle se trouve un matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides transeuraniques, et que la zone de matériau combustible nucléaire comprenne la zone de couverture supérieure, la zone fissile supérieure, la zone' de couverture interne et la zone fissile inférieure, que la zone de couverture supérieure, la zone fissile supérieure, la zone de couverture interne, et la zone fissile infér'ieure soient disposées dans la direction axiale du coeur, dans cet ordre, que la zone fissile supérieure et la zone fissile inférieure comprennent la pluralité d'isotopes, et, dans un état d'épuisement de 0, que le taux de plutonium fissile parmi IO tous lés nucléides trans-uraniques dans la zone fissile inférieure soit supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides trans-uraniques dans la zone fissile supérieure, et que chacun des éléments (B2) à (B6) pour le coeur du réacteur à eau légère de (BI) soit 15 ajouté à l'assemblage combustible. Dans les assemblages combustibles, "l'état où les assemblages combustibles ayant un épuisement de 0 sont présents" de (B2) à (B3) est changé en "l'état d'un épuisement de 0". Effet avantageux de l'invention 20 Conformément à la. présente invention, la marge de sécurité peut être améliorée sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Brève Description des Dessins La Figure 1 est un diagramme caractéris 25 montrant la relation entre la distance entre l'extrémité supérieure d'une zone de matériel de combustible nucléaire et l'extrémité inférieure d'un élément absorbant les neutrons, et la relation entre la distance et le coefficient de vide et la réactivité insérée quand 30 le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. La Figure 2 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre la longueur d'un élément absorbant. les neutrons et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de. vide de 100 %, et la relation entre la longueur et la chute de pression dans une région existant entre l'extrémité supérieure d'une zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité supérieure d'un élément absorbant les neutrons. La Figure 3 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre la hauteur à partir de IO l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire et la distribution de puissance dans la direction axiale du coeur, et la relation entre la hauteur et la distribution des fractions de vide dans la direction axiale du coeur. 25 La Figure 4 est un dessin explicatif montrant une distribution de flux de. neutrons thermiques dans la direction axiale dans une zone de réflecteur inférieure et la zone de matériau combustible nucléaire. La Figure 5 est un diagramme caractéristique 20 montrant la relation entre la proportion de surface en coupe transversale d'une zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons sous une zone de matériau combustible nucléaire par rapport à la surface en coupe transversale d'un treillis d'assemblages combustibles et 25 la réactivité appliquée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. La Figure 6 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre la longueur d'un collecteur et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité 30 passe à un état de vide de MO %. La Figure 7 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le taux d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile supérieure par rapport à l'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile, et la hauteur de chaque zone. La Figure 8 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le taux d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile supérieure par rapport à l'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile inférieure, et le coefficient de vide, et la relation entre le taux et la réactivité appliquée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. IO La Figure 9 est un dessin explicatif montrant la distribution de puissance d'un coeur dans la direction radiale. La Figure IO est un dessin explicatif montrant l'agencement de chaque assemblage combustible contenant des TRU ayant des fréquences de recyclage différentes dans un coeur à l'équilibre d'un réacteur à eau légère. La Figure II est une vue en coupe longitudinale d'un réacteur à eau bouillante auquel est appliqué un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 20 1, qui est un mode de réalisation préférable de la présente invention. La Figure 12 est une vue en coupe transversale du coeur représenté sur la Figure II. La Figure 13 est une vue en coupe transversale du 25 treillis d'assemblages combustibles représenté sur la Figure 12. La Figure 14 est un dessin explicatif montrant un agencement d'assemblages combustibles dans un état de coeur à l'équilibre du coeur représenté sur la Figure 12. 30 La Figure 15 est un dessin explicatif montrant la distribution de calibre des orifices dans le coeur à l'équilibre représenté sur la Figure 14. La Figure 16 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre représenté sur la Figure 14 dans la direction axiale du coeur et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile. La Figure 17 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible et une vue en coupe prise le long de la ligne 1-1 de la Figure 13. La Figure 18 est une vue en coupe prise le long de IO la ligne II-II de la Figure 17. La Figure 19 est un dessin explicatif montrant la distribution d'enrichissement en Pu fissile en coupe transversale d'une zone fissile supérieure _ de l'assemblage combustible représenté sur la Figure 17. 15 La Figure 20 est un dessin explicatif montrant la distrib, ion d'enrichissement en Pu fissile en coupe transversale d'une zone fissile inférieure de l'assemblage combustible représenté sur la Figure 17. La Figure 21 est une vue en coupe transversale d'un 20 assemblage combustible formant un autre mode de réalisation à la position d'agencement d'un élément absorbant les neutrons. La Figure 22 est une vue en coupe transversale d'un assemblage combustible formant un autre mode de 25 réalisation à la position d'agencement d'un élément absorbant. les neutrons. La Figure 23 est une vue en coupe transversale montrant un treillis d'assemblages combustibles dans un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de 30 réalisation 2 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 24 est un dessin ecpli.catif montrant un agencement d'assemblages combustibles dans un état de coeur à l'équilibre d'un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 2. La Figure 25 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible et une vue en coupe prise le long de la ligne III-III de la Figure 23. La Figure 26 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre représenté sur la Figure 24 dans la direction axiale et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 27 est une vue en coupe prise le long de la ligne IV--IV de la Figure 25. La Figure 28 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible chargé dans un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 3 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 29 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible chargé dans un coeur d'un réacteur à. eau légère selon le mode de réalisation 4 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, La Figure 30 est one vue en coupe prise le long de 25 la ligne V-y de la Figure 29, La Figure 31 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible chargé dans un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 5 qui est un au. mode de réalisation de la présen 30 invention. La Figure 32 est une vue en coupe transversale d'un treillis d'assemblages combustibles dans un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 6 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 33 est un dessin explicatif montrant un agencement d'assemblages combustibles dans un état de coeur à l'équilibre du coeur d'un -réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 6. La Figure 34 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre représenté sur la Figure 33 dans la direction axiale et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 35 est une vue en coupe transversale montrant un coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 7 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 36 est une vue en coupe transversale montrant l'assemblage combustible. représenté sur la Figure 35.
La Figure 37 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 8 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, dans la direction axiale, et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 38 est un dessin explicatif montrant la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans chaque 30 section transversale d'une zone fissile supérieure et d'une zone fissile inférieure de l'assemblage combustible représenté sur la Figure 37. La Figure 39 est une vue en coupe longitudinale montrant un assemblage combustible chargé dans le coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 9 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention. La Figure 40 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation IO qui est un autre mode de réalisation de l'invention, dans la direction IO axiale, et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 41 est un dessin explicatif montrant la hauteur de chaque zone d'un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation Il qui est un autre mode de réalisation de.l'invention, dans la direction axiale, et la distribution d'enrichissement en Pu fissile dans une zone fissile de l'assemblage combustible frais. La Figure 42 est un diagramme caractéristique 20 montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage de TRII dans le mode de réalisation Il et le poids du TRU évacué du réacteur en cours et ajouté à un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage 25 de TRU et le poids du TRU dans un assemblage combustible usé. La Figure 43 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation Il et la 30 proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible usé, La Figure 44 est diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 11 et le coefficient de vide, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. La Figure 45 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 12 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention et le poids du TRU déchargé du réacteur en cours et ajouté à un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage de MU et le poids du TRU incorporé dans un assemblage combustible usé. La Figure 46 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 12 et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible usé. La Figure 47 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 12 et le coefficient de vide, relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %.
La Figure 48 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le coeur d'un réacteur à eau légère selon le mode de réalisation 13 qui est un autre mode de réalisation de la présente invention et le poids du TRU déchargé du réacteur en cours et ajouté à un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage de TRU et le poids du TRU incorporé dans un assemblage combustible usé. La Figure 49 est diagramme ,caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 13 et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la proportion en poids de Pu-239 incorporé dans les TRU dans un assemblage combustible usé. La Figure 50 est un diagramme caractéristique montrant la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage dans le mode de réalisation 13 et le coefficient de vide, et la relation entre le coeur de chaque génération de recyclage et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %.
Description Détaillée des Modes de Réalisation Préférés Les inventeurs ont effectué diverses études afin de réaliser un réacteur à eau légère capable d'augmenter encore davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère, En résultat, les inventeurs ont trouvé que, dans un coeur ayant une structure parmi l'une quelconque des cas suivants : (1) des éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire ayant du matériau combustible nucléaire existant dans le coeur et contenant des nucléides trans-uraniques, la zone de matériau combustible nucléaire ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, (2) le diamètre extérieur d'un collecteur formé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire et ayant une longueur située dans IO la plage allant de 400 mm à 2500 mm est de 3 mm ou plus et est inférieur au diamètre extérieur d'une barre de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire, et (3) la proportion de plutonium fissile (appelé ci-après Pu fissile) parmi la totalité des 15 matériaux combustibles nucléaires dans une zone fissile inférieure devient supérieure à la proportion de plutonium fissile parmi la totalité des matériaux combustibles nucléaires dans une zone fissile supérieure, la marge de sécurité peut être augmentée davantage sans 20 nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. En outre, les inventeurs ont aussi étudié le recyclage multiple de matériau combustible nucléaire contenant des nucléides trans-uraniques. En résultat, les 25 inventeurs ont nouvellement trouvé que (4) le nombre d'assemblages combustibles usé peut devenir inférieur à celui d'une pluralité d'assemblages combustibles ayant des fréquences de recyclage différentes des nucléides trans-uraniques, une pluralité d'assemblages combustibles 30 contenant des nucléides trans-uraniques ayant la plus petite fréquence de recyclage sont. disposés au niveau de la partie centrale du coeur et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages combustibles contenant des nucléides transuraniques ayant des fréquences de recyclage plus élevées sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur. Le matériau combustible nucléaire comprend des matériaux fissiles (U-235, Pu-239, etc.), et des matériaux fertiles (Th-232, U-238, etc.). La marge de sécurité est gérée par classification du niveau de sécurité en les trois stades suivants. Le niveau 1 est un incident technique théorique, le niveau 2 IO est un premier accident au-delà d'un accident technique théorique, et le niveau 3 est un deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique. L'incident technique théorique est un événement faisant l'objet d'un examen de sécurité (un transitoire 15 anormal et un accident). Pour l'incident technique théorique, la sécurité intrinsèque du réacteur nucléaire et le système de sécurité ordinaire fonctionnent, et donc, pour un "transitoire anormal, il est nécessaire de dimensionner le réacteur de façon à pouvoir contre la 20 réduction du MCPR (rapport de puissance critique minimal) dans la mesure où la barre de combustible n'est pas brûlée. La barre de combustible est réutilisable. Pour un "accident", il est nécessaire de dimensionner le réacteur de façon à maintenir une température maximale de 1200°C 25 ou moins pour la gaine de la barre de combustible, ainsi que la forme de la barre de combustible, et à pouvoir poursuivre le refroidissement de la barre de combustible. Le premier accident au-delà d'un accident technique théorique ne fait actuellement pas l'objet d'un événement 30 d'examen de sécurité, bien que, dans un réacteur à eau légère, il s'agisse d'un événement devant être pris en compte, au moment du dimensionnement. Dané le premier accident au-delà d'un accident technique théorique, un accident considéré comme le plus grave est un événement composite dans lequel les pompes de fourniture de caloporteur (pompes à recirculation ou pompes internes) pour fournir le'caloporteur au coeur sont toutes stoppées et qu'à ce moment, un accident où aucune des barres de commande ne fonctionne se produit simultanément. Pour l'événement composite, il est nécessaire de dimensionner le réacteur de façon qu'une pompe d'injection de coeur haute pression du système de refroidissement de coeur d'urgence (ayant une capacité d'environ 5 % de la capacité totale des pompes de fourniture de caloporteur) soit en service, et que la barre de combustible soit automatiquement réduite jusqu'à une puissance pouvant être refroidie à un coefficient de réactivité négatif en raison de la sécurité intrinsèque du BWR et au débit de la pompe d'injection de coeur haute pression. Le deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique est un événement supposant que le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, quel que soit le scénario d'accident. Pour ce deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique, il est nécessaire de dimensionner de façon à empêcher l'insertion d'une réactivité positive. Le coeur de (1) susmentionné est équivalent au coeur d'un réacteur à eau légère réalisant une marge de sécurité de niveau 3 (le deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique). Le coeur de (2) susmentionné est équivalent au coeur d'un réacteur à eau légère réalisant une marge de sécurité de niveau .2 (le premier accident au-delà d'un accident technique théorique). La structure de coeur des (1) à (4) susmentionnés va expliquée ci-dessous en détail. Les structures de coeur des (1) à (4) susmentionnés sont respectivement appliquées au réacteur à eau légère pour introduire et recycler les nucléides ns uraniques récupérés à partir du combustible nucléaire usé par le recyclage de combustible nucléaire dans les barres de combustible d'assemblages combustibles frais. Dans le réacteur à eau légère, le coeur du réacteur à eau légère ayant les performances d'un réacteur surrégénérateur amélioré va être expliqué ci-dessous. Par IO exemple, un réacteur surrégénérateur à eau bouillante ayant un rapport résiduel de Pu fissile de 1 ou plus a été réalisé en premier par le brevet japonais 3428150. Pour réaliser un réacteur surrégénérateur dans le réacteur à eau légère, l'énergie des neutrons dans le 15 coeur doit être maintenue à un niveau haut. Toutefois, la masse des atomes d'hydrogène formant l'eau utilisée en tant que caloporteur dans le réacteur à eau légère est généralement petite comparée à la masse du Na utilisé en tant que caloporteur dans 20 neutrons rapides, et surrégénérateur a eau un réacteur surrégénérateur à donc, dans un réacteur légère, la proportion de caloporteur par unité de volume du matériau combustible nucléaire doit être rendue plus petite parce que l'énergie de neutrons perdue par une seule collision est 25 importante. Quand le recyclage est effectué avec un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU est située dans une plage supérieure à 60 %, les défauts qui peuvent en résulter sont que : (a) la capacité de refroidissement pour le 30 matériau combustible nucléaire dans le coeur est insuffisante, (b) l'épuisement de l'assemblage combustible est réduit et le rendement économique du combustible est détérioré, et (c) l'espace entre barres de combustible composant l'assemblage combustible devient trop étroit et la fabrication des assemblages combustibles devient difficile. Quand le recyclage est effectué avec un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU est inférieure à 40 %, les défauts qui peuvent en résulter sont que : (d) le taux de nucléides de nombre impair ayant une grande section transversale de fission nucléaire devient inférieur au taux de nucléides de nombre pair ayant une petite section transversale de fission nucléaire, et il est difficile d'obtenir une proportion résiduelle de Pu fissile de 1 ou plus, et (e) le coeur devient volumineux afin que l'état critique soit maintenu, et donc le coefficient de vide, qui est un indice de sécurité, empire. Par conséquent, dans le réacteur surrégénérateur à eau légère, il est nécessaire de maintenir la proportion de Pu--239 parmi tous les TRU dans la plage allant de 40 % à 60 %. En outre, quand le recyclage est effectué avec un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU est située dans une plage inférieure à 35 %, les défauts (a), (b) et «c) susmentionnés se produisent. Quand le recyclage est effectué avec un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU dépasse 45 %, les défauts (d) et (e) se produisent. Par conséquent, dans le réacteur surrégénérateur à eau légère, il est nécessaire de maintenir la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU dans la plage allant de 35 % à 45 %.
Ensuite, on va expliquer un coeur de réacteur à eau légère (réacteur brûleur de TRU) pour utiliser des TRU qui, après examen, doivent être jetés sous forme de matériau de déchet radioactif de longue vie quand ils sont devenus inutiles en tant que matériau combustible nucléaire et, finalement, réaliser la fission de tous les MU à l'exception des TRU d'un seul coeur. Les inventeurs ont considéré, lorsque les TRU deviennent inutiles, le fait d'autoriser les TRU (permis) à fissionner pour une réduction de leur quantité, de réunir les TRU dispersés dans de nombreux coeurs en fonction de la quantité de réduction, et finalement de maintenir les TRU dans un seul coeur. A l'heure actuelle, pour empêcher les TRU de devenir un matériau de déchet radioactif de longue vie, quand le matériau combustible nucléaire est recyclé dans un état où la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU est de 40 % ou plus, la vitesse de réduction des TRU est faible et le rassemblement des TRU dans un seul coeur prend très longtemps. En outre, quand le recyclage est effectué au moyen d'un matériau combustible nucléaire ayant une proportion de Pu-239 ' tous les MU qui est inférieure à 5 %, le coeur devient volumineux et le coefficient de vide empire. Par conséquent, dans le réacteur brûleur de TRU, la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU doit être établie dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %. En outre, quand le matériau combustible nucléaire est recyclé dans un état où la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU est de 35 % ou moins afin d'empêcher les TRU de devenir un matériau de déchet de longue vie, la vitesse de réduction des TRU est faible, et il faut beaucoup de temps pour rassembler les MU dans un seul coeur. En outre, quand on effectue le recyclage en utilisant un matériau combustible nucléaire dont la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU est de 45 % ou plus, le coeur devient gros et le coefficient de vide empire. Par conséquent, dans le réacteur brûleur de TRU, la proportion de Pu-240 parmi tous les TRU 'doit être établie dans la plage allant de 35 % à 45 %. On va expliquer ici une vue d'ensemble dun coeur parfait, qui est un type de coeur de réacteur à eau légère. Le coeur parfait a des assemblages combustibles qui sont des assemblages combustibles frais (l'épuisement est de 0) devant être chargés, comprenant une zone de couverture inférieure, une zone fissile inférieure, une zone de couverture interne, une zone fissile supérieure et une zone de couverture supérieure, disposées dans cet ordre de l'extrémité inférieure à l'extrémité supérieure. Par conséquent, également dans le coeur parfait, une zone de couverture inférieure, une zone fissile inférieure, une zone de couverture interne, une zone fissile supérieure et une zone de couverture supérieure sont formées depuis l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire vers l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire. La zone fissile inférieure et la zone fissile supérieure comprennent du combustible de type oxyde de TRU (ou un combustible de type oxyde mixte d'un oxyde de 'MU et d'un oxyde d'uranium) comprenant un matériau fissile. La zone de couverture inférieure, la zone de couverture interne et la zone de couverture supérieure ont du combustible de type oxyde d'uranium comprenant une petite quantité de matériau fissile et une grande quantité d'un matériau fertile tel qu'U-238. Chaque barre de combustible présente dans les assemblages combustibles chargés dans le coeur du réacteur eau légère forme en interne un collecteur. Le collecteur stocke un produit de fission volatil (gaz FI)) généré par la fission d'un matériau fissile présent dans le matériau combustible nucléaire chargé dans la barre de combustible, et supprime l'augmentation de la pression intérieure de la barre de combustible. On va expliquer ci-dessous la structure de coeur susmentionnée de (1). De l'eau de refroidissement (caloporteur) pour refroidir les assemblages combustibles chargés dans le coeur du BWR coule dans le coeur depuis le dessous sous forme d'eau de sous-refroidissement, à une température d'environ 5°C à 10°C, et devient un. courant à deux phases 10 comprenant de l'eau saturée, de la vapeur et de l'eau, tout en refroidissant les assemblages combustibles. Cette eau de refroidissement est un courant à deux phases ayant une proportion en volume de vide d'environ 60 % à 90 % à la sortie du coeur. Par conséquent, la distribution des 15 atomes d'hydrogène devant contribuer fortement à la modération des neutrons dans la direction axiale du coeur diminue depuis l'extrémité inférieure du coeur vers l'extrémité supérieure du coeur. Un tel BWR a pour caractéristique que, même dans un cas où la puissance du 20 coeur augmente et le débit du coeur diminue pour une raison quelconque, où la température des barres de combustible augmente, et où il y a un risque pour la santé du combustible, la fraction de vide à la sortie du coeur augmente, et la quantité de neutrons fuyant vers le haut 25 depuis le coeur augmente, et une réactivité négative est insérée dans le coeur, et la puissance du réacteur nucléaire est automatiquement réduite, si bien que la santé des barres de combustible est maintenue. Les inventeurs ont étudié une autre mesure 30 d'amélioration de la marge de sécurité d'un BWR ayant la caractéristique susmentionnée. Dans cette étude, le deuxième accident au-delà d'un accident technique théorique susmentionné est pris en compte. Une vue d'ensemble de cette étude va être expliquée ci-dessous. Les inventeurs, au cours d'une étude de mesures d'amélioration de la marge de sécurité, ont utilisé le coeur d'un BWR ayant une zone de matériau combustible nucléaire, contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, avec une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, en tant que coeur d'un réacteur à eau légère qui est l'objet de l'étude. Dans le BWR formant la zone de matériau combustible nucléaire contenant des TRU avec une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, même durant le fonctionnement du BWR, il y a une grande quantité de neutrons fuyant vers le haut et vers le bas depuis la zone de matériau combustible nucléaire.
Si la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est diminuée à moins de 20 cm, même dans un coeur dont les barres de combustibles sont disposées étroitement, la quantité de charge du matériau combustible nucléaire est réduite et, lors de la poursuite du fonctionnement en puissance nominale, les assemblages combustibles -doivent être changés fréquemment. Par conséquent, le rendement opérationnel de la centrale de génération d'énergie nucléaire diminue et le rendement économique du combustible est altéré. Quand la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire augmente à plus de 250 cm, la quantité de neutrons fuyant depuis la zone de matériau combustible nucléaire est réduite et, même si l'élément absorbant les neutrons est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire, quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive est insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire. Par conséquent, la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est établie dans la plage allant de 20 cm à 250 cm. Quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, la fonction de contrôle autonome, qui est une fonction de sécurité intrinsèque du EWR, est altérée. La fonction de contrôle autonome est une fonction qui réduit automatiquement la puissance du réacteur quand le débit du coeur diminue soudainement pour une raison quelconque, comme le fait IO que la fraction de vide dans la zone de matériau combustible nucléaire augmente soudainement, la fraction de vide du courant à deux phases dans la zone de réflecteur formée au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire augmente, le taux de fuite dé 15 neutrons depuis la zone de matériau combustible nucléaire augmente, et le facteur de multiplication des neutrons efficaces dans la zone de matériau combustible nucléaire diminue. Une partie des neutrons qui ont fui vers le haut 20 depuis la zone de matériau combustible nucléaire est réfléchie par l'élément constitutif (dans les barres de combustible actuelles, une partie de gaine faite en alliage de zirconium) formant le collecteur de chaque barre de combustible, et est renvoyée vers la zone de 25 matériau combustible nucléaire. Même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la quantité de neutrons fuyant vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire augmente parce que le débit du courant à deux phases existant entre les 30 collecteurs de barres de combustible voisines et l'élément constitutif diminue. Par conséquent, la quantité des neutrons réfléchis par l'élément constitutif pour former les collecteurs et renvoyés vers la zone de matériau combustible nucléaire augmente. Toutefois, comme l'ampleur accrue de fuite de neutrons depuis la zone de matériau combustible nucléaire est petite comparée à l'ampleur accrue du facteur de multiplication de neutrons infinis quand la fraction de vide dans la zone de matériau combustible nucléaire passe à un état de vide de 100 % pa.r rapport à la valeur au moment d'un fonctionnement en puissance nominale, une réactivité positive est insérée dans le coeur, concrètement dans la IO zone de matériau combustible nucléaire. En résultat de diverses études, les inventeurs ont nouvellement confirmé que, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans le coeur parce 15 que les neutrons fuyant vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire sont absorbés par l'élément absorbant les neutrons (par exemple B4C ou Hf) disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire. Du fait de l'agencement susmentionné de 20 l'élément absorbant les neutrons, l'insertion d'une réactivité positive peut être empêchée, si bien que la marge de sécurité intrinsèque du BWR est améliorée et, en résultat, la marge de sécurité du BWR est améliorée. Par conséquent, les inventeurs ont trouvé de nouveaux 25 éclaircissements selon lesquels, en appliquant la structure de coeur de (1) au coeur d'un réacteur à eau légère, on peut améliorer la marge de sécurité vis-a-vis d'un accident multiple tout en maintenant le rapport de surrégénération du TRU. 30 On va expliquer en détail çi-dessous les résultats d'étude susmentionnés. Les résultats des études effectuées par les inventeurs, ayant pour objet un coeur de réacteur surrégénérateur à eau légère, vont être expliqués ci--dessous. Le réacteur surrégénérateur à eau légère faisant l'objet de l'étude est le coeur d'un BWR, ayant par exemple une puissance électrique de 1350 MW, et 720 assemblages combustibles ayant 271 barres de combustible par assemblage combustible sont chargés dans le coeur, le rapport de surrégénération étant de 1,01. Chaque assemblage combustible a du matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de IO combustible nucléaire, et la proportion de Pu-239 parmi tous les =3' quand l'épuisement est de 0 a une valeur située dans la plage allant de 40 % à 60 %. Les inventeurs ont disposé les éléments absorbant les neutrons (contenant par exemple B4C et Hf) entre les 15 barres de combustible à la position de chaque collecteur dans les assemblages combustibles dans la direction axiale des assemblages combustibles en se basant sur leurs connaissances concernant la structure de coeur de (1). Dans chaque barre de combustible, le collecteur est 20 positionné au-dessus de l'extrémité supérieure de la longueur de combustible actif (la zone de matériau combustible nucléaire). Par conséquent, les éléments absorbant les neutrons sont disposés entre les collecteurs vers le bas depuis l'extrémité inférieure de 25 l'élément de support de combustible supérieur (par exemple une plaque support supérieure) de chaque assemblage combustible pour maintenir la partie d'extrémité supérieure de chaque barre de combustible, et vers le haut depuis la zone de matériau combustible 30 nucléaire. Quand on utilise du B4C, par exemple, les éléments absorbant les neutrons composés de façon à remplir un conteneur scellé avec du B4C sont disposés entre les collecteurs. Quand on utilise du Hf, le Hf, qui est un métal, est formé en une plaque ou une barre par exemple, et est disposé entre les collecteurs pour servir d'élément absorbant les neutrons. Durant le fonctionnement du BWR, dans chaque assemblage combustible, un courant à deux phases vapeur-liquide circule entre les barres de combustible au niveau de la position des collecteurs. Même quand le BWR est stoppé, de l'eau de refroidissement existe dans le coeur. Le courant à deux phases ou l'eau de refroidissement existant entre les barres de combustible vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire sert de réflecteur de neutrons. Par conséquent, on peut dire que les éléments absorbant les neutrons sont disposés dans le réflecteur au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire. La zone où le courant à deux phases ou l'eau de refroidissement existe vers le haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire est appelée zone de réflecteur. Les inventeurs ont étudié l'agencement des éléments absorbant les neutrons entre les barres de combustible au niveau de la position des collecteurs. La Figure 1 montre les changements de la réactivité insérée dans le coeur et du coefficient de vide dans un état où le coeur dans sa globalité passe à loo % de vide en raison de la distance entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité inférieure des éléments absorbant les neutrons disposés entre les collecteurs (la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les 3D neutrons). Une caractéristique A indique une relation entre la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons et le coefficient de vide, et une caractéristique B indique une relation entre la distance et. la réactivité insérée. La distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons est la distance dans la direction axiale du coeur. Les caractéristiques A et B sont des caractéristiques obtenues à partir d'un objet du coeur du réacteur surrégénérateur à eau légère dans lequel sont chargés les assemblages combustibles comprenant les éléments absorbant les neutrons, ayant une longueur de 500 mm, disposés au voisinage de chaque barre IO de combustible comme le montre la Figure 18. Si l'extrémité inférieure de chaque élément absorbant les neutrons se rapproche excessivement de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire, l'effet selon lequel les neutrons sont 15 réfléchis sur la zone de matériau combustible nucléaire diminue en raison de l'influence de l'élément absorbant les neutrons durant le fonctionnement du BWR. En résultat, le facteur de multiplication de neutrons efficaces dans la zone de matériau combustible nucléaire 20 diminue, et, pour compenser cette diminution, il faut augmenter la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire, et même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de 100 % de vide, la réactivité insérée dans le coeur augmente. Si la distance entre la zone de matériau 25 combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons devient inférieure à 230 mm, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive est insérée dans le coeur. Par conséquent, quand le coeur dans sa globalité passe à un 30 état de vide de 100 %, la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons doit être établie à 230 mm ou plus afin que soit évitée l'application d'une réactivité positive au coeur. En outre, conformément à la caractéristique B, si la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons devient plus courte, le volume de la zone d'écoulement à deux phases (la zone de réflecteur) entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons diminue, et le changement du facteur de multiplication de neutrons efficaces, dû au changement du IO coefficient de vide du coeur, diminue, et donc le coefficient de vide empire. Si la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons devient extrêmement plus grande, l'influence de la zone de réflecteur sur la zone de 15 matériau combustible nucléaire diminue. Par conséquent, la probabilité que les neutrons fuyant dans la zone de réflecteur retournent de nouveau dans la zone de matériau combustible nucléaire augmente, et le coefficient de vide empire. Quand la distance entre la zone de matériau 20 combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons dépasse 500 mm, le coefficient de vide devient de -1 x 10-4 %Dk/k/% de vide ou moins, et il est possible que des défauts (par exemple un événement tel que les conditions restrictives du MCPR ne puissent pas être 25 satisfaites) puissent apparaître du point de vue d'une caractéristique transitoire du coeur. D'après ce qui précède, il est préférable que la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons dans la direction axiale du coeur 30 soit située dans la plage allant de 230 mm à 500 mm. En outre, même durant un fonctionnement nominal du BWR, les éléments absorbant les neutrons disposés dans la zone de réflecteur absorbent les neutronS fuyant vers le 44 haut depuis la zone de matériau combustible nucléaire. Si les éléments absorbant les neutrons se rapprochent excessivement de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire, la quantité des neutrons renvoyés de la zone de réflecteur à la zone de matériau combustible nucléaire est réduite par la fonction d'absorption des neutrons des éléments absorbant les neutrons durant le fonctionnement nominal du réacteur nucléaire. Par conséquent, la puissance du réacteur au IO niveau de la partie d'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire est réduite. Quand la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons est de 230 mm ou plus, un tel problème ne va pas se produire. 15 Ensuite, les inventeurs ont étudié la longueur des éléments absorbant les neutrons dans la direction axiale des assemblages combustibles. La relation entre la longueur des éléments absorbdnt les neutrons et la réactivité insérée, et la relation entre la longueur et 20 la perte de pression entre 'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité supérieure des éléments absorbant les neutrons, sont représentées sur la Figure 2. Une caractéristique C indique un changement de la réactivité insérée du fait de 25 la longueur des éléments absorbant les neutrons. Une caractéristique D indique un changement de la perte de pression entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité supérieure des éléments absorbant les neutrons du fait de la 30 longueur des. éléments absorbant les neutrons. Les caractéristiques C et D sont des caractéristiques apparaissant quand la distance entre lextrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'extrémité supérieure des éléments absorbant les neutrons est de 300 nm. Quand la longueur des éléments absorbant les neutrons devient inférieure à 20 mm, une réactivité positive est insérée dans le coeur (se référer à la caractéristique C représentée sur la Figure 2) même dans un état où le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. Ainsi, la longueur des éléments absorbant les neutrons est établie à 20 mm ou plus. Quand la longueur des éléments absorbant les neutrons dépasse 700 mm, l'augmentation de quantité de la perte de pression entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons devient de 20 % ou plus de la perte de pression du coeur dans sa globalité.
L'influence d'une telle augmentation de la perte de pression entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons sur la caractéristique du coeur ne peut pas être ignorée. Par conséquent, la longueur des éléments absorbant les neutrons est établie à 700 mm ou moins. Par conséquent, il est préférable que la longueur des éléments absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 20 mm à 700 mm, Les éléments absorbant les neutrons peuvent être disposés sous la zone de matériau combustible nucléaire. Quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % dans le cas où les éléments absorbant les neutrons sont disposés sous la zone de matériau combustible nucléaire, les neutrons fuyant vers le bas depuis la zone de matériau combustible nucléaire peuvent être absorbés par les éléments absorbant les neutrons. Par conséquent, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la quantité de neutrons fuyant vers le bas depuis la zone de matériau combustible nucléaire et renvoyés vers la zone de matériau combustible nucléaire est très fortement réduite par disposition des éléments absorbant les neutrons sous la zone de matériau combustible nucléaire. Dans ce cas également, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans le coeur. Pour disposer les éléments absorbant les neutrons IO sous la zone de matériau combustible nucléaire, on- peut disposer les éléments absorbant les neutrons à l'extrémité inférieure de chaque barre de combustible faisant partie des assemblages combustibles. Concrètement, L'extrémité inférieure dans la gaine de 15 chaque barre de combustible est remplie (se référer par exemple aux Figures 17 et 27) d'un matériau absorbant les neutrons (par exemple B4C ou Hf). Une pluralité de pastilles de combustible comprenant des TRU remplissent la gaine au-dessus de la zone de remplissage d'élément 20 absorbant les neutrons. Le diamètre extérieur de la partie d'extrémité inférieure de la barre de combustible, où se trouve la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, est identique au diamètre extérieur de la barre de combustible au-dessus de la zone de remplissage 25 de matériau absorbant les neutrons. La longueur de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est située dans la plage allant de IO mm à 150 mm. Pour minimiser le plus possible la quantité de neutrons fuyant vers le bas depuis la zone de matériau combustible 30 nucléaire et renvoyés vers la zone de matériau de combustible nucléaire, il est préférable de permettre à l'extrémité supérieure de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons de faire contact avec l'extrémité inférieure de la zone de matériau de combustible nucléaire. Toutefois, même si l'extrémité supérieure de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est éloignée de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire de 5 mm au maximum, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, l'insertion d'une réactivité positive dans le coeur peut être évitée. L'extrémité supérieure de la zone de remplissage de IO matériau absorbant les neutrons disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire est séparée vers le bas de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire, et donc la mauvaise influence sur la puissance dans la partie d'extrémité inférieure de la zone de 15 matériau combustible nucléaire, du fait de l'absorption de neutrons dans la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, peut être réduite. La zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est formée séparément de la barre de commande insérée dans le coeur 20 depuis le dessous. Dans un BWR, les barres de commande sont insérées entre les assemblages combustibles chargés dans le coeur depuis le dessous du coeur. Par conséquent, le matériau absorbant les neutrons est disposé sous la zone de 25 matériau combustible nucléaire, à l'exception de la barre de commande. L'agencement du matériau absorbant les neutrons sous la zone de matériau combustible nucléaire peut supprimer remarquablement le retour vers la zone de matériau combustible nucléaire des neutrons fuyant sous 30 la zone de matériau combustible nucléaire. Ensuite, on va expliquer les résultats d'études par les inventeurs ayant pour objet le coeur d'un réacteur brûleur de TRU, décrit dans R. TAKEDA et al., Proc. of International Conference on Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 2007,' page 1725. Le coeur du réacteur brûleur de TRU faisant l'obj de l'étude est le coeur d'un BWR qui est par exemple chargé de 720 assemblages combustibles ayant 397 barres de combustible par assemblage combustible, ayant une puissance électrique de 1350 MW. Lors de la répétition du recyclage des TRU afin de réduire la quantité de TRU, en d'autres termes lors de la répétition, à chaque recyclage opérationnel, de la charge des assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU présents au moment d'un épuisement de 0 étant située dans la plage allant de 5 % à moins de 40 % du coeur, le taux de réactivité par le flux de neutrons rapides est élevé par comparaison avec un coeur ayant un rapport de surrégénération de 1, et donc on se trouve dans un cas où le diamètre de l'élément absorbant les neutrons disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire doit être grand par comparaison avec le coeur au voisinage d'un rapport de surrégénération de 1. Dans ce cas, naturellement, le diamètre extérieur de la partie de collecteur de chaque barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur de la partie inférieure de la barre de combustible en regard du collecteur. Toutefois, même dans le coeur d'un réacteur brûleur de TRU, il est de préférence souhaitable que la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire et les éléments absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 230 mm à 500 mm, et que la longueur des éléments absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 20 mm à 700 mm. même dans le coeur d'un réacteur brûleur de TRU, d'une façon similaire au réacteur surrégénérateur à eau légère, il est possible de disposer les éléments absorbant les neutrons (B4C ou Hf) sous la zone de matériau combustible nucléaire. Même dans le réacteur brûleur de TRU, les barres de commande sont insérées dans le coeur depuis le dessous. D'une. façon similaire au réacteur surrégénérateur à eau légère, quand les éléments absorbant les neutrons sont disposés au niveau de l'extrémité inférieure des barres de combustible sous la zone de matériau combustible nucléaire, pour que soit obtenu un effet essentiel par les éléments absorbant les neutrons, on se trouve dans un cas où il est souhaitable de rendre le diamètre extérieur de la partie inférieure de la barre de combustible, dans laquelle est formée la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, supérieur au diamètre extérieur des barres de combustible au-dessus de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons. Toutefois, la largeur de l'espace formé entre les barres de combustible est contrôlée de façon à ne pas être de 1,3 mm ou moins au niveau de l'extrémité des barres de combustibles dans lesquelles est formée la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, en considération de la perte de pression des assemblages combustibles. D'une façon similaire au réacteur surrégénérateur à eau légère, il est préférable que la longueur de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de IO mm à 150 mm.
L'extrémité supérieure de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons et l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire peuvent être séparées l'une de l'autre de 5 mm au maximum.
Les inventeurs ont étudié diverses caractéristiques du coeur d'un réacteur à eau légère quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque. Premièrement, dans la zone de matériau combustible nucléaire, la distribution de puissance dans la direction axiale et la distribution de fraction de vide dans la direction axiale vont être expliquées par référence à la Figure 3. Sur la Figure 3, une caractéristique E indique la distribution de puissance IO moyenne dans la direction axiale du coeur durant un fonctionnement en puissance nominale du réacteur nucléaire, Une caractéristique F indique la distribution de puissance moyenne dans la direction axiale du coeur quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide 15 de 100 % pour une raison quelconque durant un fonctionnement en puissance nominale, ce qui est l'un des événements composites les plus graves en tant qu'accident hors dimensionnement. Une caractéristique G indique la distribution de fraction de vide moyenne dans la 20 direction axiale du coeur en correspondance avec la distribution de puissance de la caractéristique E, Chaque caractéristique représentée sur la Figure 3 a été obtenue à partir d'un réacteur brûleur de TRU en objet, bien que, même dans un réacteur surrégénérateur à eau légère, on puisse obtenir des caractéristiques présentant des tendances similaires à chaque caractéristique représentée sur la Figure 3. Conformément à. la Figure 3, on trouve que, lorsque le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 30 100 %, la distribution de puissance dans la direction axiale du coeur est décalée sur le côté d'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire, et la zone de réflecteur inférieure existant sous la zone zo de matériau combustible nucléaire joue le rôle d'un réservoir de drainage des neutrons en surplus générés au moment de l'accident. La zone de réflecteur inférieure est une zone existant sous la zone de matériau combustible nucléaire dans laquelle se trouve un espace formé entre les barres de combustible sous l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire et l'eau de refroidissement sous la partie de maintien de combustible de la plaque support inférieure dans la plaque support inférieure. Quand toutes les barres de commande sont retirées de la zone de matériau combustible nucléaire, c'est-à-dire quand l'extrémité supérieure de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons des barres de commande est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire et au voisinage de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire, dans la zone de matériau combustible nucléaire n'ayant pas zone de couverture, la distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, est indiquée par une caractéristique H sur la Figure 4. Une caractéristique J, représentée sur la Figure 4, indique la distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur quand, dans les barres de combustible, le matériau absorbant les neutrons est disposé dans la partie sous la zone de matériau combustible nucléaire, et le diamètre extérieur des barres de combustible dans la partie remplie du matériau absorbant les neutrons est identique au diamètre extérieur des barres de combustible au-dessus de la partie remplie de matériau absorbant les neutrons. Une caractéristique K, représentée sur la Figure 4, indique la distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur quand, dans les barres de combustible, le matériau absorbant les neutrons est disposé dans la partie sous la zone de matériau combustible nucléaire, et le diamètre extérieur des barres de combustible dans la partie remplie de matériau absorbant les neutrons est supérieur au diamètre extérieur des barres de combustible au-dessus de la partie remplie de matériau absorbant les neutrons. Les deux caractéristiques J et K indiquent la distribution de flux de neutrons thermiques dans la direction axiale du coeur dans le cas où les barres de commande sont retirées quand la caractéristique H est obtenue et dans le cas où le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque dans la zone de matériau combustible nucléaire. La distribution de flux de neutrons thermiques des caractéristiques g et K est remarquablement abaissée par rapport à celle de la caractéristique H, si bien que le matériau absorbant les neutrons est disposé sous la zone de matériau combustible nucléaire, et donc, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, la zone de réflecteur inférieure existant sous la zone de matériau combustible nucléaire joue le rôle d'un réservoir de drainage de neutrons. Par conséquent, on peut empêcher l'apparition d'une réactivité excessive. Une relation entre la proportion de la surface en coupe transversale de la zone de remplissage de matériau absorbant lés neutrons sous la zone de matériau combustible nucléaire et la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles, et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, est représentée sur la Figure 5. Si cette proportion devient de 35 % ou plus, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans le coeur. Par conséquent, dans le coeur d'un réacteur à eau légère qui est chargé d'assemblages combustibles ayant matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, dans lesquels la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU présents au moment d'un épuisement de 0 est située dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %, la marge de sécurité peut être améliorée. Les éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 15 ayant un matériau combustible nucléaire existant dans le coeur et contenant des nucléides trans-uraniques et ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm, et donc la marge de sécurité peut être davantage augmentée sans nuire au rendement économique du 20 combustible du réacteur eau légère. Le recyclage multiple des TRU peut être poursuivi. De préférence, il est souhaitable que la distance entre la zone de matériau combustible nucléaire les éléments absorbant les neutrons dans la direction axiale du coeur soit située 25 dans la plage allant de 230. mm à 500 mm, et que la longueur des éléments absorbant les neutrons soit située dans la plage allant de 20 mm à 700 mm. Les éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 30 et, en outre, la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire, et donc, quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la réactivité insérée dans le coeur peut être rendue davantage négative. Également dans le réacteur surrégénérateur à eau légère et le réacteur brûleur de TRU, quand la propo de la surface en coupe transversale des pastilles de combustible (garnissant les barres de combustible) parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustibles unitaires dans la boîte de canaux dépasse 55 %, l'espace entre les barres de combustible devient inférieur à 1 mm, si bien que l'assemblage des assemblages combustibles est très difficile. Par conséquent, la proportion de la surface en coupe transversale des pastilles de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires doit être établie à 55 % ou moins. Quand la proportion de surface devient inférieure à 30 %, les barres de combustible deviennent extrêmement étroites et la quantité de matériau combustible nucléaire dans la section transversale diminue. Par conséquent, la longueur des barres de combustible doit être augmentée, et le coefficient de vide devient positif. En conséquence, la proportion de surface doit être établie à 30 % ou plus. En outre, les inventeurs se sont penchés sur le nombre d'éléments absorbant les neutrons qui devraient être disposés pour chaque treillis d'assemblages combustibles au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire. Chacun des éléments absorbant les neutrons est disposé entre la zone de matériau combustible nucléaire et l'élément de support de combustible supérieur (par exemple la plaque support supérieure) au voisinage de la partie de collecteur formée dans la barre de combustible. Quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, le total des surfaces en coupe transversale de tous les éléments absorbant les neutrons disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire doit être établi à 10 % ou plus de la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles afin d'empêcher l'insertion d'une réactivité positive dans le coeur. Le treillis d'assemblages combustibles est une région comprenant une zone environnante délimitée par la largeur à la moitié de l'espace (l'espace d'eau dans un BWR) formé entre les IO assemblages combustibles voisins, et la section transversale d'un assemblage combustible parmi ceux-ci. La surface en coupe transversale du treillis d'assemblage combustibles représente la valeur totale de la surface en coupe transversale de la zone environnante et de la 15 surface en coupe transversale des assemblages combustibles. Le total des surfaces en coupe transversale de tous les éléments absorbant les neutrons doit être contrôlé à 50 % ou moins de la surface en coupe transversale du 20 treillis d'assemblages combustibles, parce qu'un courant à deux phases ayant un débit prédéterminé doit circuler entre les parties de collecteur respectives des barres de combustible voisines et les éléments absorbant les neutrons agencés entre les parties de collecteur durant 25 le fonctionnement du réacteur à eau légère. Sur la base des résultats d'étude susmentionnés, le total des surfaces en coupe transversale de tous les éléments absorbant les neutrons est de préférence établi dans la plage allant de IO à 50 % de la surface en coupe 30 transversale du treillis d'assemblages combustibles. Même sous la zone de matériau combustible nucléaire, le total des surfaces en coupe transversale de toutes les zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons formées dans les assemblages combustibles est de préférence établi dans la plage allant de 10 à 50 % de la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles à l'exception de surface en coupe transversale des barres de commande. La structure de coeur de (2) peut être ajoutée à la structure de coeur de âl)e A savoir, les éléments absorbant les neutrons sont disposés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire existant dans le coeur, ayant un matériau combustible nucléaire comprenant un nucléide trans-uranique et ayant une hauteur située dans la plage allant de 20 cm et 250 cm, et le diamètre extérieur des collecteurs formés au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire et ayant une hauteur située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm est établi à 3 mm ou plus et est inférieur au diamètre extérieur des barres de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire. Avec cette réalisation, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, l'insertion d'une réactivité positive dans la zone de matériau combustible nucléaire peut être évitée. La santé des barres de combustible est améliorée. La quantité d'éléments absorbant les neutrons (par exemple l'épaisseur des éléments absorbant les neutrons) disposés entre les collecteurs des barres de combustible voisines peut être augmentée parce que le diamètre extérieur des collecteurs est de 3 mm ou plus et est inférieur au diamètre extérieur des barres de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire. Avec cette réalisation, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la réactivité insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire peut être rendue davantage négative Même dans un réacteur nucléaire à eau pressurisée (PWR) où des faisceaux de barres de commande sont insérés dans une pluralité de tubes de guidage installés dans chaque assemblage combustible chargé dans le coeur depuis le dessus du coeur, et dans un réacteur surrégénérateur à neutrons rapides (FER) où les barres de commande sont insérées dans le coeur depuis le dessus, il est possible de former une zone de matériau combustible nucléaire contenant des TRU dans le coeur et de disposer les éléments absorbant les neutrons au-dessus et au-dessous de la zone de matériau combustible nucléaire. On va expliquer ci-dessous la structure de coeur de (2) susmentionnée. Chacune des barres de combustibles se trouvant dans les assemblages combustibles chargés dans le coeur d'un réacteur à eau légère, par exemple le coeur d'un BWR, stocke en interne une pluralité de pastilles de combustible contenant un MU. Même quand le taux de décharge d'un produit de fission volatil à partir des pastilles de combustible est supérieur à celui de pastilles en oxyde d'uranium, pour poursuivre le recyclage des TRU tout én assurant la santé des barres de combustible et en maintenant suffisamment le potentiel de sécurité du BWR, il est nécessaire d'augmenter volume de collecteur formé dans les barres de combustible et de maintenir le coefficient de vide à l'intérieur d'une plage prédéterminée. En outre, dans un réacteur du commerce mis en utilisation pratique, la réalisation d'un fort épuisement des assemblages combustibles dans lesquels la quantité générée de produit de fission volatil est augmentée est nécessaire du point de vue du rendement économique du combustible, si bien que le volume des collecteurs dans les barres de combustible . 59 doit être augmenté. Quand le volume des collecteurs installés sur la partie supérieure des barres de combustible est augmenté, la fonction de contrôle autonome, qui est une fonction de sécurité intrinsèque du BWR, est entravée. Dans le cas où le volume de collecteur est augmenté, quand un premier accident au-delà d'un accident technique théorique apparaît pour une raison quelconque, la fonction de contrôle autonome est entravée.
Même quand un premier accident au-delà d'un accident technique théorique apparaît pour une raison quelconque, c'est-à-dire qu'il se produit un accident composite tel qu'un accident dans lequel les pompes de fourniture de caloporteur (les pompes à recirculation ou les pompes internes) pour fournir du caloporteur au coeur sont toutes stoppées et en même temps, toutes les barres de commande sont simultanément hors service, la marge de sécurité du coeur du BWR doit être améliorée. Les inventeurs ont étudié une mesure d'amélioration de la marge de sécurité capable d'améliorer la marge de sécurité du coeur du réacteur à eau légère sans utiliser la structure de coeur (1) dans le cas où se produit un premier accident au-delà d'un accident technique théorique. Le coeur du réacteur à eau légère utilisé en tant qu'objet de l'étude est le coeur d'un BWR ayant une zone de matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, à une hauteur située dans la plage allant de 20 cm à 250 cm. Quand le premier accident au-delà d'un accident technique théorique se produit, le système d'injection de coeur haute pression du système de refroidissement de coeur d'urgence est mis en service Les inventeurs, en résultat de leur examen, ont trouvé de nouveaux éclaircissements selon lesquels même quand le volume de collecteur dans les barres de combustible augmente, le diamètre extérieur de la partie de collecteur des barres de combustible devient inférieur au diamètre extérieur dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous la partie de collecteur des barres de combustible, et donc la réactivité qui va être insérée dans coeur lorsqu'apparaît un premier accident au-delà d'un accident technique théorique est réduite. Sur la base de ces nouvelles connaissances, les inventeurs sont arrivés à la conclusion que le diamètre extérieur du collecteur à une longueur située dans la plage allant de 400 mm à 2500 mm, formé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire, peut être établi à 3 mm ou plus et peut être rendu inférieur au diamètre extérieur des barres de combustible dans la zone de matériau combustible nucléaire. Comme mentionné ci-dessus, avec l'utilisation de la structure de coeur de (2), même quand un premier accident au-delà d'un accident technique théorique apparaît, la quantité de neutrons qui fuient et sont réfléchis sur les éléments constitutifs pour former les collecteurs et sont renvoyés vers la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire est réduite, et la santé des barres de combustible est améliorée par l'augmentation du volume de collecteur. Par conséquent, la marge de sécurité peut être augmentée davantage sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère.
On va expliquer en détail les résultats d'étude susmentionnés. Les inventeurs ont étudié comme objet le coeur d'un réacteur à eau légère ayant une zone de matériau combustible nucléaire contenant des TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire. Le facteur de multiplication du Pu fissile du coeur est de 1, 010 La Figure 6 montre les résultats obtenus lors de l'étude et montre le changement de la réactivité insérée en fonction de la longueur de collecteur. Cette réactivité insérée est la réactivité insérée lorsque le coeur dans sa globalité passe à un état de vide. La surface en section efficace de diffusion de l'hydrogène est comparativement importante dans la zone d'énergie de 500 keV ou moins, bien qu'elle soit soudainement réduite lorsque la zone d'énergie se rapproche de 1 MeV,si bien que les neutrons rapides de 1 MeV ou plus effectuent une percée depuis la zone de matériau combustible nucléaire dans la zone de réflecteur par pénétration profonde. D'autre part, les neutrons perdent une grande quantité d'énergie lors d'une seule collision avec des atomes d'hydrogène parce que la masse des atomes d'hydrogène composant le courant à deux phases passant à travers les assemblages combustibles est presque identique à celle des neutrons. Par conséquent, quand le réflecteur supérieur existant au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire est composé uniquement du courant à deux phases comprenant de l'eau et de la vapeur, la probabilité que des neutrons rapides ayant fui une fois de la zone de matériau combustible nucléaire vers le réflecteur supérieur retournent de nouveau vers la zone de matériau combustible nucléaire est faible. Toutefois, quand un élément constitutif (par exemple la gaine faite en zircaloy) pour former chacun des collecteurs dans les barres de combustible existe dans la zone de réflecteur supérieure, la masse des atomes de zirconium dans la gaine faite en zircaloy est supérieure à la masse de neutrons, et l'énergie de neutrons perdue par une seule collision avec des atomes de zirconium est très petite.. Par conséquent, des neutrons retournant de nouveau vers la zonez de matériau combustible nucléaire apparaissent durant des collisions répétées de neutrons avec des. atomes de zirconium. Sur la Figure 6, une caractéristique L indique le changement de la réactivité insérée en fonction de la longueur de collecteur quand le diamètre extérieur de la partie de collecteur formée dans la barre de combustible IO est identique au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous la partie de collecteur de la barre de combustible. Une caractéristique M indique le changement de la réactivité insérée en fonction de la longueur de 15 collecteur quand le diamètre extérieur de la partie de collecteur formée dans la barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous, la partie de collecteur de la barre de combustible. 20 Concrètement, la surface en coupe transversale de la partie de collecteur fait la moitié de la surface en coupe transversale de la partie de la barre de combustible dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire. 25 S'il se produit un événement composite (un premier accident au-delà d'un accident technique théorique) dans lequel les pompes de fourniture de caloporteur pour délivrer du caloporteur au coeur sont toutes stoppées pour une raison quelconque et, en outre, toutes les barres de 30 commande sont hors service, la puissance du réacteur augmente, la température des pastilles de combustible dans la. barre de combustible augmente, et le taux de décharge des produits de fission volatils à partir des pastilles de combustible augmente. De plus, la pression interne de la gaine de la barre de combustible augmente, et l'espace entre la gaine et les pastilles de combustible devient plus large, et donc le taux de transfert thermique des pastilles de combustible à la gaine diminue, et la température des pastilles de combustible augmente encore. L'apparition de l'événement composite provoque un tel état de rétroaction positive. Toutefois, la longueur de collecteur est augmentée et la capacité de collecteur est augmentée, et donc l'apparition d'un tel état de rétroaction positive peut être empêchée et la santé des barres de combustible peut être améliorée. Comme le montre la caractéristique M sur la Figure 6, si le diamètre extérieur de la partie de collecteur formée dans la barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur de la partie de la barre de combustible dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous la partie de collecteur, quand le coeur dans globalité passe à un état de vide de 100 %, la réactivité insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire devient de 1 dollar ou moins. Par conséquent, quand le diamètre extérieur de la partie du collecteur dans la barre de combustible est inférieur au diamètre extérieur de la partie de la barre de combustible dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire, même s'il se produit un événement composite de premier accident au-delà d'un accident technique théorique, l'énergie de la barre de combustible est automatiquement réduite à l'énergie pouvant être refroidie au débit de l'eau de refroidissement fournie au coeur par le fonctionnement du système d'injection de coeur haute pression, et la sécurité du BWR est assurée. Ainsi, quand le diamètre extérieur de la partie du collecteur est inférieur au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire, la marge de sécurité du coeur du BWR peut être améliorée. Dans la barre de combustible, quand le diamètre extérieur de la partie de collecteur est identique au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire, la longueur de collecteur est établie à environ 200 mm, et 10 quand le diamètre extérieur de la partie de collecteur devient inférieur au diamètre extérieur de la partie dans la zone de remplissage de matériau combustible nucléaire sous la partie de collecteur, la longueur de collecteur est établie à environ 200 mm à 300 mm, et donc, même 15 quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, l'insertion d'une réactivité positive peut être évitée. La structure de coeur susmentionnée de (3) va être expliquée ci-dessous. 20 Il a été proposé d'effectuer un recyclage multiple des TRU obtenus par le retraitement de combustible nucléaire (se référer à la demande de brevet japonais mise à l'inspection publique N° 2008-215818 et R. TAKEDA et al., Proc. of international Conference on Advanced 25 Nuclear Fuel Cycles and Systems. GLOBAL '07 Boise, USA, septembre 2007, page 1725). Pour réaliser le recyclage multiple de il faut utiliser des matériaux combustibles nucléaires récupérés à partir de combustible nucléaire usé généré par divers réacteurs à eau légère 30 (BWR et PWR). Même dans un réacteur à eau légère, les BWR et PWR sont différents l'un de l'autre en ce qui concerne le spectre d'énergie des neutrons quand le matériau fissile incorporé dans le matériau combustible nucléaire existant dans le coeur est brûlé. -En outre, les assemblages combustibles usés générés comprennent divers assemblages, tels que des assemblages combustibles usés immédiatement après avoir été retirés du coeur, et des assemblages combustibles usés stockés dans la piscine de stockage de combustible sur une longue période de temps. Dans le combustible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés stockés dans une piscine de IO stockage de combustible, la désintégration nucléaire des isotopes est différente et la composition des TRU présents est différente en étant fonction de la différence de période de stockage des assemblages combustibles usés. 25 Une pluralité d'assemblages combustibles frais, fabriqués par utilisation d'un matériau combustible nucléaire contenant des TRU récupérés à partir de ces divers combustibles nucléaires usés par le retraitement de combustible nucléaire, doivent être chargés dans le 20 coeur d'un réacteur à eau légère. Les variations de puissance de chaque assemblage combustible fabriqué en fonction de la différence de composition des TRU dans le matériau combustible nucléaire contenant des TRU récupérés et chargé dans le coeur sont plus importantes, 25 et il se pose comme problème que la marge thermique du coeur peut être réduite. Par conséquent, on souhaite augmenter la marge thermique du coeur du réacteur à eau légère. Les inventeurs ont effectué diverses études afin de 30 réaliser le coeur d'un réacteur à eau légère pour augmenter la marge thermique. En résultat de ces études, les inventeurs ont trouvé que la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissi inférieure formée dans la zone de matériau combustible nucléaire est rendue supérieure à la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure formée dans la zone de matériau combustible nucléaire, et donc la marge thermique du coeur du réacteur à eau légère peut être augmentée sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Par utilisation de la structure de coeur de (3), le taux de génération de chaleur linéaire de la barre de combustible, la température centrale de la barre de combustible, et la marge thermique du MCPR, et analogues, peuvent être augmentées. En outre, un recyclage multiple des TRU peut être réalisé.
La structure de coeur de (3) peut être réalisée par un coeur parfait dans lequel la zone de couverture inférieure, la zone fissile inférieure, la zone de couverture interne, la zone fissile supérieure, et la zone de couverture supérieure sont formées successivement depuis l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire vers l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire. Pour augmenter de cette façon la marge thermique, il est souhaitable d'augmenter la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire, en d'autres termes la longueur totale de la barre de combustible dans la longueur axiale. Dans le coeur d'un BWR, de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire à l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire, la densité de l'eau de refroidissement, qui est un modérateur de neutrons, diminue. Par conséquent, l'enrichissement du Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure diminue, et la hauteur de la zone fissile supérieure augmente, ainsi que l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure où la densité du caloporteur est supérieure à celle dans la zone fissile supérieure, et donc le facteur d'utilisation des neutrons est amélioré. Le rapport de surrégénération et le coefficient de vide du coeur n'empirent pas. L'augmentation de l'enrichissement du Pu fissile de IO tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure provoque une réduction de la hauteur de la zone fissile inférieure. Toutefois, la plage d'augmentation de la hauteur de la zone fissile supérieure est plus large que la plage de diminution de 15 la hauteur de la zone fissile inférieure, et donc, en résultat, la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est augmentée. Dans le coeur du réacteur à eau légère dont la marge thermique est augmentée, dans lequel la proportion de Pu 20 fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure formée dans la zone de matériau combustible nucléaire devient supérieure à la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure 25 formée dans la zone de matériau combustible nucléaire, même s'il se produit un premier accident au-delà d'un accident technique théorique, la puissance du réacteur peut diminuer automatiquement jusqu'à la puissance capable de refroidir les assemblages combustibles dans le 30 coeur par la capacité du caloporteur qui peut être fourni depuis le système d'injection de coeur haute pression du système de refroidissement de coeur d'urgence. En outre, dans un tel coeur de réacteur à eau légère, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, aucune réactivité positive n'est insérée. Le coeur du réacteur à eau légère ayant la constitution de (3) peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère, parce que la marge thermique est augmentée .. Les inventeurs, à titre de structure concrète pour IO réaliser la structure de coeur de (3), ont pensé à une structure de coeur de (I) et une structure de coeur de (II), qu.i vont être décrites ci-dessous. Dans la structure de coeur de (I), le total de la hauteur de la zone fissile inférieure dans la zone de matériau 15 combustible nucléaire et de la hauteur de la zone fissile supérieure est situé dans la plage allant de 350 mm à 600 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure est située dans la plage allant de 1,1 à 2,1 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. Dans la structure de coeur 20 de (II), la moyenne de l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure et de l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure est située dans la plage allant 25 de 14 % à 22 %, et l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans le zone fissile inférieure est situé dans la plage allant de 1,05 à 1,6 fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile 30 supérieure. Dans l'une ou l'autre des structures de coeur de (I) et (II), la marge thermique peut être augmentée davantage sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère.
Les résultats d'étude susmentionnés vont être expliqués en détail ci-dessous. L'étude susmentionnée a été réalisée avec pour objet le coeur d'un réacteur surrégénérateur à eau légère, par exemple le coeur d'un BWR ayant une puissance électrique de 1350 MW, et 720 assemblages combustibles ayant 271 barres de combustible pour chaque assemblage combustible sont chargés dans le coeur, et le rapport de surrégénération est de 1,01, IO Dans le réacteur surrégénérateur à eau légère, il est important qu'un coefficient de vide négatif, qui est l'un des indices importants du rapport de surrégénération, de la marge thermique et de la sécurité, soit satisfait dans un état bien équilibré sous un 15 facteur de multiplication de neutrons efficaces de 1, qui est une condition restrictive critique. En résultat de l'étude des inventeurs, effectuée pour le coeur d'un BWR constituant l'objet de l'étude, on trouve que l'enrichissement en Pu fissile de tous 20 matériaux combustibles nucléaires dans la région fissile supérieure est diminué, et l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est augmenté, et donc, comme mentionné ci-dessus, la marge thermique du coeur peut âtre 25 augmentée sans détériorer le rapport de surrégénération et le coefficient de vide. En général, quand l'enrichissement en Pu fissile augmente, le spectre de neutrons dans la zone fissile dans laquelle se trouve un matériau fissile est décalé 30 vers le côté de haute énergie, et le nombre de neutrons générés quand les TRU subissent une fission augmente, et la fission rapide du matériau fertile, tel qu'U-238, augmente. Par conséquent, le nombre de neutrons fuyant dans la zone de couverture depuis la zone fissile augmente, ce qui contribue à une augmentation du rapport de surrégénération. Toutefois, comme la hauteur de la zone fissile nécessaire pour maintenir critique le coeur est réduite, la longueur totale de la barre de combustible diminue, et la marge thermique est réduite. D'autre part, la valeur absolue du coefficient de vide négatif du coeur augmente, et la marge de sécurité est augmentée.
Toutefois, quand l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure est réduit et l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est augmenté, comme mentionné précédemment, la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire peut être augmentée. Par conséquent, la marge thermique du coeur est augmentée. Les inventeurs ont étudié le coeur lorsque la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure devient supérieure à la proportion de Pu fissile parmi tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure formée dans la zone de matériau combustible nucléaire. La Figure 7 montre l'un des résultats de l'étude, Les inventeurs ont étudié les changements des hauteurs respectives de la zone fissile supérieure, de la zone fissile inférieure, et de la zone de matériau combustible nucléaire, dans un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à 1' quilibre d'un réacteur surrégénérateur à eau légère quand le rapport de l'enrichissement en Pu fissile de la zone fissile supérieure à l'enrichissement en Pu fissile dans la zone fissile inférieure (appelé ci-après simplement rapport d'enrichissement en Pu fissile) est changé. La Figure 7 montre la relation entre le rapport d'enrichissement en Pu fissile et la hauteur de chaque zone. Une caractéristique P indique le changement de la hauteur de la zone fissile supérieure en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile. Une caractéristique Q indique le changement de la hauteur de la zone fissile inférieure en fonction du rapport d'enrichissement en Pu IO fissile. Une caractéristique R indique le changement de la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile. En considération du caractère critique du coeur et de la planéité de la distribution de puissance dans la 15 direction axiale du coeur, quand l'enrichissement en Pu fissile de tous les TRU dans la zone fissile supérieure est de 17 % l'enrichissement en Pu fissile de tous les TRU dans la zone fissile inférieure est de 19 %, la hauteur de la zone fissile supérieure devient d'environ 20 1,1 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. Quand l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure est de 14 % et l'enrichissement en PU fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile 25 inférieure est de 22 %, la hauteur de la zone fissile supérieure devient d'environ 2,1 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. Chaque caractéristique représentée sur la Figure 7 indique les résultats d'évaluation quand la moyenne de l'enrichissement en Pu 30 fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure et de l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est de 18 %. Même si la moyenne d'enrichissement de la zone fissile supérieure et de la zone fissile inférieure est changée entre 16 % et 20 %, la hauteur de la zone fissile supérieure et la hauteur de la zone fissile inférieure en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile sont changées d'une manière similaire au cas ci-dessus quand la moyenne d'enrichissement est de 18 %. Les inventeurs ont étudié, dans un assemblage combustible frais chargé dans le coeur à l'équilibre d'un IO réacteur surrégénérateur à eau légère, le changement du coefficient de vide dans chaque cas où le rapport d'enrichissement en Pu fissile est changé, et le changement de la réactivité insérée dans le coeur quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, 15 dans chaque cas où le rapport d'enrichissement en Pu fissile est changé. La Figure 8, obtenue à partir des résultats de l'étude, montre la relation entre le rapport d'enrichissement en Pu fissile et le coefficient de vide, et la relation entre le rapport d'enrichissement en Pu 20 fissile et la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. Une caractéristique S indique le changement du coefficient de vide en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile. Une caractéristique T indique le changement de 25 réactivité insérée en fonction du rapport d'enrichissement en Pu fissile. Comme un BWR a une distribution de densité des atomes d'hydrogène pour supporter la fonction de modération de neutrons dans la direction axiale du coeur, 30 il est souhaitable que l'enrichissement en Pu fissile dans la zone fissile inférieure ayant une forte densité d'atomes d'hydrogène devienne supérieur à l'enrichissement dans la zone fissile supérieure ayant une petite densité d'atomes d'hydrogène. Si l'enrichissement en Pu fissile devient excessivement supérieur à 22 %, l'effet de l'augmentation de l'enrichissement en Pu fissile devient faible en raison de l'effet d'autoprotection des divers TRU dans la zone d'énergie de résonance. Ainsi, la quantité de Pu fissile nécessaire pour maintenir le coeur dan un état critique augmentée inutilement, et le rendement économique du combustible du BWR est altéré. De plus, si l'enrichissement en Pu fissile devient excessivement inférieur à 14 %, le spectre d'énergie des neutrons est transféré vers le côté de faible énergie, et le rapport de surrégénération diminue et, en outre, la détérioration du coefficient de vide dépasse IO %, et il est possible que le rendement économique du combustible et la sécurité 1 du EWR puissent être altérés. Toutefois, comme l'indique la caractéristique T sur la Figure 8, si l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone 20 fissile inférieure devient inférieur à 1,05 (environ 18,5/17,5) fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, la réactivité insérée quand le coeur dans sa globalité est supposé passer à un état de vide de 25 100 % dépasse 1 dollar (environ 0,34 %àK), et le coeur devient une région critique instantanée. Il faut éviter que le coeur entre dans la région critique instantanée. Par conséquent,'en correspondance avec le cas où il se produit un premier accident au-delà d'un accident 30 technique théorique et le système d'injection de coeur haute pression est mis en service, l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieurè doit être établi à une valeur non inférieure à 1,05 fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure. Quand l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure dépasse 1,6 (22/14) fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, la valeur absolue du coefficient de vide négatif est réduite, et, en fonction du type de IO transitoire anormal ou d'accident, il est possible qu'apparaisse un cas où il est difficile de satisfaire aux bases de sécurité. Ainsi, l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure est établi à une valeur 15 non supérieure à 1,6 fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure. Conformément à la caractéristique T représentée sur la Figure 8, l'enrichissement en Pu fissile de tous les 20 matériaux combustibles nucléaires dans la zone fis inférieure est établi à une valeur non inférieure à 1,25 (20/16) fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, et donc, même si le coeur dans sa globalité 25 passe à un état de vide de 100 % pour une raison quelconque, l'insertion d'une réactivité positive dans le coeur peut être évitée. Par conséquent, l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone 30 fissile inférieure est situé dans la plage allant de 1,05 à 1,6 fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure, et donc la marge thermique du coeur peut être augmentée. En résultat, la marge de sécurité du coeur peut améliorée sans nuire au rendement économique du combustible du coeur. De préférence, il est souhaitable que l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile inférieure soit situé dans plage allant de 1,25 à 1,6 fois l'enrichissement en Pu fissile de tous les matériaux combustibles nucléaires dans la zone fissile supérieure. Ce qui précède indique les résultats d'étude pour un coeur Io à l'équilibre, cependant, on peut dire la même chose pour un coeur initial et un coeur de transition vers un coeur à l'équilibre. La structure de coeur de (4) susmentionnée va être expliquée ci-dessous. 15 On' considère que le combustible nucléaire usé présent dans les assemblages combustibles usés générés en grande quantité par le réacteur à eau légère est géré soit par un procédé d'exécution d'un retraitement de combustible nucléaire et de recyclage des TRU, soit par 20 un procédé d'exécution directe d'une évacuation terrestre des assemblages combustibles usés. Toutefois, il n'est pas facile de déterminer un site terrestre d'évacuation des assemblages combustibles usés, et donc il convient de considérer un moyen de stockage intermédiaire des 25 assemblages combustibles usés. D'autre part, il se pose comme problème l'appréhension qu'un TRU nouvellement généré par le fonctionnement du réacteur à eau légère devienne un matériau de déchet radioactif de longue vie, qui peut empêcher l'établissement additionnel d'un réacteur à eau légère. Par conséquent, en tant que contremesure actuelle pour la propagation des réacteurs à eau légère, les inventeurs ont étudié le fait qu'un TRU peut fissionner au moyen d'un BWR actuellement en fonctionnement, et le nombre assemblages combustibles usés est fortement réduit. A titre d'exemple du recyclage d'un TRU par un réacteur à eau légère actuellement en fonctionnement, un seul recyclage seulement de Pu parmi les TM', qui est appelé utilisation thermique du Pu, est mis en oeuvre en Europe. Toutefois, lorsque le recyclage d'un MU est effectué de façon répétée, les conditions restrictives de sécurité ne peuvent pas être satisfaites, si bien qu'il IO est nécessaire de répéter le recyclage multiple des TRU tout en satisfaisant aux conditions restrictives de sécurité, et en réduisant fortement le nombre d'assemblages combustibles usés. Les inventeurs ont étudié une contremesure capable 15 de réduire le nombre d'assemblages combustibles usés. résultat, les inventeurs ont trouvé qu'une pluralité d'assemblages nucléaires contenant des nucléides transe uraniques ayant des fréquences de recyclage différentes sont chargés et, parmi ces assemblages combustibles, une 20 pluralité d'assemblages combustibles contenant le nucléide trans-uranie ayant la plus petite fréquence de recyclage sont disposés. au niveau de la partie centrale du coeur, et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages 25 combustibles contenant des nucléides transeuraniques ayant des fréquences de recyclage plus grandes sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur (la structure de coeur de Pl», et, ainsi, le nombre d'assemblages combustibles usés peut 30 être réduit. La structure de coeur de (4) peut par exemple être réalisée comme décrit ci-dessous. A savoir, des TRU ayant des fréquences de recyclage différentes sont incorporés dans des assemblages combustibles séparés, et ces assemblages combustibles sont chargés dans le coeur d'un réacteur à eau légère. Chaque assemblage combustible, dont les MU' ayant des fréquences de recyclage identiques sont enrichis quand l'épuisement est de 0 et le temps de séjour du combustible dans le coeur est différent, est introduit dans le coeur en relation de voisinage. Une pluralité d'assemblages combustibles contenant un nucléide trans-uranique ayant la plus petite fréquence de IO recyclage sont disposés au niveau de la partie centrale du coeur et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages combustibles contenant les nucléides trans-uraniques ayant des fréquences de recyclage plus importantes sont disposés 15 sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur. Les TRU ayant des fréquences de recyclage différentes doivent être chargés séparément dans des assemblages combustibles différents sans être mélangés. 20 Lors de l'enrichissement et du recyclage multiple de TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire usé généré dans le réacteur à eau légère utilisant de l'uranium légèrement enrichi et des TRU servant de combustible nucléaire dans l'uranium la quantité de 25 charge de TRU dans l'assemblage combustible frais peut être décidée pour chaque assemblage combustible contenant des TRU ayant la même fréquence de recyclage, de façon que les valeurs moyennes des facteurs de multiplication de neutrons efficaces infinis de tous les assemblages 30 combustibles, contenant des MU ayant des fréquences de recyclage identiques et ayant des temps de séjour différents du combustible dans le coeur, prennent pratiquement des valeurs identiques.
Quand la fréquence de recyclage d'un TRU augmente, la proportion de Pu-239 dans le TRU diminue. Par conséquent, la structure de coeur de (4) est la même que dans le cas où le TRU est recyclé plusieurs fois, une pluralité d'assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire contenant la proportion la plus élevée de Pu-239 dans le TRU sont disposés au niveau de la partie centrale du coeur, et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du coeur, les IO assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire contenant une moindre proportion de Pu-239 dans le TRU sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur. Dans le réacteur à eau légère de recyclage utilisant 15 un matériau combustible nucléaire contenant les TRU obtenus par retraitement de combustible nucléaire, on peut viser une amélioration de la sécurité, une augmentation de la marge thermique et une réduction du nombre d'assemblages combustibles usés, en utilisant la 20 structure de coeur de (4). L'étude susmentionnée va erre expliquée en détail ci dessous, L'étude a été effectuée en ayant pour objet le coeur d'un ABWR actuellement en service. Le coeur en objet de l'ABWR est un coeur utilisant par exemple de 25 l'uranium légèrement enrichi ayant un enrichissement moyen de 4,8 %, ayant une puissance électrique de 1350 MW, et 872 assemblages combustibles ayant 74 barres de combustible pour chaque assemblage combustible sont chargés dans le coeur. 30 Les assemblages combustibles utilisant de l'uranium légèrement enrichi en tant que matériau combustible nucléaire, par exemple, sont chargés dans le coeur de l'ABWR. Par exemple, le coeur du BWR dans lequel sont chargés des assemblages combustibles frais, fabriqués par utilisation du matériau combustible nucléaire obtenu par enrichissement, uniquement - en Pu récupéré mar retraitement du combustible nucléaire usé dans les assemblages combustibles usés générés dans l'AB R, d'uranium appauvri, d'uranium naturel ou d'uranium dégradé, est généralement appelé un coeur thermique au Pu. Parmi les coeurs thermiques au Pu, un coeur dans lequel aucun assemblage combustible contenant de l'uranium légèrement enrichi n'est chargé, et tous les assemblages combustibles chargés ont un matériau combustible nucléaire contenant du Pu récupéré par retraitement de combustible nucléaire, est appelé ici un coeur Full MOX (entièrement à combustible oxyde mixte).
Parmi les coeurs de réacteur à eau légère dans lesquels sont chargés des assemblages combustibles ayant un matériau combustible nucléaire contenant non seulement du Pu mais aussi tous les TRU récupérés par retraitement de combustible nucléaire, un coeur dans lequel sont chargés uniquement des assemblages combustibles contenant des TRU dont la fréquence de recyclage est de 1 est appelé un coeur de recyclage de première génération de TRU. Un coeur dans lequel sont chargés des assemblages nucléaires contenant des TRU dont la fréquence de recyclage est de deux, obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du coeur de recyclage de première génération de TRU, est appelé un coeur de recyclage de deuxième génération de TRU. Le coeur dans lequel sont chargés des assemblages combustibles contenant des TRU dont la fréquence de recyclage est de trois, obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du coeur de recyclage de deuxième génération de TRU, est appelé un coeur de recyclage de troisième génération de 'MU. Quand la fréquence de recyclage des assemblages combustibles contenant des TRU augmente de cette façon, le numéro de génération du coeur augmente. Si la fréquence de recyclage des TRU augmente de cette façon, la proportion de nucléides ayant un noyau de nombre pair dans les TRU augmente, et la valeur absolue du coefficient de vide négatif est réduite. Par conséquent, la marge de sécurité du coeur diminue et le recyclage multiple des TRU ne peut pas être poursuivi. Conformément à W.S. Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000 MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL '07 Boise, USA, septembre .2007, page 52, dans un FER, un système capable de prolonger la génération de recyclage des TRU au-delà du système de recyclage susmentionné est étudié. Le réacteur brûleur avancé (AM), dans le recyclage de première génération des TRU, utilise de l'uranium appauvri, y compris les TRU obtenus par retraitement du combustible usé du réacteur à eau légère, en tant que matériau combustible nucléaire. Dans le recyclage de deuxième génération des TRU, on tente de charger et de recycler tous les TRU obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du coeur de recyclage de première génération de TRU, de compenser l'insuffisance en TRU, dont la quantité est réduite en raison d'un brûlage dans le coeur de recyclage de première génération de TRU, avec les TRU obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé du réacteur à eau légère. Tant que le réacteur à eau légère et l'ABE. fonctionnent en continu en parallèle de cette façon, les TRU provenant du combustible nucléaire usé généré par le réacteur à eau légère sont stockés en continu dans le coeur du réacteur à eau légère et l'équipement de recyclage de combustible. Par conséquent, à l'heure actuelle, on peut éviter de stocker les TRU ailleurs que dans le réacteur nucléaire. Si l'on tente le concept de l'A.BR en utilisant un AMR, le recyclage multiple des TRU peut être poursuivi plus longtemps qu'avec le coeur de recyclage multiple Full MOX. Cependant, bien que le recyclage multiple des TRU soit limité à un coeur de IO recyclage de quatrième génération de TRU, le nombre d'assemblages combustibles' usés générés est réduit à environ 1/10 du cas où aucun recyclage de TRU n'est effectué. En utilisant la structure de coeur de (4), quand le recyclage multiple des MU est poursuivi jusqu'au coeur 15 de recyclage de huitième génération de TRU, le nombre d'assemblages combustibles usés générés est réduit à moins de 1 % du nombre généré lorsqu'aucun recyclage de TRU n'est effectué. En résultat de l'étude des inventeurs ayant pour 20 objet un coeur de recyclage multiple de =3 Full MOX ordinaire, en tant que cause d'un transfert du coefficient de vide vers le côté positif quand le recyclage des M' est poursuivi, on trouve qu'il 'y a deux événements qui sont que (1) la proportion de noyaux de 25 nombre pair dans les TRU est augmenté et (Ii) quand le coefficient de vide dans le coeur augmente, la distribution de puissance dans la direction radiale est transférée dans la direction où elle est élevée dans la partie centrale du coeur et faible dans la partie 30 périphérique. Sur la Figure 9, une caractéristique V indique la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur durant le fonctionnement en puissance nominale du BWR. Une caractéristique X indique la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %. Quand la génération de recyclage du coeur de recyclage de TRU progresse, le taux d'augleentation du facteur de multiplication de neutrons infinis des assemblages combustibles, quand la fraction de vide du caloporteur augmente, augmente. Par utilisation de cet événement, une pluralité d'assemblages combustibles contenant des 10 nucléides trans-uraniques ayant des fréquences de recyclage différentes sont chargés, et, parmi les assemblages combustibles, une pluralité d'assemblages combustibles contenant le nucléide trans -uranique ayant la plus petite fréquence de recyclage sont disposés au 15 niveau de la partie centrale du coeur, et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure du coeur, les assemblages combustibles contenant les nucléides trans-uraniques ayant des fréquences de recyclage plus importantes sont disposés sur le côté de la zone de 20 couche la plus extérieure du coeur, et par conséquent le décalage de la distribution de puissance vers la partie centrale du coeur dans la direction radiale peut être assoupli. Ce faisant, le recyclage multiple des TRU devient possible cependant que les bases de sécurité sont 25 satisfaites et le nombre d'assemblages combustibles usés générés peut être réduit. L'assouplissement du décalage de la distribution de puissance vers la partie centrale du coeur va être expliqué concrètement ci-dessous. Les inventeurs ont 30 trouvé que l'une des causes principales de l'insertion d'une large réactivité positive dans la zone de matériau combustible nucléaire quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 % est que, lorsque le coeur dans sa globalité passe d'un état de vide de 100 % à un état de distribution de vide lors du fonctionnement d'un BWR en puissance nominale, la distribution de puissance dans la direction radiale est décalée vers la partie centrale du coeur à grande importance de neutrons. Lors de la mise en oeuvre d'un recyclage multiple de MU, la proportion de Pu-239 parmi tous les MU diminue successivement quand la fréquence de recyclage des TRU augmente et, quand la fraction de vide augmente, la quantité d'augmentation du facteur de multiplication de neutrons infinis des assemblages combustibles contenant des TRU augmente. En conséquence, les assemblages combustibles contenant des TRU ayant une petite fréquence de recyclage sont chargés au niveau de la partie centrale du coeur, et les assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage importante sont chargés dans la partie périphérique du coeur, et, par conséquent, le décalage vers la partie centrale du coeur dans la direction axiale de la distribution de puissance qui est générée quand le coeur dans sa globalité passe d'un état de vide de 100 % à un état de distribution de vide durant le fonctionnement nominal peut être assoupli. Par conséquent, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, on peut réaliser un coeur exempt d'insertion de réactivité positive. En outre, l'aplatissement de la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur, entre les assemblages combustibles contenant des TRU ayant différentes fréquences de recyclage, est obtenu par ajustement de la proportion du nombre d'assemblages combustibles devant être chargés. Dans un exemple de coeur de réacteur à eau légère auquel est appliquée la structure de coeur de (4), un état de coeur quand le réacteur est démarré dans une opération de recyclage est représenté sur la Figure 10. Ce coeur du réacteur à eau légère a une pluralité d'assemblages combustibles A. à H, qui sont des assemblages combustibles allant d'une pluralité d'assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1 à une pluralité d'assemblages combustibles contenant des MU ayant une fréquence de recyclage de 8, contenant séparément des TRU dont les fréquences de recyclage vont de 1 à 8 respectivement. Sur la Figure 10, les lettres A, B, C, D, E, F, H et H indiquent les fréquences de recyclage des TRU. Sur la Figure 10, les chiffres i, 2, 3, 4 et 5, ajoutés après les lettres, indiquent la période de séjour (le nombre de cycles de fonctionnement) de chacun des assemblages combustibles concernés dans le coeur. Par exemple, l'assemblage combustible B3 est un assemblage combustible qui contient des TRU ayant une fréquence de recyclage de deux et qui subit une opération dans un troisième cycle opérationnel après avoir été chargé dans le coeur. Le chiffre "5" indique un assemblage combustible subissant un cinquième cycle opérationnel. Les assemblages combustibles A à c, et une partie de l'assemblage combustible D, sont retirés du réacteur nucléaire sous forme d'assemblages combustibles usés après la fin de l'opération du quatrième cycle opérationnel après chargement dans le coeur. Le reste de l'assemblage combustible D, et les assemblages combustibles F à H, restent dans le coeur jusqu'à achèvement de l'opération du cinquième cycle opérationnel après chargement dans le coeur. Dans un coeur à l'équilibre, les TRU récupérés après retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible A4 retiré du coeur sous forme d'assemblage combustible usé sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles BI fraîchement fabriqués. Les TRU récupérés après retraitement du combustible nucléaire usé, se trouvant dans l'assemblage combustible B4 retiré du coeur sous forme d'assemblage combustible usé, sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles Cl fraîchement fabriqués. De façon similaire, les TRU récupérés du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible C4 retiré du coeur sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles frais Dl, et les TRU récupérés du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible E5 retiré du coeur sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles frais Fi. Les TRU récupérés du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible G5 sont tous dispersés et introduits dans une pluralité d'assemblages combustibles frais HI et, finalement, seul l'assemblage combustible H5 reste sous forme d'assemblage combustible usé. Le nombre de chaque assemblage combustible des assemblages combustibles A à H est déterminé de façon à rendre les facteurs de multiplication de neutrons efficaces i_nfin.is des assemblages combustibles respectifs pratiquement identiques, et de façon à maintenir plate la distribution de puissance dans la direction radiale du coeur. Dans le coeur représenté sur la Figure 10, les nombres respectifs des assemblages combustibles A à H lors d'un épuisement de 0 sont respectivement de 100 de chaque, 40 de chaque, 24 de chaque, 16 de chaque, 12 de chaque, 8 de chaque, 4 de chaque et 4 de chaque. Une pluralité d'assemblages combustibles contenant des TRU ayant la même fréquence de recyclage sont disposés de façon que des assemblages combustibles ayant différents temps de séjour de combustible dans le coeur soient disposés côte à côte, Les assemblages combustibles contenant des TRU ayant des fréquences de recyclage plus importantes sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur, et donc, quand la fraction de vide du coeur augmente, l'augmentation du facteur de IO multiplication efficace de neutrons infinis au niveau de la partie centrale devient relativement plus petite que l'augmentation du facteur de multiplication efficace de neutrons infinis dans la partie périphérique du coeur, par comparaison avec un coeur danà lequel sont chargés 15 uniquement des assemblages combustibles contenant des TRU ayant la même fréquence de recyclage. Par conséquent, le décalage de la distribution de puissance dans la direction radiale vers la partie centrale du coeur est réduit. En résultat, bien que des assemblages 20 combustibles nucléaires contenant séparément chaque TRU jusqu'à une fréquence de recyclage de huit soient chargés dans le coeur, comme le coefficient de vide est maintenu 4 x 10-4 %Ak/% de vide, le réacteur à eau légère peut fonctionner. Dans ce coeur, on trouve que le nombre 25 d'assemblages combustibles usé peut être réduit à 0,5 % ou moins par rapport au cas où le TRU n'est pas recyclé. L'exemple dans lequel des assemblages combustibles allant des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1 aux assemblages 30 combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 8 coexistent dans un seul coeur est expliqué ci-dessus, bien que l'on puisse utiliser la structure de coeur suivante. Par exemple, le coeur dans lequel sont chargés uniquement des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1, le coeur dans lequel sont chargés des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1 et des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 2, et le coeur dans lequel sont chargés des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1, des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une IO fréquence de recyclage de 2, et des assemblages combustibles contenant des TRU ayant une fréquence de recyclage de 3, peuvent être pris en compte. En outre, le cas dans lequel tous les TRU récupérés de chaque assemblage combustible usé retiré du réacteur à 15 eau légère sont recyclés est discuté ci-dessus ; cependant, dans le cas dans lequel seul le Pu parmi les TRU récupérés est recyclé et le cas où plusieurs nucléides parmi les TRU sont identifiés et sont recyclés conjointement avec le Pu, le concept selon lequel tous 20 les TRU sont recyclés peut être appliqué directement. En combinant plusieurs structures de coeur parmi les structures de coeur de (1), (2) et (3), on peut améliorer davantage la marge de sécurité. Par exemple, quand la structure de coeur de (1) est combinée avec la structure 25 de coeur de (2), la marge de sécurité est davantage augmentée que dans le cas où la structure de coeur de (1) est utilisée seule, et quand la combinaison des structures de coeur (1) et (2) est en outre combinée avec la structure de coeur (3), la marge de sécurité augmente 30 plus quavec la combinaison des structures de coeur de (1) et (2). Ce qui précède peut être dit également avec une combinaison de deux autres structures de coeur comprenant la structure de coeur de (2), et une combinaison de deux autres structures de coeur comprenant la structure de coeur de (3). Les modes de réalisation de la présente invention avec le concept susmentionné appliqué vont être expliqués 5 en détail ci-dessous par référence aux dessins joints. Mode de réalisation 1 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 1, qui est un mode de réalisation préférable de la présente invention, va être expliqué en 10 détail ci-dessous par référence aux Figures II à 20 et au Tableau 1. Un coeur 20 du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation comprend les structures de coeur de (1), (2) et (3) susmentionnées. Tableau 1 15 Composition (% en poids) Np-237 0,5 Pu-238 2,9 Pu-239 44,0 Pu-240 36,0 Pu-241 5,2 Pu-242 4,9 Am-24I 3,6 Am-242M 0,1 Am-243 1,3 Cm-244 1,1 . Cm-245 0,3 Cm-246 0,1 Le Le coeur 20 du réacteur à eau légère est un coeur pour une puissance électrique de 1350 MW, bien que l'échelle de puissance ne soit pas limitée à dette valeur. Le nombre d'assemblages combustibles chargés dans le coeur 20 20 est changé, si bien qu'un coeur ayant une autre échelle de puissance, auquel peut s'appliquer le présent mode de réalisation, peut être réalisé. Une vue d'ensemble du réacteur à eau bouillante (BWR), qui est un réacteur à eau légère pour une puissance électrique de 1350 MW, auquel est appliqué le coeur 20 du présent mode de réalisation, va être expliquée par référence à la Figure 11, Un BWR 1 est muni du coeur 20, d'un séparateur de vapeur 21 et d'un sécheur de vapeur 22 dans une cuve sous pression du réacteur 27. Le coeur 20 est entouré par une chemise de coeur 25 dans la cuve sous pression du réacteur 27. Une plaque de support de coeur 17, disposée au niveau d'une partie d'extrémité inférieure du coeur 20, est placée à l'intérieur de la chemise de coeur 25 et montée contre la chemise de coeur 25. Une plaque de structure de support supérieure 18, disposée au niveau d'une partie d'extrémité supérieure du coeur 20, est dispoSée dans la chemise de coeur 25 et montée contre celle-ci. Une pluralité de barres de commande 42 sont agencées dans une position insérable dans le coeur 20, Les barres de commande 42 sont insérées dans le coeur 20 depuis le dessous. Des séparateurs de vapeur 21 sont disposés au-dessus du coeur 20 et le séchoir de vapeur 22 est disposé au-dessus du séparateur de vapeur 21. Une pluralité de pompes internes 26 sont installées au fond de la cuve sous pression du réacteur 27 et les turbines des pompes internes 26 sont disposées dans un espace annulaire 29 formé entre la cuve sous Pression du réacteur 27 et la chemise de coeur 25. Un tuyau de vapeur principal 23 et un tuyau d'alimentation en eau 24 sont connectés à la cuve sous pression du réacteur 27. Le BWRI 1 est doté, à. titre de système de refroidissement de coeur d'urgence quand le caloporteur délivré au coeur est perdu pour une raison quelconque, d'un système d'injection de coeur basse pression 31 et d'un système d'injection de coeur haute pression 32. Dans le coeur 20, comme le montre la Figure 12, sont chargés 720 assemblages combustibles 41. Une pluralité de barres de commande en forme de Y 42 sont installées à raison d'une pour trois assemblages combustibles 41, et 223 barres de commande 42 sont présentes. Les barres de commande respectives 42 sont connectées aux mécanismes d'entraînement de barre de commande respectifs installés au fond de la cuve sous pression du réacteur 27. Les mécanismes d'entraînement de barre de commande sont entraînés par un moteur et peuvent ajuster finement le mouvement des barres de commande 42 dans direction axiale. Les mécanismes d'entraînement de barre de commande exécutent chaque opération de retrait des barres de commande 42 hors du coeur 20 et d'insertion des barres de commande 42 dans le coeur 20. Environ 1/5 des barres de commande 42 parmi les 223 barres de commande 42 sont des barres de commande pour ajuster la puissance du réacteur en étant insérées dans et retirées du coeur 20 du BWR 1 en fonctionnement, et les 4/5 restants environ des barres de commande Sont dans un état complètement retiré du coeur 20 du BWR 1 en fonctionnement, et sont les barres de commande 42 devant être insérées dans le coeur 20 lors de l'arrêt du réacteur nucléaire. L'assemblage combustible 41 a une zone de matériau combustible nucléaire 16 dans laquelle est introduit le matériau combustible nucléaire et, dans la zone de matériau combustible nucléaire 16, sont formées successivement, en partant du haut, cinq zones qui sont une zone de couverture supérieure 5, une zone fissile supérieure 6, une zone de couverture interne 7, une zone fissile inférieure 8, et une zone de couverture inférieure 9. De plus, l'assemblage combustible 41 a une zone pour former une zone de réflecteur supérieure 10 au-dessus de la zone de couverture supérieure 5 dans un état où il est chargé dans le coeur 20 et, en outre, il a une autre zone pour former une zone de réflecteur inférieure Il sous la zone de couverture inférieure 9 dans un état où il est chargé dans le coeur 20 (se référer à la Figure 16) Le coeur 20 a une zone de matériau combustible 10 nucléaire 12 comprenant le matériau combustible nucléaire, une zone de réflecteur supérieure 10A, et une zone de réflecteur inférieure 11A. La zone de réflecteur supérieure 100 est formée au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 12 et est formée par 15 zone de réflecteur supérieure 10 de chacun des assemblages combustibles 41 chargés dans le coeur 20. La zone de réflecteur inférieure IIA est formée sous la zone de matériau combustible nucléaire 12 et est formée par la zone de réflecteur inférieure II de chacun des 20 assemblages combustibles 41 chargés dans le cur. La zone de matériau combustible nucléaire 12 du coeur 20 est formée par les zones de matériau combustible nucléaire 16 de tous les assemblages combustibles 41. La zone de matériau combustible nucléaire 12 a cinq zones 25 qui sont une zone de couverture supérieure 5A formée par les zones de couverture supérieures 5, une zone fissile supérieure 6A formée par les zones fissiles supérieures 6, une zone de couverture interne 7A formée par les zones de couverture internes 7, une zone fissile inférieure 8A 30 formée par les zones fissiles inférieures 8, et une zone de couverture inférieure 9A formée par les zones de couverture inférieures 9. La zone de couverture supérieure 5A, la zone fissile supérieure 6A, la zone de couverture interne 7A, la zone fissile inférieure 8A, et la zone de couverture inférieure 9A sont disposées dans cet ordre à partir de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12 en direction de l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12. Le coeur 2 est un coeur parfait. Les zones 10A, 5A, 6A, 7A, 8A, 9A et IIA sont disposées aux mêmes positions que celles des zones respectives 10, 5, 6, 7, 8, 9 et 11 de l'assemblage combustible 41 dans la direction de la hauteur du coeur 20. Dans la section transversale de la zone où est chargé le matériau combustible nucléaire de l'assemblage combustible 41, 271 barres de combustible 44 ayant un diamètre extérieur de 10,1 mm sont agencées en un treillis triangulaire équilatéral dans une boîte de canaux 13 qui est un cylindre hexagonal, comme le montre la Figure 13. La forme de la section. 'transversale de l'assemblage combustible 41 est hexagonale et l'espace entre la pluralité de barres de combustible 44 se trouvant dans l'assemblage combustible 41 est de 1,3 mm. Une rangée de barres de combustibles dans la couche la plus extérieure contient neuf barres de combustible 44. Les barres de commande 42 ayant une section transversale en forme de Y ont trois ailettes s'étendant vers l'extérieur depuis la barre de liaison positionnée au centre. Chaque ailette a une pluralité d'éléments absorbant les neutrons 3 garnis de BAC, qui est un matériau absorbant les neutrons, et est agencée à un intervalle de 1200 autour de la barre de liaison. La 30 barre de commande 2 a un prolongateur fait en carbone, qui a un pouvoir de ralentissement inférieur à celui de l'eau légère, dans une extrémité d'insertion qui est insérée d'abord dans le coeur 20.
La structure de l'assemblage combustible 41 va être expliquée ci-dessous par référence à la Figure 17. L'assemblage combustible 41 est doté dune plaque support supérieure (élément de support de combustible supérieur) 14, d'une plaque support inférieure (élément de support de combustible inférieur) 15, d'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons (par exemple des barres absorbant les neutrons) 3, d'une pluralité de barres de combustible 44, et d'une boîte de canaux 13. La partie d'extrémité IO inférieure de chacune des barres de combustible 44 est supportée par la plaque support inférieure 15 et la partie d'extrémité supérieure de chacune des barres de combustible 44 est supportée par la plaque support supérieure 14. Chacune des barres de combustible 44 a une 15 gaine scellée faite en un alliage de zirconium et, dans la gaine de chacune des barres de combustible 44, dans la direction axiale, sont agencés un collecteur 2, la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4, dans 20 cet ordre depuis l'extrémité supérieure vers le dessous. Une pluralité de pastilles de combustible comprenant le matériau combustible nucléaire remplissent la zone de matériau combustible nucléaire (la longueur de combustible active) 16 positionnée au-dessus de la zone 25 de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 remplie de B4C, qui est un matériau absorbant les neutrons. Dans la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 peut être disposée une barre de hafnium. La proportion de la surface en coupe 30 transversale de la pastille de combustible par rapport à la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible dans la boîte de canaux 13 est de 53 %. Le diamètre extérieur de la barre de combustible 44 (le diamètre extérieur' de la gaine) aux positions respectives de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 et de la zone de matériau combustible nucléaire 16 est de 10,1 mm. Le diamètre extérieur de la barre de combustible 44 (le diamètre extérieur de la gaine) au niveau de la position du collecteur 2 est de 5,8 mm et est inférieur au diamètre extérieur de la barre de combustible 44 au niveau de la position de la zone de matériau combustible nucléaire 16. IO La longueur du collecteur 2 est de 1100 mm. Le collecteur 2 est interconnecté à la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 et à la zone de matériau combustible nucléaire 16 dans la barre de combustible 44. Dans la zone de matériau combustible nucléaire 16, 15 chacune des barres de combustible 44 est maintenue par un écarteur combustible (non représenté) en plusieurs emplacements dans la direction axiale. Les écarteurs de combustible maintiennent les intervalles entre les barres de combustible mutuelles 44 à une largeur prédéterminée. 20 La partie du collecteur 2 de chacune des barres de combustible 44 est supportée par trois écarteurs de combustible 33 en trois emplacements. Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 est maintenu sur la plaque support supérieure 14 par une barre de support (élément de support) 45 faite en un alliage de zirconium. Dans l'élément absorbant les neutrons 3, des pastilles de B4C remplissent le tube scellé ayant un diamètre extérieur de 6 mm. Ce tube est attaché à la barre de support 45. d'élément absorbant les 30 neutrons 3 peut être structuré de façon à remplir les barres de hafnium dans le tube. Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 est disposé entre les collecteurs mutuels 2 de barres de combustible 44 voisines et les éléments absorbant les neutrons 3 sont installés à raison d'un par barre de combustible 44 (se référer à la Figure 18). Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 est disposé entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12, c'est-à-dire l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16, et une extrémité inférieure de la plaque support supérieure 14. La longueur des éléments absorbant les neutrons 3 est de 500 mm et la distance IO entre l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16 et l'extrémité inférieure des éléments absorbant les neutrons 3 est de 300 mm. Dans le présent mode de réalisation, le rapport de la surface en coupe transversale totale de tous les éléments absorbant 15 les neutrons 3 à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles est de 16,8 %. Le rapport de la surface en coupe transversale totale de toute la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 3 à la surface en coupe transversale du treillis 20 d'assemblages combustibles est de 49,3 %. Cette valeur de 49,3 % n'englobe pas la surface en coupe transversale de la barre de commande 42. Quand le BWR 1 est en fonctionnement, l'eau de refroidissement dans l'espace annulaire 29 est 25 pressurisée par la rotation de la pompe interne 26 et est délivrée au coeur 20. L'eau de refroidissement délivrée dans le coeur 20 est introduite dans chacun des assemblages combustibles 41 et est chauffée par la chaleur générée par la fission du matériau fissile, et 30 une partie de celle-ci devient de la vapeur. Un courant à deux phases vapeur-liquide comprenant de l'eau de refroidissement et de la vapeur remonte dans la zone de réflecteur supérieure 10 dans l'assemblage combustible 41, Le courant à deux phases vapeur-liquide est introduit dans le séparateur de vapeur 21 depuis le coeur et la vapeur est séparée par le séparateur de vapeur 21. L'humidité est retirée davantage de la vapeur séparée au moyen du séchoir à vapeur 22. La valeur dont l'humidité a été retirée est délivrée à une turbine (non représentée) par l'intermédiaire du tuyau de vapeur principal 23 et fait tourner la turbine. Un générateur (non représenté) connecté à la turbine tourne et de l'énergie est générée. IO La vapeur déchargée de la turbine est condensée par un condenseur (non représenté) en eau condensée. L'eau condensée, servant d'eau d'alimentation, est introduite dans la cuve sous pression du réacteur 27 par l'intermédiaire du tuyau d'alimentation en eau 24. L'eau 15 de refroidissement séparée par le séparateur de vapeur 21 est mélangée avec l'eau d'alimentation susmentionnée dans l'espace annulaire 29 et est pressurisée de nouveau par la pompe interne 26, L'agencement des assemblages combustibles 41 dans le 20 coeur à l'équilibre va être expliqué par référence aux Figures 14 et 15. Les assemblages combustibles 41E dont le cycle opérationnel est le cinquième cycle et qui se trouvent dans le coeur depuis le plus longtemps, en ce qui concerne le temps de séjour du combustible dans le coeur, 25 sont disposés dans la région de couche la plus extérieure 46 du coeur 20 ayant une faible impédance de neutrons. Les assemblages combustibles 41A qui ont le coefficient de multiplication de neutrons infinis le plus élevé et qui se trouvent dans le coeur 20 au cours d'un premier cycle 30 de temps de séjour de combustible dans le coeur, sont chargés dans une région extérieure de coeur 48 adjacente en interne à la région de couche la plus extérieure du coeur 46 , en aplatissant la distribution de puissance dans les directions radiales du coeur 20, Les assemblages combustibles 4lB, 41C et 4I dont les cycles opérationnels sont respectivement le deuxième cycle, le troisième cycle et le quatrième cycle pour le temps de séjour de combustible dans le coeur, dont dispersés dans une région intérieure de coeur 50. Avec un tel agencement, il est prévu que la distribution de puissance dans la région intérieure de coeur 50 devienne plus plate. Les assemblages combustibles 41A, 41B, 41C, 411 et 1 41E sont respectivement l'assemblage combustible 41 représenté sur la Figure 13 et les Figures 19 et 20, que l'on décrira plus loin. Les plaques supports inférieures 15 de ces assemblages combustibles sont supportées par une pluralité de supports de combustible (non 15 représentés) installés sur la plaque de support de coeur 17. Des trajets de caloporteur à travers lesquels l'eau de refroidissement est délivrée aux assemblages combustibles supportés par le support de combustible sont formés dans le support de combustible, et un orifice (non 20 représenté) attaché dans le support de combustible est disposé au niveau de l'entrée de chacun des trajets de caloporteur. Dans le coeur 20, trois régions qui sont la région dè couche la plus extérieure de coeur 46, la région extérieure de coeur 48 et la région intérieure de coeur 50 25 sont formées dans la direction radiale (se référer à la Figure 15). L'orifice disposé dans la région de couche la plus extérieure de coeur 46, où la puissance de l'assemblage combustible 41 est la plus petite, a le plus petit trou, et le trou augmente dans l'ordre allant de 30 l'orifice positionné dans la région extérieure de coeur 48 à l'orifice positionné dans la région intérieure de coeur 50. Le trou de l'orifice positionné dans la région intérieure de coeur 50 est le plus grand.
La hauteur de chacune des zones dans la zone de matériau combustible nucléaire 16 de l'assemblage combustible 41 est telle qu'indiquée ci-dessous et comme le montre la Figure 16. La hauteur de la zone de couverture supérieure zone de couverture supérieure 5A) est de 70 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 (la zone fissile supérieure 6A) est de 283 mm, et la hauteur de la zone de couverture interne 7 (la zone de couverture interne 7A) est de 520 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 (la zone fissile inférieure 8A) est de 194 mm, et la hauteur de la zone de couverture inférieure 9 (la zone de couverture inférieure 9A) est de 280 mm. En outre, est formée la zone de réflecteur supérieure IO (zone de réflecteur supérieure 10A) ayant une longueur de 1100 mm depuis l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16 vers le dessus. La zone de réflecteur supérieure IO contient de l'eau de refroidissement (quand le BWR 1 est en service, un courant à deux phases vapeur-liquide) existant entre les collecteurs mutuels 2 des barres de combustible 41. Est formée la zone de réflecteur inférieure 11 (zone de réflecteur inférieure 11A) ayant une longueur de 70 mm depuis l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16 vers le dessous. La zone de réflecteur inférieure Il contient de l'eau de refroidissement existant entre les zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 mutuelles des barres de combustible 41. Les valeurs numériques de la longueur de la zone de réflecteur supérieure 10 et de la longueur de la zone de réflecteur inférieure Il indiquent la longueur en regard de la longueur des barres de combustible agencées dans les assemblages combustibles dans la direction axiale. On peut dire la même chose en ce qui concerne la longueur de la zone de réflecteur supérieure IO et la longueur de zone de réflecteur inférieure Il dans chaque mode de réalisation décrit plus loin. Les éléments absorbant les neutrons 3 et les bar de support 45 sont disposés dans la zone de réflecteur supérieure 10 (zone de réflecteur supérieure 10A). Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41 est de 0, dans toutes les barres de combustible 44 (les 10 barres de combustible 44A à 44E représentées sur_ la Figure 19) de l'assemblage combustible 41, de l'uranium appauvri est introduit dans les trois zones de couverture qui sont la zone de couverture supérieure 5, la zone de couverture interne 7 et la zone de couverture inférieure 15 9, et, si l'on considère que le poids de TRU est de 100, un combustible oxyde mixte ayant un enrichissement de 15,7 % en poids en Pu fissile, avec de l'uranium appauvri mélangé en une proportion en poids de 213, est introduit dans la zone fissile supérieure 6 et, si l'on considère 20 que le poids de TRU est de 100, un combustible oxyde mixte ayant un enrichissement de 20,2 % en Pu fissile, avec de l'uranium appauvri mélangé en une proportion en poids de 143, est introduit dans la zone fissile inférieure 8. La zone de couverture supérieure 5, la zone 25 de couverture interne 7 et la zone de couverture inférieure 9 ne contiennent pas de TRU. L'enrichissement moyen en Pu fissile dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 est de 17,5 % en poids. Le TRU est un matériau récupéré par retraitement de 30 combustible nucléaire provenant d'un matériau combustible nucléaire (combustible nucléaire usé) se trouvant dans l'assemblage combustible 41 retiré de la cuve sous pression du réacteur 27 sous forme d'assemblage 2962842 l00 combustible usé. Le combustible oxyde mixte n'est introduit dans aucune zone de couverture. En outre, dans chaque zone de couverture, à la place de l'uranium appauvri, on peut utiliser de l'uranium naturel ou de l'uranium dégradé récupéré à partir des assemblages combustibles usés. L'assemblage combustible 41 a une pluralité de barres de combustible 44A à 44E servant de barres de combustible 44, et ces barres de combustible sont IO disposées comme le montrent les Figures 19 et 20. La Figure 19 montre une coupe transversale de l'assemblage combustible 41 dans la zone fissile supérieure 6. La Figure 20 montre une coupe transversale de l'assemblage combustible 41 dans la zone fissile inférieure 8. Le 15 combustible oxyde mixte remplissant les zones fissiles supérieures respectives 6 des barres de combustible 44A .à 44E a l'enrichissement en Pu fissile indiqué ci-dessous dans un état d'épuisement de 0 (se référer à la Figure 19). Dans la barre de combustible 44A, l'enrichissement 20 en Pu fissile est de 8,4 % en poids, et, dans la barre de combustible 44B, l'enrichissement en Pu fissile est de 11,2 % en poids et, dans la barre de combustible 44C, l'enrichissement en Pu fissile est de 14,5 % en poids et, dans la barre de combustible 44D, l'enrichissement en Pu 25 fissile est de 15,9 % en poids et, dans la barre de combustible 44E, l'enrichissement en Pu fissile est de 17,2 % en poids. Le combustible oxyde mixte remplissant les zones fissiles inférieures respectives 8 des barres de 30 combustible 44A à 44E a l'enrichissement en Pu fissile indiqué ci-dessous dans un état d'épuisement de 0 (se référer à la Figure 20). Dans la barre de combustible 44A, l'enrichissement en Pu fissile est de 13,1 % en 2962842 101 poids, et dans la barre de combustible 44E, l'enrichissement en Pu fissile est de 15,9 % en poids, et dans la barre de combustible 44C, l'enrichissement en Pu fissile est de 19,2 % en poids, et dans la barre de 5 combustible 44D, l'enrichissement en Pu fissile est de 20,7 % en poids, et dans la barre de combustible 44E, l'enrichissement en Pu fissile est de 21,4 % en poids. Dans chaque zone de couverture des barres de combustible 44A à 44E, il n'existe pas de TRU, bien que chaque combustible oxyde mixte dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 des barres de combustible 44A à 44E comprenne les TRU ayant la composition indiquée dans le Tableau 1. Dans l'assemblage combustible 41, la proportion de Pu-239 parmi tous les TRU est de 44 % en poids dans un état d'épuisement de O. Le Tableau 1 montre la composition des TRU existant dans le matériau combustible nucléaire incorporé dans les assemblages combustibles frais chargés dans le coeur et obtenu par retraitement de matériau combustible nucléaire des assemblages combustibles usés. Ces assemblages combustibles usés sont restés hors du BWR 1 pendant deux ans, dans une piscine de stockage de combustible et l'équipement de retraitement de combustible, et pendant un dans l'équipement de fabrication ole combustible, c'est-à-dire pendant trois ans au total après avoir été retirés du coeur 20. Durant le fonctionnement du BWR 1, le produit de fission volatil généré par fission du matériau fissile dans chacune des barres de combustible 44 est stocké dans le collecteur 2. Comme le collecteur 2 a une longueur de 1100 mm, il peut stocker la quantité suffisante de produit de fission volatil généré par fission du matériau. fissile. Par conséquent, la santé des barres de 2962842 102 combustible 44 peut être assurée. Conformément au présent mode de réalisation, même si on suppose que le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui est un événement impossible en 5 tant qu'événement déclencheur dans un ABWR, les neutrons fuyant vers le haut ou vers le bas depuis la zone de matériau combustible nucléaire 12 peuvent être absorbés par les éléments absorbant les neutrons 3 et les zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 parce 10 qu'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons 3, ayant une longueur de 500 mm, sont disposés en une position 300 mm au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12, et une pluralité de zones de remplissage de matériau absorbant 15 les neutrons 4 sont disposées vers le bas par rapport à l'extrémité inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12. Par conséquent, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, l'insertion d'une réactivité positive dans la zone de matériau 20 combustible nucléaire 12 peut être évitée. Quand un tel état apparaît, une réactivité négative est insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12. De plus, le coeur 20 a une zone fissile supérieure 6 qui a un enrichissement en Pu fissile de 15,7 % en poids 25 et une hauteur de 283 mm, et une zone fissile inférieure 8 qui a un enrichissement en Pu fissile de 20,2 % en poids et une hauteur de 194 m. L'enrichissement moyen en Pu fissile dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 est de 17,5 % en poids. Le total de 30 la hauteur de la zone fissile inférieure 8 et de la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 477 mm, et la hauteur de la zone fissile supériéure est de 1,46 fois la hauteur de la zone fissile inférieure. 2962842 103 L'enrichissement en Pu fissile dans la zone fissile inférieure est de 1,29 fois l'enrichissement en Pu fissile dans la zone fissile supérieure 6. Dans un tel coeur 20, le rapport de surrégénération est de 1 ou plus 5 et la marge thermique peut être augmentée davantage. En résultat, le coeur 20 du présent mode de réalisation peut réduire le taux maximal de génération de chaleur linéaire de 2 % par comparaison avec le cas où l'enrichissement en Pu fissile dans les deux zones fissiles supérieure et 10 inférieure est identique et le coefficient de vide est négatif. Le BWR 1 ayant un tel coeur 20 peut poursuivre un recyclage multiple des TRU. Comme le présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1), (2) et (3), même si le coeur 15 dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12, et la santé des barres de combustible 44 est améliorée, et la marge thermique est augmentée. Par conséquent, la marge de sécurité peut 20 être améliorée davantage sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère, Dans le coeur 20 du présent mode de réalisation, quand la même puissance électrique, de 1350 MW, que celle d'un ABWR est générée par utilisation d'une cuve sous 25 pression du réacteur 27 ayant pratiquement la même taille que celle de l'ABWR actuel, l'épuisement de décharge de la zone de matériau combustible nucléaire 12 comprenant la zone fissile supérieure 6A, la zone fissile inférieure 8A et la zone de couverture interne 7A à l'exclusion de 30 la zone de couverture supérieure 5A et de la zone de couverture inférieure 9A devient de 53 GWd/t, et l'épuisement de décharge de la zone de matériau combustible nucléaire 12 comprenant la zone de couverture 2962842 104 supérieure 5A et la zone de couverture inférieure 9A devient de 45 GWdIt. Dans le coeur 20, le coefficient de vide devient de -3 x 10-4 Uk/ka de vide et le MCPR passe à 1,3. Par conséquent, dans le coeur 20, on peut atteindre 5 un rapport de surrégénération de 1,01 dans un état où le taux de chaque isotope du TRU est maintenu pratiquement constant, comme mentionné ci-dessus. Dans le présent mode de réalisation, la surface de trajet d'écoulement du courant à deux phases vapeur- -Ir liquide formé entre les collecteurs mutuels 2 des barres de combustible 44 sur la coupe II-il de la Figure 17 se réduit quand les éléments absorbant les neutrons 3 sont disposés dans la zone de réflecteur supérieure 10 et la perte de pression dans la zone de réflecteur supérieure 15 10 augmente. Comme la perte de pression dans la zone de réflecteur supérieure IO est inférieure à la perte de pression du coeur 20, il n'y a pas de problème particulier. Dans la zone de couverture supérieure 5 et la zone de réflecteur supérieure 10, la perte de pression 20 dans la zone de réflecteur supérieure 10 peut être réduite par formation d'une pluralité d'ouvertures traversant la paroi latérale de la boîte de canaux 13. Les éléments absorbant les neutrons 3A représentés sur la Figure 21 et les éléments absorbant les neutrons 25 3B représentés sur la Figure 22 peuvent être utilisés à la place des éléments absorbant les neutrons 3 représentés sur les Figures 17 et 18. Un assemblage combustible 41F représenté sur la Figure 21 a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41 30 représenté sur la Figure 17, les éléments absorbant les neutrons 3 sont changés en éléments absorbant les neutrons 3A. Les autres structures de l'assemblage combustible 41F sont les mêmes que celles de l'assemblage 2962842 105 combustible 41, Les éléments absorbant les neutrons 3A sont des corps circulaires et sont disposés de façon à entourer le collecteur 2 de chacune des barres de combustible 44. Les éléments absorbant les neutrons 3A 5 sont structurés de façon à attacher une cuve scellée circulaire 38 ayant un diamètre extérieur de 8,8 mm agencée de façon à entourer la surface extérieure de la barre de combustible 44 vers la surface extérieure de la barre de combustible 44 et à remplir de B4C la zone IO circulaire formée entre la surface extérieure de la barre de combustible 44 et la cuve scellée. L'extrémité supérieure et l'extrémité inférieure de la cuve scellée sont scellées, Avec l'application des éléments absorbant les neutrons 3A, les barres de support 45 ne sont pas 15 nécessaires. L'assemblage combustible 41G représenté sur la Figure 22 a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41 représenté sur la Figure 17, les éléments absorbant les neutrons 3 sont changés en éléments 20 absorbant les neutrons 3B. Les autres structures de l'assemblage combustible 41G sont les mêmes que celles de l'assemblage combustible 41. Les éléments absorbant les neutrons 3B sont constitués d'une plaque en Hf et sont disposés entre l'agencement des barres de combustible 44. 25 Les deux extrémités de chaque plaque en Hf, ayant une épaisseur de 1,5 mm, sont attachées à un élément de bâti 5 ayant une section transversale hexagonale, Les éléments de bâti 5 sont agencés le long de la surface intérieure de la boîte de canaux 13 et sont attachés à la plaque 30 support supérieure 14 par une pluralité de barres de support 45 et sont disposés de façon à enfermer le collecteur 2. En utilisant les éléments absorbant les neutrons 3A 2962842 106 et 3B, on peut obtenir un effet similaire à celui du mode de réalisation 1. Mode de réalisation 2 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au 5 mode de réalisation 2, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué en détail ci-dessous par référence aux Figures 23 à 27 et au Tableau 2. Un coeur 20A du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur de IO (1), (2) et (3) susmentionnées. Tableau 2 Nucléide C position en poids) 0,1 11111111 4,8 8,5 39, 1 _ 4,5 Pu-242 26,0 Am-241 4, 5 Am-242M 0,2 Am-243 4, 8 4,5 -245 1,4 1,1 Cm-247 0,2 Cm-248 0,3 Le coeur 20A du réacteur à eau légère a comme structure que l'assemblage combustible 41 devient un 15 assemblage combustible 41M dans le coeur 20 du mode de réalisation 1. Le reste de la structure du coeur 20A est identique à celle du coeur 20. La partie du coeur 20A différente du coeur 20A va être expliquée. Le coeur 20A est 2962842 107 un coeur parfait, d'une façon similaire au coeur 20. Le BWR, qui est un réacteur à eau légère auquel est appliqué le coeur 20A, a comme structure que le coeur 20 devient le coeur 20A dans le BWR. Le BWR a une structure similaire au 5 BWR 1 à l'exception du coeur 20 et est un réacteur brûleur de TRU ayant le coeur 20A. L'assemblage combustible 41H (se référer aux Figures 23 et 25) chargé dans le coeur 20A a 397 barres de combustible 44F ayant un ètre extérieur de 7,2 10 agencées dans un treillis triangulaire équilatéral dans la boîte de canaux 13. L'espace entre les barres de combustible mutuelles 44H est de 2,2 mm et une rangée de barres de combustible dans la couche la plus extérieure contient neuf barres de combustible 44. La proportion de 15 la surface en coupe transversale des pastilles de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boîte à gants 13 est de 36 %. Dans le coeur 20A, les assemblages combustibles 4IA à 41D ayant subi des nombres différents 20 de cycles opérationnels sont disposés de la façon montrée sur la Figure 24 dans un état de coeur à l'équilibre. Les assemblages combustibles 4I1), dont le cycle opérationnel est le quatrième cycle, sont disposés dans la région de couche la plus extérieure du coeur 46 (se référer à la 25 Figure 15). Les assemblages combustibles 41A dont le cycle opérationnel est le premier cycle sont disposés dans la région extérieure de coeur 48 et les assemblages combustibles 41B, 41C et 4I1) sont les cycles opérationnels sont respectivement le deuxième cycle, le 30 troisième cycle et le quatrième cycle, sont respectivement dispersés et disposés dans la région intérieure de coeur 50. Il existe une zone intermédiaire dans laquelle une pluralité d'assemblages combustibles 2962842 108 41E sont disposés de façon circulaire, entre la région intérieure de coeur 50 et la région extérieure de coeur 48. La distribution de puissance d'un tel coeur dans la direction radiale est davantage aplatie. Les assemblages 5 combustibles 41A à 41E représentés sur la Figure 24 sont respectivement l'assemblage combustible 41H. La zone de matériau combustible nucléaire I6A dans laquelle existe le matériau combustible nucléaire de l'assemblage combustible 41H (se référer à la Figure 26) 10 a comme structure que la zone de couverture inférieure 9 est retirée de l'assemblage combustible 41. Dans la zone de matériau combustible nucléaire 16A, comme le montre la Figure 26, la hauteur de la zone de couverture supérieure 5 est de 20 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 218 mm, et la - hauteur de la zone de 1 couverture interne 7 est de 560 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 est de 224 mm. De plus, la hauteur de la zone de réflecteur supérieure IO formée au-dessus de la zone de couverture supérieure 5 est de 20 1100 mm et la hauteur de la zone de réflecteur inférieure Il formée sous la zone fissile inférieure 8 est de 70 mm. La zone de matériau combustible nucléaire 12 du coeur 20A n'a pas de zone de couverture inférieure 9A. La zone de matériau combustible nucléaire 12 comprend la zone de 25 couverture supérieure 5A, la zone fissile supérieure 6A, la zOne de couverture interne 7A, et la zone fissile inférieure 8A ayant des hauteurs identiques aux hauteurs respectives de la zone de couverture supérieure 5, de la zone fissile supérieure 6, de la zone de couverture 30 interne 7, et de la zone fissile inférieure 8. La structure de chacun des assemblages combustibles 41H va être expliquée ci-dessous par référence à la Figure 25. Chacun des assemblages combustibles 41H a une 2962842 109 structure identique à celle de l'assemblage combustible 44, sauf que les barres de combustible 44 de l'assemblage combustible 41 deviennent les barres de combustible 44F. Les barres de combustible 44F ont la zone de matériau 5 combustible nucléaire 16A susmentionnée et ont le collecteur 2 aU-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 16A et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A sous la zone de matériau combustible nucléaire 16A. Le diamètre extérieur du 10 collecteur 2 est de 3,7 mm et la longueur du collecteur 2 est de 1100 mm. Dans la zone de matériau combustible nucléaire I6A de la barre de combustible 44F, existent la zone de couverture supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture interne 7, et la zone 15 fissile inférieure 8. Le diamètre extérieur de la partie de la barre de combustible 44F dans la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A est de 8,1 mm et est supérieur au diamètre extérieur de la partie de la barre de combustible 44F dans la zone de 20 matériau combustible nucléaire 16A (se référer aux Figures 25 et 27). Les éléments absorbant les neutrons 3 ayant un diamètre extérieur de 6,2 mm sont disposés entre les collecteurs 2. Le rapport de la surface en. coupe transversale totale de toute la zone de remplissage de 25 matériau absorbant les neutrons 4A à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles est de 44,0 %. Cette valeur de 44,0 % n'englobe pas la surface en coupe transversale des barres de commande 42. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41H 30 est de 0, toutes les barres de combustible 44F (les barres de combustible 44A à 44E représentées sur la Figure 19) de l'assemblage combustible 41H remplissent la zone de couverture supérieure 5 et la zone de couverture 2962842 110 interne 7 avec de l'uranium appauvri et remplissent la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 avec un combustible TRU oxyde contenant des TRU dont la composition est représentée dans le Tableau 2, dans un 5 état d'épuisement de O. L'enrichissement en Pu fissile du combustible MU oxyde est de 13,0 % en poids et la proportion de Pu-239 dans le TRU est de 8,5 % en poids. Les TRU utilisés dans l'assemblage combustible 41H sont obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se 10 trouvant dans l'assemblage combustible usé. Aucune des zones de couverture n'est remplie du combustible oxyde mixte et ne contient de TRU. En outre, dans chaque zone de couverture, de l'uranium naturel ou de l'uranium dégradé récupéré à partir de l'assemblage combustible usé 15 peut être utilisé à la place de l'uranium appauvri. Durant le fonctionnement du BWR, une quantité suffisante du produit de fission volatil généré par la fission du matériau fissile dans chacune des barres de combustible 44F peut être stockée dans le collecteur 2 20 ayant une longueur de 11.00 mm. Par conséquent, la santé des barres de combustible 44F est améliorée. Conformément au présent mode de réalisation, même si on suppose que le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui est un événement impossible en 25 tant qu'événement déclencheur dans un AEWR, l'insertion d'une réactivité positive dans zone de matériau combustible nucléaire 12 peut être évitée parce qu'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons 3, ayant une longueur de 500 mm, sont disposés en une position 300 mm 30 au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12, et une pluralité de zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A sont disposées vers le bas à partir de l'extrémité 2962842 112 inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12. Quand un tel état apparaît, une réactivité négative est insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12. En outre, le présent mode de réalisation peut obtenir les effets apparaissant dans le mode de réalisation 1. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (2), et donc, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, 10 une réactivité positive n'est pas insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 et la santé des barres de combustible 44F est améliorée. Par conséquent, le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du 15 combustible d'un réacteur à eau légère. Dans le coeur 20A du présent mode de réalisation, quand la même puissance électrique, de 1350 MW, que celle de l'ABWR, est générée par utilisation d'une cuve sous pression du réacteur 27 ayant pratiquement la même taille 20 que celle d'un ABWR actuel, l'épuisement de décharge devient de 65 GWd/t; et le coefficient de vide devient de -3 x 10-4 àk/k/% de vide et le MCPR passe à 1,3. Dans le coeur 20A, tout en réalisant le maintien du taux des isotopes de 'MU, le poids des TRU obtenus par 25 retraitement du combustible nucléaire usé dans l'assemblage combustible usé 3 ans après avoir été retiré de l'assemblage combustible 41H du coeur 20A, servant d'assemblage combustible usé, est réduit de 8,3 % par rapport au poids de TRU de l'assemblage combustible frais 30 4IH chargé dans le coeur. De plus, durant la période allant du chargement de l'assemblage combustible 41H dans le coeur 20A à son retrait, le rendement de fission des 'MU, qui est la proportion du poids de fission des TRU 2962842 112 parmi tous les poids de fission du matériau combustible nucléaire dans l'assemblage combustible 41E, est de 55 %. En outre, Le maintien du taux des isotopes de TRU signifie que les taux des isotopes de TRU sont identiques 5 pour la génération n de recyclage de TRU et la génération (n+l) de recyclage de PHU. Même dans le présent mode de réalisation, les éléments absorbant les neutrons 3A ou 3B peuvent être utilisés à la place des éléments absorbant les neutrons IO 3. Mode de réalisation 3 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 3, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué en 15 détail ci-dessous par référence à la Figure 28. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a la structure de coeur susmentionnée de (1), (2) et (3), d'une manière similaire au coeur 20 du mode de réalisation 1. 20 Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le coeur 20 du mode de réalisation 1, l'assemblage combustible 41 devient 1 assemblage combustible 411. Le reste de la structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 25 20. L'assemblage combustible 411 a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41, les barres de combustible 44 deviennent des barres de combustible 44G. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 411 est identique à celle de l'assemblage combustible 41, 30 Chacune des barres de comblistible 44G se trouvant dans l'assemblage combustible 411 a comme structure que le collecteur 2 de la barre de combustible 44 devient un collecteur 2A. La barre de combustible 44G a le 2962842 113 collecteur 2A, et la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 similaires à celles de la barre de combustible 44. Le collecteur 2A est disposé au-dessus 5 de la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire 16. Les diamètres extérieurs des parties respectives de la barre de combustible 44G dans la zone 10 de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 Sont de 10,1 mm. La proportion de la surface en coupe transversale des pastilles de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de 15 combustible unitaires dans la boîte de canaux 13 est de 53 % Le collecteur 2A a une première zone 35A et une deuxième zone 35E. Le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2A dans la première zone 35A est de 4,8 mm et 20 le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2A dans la deuxième zone 35E est de 4,4 mm. Le diamètre extérieur de la partie dans la première zone 35A est supérieur au diamètre extérieur de partie dans la deuxième zone 35E. La première zone 35A est une partie de gros diamètre 25 et la deuxième zone 35E est une partie de petit diamètre. La deuxième zone 35B est positionnée au-dessus de la première zone 35A. La longueur de la première zone 35A est de 300 mm et l'extrémité supériéure de la première zone 35A est positionnée en une position (l'extrémité 30 inférieure de l'élément absorbant les neutrons 3) 300 mm au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 16. L'extrémité inférieure de la deuxième zone 35B est disposée à la même position 2962842 114 que celle de l'extrémité supérieure de la première zone 35A, Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 est disposé entre les deuxièmes zones mutuelles 35B qui sont 5 la partie de petit diamètre des barres de combustible voisines 44G. Le diamètre extérieur de l'élément absorbant les neutrons 3 est supérieur au diamètre extérieur (6 mm) des éléments absorbant les neutrons 3 utilisés dans le mode de réalisation 1, par exemple 7,4 10 mm. Le rapport de la surface en coupe transversale totale de tous les éléments absorbant les neutrons 3 à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages combustibles est de 26,7 %. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de 15 réalisation satisfait toutes les conditions restrictives et peut maintenir un rapport de surrégénération de 1,01. En outre, dans le présent mode de réalisation, même si on suppose que le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui est 20 impossible en tant qu'événement déclencheur dans un ABWR, une réactivité positive n'est pas insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12. En particulier, dans le présent mode de réalisation, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la 25 réactivité insérée dans le coeur du présent mode de réalisation devient davantage négative que la réactivité insérée à ce moment dans le mode de réalisation 1 parce que le diamètre extérieur de l'élément absorbant les neutrons 3 est supérieur au diamètre extérieur des 30 éléments absorbant les neutrons 3 du mode de réalisation 1.. En outre, le présent mode de réalisation t obtenir les effets apparaissant dans le mode de 2962842 115 réalisation I. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de (2) et (3), et donc la santé des barres de combustible est améliorée et la marge thermique est augmentée. 5 Par conséquent, le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Mode de réalisation 4 IO Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 4, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence aux Figures 29 et 30. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a 15 les structures de. coeur susmentionnées de (1) et (3), d'une manière similaire au coeur 20 du mode de réalisation
Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le coeur 20 du mode de réalisation 1, 20 l'assemblage combustible 41 devient un assemblage combustible 4IJ. Le reste de la structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20. L'assemblage combustible 41J a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41, les barres de 25 combustible 44 deviennent des barres de combustible 44M. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 41J est identique à celle de l'assemblage combustible 41. Chacune des barres de combustible 44H se trouvant dans l'assemblage combustible 41J a comme structure que 30 le collecteur 2 de la barre de combustible 44 devient un collecteur 2B. barre de combustible 443 a collecteur 2B, et la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau 2962842 116 absorbant les neutrons 4 similaires à celles de la barre de combustible 44. Le collecteur 2B est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 5 est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire 16. Les diamètres extérieurs des parties respectives de la barre de combustible 44H dais la zone de matériau combustible nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4 sont de IO 10,1 La proportion de la surface en coupe transversale de la pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boîte de canaux est de 53 %. Le collecteur 2B a une première zone 35C et une 15 deuxième zone 35D. Le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2B dans la première zone 35C est de 5,8 mm et le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2B dans la deuxième zone 35D est de 7,4 mm. Le diamètre extérieur de la partie dans la deuxième zone 35D est supérieur au 20 diamètre extérieur de la partie dans la première zone 35C. La première zone 35C est une partie de petit diamètre et la deuxième zone 35D est une partie de gros diamètre. La deuxième zone 35D est positionnée au-dessus de la première zone 35C. La longueur de la première zone 25 35C est de 800 mm et la longueur de la deuxième zone 35D est de 300 mm. L'extrémité inférieure de la deuxième zone 35D est positionnéé en une position (l'extrémité supérieure de l'élément absorbant les neutrons 3) 800 mm au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de 30 matériau combustible nucléaire 16 et est positionnée à la même position que celle de l'extrémité supérieure de la première zone 35C. Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 ayant 2962842 117 un diamètre extérieur de 6 mm est placé entre les premières zones mutuelles 35C qui sont la partie de petit diamètre des barres de combustible voisines 44H. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de 5 réalisation satisfait à toutes les conditions restrictives .et peut maintenir un rapport de surrégénération de 1,01. Dans le présent mode de réalisation, le volume du collecteur 2B est supérieur à celui du collecteur 2 du mode de réalisation 1 parce que 10 la deuxième zone 35D du collecteur 2B existant au-dessus de l'extrémité supérieure de l'élément absorbant les neutrons 3 est une partie de plus gros diamètre. Par conséquent, la pression dans la barre de combustible 44H est diminuée davantage et la santé des barres de 15 combustible 44H utilisées dans le présent mode de réalisation est améliorée davantage que celle des barres de combustible 44H utilisées dans le mode de réalisation 1. Le présent mode de réalisation peut obtenir les 20 effets apparaissant' dans le mode de réalisation I. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (3), et donc, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, l'insertion d'une réactivité positive dans le coeur peut être évitée, et la 25 marge thermique est augmentée. Par conséquent, le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Mode de réalisation 5 30 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 5, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence à la Figure 31 au Tableau 2. 2962842 118 Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur susmentionnées de (1) et (3). Le réacteur à eau légère auquel est appliqué le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de 5 réalisation est un réacteur brûleur de TRU. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le coeur 20A du mode de réalisation 2, l'assemblage combustible 4IH devient un assemblage combustible 4IK. Le reste de la IO structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20A. L'assemblage combustible 4IK a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41H, les barres de combustible 44F deviennent des barres de combustible 441. Le reste de la structure de 15 l'assemblage combustible 41K est identique à celle de l'assemblage combustible 41E . La proportion de la surface en coupe transversale de la pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boîte à canaux est de 36 %. 20 Chacune des barres de combustible 441 se trouvant dans l'assemblage combustible 41K a comme structure que le collecteur 2 de la barre de combustible 44F devient le collecteur 2B. La barre de combustible 44J a le collecteur 2B, et la zone de matériau combustible 25 nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A similaires à celles de la barre de combustible 44. Le collecteur 2B ayant la première zone 35C et la deuxième zone 35D du mode de réalisation 4 est disposé au-dessus de la zone de matériau combustible 30 nucléaire 16 et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A est disposée sous la zone de matériau combustible nucléaire 16. Le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2B dans la première zone 35C 2962842 119 est de 3,7 mm et le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2B dans la deuxième zone 35D est de 5,6 mm. Le diamètre extérieur de la partie dans la deuxième zone 35D est supérieur au diamètre extérieur de la partie dans 5 première zone 35C. La deuxième zone 35D est positionnée au-dessus de la première zone 35C. L'extrémité inférieure de la deuxième zone 35D est positionnée en une position (l'extrémité supérieure de l'élément absorbant les neutrons 3) 800 mm au-dessus de l'extrémité supérieure de 10 la zone de matériau combustible nucléaire 16 et est positionnée à la même position que celle de l'extrémité supérieure de la première zone 35C. Chacun des éléments absorbant les neutrons 3 ayant un diamètre extérieur de 8,1 mm est placé entre les 15 premières zones mutuelles 35C qui sont la partie de petit diamètre des barres de combustible voisines 441. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation satisfait à toutes les conditions restrictives et peut maintenir un rapport de 20 surrégénération de 1,01. Dans le présent mode de réalisation, le volume du collecteur 2B devient supérieur au volume du collecteur 2 utilisé dans le mode de réalisation 2 parce que le collecteur 2B existant au-dessus de l'extrémité supérieure de l'élément absorbant 25 les neutrons 3 a la deuxième zone 35D. Par conséquent, la pression dans la barre de combustible 441 'peut être diminuée' et la santé des barres de combustible 441 utilisées dans le présent mode de réalisation est améliorée davantage que celle des barres de combustible 30 44F utilisées dans le mode de réalisation 2. Le présent mode de réalisation peut obtenir les effets apparaissant dans le mode de réalisation 2. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de 2962842 120 (1) et (3), et donc, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, l'insertion d'une réactivité positive dans le coeur peut être évitée, et la. marge thermique est augmentée. Par conséquent, le présent 5 mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère.
Mode de réalisation 6 10 Un. coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 6, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence aux Figures 32 à 34 et au Tableau 3. Un coeur 203 du réacteur à eau légère du 15 présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (2) susmentionnées. Le réacteur à eau légère auquel est appliqué le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation est un réacteur brûleur de 20 Tableau Nucléide Composition en poids) Np-237 0,2 Pu-236 4,2 Pu-2 9 4,0 Pu-240 37,7 Pu-24 Pu-242 33,0 Am -24I 4,3 Am-24 0,2 Am-243 5,7 Cm-244 ,4 Cm-245 1,3 Cm 246 1,1 Cm 247 0,2 Cm-248 0,3 Le coeur 20B du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le coeur 20A du mode de réalisation 2, l'assemblage combustible 41H devient un assemblage combustible 41L. Le reste de la structure du coeur 20B du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20A. L'assemblage combustible 41L a comme structure que, dans l'assemblage combustible 41L, les barres de combustible 44F deviennent des barres de combustible 44J. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 41L est identique à celle de l'assemblage combustible 41H. La forme de la section longitudinale de l'assemblage combustible 41L est identique à la forme de la section longitudinale, représentée sur la Figure 25, de l'assemblage combustible 4IH.
Le coeur 20B au présent mode de réalisation est un coeur de zone fissile ayant une puissance électrique de 450 MW et est un coeur appliqué à un réacteur brûleur de TRU. L'assemblage combustible 41L chargé dans coeur 20E a 331 barres de combustible 44J ayant un diamètre extérieur de 8,7 mm, agencées dans un treillis triangulaire équilatéral dans la boîte de canaux 13. L'espace entre les barres de combustible mutuelles 44J est de 1,6 mm et une rangée de barres de combustible dans la couche la plus extérieure contient dix barres de combustible 44. La proportion de la surface en coupe transversale de la pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boîte à gants 13 est de 46 %. Dans le coeur 20E, les assemblages combustibles 41..E à 41D ayant subi des nombres différents de cycles 121 2962842 122 opérationnels sont disposés de la façon montrée sur la Figure 33 dans un état de coeur à l'équilibre. Les assemblages combustibles 4ID, dont le cycle opérationnel est le quatrième cycle, sont disposés dans la région de 5 couche la plus extérieure du coeur 46. Les assemblages combustibles 41.E dont le cycle opérationnel est le premier cycle sont disposés dans la région extérieure de coeur 48 et les assemblages combustibles 41B, 41C et 41D sont les cycles opérationnels sont respectivement le IO deuxième cycle, le troisième cycle et le quatrième cycle, sont respectivement dispersés et disposés dans la région intérieure de coeur 50. Il existe une zone intermédiaire dans laquelle une pluralité d'assemblages combustibles 41B sont disposés de façon circulaire, entre la région 15 intérieure de coeur 50 et la région extérieure de coeur 48. La distribution de puissance d'un tel coeur 20B dans la direction radiale est davantage aplatie. Les assemblages combustibles 4IA à 41E représentés sur la Figure 33 sont respectivement l'assemblage combustible 4lL. 20 La zone de matériau combustible nucléaire 16E dans laquelle existe le matériau combustible nucléaire de l'assemblage combustible 41L (se référer à la Figure 34) a la zone de couverture supérieure 5, une zone fissile 34, et la zone de couverture inférieure 9. La zone de 25 réflecteur supérieure IO se trouve au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de couverture supérieure 5, et la zone de réflecteur intérieure 11 se trouve sous l'extrémité inférieure de la zone de couverture inférieure 9. La hauteur de la zone de 30 couverture supérieure 5 est de 20 mm, la hauteur de la zone fissile 34 est de 201 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 9 est de 20 mm. Par ailleurs, la hauteur de la zone de réflecteur supérieure IO est de 2962842 123 1100 mm et la hauteur de la zone de réflecteur inférieure 11 est de 70 mm, Bien que cela ne soit pas représenté, la zone de matériau combustible nucléaire 12 du coeur 20B comprend la 5 zone de couverture supérieure 5A, la zone fissile 34A, et la zone de couverture inférieure 9A ayant des hauteurs identiques aux hauteurs respectives de la zone de couverture supérieure 5, de la zone fissile 34, de la zone et de la zone de couverture inférieure 9. La zone de 10 couverture supérieure 5A, la zone fissile 34A et la zone de couverture inférieure 9A sont disposées dans cet ordre dans la direction axiale du coeur 203 . Le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2 de la barre de combustible 44J est de 4,2 mm et le 15 diamètre extérieur des éléments absorbant les neutrons 3 est de 6,7 mm, Le diamètre extérieur de la partie de la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A de la barre de combustible 44J est de 9,0 mm. Le rapport de la surface en coupe transversale totale de tous les 20 éléments absorbant les neutrons à la surface en coupe transversale du treillis d'assemblages nucléaires est de 26,0 %. Le rapport de la surface en coupe transversale totale de toute la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A à la surface en coupe 25 transversale du treillis d'assemblages combustibles est de 46,7 %. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 4lL est de 0, toutes les barres de combustible 44J (les barres de combustible 44A à 44E représentées sur la 30 Figure 19) de l'assemblage combustible 41L remplissent la zone de couverture supérieure 5 et la zone de couverture inférieure 9 avec de l'uranium appauvri et remplissent la zone fissile 34 avec un combustible TRU oxyde contenant 2962842 124 des 'U dont la composition est représentée dans le Tableau 3, dans un état d'épuisement de O. L'enrichissement en Pu fissile du combustible TRU oxyde est de 7,4 % en poids et la proportion de Pu-239 dans le 5 MU est de 4,0 % en poids. Les TRU incorporés dans l'assemblage combustible 41L sont obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé se trouvant dans l'assemblage combustible usé. Aucune zone de couverture n'est remplie du combustible oxyde mixte et ne IO contient de MU. En outre, dans chaque zone de couverture, de l'uranium naturel ou de l'uranium dégradé récupéré à partir de l'assemblage combustible usé peut être utilisé à la place de l'uranium appauvri. Durant le fonctionnement du réacteur à eau légère 15 auquel est appliqué le coeur 20B du présent mode de réalisation, une quantité suffisante du produit de fission volatil généré par la fission du matériau fissile dans chacune des barres de combustible 44J peut être stockée dans le collecteur 2 ayant une longueur de 1100 20 mm. Par conséquent, la. santé des barres de combustible 44 est assurée. Conformément au présent mode de réalisation, même si on suppose que le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui est un événement impossible en 25 tant qu'événement déclencheur dans un ABWR, l'insertion d'une réactivité positive dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 peut être évitée parce qu'une pluralité d'éléments absorbant les neutrons 3, ayant une longueur de 500 mm, sont disposés en une position 300 min 30 au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12, et une pluralité de zones de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4A sont disposées vers le bas par rapport à l'extrémité 2962842 125 inférieure de la zone de matériau combustible nucléaire 12. Quand un tel état apparaît, une réactivité négative est insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12. 5 En outre, le présent mode de réalisation peut obtenir les effets apparaissant dans le mode de réalisation 2. Le présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (2), et donc il peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au IO rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Dans le coeur 203 du présent mode de réalisation, quand une puissance électrique de 450 MW est générée par utilisation d'une cuve sous pression du réacteur 27 ayant 15 pratiquement la même taille que celle d'un ABWR actuel, l'épuisement de décharge devient de 75 GWd/t, et le coefficient de vide devient de -3 x 10-5 àk/k/% de vide et le MCPR passe à 1,3. Dans le coeur 20B, tout en réalisant le maintien du taux des isotopes de TRU, le 20 poids des TRU obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé dans l'assemblage combustible usé 3 ans après avoir'été retiré de l'assemblage combustible 41L du coeur 20B, sous forme d'assemblage combustible usé, est réduit de 7,4 % par rapport au poids de TRU de 25 l'assemblage combustible frais 41L chargé dans le coeur. De plus, durant la période allant du chargement de l'assemblage combustible 41L dans le coeur 20E à son retrait, le rendement de fission des TRU, qui est la proportion du poids de fission des TRU parmi tous les 30 poids de fission du matériau combustible nucléaire dans l'assemblage combustible 41L, est de 80 %.
Mode de réalisation 7 6 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 7, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence aux Figures IO, 35 et 36 et au Tableau 4. Un coeur 20C du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a la structure de coeur de (4). Le coeur 20C du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation est un coeur d'ABWR dans lequel la puissance électrique est de 1350 MW et dans lequel sont chargés 872 assemblages combustibles 41M. Une pluralité de barres de commande 47 ayant une coupe transversale en forme de croix sont insérées dans le coeur 20C et retirées du coeur 20C pour contrôler la puissance du réacteur. Tableau 4 Nucléide _____________________________ ,2 F G H Cc. sti A ble retiré Poids de 1,51 1,20 1,04 0,93 0,86 0,79 0,70 0,70 0,67 PEU (t) Np-237 6,66 5,00 3,93 , 3,24 2,00 1,82 _ u-238 2,76 7,65 10,03 11,44 1:3,37 13,:39 13,4a Pu-239 48,81 31,47 24,85 21,21 18,48 14,9413,70 12,47 Pu-240 23,05 28,41 29,93 30, 85 ___ Pu-241 6,95 9,50 8,66 7,60 6,68 5,90 5,12 4,18 3,66 Ï=iï_242 5,05 8,44 10,56 12,03 13,50 14,52 15,38 16,03 16,68 Am-24. 4,67 4,76 MIMMEZIMUI 7,56 8,01 . 8,66 8,97 Am-242M 0,02 0,06 0,09 0,11 0,13 0,14 0,16 0,18 0,20 dan-243 1,47 2,62 3,14 ' 3,42 3,69 3,83 ' 3,90 ' 3,95 3,99 0,01 0,02 0,112 0,02 ; 0,02 0,02 0,02 0,01 0,01 Cm-244 0,50 ! 1,82 1111111 2,65 2,43 -245 0,04 ! 0,21 0,40 0,52 0,61 0,65 0,68 0,70 0,70 -246 0,01 0,04 0,09 0,13 0,18 0,22 0,26 0,28 0,30 MUN 0,00 0,00 0,00 0,01 0,02 0,02 0,02 0,03 0,03 Cm-248 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,01 0,01 0,01 0,01 Un assemblage combustible 41M a 74 barres de 2962842 127 combustible et la section transversale de l'assemblage combustible 41M est un carré. Dans l'assemblage combustible 41M, comme le montre la Figure 36, les 74 barres de combustible ayant un diamètre extérieur de 5 11,2 mm sont agencées dans la boîte de canaux cylindrique 13.E ayant une section transversale carrée. Ces barres de combustible 44K sont agencées selon une forme de treillis carrée. Deux barres d'eau 39 sont agencées dans la partie centrale de la section transversale de l'assemblage IO combustible 4IM0 La hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire dans laquelle est chargé le matériau combustible nucléaire du coeur 20C est de 3,71 mm. Une pluralité d'assemblages combustibles 41J chargés dans le 15 coeur 20C comprennent les assemblages combustibles A, B, C, D, E, F, G et H, comme le montre la Figure 10. Ces assemblages combustibles chargent des TRU ayant des fréquences de recyclage différentes dans les barres de combustible 44K en tant que matériau combustible nucléaire, Concrètement, chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible A ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 1) obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible usé retiré du coeur à l'équilibre. Chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible B ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 2) obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible A qui est un assemblage combustible usé retiré du coeur à l'équilibre. Chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible C ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant 2962842 128 une fréquence de recyclage de 3) obtenus par retraitement du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible B qui est un assemblage combustible usé retiré du coeur à l'équilibre. De façon similaire, chacune des barres de 5 combustible 44K de l'assemblage combustible D ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 4) obtenus à partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible C et chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage 10 combustible E ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 5) obtenus à partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible D. Chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible F ayant un épuisement de 0 est 15 garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 6) obtenus à partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible E, et chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible G ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une 20 fréquence de recyclage de 7) obtenus à partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible F, et chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible H ayant un épuisement de 0 est garnie des TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 8) obtenus à 25 partir du combustible nucléaire usé de l'assemblage combustible G. Les TRU (TRU ayant une fréquence de recyclage de 1) chargés dans chacune des barres de combustible 44K de l'assemblage combustible A sont récupérés à partir du combustible nucléaire usé de 30 l'assemblage combustible avec de l'uranium légèrement enrichi chargé dans les barres de combustible qui ne contiennent pas de TRU quand l'épuisement est de O. Les TRU ayant des fréquences de recyclage différentes ne sont 2962842 129 pas mélangés et sont chargés séparément dans les barres de combustible d'assemblages combustibles différents (par exemple les assemblages combustibles A, B, C, etc.). Dans le coeur 20C, parmi les assemblages combustibles 5 A à H ayant différentes fréquences de recyclage des TRU, une pluralité d'assemblages combustibles A contenant les TRU ayant la plus petite fréquence de recyclage sont disposés au niveau de la partie centrale, et, entre la partie centrale et la zone de couche la plus extérieure 10 du coeur, les assemblages combustibles contenant les TRU ayant des fréquences de recyclage plus élevées sont disposés sur le côté de la zone de couche la plus extérieure du coeur. Concrètement, chaque assemblage combustible parmi les assemblages combustibles B, C, D, 15 E, F, G et H, dans l'ordre alphabétique, est disposé en partant de la partie centrale du coeur où les assemblages combustibles A. sont disposés en direction de la zone de couche la plus extérieure. Le coeur 20C comprend 100 assemblages combustibles 20 Al, 40 assemblages combustibles BI, 24 assemblages combustibles CI, 16 assemblages combustibles Dl, 12 assemblages combustibles El, 8 assemblages combustibles FI, 4 assemblages combustibles Gl, et 4 assemblages combustibles Hl. Des nombres d'assemblages combustibles 25 sont les nombres en lesquels les assemblages combustibles Al, BI, Cl, Dl, El, FI, G1 et Hi sont dans un état d'épuisement de O. Les assemblages combustibles A à coeur 20C comprennent des assemblages 30 les temps de séjour de combustible nombre de cycles opérationnels) n chiffres 1, 2, 3, 4 et 5 attachés exemple A à H, décrites en relation H chargés dans le combustibles dont dans le coeur (le différents. Les aux lettres (par avec l'assemblage 2962842 130 combustible) servant à discriminer les assemblages combustibles contenant des TRU ayant des fréquences dg recyclage différentes, indiquent le temps de séjour de combustible dans le coeur (le nombre de cycles 5 opérationnels) de l'assemblage combustible concerné (par exemple l'assemblage combustible A, l'assemblage combustible B, etc.). Quand ce chiffre augmente, ceci signifie que le temps de séjour de combustible dans le coeur est plus long. L'assemblage combustible auquel IO attaché un "le est un assemblage combustible dans le premier cycle de temps de séjour de combustible dans le coeur, et l'assemblage combustible auquel est attaché un "5est un assemblage combustible dans le cinquième cycle de temps de séjour de combustible dans le coeur. 15 Par exemple, l'assemblage combustible Al est un assemblage combustible qui contient des TRU ayant une fréquence de recyclage de 1 et qui subit une opération dans le premier cycle opérationnel après chargement dans le coeur 20C. L'assemblage combustible E5 est un 20 assemblage combustible qui contient des TRU ayant une fréquence de recyclage de 5 et qui subit une opération dans le cinquième cycle opérationnel après chargement dans le coeur 20C. Les assemblages combustibles A. à C et une partie de l'assemblage combustible D sont retirés du 25 réacteur nucléaire sous forme d'assemblage combustible usé après la fin de l'opération dans le quatrième cycle opérationnel après chargement dans le coeur 20C. Le reste de l'assemblage combustible D et les assemblages combustibles F à H sont retirés du réacteur nucléaire 3 sous forme d'assemblage combustible usé après la fin de l'opération dans le cinquième cycle opérationnel après chargement dans le coeur 20C. Parmi une pluralité d'assemblages combustibles 2962842 131 contenant des MU ayant la même fréquence de recyclage, les assemblages combustibles ayant des temps de séjour de combustible dans le coeur différents sont agencés au voisinage les uns des autres. Par exemple, pour un 5 certain assemblage combustible Al, les assemblages combustibles A4 sont placés attenants du côté droit et du côté gauche sur la Figure 10 et les assemblages combustibles A3 sont placés attenants en haut et en bas sur la Figure 10. IO Le Tableau 4 montre le poids de chacun des TRU des assemblages combustibles A à H et de l'assemblage combustible retiré sous forme d'assemblage combustible usé, et la composition de chacun des TRU. Les colonnes A à H dans le Tableau 4 correspondent aux assemblages 15 combustibles A à H. L'assemblage combustible retiré sous forme d'assemblage combustible usé est, par exemple, l'assemblage combustible H5. Conformément au coeur 20C du présent mode de réalisa n, quand la fraction de vide du coeur 20C 20 augmente, l'augmentation du facteur de multiplication efficace des neutrons infinis au niveau de la partie centrale du coeur 20C devient relativement inférieure à l'augmentation du facteur de multiplication efficace des neutrons infinis dans la zone de couche la plus 25 extérieure du coeur. Par conséquent, le décalage de la distribution de puissance vers la partie centrale du coeur est réduit (se référer à la Figure 9). Ainsi, bien que les assemblages combustibles nucléaires HI à H5 contenant des TRU ayant une fré ence de recyclage de 8 soient 30 chargés dans le coeur 20C, l'épuisement de décharge de l'assemblage combustible H5 retiré du coeur 20C sous forme d'assemblage combustible usé devient de 45 GWd/t et le coefficient de vide du coeur 20C devient de -4 x 10-4 2962842 132 %: /% de vide. Dans le coeur 20C, le nombre d'assemblages combustibles usés générés peut être réduit à 0,5 % ou moins par comparaison avec le cas où les TRU ne sont pas recyclés. Bien que l'on utilise un combustible oxyde mixte de TRU et d'uranium appauvri en tant que matériau combustible nucléaire dans les assemblages combustibles chargés dans le coeur 20C du présent mode de réalisation, on peut utiliser de l'uranium naturel ou de l'uranium IO dégradé récupéré à partir d'assemblages combustibles usés à la place de l'uranium appauvri. En outre, on peut utiliser le Pu extrait des TRU ou plusieurs nucléides actinides mineurs dans les TRU et le Pu à la place des
15 Mode de réalisation 8 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 8, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence aux Figures 37 et 38. Le coeur du 20 réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur susmentionnées de (1), (2) et (3), d'une manière similaire au coeur 20 du mode de réalisation 1. Le coeur du présent mode de réalisation a comme 25 structure que, dans le coeur 20 du mode de réalisation 1, l'assemblage combustible 41 devient un assemblage combustible 41. Le reste de la structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20. L'assemblage combustible 41N a comme structure que, 30 dans l'assemblage combustible 41, les barres de combustible 44 deviennent des barres de combustible 44L. Le reste de la structure de l'assemblage combustible 41N est identique à celle de l'assemblage combustible 41. 2962842 133 Chacune des barres de combustible 44L se trouvant dans l'assemblage combustible 4IN a le collecteur 2, la zone de matériau combustible nucléaire 16, et la zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons 4, d'une 5 façon similaire aux barres de combustible 44 se trouvant dans l'assemblage combustible 41. Les diamètres extérieurs des parties respectives de la barre de combustible 44L dans le collecteur 2, la zone de matériau combustible nucléaire 16, et la zone de remplissage de IO matériau absorbant les neutrons 4, sont identiques aux diamètres extérieurs des parties des barres de combustible 44. La zone de matériau combustible nucléaire 16 dans laquelle existe le matériau combustible nucléaire de 15 l'assemblage combustible 4IN a la zone de couverture supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture interne 7, la zone fissile inférieure 8, et la zone de couverture inférieure 9, comme le montre la Figure 37. La zone de réflecteur supérieure 10 se trouve 20 au-dessus de l'extrémité supérieure de la zone de couverture supérieure 5, et la zone de. réflecteur inférieure 11 se trouve sous l'extrémité inférieure de la zone de couverture inférieure 9. La hauteur de la zone de couverture supérieure 5 est de 70 mm, et la hauteur de la 25 zone fissile supérieure 6 est de 242 mm, et la hauteur de la zone de couverture interne 7 est de 520 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 est de 220 mm, et la hauteur de la zone de couverture inférieure 9 est de 280 mm. Le total de la hauteur de la zone fissile 30 inférieure 8 et de la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 462 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 1,10 fois la hauteur de la zone fissile inférieure 8. La hauteur de la zone de 2962842 134 réflecteur supérieure IO est de 1100 mm et la hauteur de la zone de réflecteur inférieure 11 est de 70 mm Dans le présent mode de réalisation, les pastilles de combustibles garnissant la zone fissile supérieure 6 de 5 la barre de combustible 44L sont toutes des pastilles creuses, ce qui diffère des autres modes de réalisation. Dans la barre de combustible 44L, toutes les pastilles de combustible garnissant respectivement la zone de couverture supérieure 5, la zone de couverture interne 7, 10 la zone fissile inférieure 8 et la zone de couverture inférieur 9, autres que la zone fissile supérieure 6, sont les pastilles pleines utilisées dans les autres modes de réalisation. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41N 15 est de 0, toutes les barres de combustible 44L de l'assemblage combustible 41N remplissent les trois zones de couverture avec de l'uranium appauvri. et remplissent zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 avec un combustible oxyde mixte. Dans la 20 zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 de l'assemblage combustible 411, en supposant que le poids des TRU est de 100, l'enrichissement en Pu fissile mélangé à de l'uranium appauvri en une proportion en poids de 173 est de 18,0 % en poids chaque. Les TRU sont 25 récupérés par retraitement à partir du combustible nucléaire usé ésent dans l'assemblage combustible 4lN, qui est un assemblage combustible usé. Aucune zone de couverture n'est garnie de combustible oxyde mixte et ne contient de TRU. En outre, dans chaque zone de 30 couverture, on peut utiliser de l'uranium naturel ou de l'uranium dégradé récupéré à partir de l'assemblage combustible usé à la place de l'uranium appauvri. Les barres de combustible 44N à 44R sont utilisées 2962842 135 en tant que barres de combustible 44L agencées dans l'assemblage combustible 41N. Les barres de combustible 44N à 44R sont agencées dans la. boite de canaux 13 comme le montre la Figure 38. Dans l'assemblage combustible 41N 5 ayant un épuisement de 0, l'enrichissement en Pu fissile respectivement de la zone fissile supérieure 6 et la zone IO barres de combustible 44Q, et 19,5 % en poids dans les barres de combustible 44R. Le présent mode de réalisation peut obtenir chaque effet apparaissant dans le mode de réalisation 1. Le 15 présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1), (2) et (3), et donc, même quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, une réactivité positive n'est pas insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 et la santé des barres 20 de combustible est améliorée, et la marge thermique est augmentée. Par conséquent, le présent mode de réalisation peut améliorer davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. 25 Le coeur du présent mode de réalisation satisfait à toutes les conditions restrictives et peut maintenir un rapport de surrégénération de 1,01. En outre, dans le présent mode de réalisation, l'enrichissement en Pu fissile devient identique respectivement dans la zone 30 fissile supérieure 6 et dans la zone fissile inférieure 8 des barres de combustible 44N à 44R de l'assemblage combustible 41N. Ainsi, dans le présent mode de réalisation, le type d'enrichissement en Pu fissile peut fissile inférieure 8 est de 10,7 % en poids dans les barres de combustible 44N, 13,5 % en poids dans les barres de combustible 440, 16,8 % en poids dans les barres de combustible 44P, 18,2 % en poids dans les 2962842 136 réduit de 9 types à 5 types par comparaison avec l'assemblage combustible 41N utilisé dans le mode de réalisation 1,° ayant des enrichissements en Pu fissile différents dans la zone fissile supérieure 6 et la zone 5 fissile inférieure 8 et, en correspondance avec cela, le type de pastilles combustible à fabriquer peut être réduit.
Mode de réalisation 9 10 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 9, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence à la Figure 39. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a la 15 structure de coeur susmentionnée de (2). Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le coeur 20 du mode de réalisation 1, l'assemblage combustible 41 devient un assemblage combustible 4IQ. Le reste de la structure du coeur du 20 présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20. L'assemblage combustible 41Q a comme structure que les éléments absorbant les neutrons 3 et la zone de matériau absorbant les neutrons 4 sont retirés de l'assemblage combustible 41. Le reste de la structure de 25 l'assemblage combustible 41Q est identique à celle de l'assemblage combustible 41. L'assemblage combustible 41Q a une pluralité de barres de combustible 44S. Les barres de combustible 44S ont comme structure que la zone de matériau absorbant les neutrons 4 est retirée des barres 30 de combustible 44. Dans le présent mode de réalisation, le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2 des barres de combustible 445 est de 5,8 1 et la longueur du 2962842 137 collecteur 2 est de 1100 mm. Le diamètre extérieur de la partie de la zone de matériau combustible nucléaire 16 des barres de combustible 44A est de 10,1 La proportion de la surface en coupe transversale de la 5 pastille de combustible parmi la surface en coupe transversale du treillis de barres de combustible unitaires dans la boîte de canaux est de 53 %. Par conséquent, la santé des barres de combustible peut être améliorée parce que le volume du collecteur 2 IO est augmenté. En outre, même si le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, la réactivité insérée dans la zone de matériau combustible nucléaire 12 devient de 1 dollar ou moins parce que le diamètre extérieur de la partie du collecteur 2 formée dans les barres de 15 combustible 44S est inférieur au diamètre extérieur de la partie de la zone de matériau combustible nucléaire 16 sous la partie de collecteur. Par conséquent, même s'il se produit un événement composite d'un premier accident au-delà d'un accident technique théorique, l'énergie des 20 barres de combustible est automatiquement réduite à l'énergie pouvant être refroidie au débit de l'eau de refroidissement injectée dans le coeur par le fonctionnement du système d'injection de coeur haute pression, et donc la marge de sécurité du BWR est 25 conservée. Par conséquent, le présent mode de réalisation peut augmenter davantage la marge de sécurité sans nuire au rendement économique du combustible du réacteur à eau légère. Le coeur du présent mode de réalisation satisfait à 30 toutes les conditions restrictives et peut maintenir un rapport de surrégénération de 1,01.
de de réalisation 2962842 138 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 10, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence à la Figure 40 et au Tableau 5. 5 Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur susmentionnées de (1), (2) et (3), d'une façon similaire au coeur 20A du mode de réalisation 2, Tableau 5 IO Nucléide Composition (% en poids) Np-237 0,2 Pu-238 5 ,0 Pu-239 13,4 Pu-240 40,8 Pu-241 4,6 Pu-242 21,1 Am-241 4,7 Am-242M 0,2 -243 4,1 Cm-2 4 3,6 Cm-245 1,1 Cm-246 0,8 Cm-247 0,2 Cm-248 0,2 Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le mode de réalisation 2, l'assemblage combustible 4IH devient un assemblage combustible 41R (se référer à la Figure 41). Le reste de 15 la structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20A. La zone de matériau combustible nucléaire 161 dans l'assemblage combustible 41R chargé dans le coeur du 2962842 139 présent mode de réalisation a la zone de couverture supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture interne 7, et la zone fissile inférieure 8, d'une manière similaire à l'assemblage combustible 41H. 5 La hauteur de la zone de couverture supérieure 5 est de 50 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 183 mm, et la hauteur de la zone de couverture interne 7 est de 560 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 est de 173 mm. La zone de réflecteur 10 supérieure IO ayant une hauteur de 1100 mm est présente, et la zone de réflecteur inférieure 11 ayant une hauteur de 70 mm se trouve sous la zone fissile inférieure 8 au-dessus de la zone de couverture supérieure 5. La hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 1,06 fois la 15 hauteur de la zone fissile inférieure 8, Dans l'ssemblage combustible 41R, 397 barres de combustible ayant un diamètre extérieur de 7,6 mm sont agencées dans un treillis triangulaire équilatéral dans la boîte de canaux 13. L'espace entre les barres de 20 combustible mutuelles est de 1,8 mm et une rangée de barres de combustible dans la couche la plus extérieure contient onze barres de combustible 44. Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41R est de 0, toutes les barres de combustible de l'assemblage 25 combustible 41R remplissent la zone de couverture supérieure 5 et la zone de couverture inférieure 9 avec de l'uranium appauvri et remplissent la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 avec du combustible TRU oxyde contenant des TRU ayant la 30 composition indiquée dans le Tableau 5 dans un état d'épuisement de O. L'enrichissement en Pu fissile du combustible TRU oxyde est de 18,0 % en poids et la proportion de Pu-239 dans le TRU est de 13,4 % en poids. 2962842 140 Le présent mode de réalisation peut obtenir chaque effet apparaissant dans le mode de réalisation 2. Le coeur du présent mode de réalisation peut efficacement éteindre les TRU même si la composition de TRU est différente de 5 la composition de TRU de l'assemblage combustible 41H chargé dans le coeur 20A du mode de réalisation 2.
Mode de réalisation 11 Un coeur d'un réacteur à eau légère. conformément au 10 mode de réalisation 11, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué ci-dessous par référence à la Figure 41 et au Tableau 6. Le coeur du réacteur à eau légère du présent mode de réalisation a les structures de coeur de (1) et (2), d'une 15 façon similaire au coeur 20A du mode de réalisation 2 Tableau 6 Nucléide Composition (% en poids) Np-237 5,49 Pu-238 2,51 Pu-239 44,25 Pu-24! 25, t9 Pu-241 8,45 Pu-242 7,44 Am-241 3,89 Am-242M 0,01 Am-243 1,59 Cm-244 0,54 Cm-245 0,03 Cm-246 0,01 Le coeur du présent mode de réalisation a comme structure que, dans le mode de réalisation 2, 20 l'assemblage combustible 41H devient un assemblage 2962842 141 combustible 415 (se référer à la Figure 41). Le reste de la structure du coeur du présent mode de réalisation est identique à celle du coeur 20A. La zone de matériau combustible nucléaire 16A dans 5 l'assemblage combustible 41S chargé dans le coeur du présent mode de réalisation a la zone de couverture supérieure 5, la zone fissile supérieure 6, la zone de couverture interne 7, et la zone fissile inférieure 8, d'une manière similaire à l'assemblage combustible 41E. IO La hauteur de la zone de couverture supérieure 5 est de 20 mm, et la hauteur de la zone fissile supérieure 6 est de 217 mm, et la hauteur de la zone de couverture interne 7 est de 560 mm, et la hauteur de la zone fissile inférieure 8 est de 224 mm. En outre, la hauteur de la 15 zone de réflecteur supérieure IO est de 1100 mm et la hauteur de la zone de réflecteur inférieure 11 est de 70 mm. La section transversale de l'assemblage combustible 415 est identique à celle représentée sur la Figure 23. 20 Quand l'épuisement de l'assemblage combustible 41S est de 0, toutes les barres de combustible de l'assemblage combustible 415 remplissent la zone de couverture supérieure 5 et la zone de couverture interne 7 avec de l'oxyde de thorium. Quand l'épuisement de l'assemblage 25 combustible 4lS est de 0, la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 de cet assemblage combustible 415 chargé dans le coeur 20A du présent mode de réalisation comprennent des TRU (appelés ci-après TRU de décharge de coeur actuel) ayant la composition indiquée 30 dans le Tableau 6, obtenus par retraitement de l'assemblage combustible usé (contenant de l'uranium légèrement enrichi) ayant un épuisement de décharge de 45 GWd/t retiré du coeur d'ABWR actuel et du combustible 2962842 142 oxyde mixte de thorium. Le coeur chargé avec l'assemblage combustible 415 ayant un épuisement de 0 est un coeur de recyclage de première génération de TRU (appelé ci-après coeur RG1). Dans le coeur d'ABWR actuel, est chargé un 5 assemblage combustible contenant de l'uranium légèrement enrichi. Le TRU de décharge de coeur actuel, ayant la composition indiquée dans le Tableau 6, est ajouté au TRU obtenu par retraitement de l'assemblage combustible 41S retiré du coeur RGI sous forme d'assemblage combustible IO usé, en la quantité qui va rendre le coeur critique. Be coeur chargeant l'assemblage combustible 415 ayant un épuisement de 0 contenant du combustible oxyde mixte des TRU obtenus par addition et du thorium dans la zone fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 est 15 un coeur de recyclage de deuxième génération de TRU (appelé ci-après coeur RG2). Ensuite, à chaque répétition du recyclage de MU, le =LI de décharge de coeur actuel est ajouté au TRI.' obtenu par retraitement de l'assemblage combustible 41S qui est un assemblage combustible usé 20 généré à partir du coeur de recyclage de TRU de chaque génération, en la quantité qui va rendre le coeur critique, l'assemblage combustible 4IS ayant un épuisement de 0 contenant le TRI:5 obtenu par addition et du combustible oxyde mixte de. thorium dans la zone 25 fissile supérieure 6 et la zone fissile inférieure 8 est chargé dans le coeur 20A, et, jusqu'à ce que la composition du TRU obtenu par retraitement de l'assemblage combustible 41S qui est un assemblage combustible usé retiré du coeur 20A devienne pratiquement 30 constante, le recyclage du TRU est répété. Sur la Figure 42, une caractéristique 54 indique le poids du TRU de décharge de coeur actuel ajouté à un assemblage combustible frais ayant un épuisement de 0, 2962842 143 chargé dans le coeur de recyclage de chaque génération de recyclage, et une caractéristique 53 indique les poids des TRU dans les assemblages combustibles usés retirés de ces coeurs de recyclage. Sur la Figure 43, une 5 caractéristique 55 indique la proportion en poids de Pu-239 parmi les TRU dans l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 chargé dans le coeur de recyclage de chaque génération de recyclage, et une caractéristique 56 indique la proportion en. poids de Pu---239 parmi les TRU 10 dans les assemblages combustibles usés retirés de ces coeurs de recyclage. Aucune zone de couverture n'est remplie de combustible oxyde mixte et ne contient de TRU. Le coeur de chaque génération de recyclage, du coeur RGI au coeur RG1O, est chargé d'assemblages combustibles 15 contenant le TRU de décharge de coeur actuel et ayant un épuisement de décharge de 65 GWd/t. Dans ces coeurs de génération de recyclage, le TRU de décharge de coeur actuel subit une fission. Dans le présent mode de réalisation, dans ces coeurs de génération de recyclage, 20 quand le coefficient de vide est négatif, comme dans le cas de la caractéristique 57 représentée sur la Figure 44, et comme dans le cas de la caractéristique 58, quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui ne peut pas se produire en tant 25 qu'événement déclencheur dans un BWR, et, en outre, même si on suppose qu'aucune barre de commande ne fonctionne, aucune réactivité positive n'est insérée. Le présent mode de réalisation peut obtenir chaque effet apparaissant dans le mode de réalisation 2. Le 30 présent mode de réalisation peut efficacement éteindre les TRU, même dans un matériau combustible nucléaire ayant une composition de TRU différente de celle du mode de réalisation 2. 2962842 1.44 Dans W.S, Yang et al., A Metal Fuel Core Concept for 1000 MWt Advanced Burner Reactor GLOBAL' 07 Boise, USA, septembre 2007, page 52, est décrit le concept d'un ABR du type à refroidissement au sodium, permettant la 5 fission et une réduction de la quantité des TRU récupérés par retraitement du combustible nucléaire usé d'un réacteur à eau légère. En outre, la littérature décrit que les TRU générés à partir d'un réacteur à eau légère peuvent être emprisonnés dans le réacteur à eau légère, 10 l'ABR, et l'équipement de cycle de combustible, par mise en service du réacteur à eau légère et de l'ABR fonctionnant à présent en coexistence l'un de l'autre, et les TRU n'ont pas besoin d'être stockés à l'extérieur du réacteur nucléaire, et la quantité de matériau de déchet radioactif de longue vie peut être fortement réduite. Toutefois, l'énergie de neutrons dans le coeur de l'ABR augmente parce que l'ABR utilise un matériau combustible nucléaire ayant des TRU enrichis en uranium appauvri, et utilise du Na à titre de caloporteur. Par 20 conséquent, simultanément à la fission et à la réduction de quantité des TRU enrichis, il y a de nombreux TRU nouvellement créés à partir d'U-238. Pour stocker toute la quantité de TRU provenant du réacteur à eau légère en fonctionnement à l'heure actuelle dans l'AB R, l'ABR doit 25 être construit à raison d'un ABR par réacteur à eau légère. Il est prévu que le coût de génération de puissance de l'ABR devienne supérieur à celui du réacteur à eau légère, et donc, en comparaison avec le cas du fonctionnement uniquement du réacteur à eau légère, il y 30 a comme problème que le rendement économique du combustible peut être altéré. Par conséquent, à la place de l'enrichissement des TRU en uranium appauvri, un assemblage combustible 2962842 145 contenant un matériau combustible nucléaire avec des TRU enrichis en thorium pour qu'il n'y ait pas de nouvelle génération de TRU est chargé dans un réacteur brûleur de TRU décrit dans la demande de brevet japonais mise à 5 l'inspection publique N° 2008-215818, ayant une faible énergie de neutrons dans le coeur, et est mis en service, et ainsi une nouvelle génération de TRU est empêchée et le rendement de fission des TRU peut être favorisé. Par conséquent, les TRU de trois réacteurs à eau légère 10 peuvent fissionner au moyen d'un seul réacteur brûleur de TRU du présent mode de réalisation, et donc un AEa à refroidissement au Na, ayant un coût élevé de génération de puissance, est inutile, et le rendement économique du combustible est fortement amélioré. 15 Mode de réalisation 12 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 12, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va âtre expliqué en 20 détail ci-dessous par référence aux Figures 45 et 46 et aux Tableaux 7 et 8. Le coeur du présent mode de réalisation est le coeur 20C, similaire à celui du mode de réalisation 7, et est un coeur d'un ABWR dans lequel la puissance électrique en fonctionnement actuel est de 25 1350 MW, et dans lequel sont chargés 872 assemblages combustibles ayant 74 barres de combustible par assemblage combustible. Ce coeur est le coeur d'un réacteur brûleur de TRU. En ce qui concerne la structure du présent mode de réalisation, la partie différente de 30 celle du mode de réalisation 7 va être expliquée, et l'explication de la partie identique à celle du mode de réalisation 7 va être omise. Tableau 7 2962842 146 Nucléide Composition en poids) Np-237 6,66 Pu-238 2,76 Pu-239 48,81 Pu-240 23,05 Pu-241 6,95 Pu-242 5,05 Arc-241 67 Um-242M ,02 Am-243 1,47 Cm-243 L,,01 Cm-244 0,50 Cm-245 0, Cm-246 0,01 La section transversale du coeur 20C du présent mode de réalisation est identique à celle représentée sur la Figure 35, et la section transversale de l'assemblage 5 combustible 41M chargé dans le coeur 20C est identique à celle représentée sur la Figure 36. Dans le coeur 20C est chargé l'assemblage combustible 41M dans lequel la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est de 3,71 m. En outre, dans le coeur du PWR, sont chargés 10 des assemblages combustibles contenant de l'uranium légèrement enrichi. Le coeur chargeant un assemblage combustible ayant un épuisement de 0 et ayant un combustible oxyde mixte de TRU (appelés ci-après MU de décharge de coeur actuel), ayant la composition indiquée 15 dans le Tableau 7 et obtenus par retraitement de l'assemblage combustible usé ayant un épuisement de décharge de 50 GWd/t retiré du coeur du PWR, et de l'uranium appauvri, est un coeur de recyclage de première génération de TM' (appelé ci-après coeur RG1), Les TMde 2962842 147 décharge de coeur actuel ayant la composition indiquée dans le Tableau 7 sont ajoutés aux MU obtenus par retraitement de l'assemblage combustible retiré du coeur RG1, en la quantité qui va rendre le coeur critique. Le coeur chargeant l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 et ayant un combustible oxyde mixte contenant de l'uranium appauvri et les TRU obtenus par addition est un coeur de recyclage de deuxième génération de TRU (appelé ci-après coeur RG2). Ensuite, à chaque répétition du recyclage de TRU, les TRU de décharge de coeur actuel sont ajoutés aux TRU obtenus par retraitement de l'assemblage combustible usé retiré du coeur de recyclage de chaque génération, en la quantité qui va rendre le coeur critique, et l'assemblage combustible 15 ayant un épuisement de 0 contenant le combustible oxyde mixte des TRU obtenus et de l'uranium appauvri est chargé dans le coeur,
20 25
Tableau 8 n.anaa_ Combustible Nucléide RGI RG8 iré de RG8 Poids de RI MMMI 8,04 ,48 7,57 T RU (t) Np-23 6'6' a,7 5,17 4,7 4 37 4 8 3,85 3,66 2,94 8 Np-239 0, 00 0,00 0,00 0, 0, 00 0,00 00 0, 0 0,02 Pu-238 2,76 5,41 6,86 7,86 ,60 9,15 9,57 9,89 11,35 Pu-239 48,81 39,35 35,12 32,47 30,57 29,12127,97 27,03 22,26 IIIIIIIIIIIII 27,97 Pu-240 23,05 26,03 28,28128,52 28,73 29,47 Pu-241. 6,95 8,33 ; 8,31 8,06 7,79 7,56 7,35 7,18 8,12 Pu-242 5,05 6,86 8,00 8,85 9,53 X0,12 10,63 11,08. 12,57 Am-241 4,67 4,75 5,10 5,40 5,62 5,79 5,91 6,00 1 5,22 Am-242M 0,02 0,04 0,06 0,07 0,08 0,08 0,09 0,09 0,11 Am-243 1,47 2,08 2,41 2,63 -2,79 2,91 3,01 3,09 3,45 Cm-242 0,00 0,00 0,00 0,00 . 0,00 0,00 0,00 0,00 0,30 Cm 243 0,01 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 0,02 Cm-244 0,50 1,20 , 1,66 1,96 2,18 2,34 2,46 2,55 3,33 ------------------- -------- ------------------------------ 0,13 0,23 0,57 0,0.3 0,05 0,24 , ----- ----------------------------- ---------------------------------------------------- + Cm-245 0,04 0,31 0,37 0,41 0,45 0,47 Cm-246 0,01 0,08 0,10 0,13 0,16 0,18 -247 0,00 0,00 0,00 0,00 0,01 0,01 0,01 0,02 0,02 Cm-248 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,00 0,01 0,01 montre composition TRU se l'asr'emblage combustible ayant un dans le coeur de recyclage de chaque génération de recyclage, allant du coeur RG1 au coeur RG8, et la composition des TRU se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés du coeur RG8. Sur la Figure 45, les poids des TRU de décharge de coeur actuel ajoutés à l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 chargé dans lé coeur de recyclage de chaque génération de recyclage, allant du coeur RGI au coeur RG8, sont indiqués par une caractéristique 60, et les poids des TRU se trouvant dans les assemblages combustibles usés retirés de ces coeurs de recyclage sont indiqués par une caractéristique 59. Sur la Figure 46, la proportion en poids de Pu-239 se trouvant dans les TRU de l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 et chargés dans le coeur de recyclage de chaque génération de recyclage, allant du coeur RGI au coeur RG8, est indiquée par une caractéristique 61, et la proportion du poids de Le Tableau trouvant dans épuisement de 0 2962842 149 Pu-239 se trouvant dans les TRU des assemblages combustibles usés retirés de ces coeurs de recyclage est indiquée par une caractéristique 62. Le coeur de chaque génération de recyclage allant du 5 coeur RGI au coeur RG8 est chargé des assemblages combustibles comprenant les TRU de décharge de coeur actuel et ayant un épuisement de décharge de 45 GWd/t. Dans ces coeurs de génération de recyclage, les TRU de décharge de coeur actuel subissent une fission. Dans le IO présent mode de réalisation, dans ces coeurs de génération de recyclage, quand le coefficient de vide est négatif, comme dans le cas de la caractéristique 63 représentée sur la Figure 47, et comme dans le cas de la caractéristique 64, quand le coeur dans sa globalité passe 15 à un état de vide de 100 %, ce qui ne peut pas arriver en tant qu'événement déclencheur dans un BWR et, en outre, même si on suppose qu'aucune des barres de commande n'est en service, aucune réactivité positive n'est insérée jusqu'au coeur RG7. Le coeur RG8 a un coefficient de vide négatif suffisant à des fins de sécurité, bien que la réactivité positive soit de 1 dollar ou moins. Dans le présent mode de réalisation, les assemblages combustibles usés allant du coeur RGI au coeur RG7 sont tous retraités et les TRU de décharge sont transmis au coeur de génération de recyclage suivant conjointement avec les TRU de. décharge de coeur actuel. Par conséquent, parmi les RG1 à RG8, seulement 208 assemblages combustibles retirés du coeur RG8 chaque année peuvent rester sous forme d'assemblage combustible usé. D'autre part, environ 8000 assemblages combustibles usés doivent être retraités en termes des assemblages combustibles ayant de l'uranium légèrement enrichi, actuellement utilisés par un ABWR, afin de fournir environ 14 tonnes 2962842 150 de TRU utilisés dans les RG1 à RG8. L'ABWR du présent mode de réalisation et l'AMR utilisant de l'uranium légèrement enrichi actuellement en service sont utilisés conjointement, et donc le nombre d'assemblages 5 combustibles usés résiduels peut être fortement réduit, à environ 2,6 % de celui obtenu quand seul l'ABWR utilisant du combustible uranium légèrement enrichi est en service.
Mode de réalisation 13 Un coeur d'un réacteur à eau légère conformément au mode de réalisation 13, qui est un autre mode de réalisation de la présente invention, va être expliqué en détail ci-dessous par référence aux Figures 48 à 50 et au Tableau 6. Le coeur du présent mode de réalisation est le 15 coeur 20C, similaire à celui du mode de réalisation 12, et est un coeur d'Un ABWR dans lequel la puissance électrique en fonctionnement actuellement est de 1350 MW, et dans lequel sont chargés 872 assemblages combustibles ayant 74 barres de combustible par assemblage combustible. Ce coeur 20 est le coeur d'un réacteur brûleur de TRU. En ce qui concerne la structure du présent mode de réalisation, la partie différente de celle du mode de réalisation 12 va être expliquée, et l'explication de la partie identique à celle du mode de réalisation 12 va être omise.
25 Dans le coeur 20C du présent mode de réalisation, est chargé l'assemblage combustible 41M dans lequel la hauteur de la zone de matériau combustible nucléaire est de 3,71 m. En outre, dans le coeur du PWR, sont chargés des assemblages combustibles contenant de l'uranium 30 légèrement enrichi. En outre, dans le coeur de l'ABWR, sont chargés des assemblages combustibles contenant de l'uranium légèrement enrichi. Le coeur chargeant un assemblage combustible ayant un épuisement de 0 contenant 2962842 151 un combustible oxyde mixte des TRU (appelés ci-après TRU de décharge de coeur actuel) ayant la composition indiquée dans le Tableau 6 et obtenus par retraitement de l'assemblage combustible usé ayant un épuisement de 5 décharge de 45 GWd/t retiré du coeur du PWR et du thorium est un coeur de recyclage de première génération de TRU (appelé ci-après coeur RG1). Les TRU de décharge de coeur actuel ayant la composition indiquée dans le Tableau 6 sont ajoutés aux TRU obtenus par retraitement de 10 l'assemblage combustible retiré du coeur RGI, en la quantité qui va rendre le coeur critique. Le coeur chargeant l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 et ayant un cOmbustible oxyde mixte des TRU obtenus par addition et de thorium est un coeur de recyclage de 15 deuxième génération de TRU (appelé ci-après coeur RG2). Ensuite, à chaque répétition du recyclage de TRU, les TRU de décharge de coeur actuel sont ajoutés aux TRU obtenus par retraitement de l'assemblage combustible usé retiré du coeur de recyclage de chaque génération, en la quantité 20 qui va rendre le coeur critique, et l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 contenant le combustible oxyde mixte des TRU obtenus et de thorium est chargé dans le coeur. Sur la Figure 48, une caractéristique 66 indique le 25 poids du TRU de décharge de coeur actuel ajouté à un assemblage combustible ayant un épuisement de 0, chargé dans le coeur de recyclage de chaque génération de recyclage, et une caractéristique 65 indique les poids des TRU dans les assemblages combustibles usés retirés de 30 ces coeurs de recyclage. Sur la Figure 49, une caractéristique 67 indique la proportion en poids de Pu- 239 parmi les TRU dans l'assemblage combustible ayant un épuisement de 0 chargé dans le coeur de recyclage de 2962842 152 chaque génération de recyclage, et une caractéristique 68 indique la proportion en poids de Pu-239 parmi les TRU dans les assemblages combustibles usés retirés de ces coeurs de recyclage. Le coeur de chaque génération de recyclage allant du coeur RGI au coeur RG4 est chargé des assemblages combustibles comprenant les TRU de décharge de coeur actuel et ayant un épuisement de décharge de 45 GWd/t. Dans ces coeurs de génération de recyclage, les TRU de IO décharge de coeur actuel subissent une fission. Dans le présent mode de réalisation, dans ces coeurs de génération de recyclage, quand le coefficient de vide est négatif jusqu'au RG3, comme dans le cas de la caractéristique 69 représentée sur la Figure 50, et comme dans le cas de la 15 caractéristique 70 représentée sur la Figure 50, et quand le coeur dans sa globalité passe à un état de vide de 100 %, ce qui ne peut pas arriver en tant qu'événement déclencheur dans un ABWR et, en outre, même si on suppose qu'aucune des barres de commande n'est en service, 20 jusqu'au coeur RG3, aucune réactivité positive n'est insérée. Dans le présent mode de réalisation, les problèmes de sécurité doivent être résolus dans le recyclage multiple de TRU dans le coeur RG4 et après celui-ci, mais 25 la quantité utilisée des TRU de décharge de coeur actuel du TG1 est importante par comparaison avec l'ABR et d'autres modes de réalisation. En supposant qu'avant l'établissement de la technologie de retraitement d'assemblages combustibles contenant du thorium, le 30 retraitement n'était pas effectué dans le coeur RG2 et après celui-ci jusqu'à présent, on évalue le cas où le coeur RG1 et l'ABWR actuel utilisant de l'uranium légèrement enrichi sont utilisés conjointement. 208 2962842 153 assemblages combustibles usés sont retirés chaque année du coeur RGI. D'autre 'part, environ 3200 assemblages combustibles usés parmi les assemblages combustibles à uranium légèrement enrichi actuellement utilisés par l'ABWR doivent être retraités pour fournir environ 5,7 tonnes de TRU utilisés dans le TG1. L'ABWR du coeur RGI et l'ABWR utilisant de l'uranium légèrement enrichi actuellement en service sont utilisés conjointement, et donc le nombre d'assemblages combustibles usés résiduels IO peut être fortement réduit, à environ 6,5 % de celui obtenu quand seul l'ABWR utilisant du combustible uranium légèrement enrichi est en service. Le présent mode de réalisation constitue l'un des procédés capables de réaliser une forte réduction du nombre d'assemblages 15 combustibles usés résiduels uniquement par changement des assemblages combustibles dans l'ABWR actuellement en service. En outre, lors de la mise en terre directe des assemblages combustibles usés, qui est considérée à l'heure actuelle comme étant l'un des choix possibles 20 pour la mise au rebut des TRU, on considère que les pastilles de combustible oxyde mixte de TRU et de thorium sont largement plus stables chimiquement que les pastilles de combustible oxyde mixte de TRU et d'uranium, si bien qu'il constitue un procédé valide avant que la 25 technologie de retraitement d'assemblages combustibles contenant du thorium devienne disponible. liste des références réacteur à eau bouillante, 2, 2A, 2E collecteur, 3, 3A, 3B : élément absorbant les neutrons, 30 4 : zone de remplissage de matériau absorbant les neutrons, 5, 5A : zone de couverture supérieure, 6, 6A : zone fissile supérieure, 7, 7A : zone de couverture interne, 8, 8A : zone fissile inférieure, 9, 9A : zone de 2962842 154 couverture inférieure, 10 zone de réflecteur supérieure, 11 : zone de réflecteur inférieure, 12, 16, 16A : zone de matériau combustible nucléaire, 14 : plaque support supérieure, 15 : plaque support inférieure, 20, 20A : coeur, 25 : gaine de coeur, 27 : cuve sous pression du réacteur, 34 : zone fissile, 35A, 35C : première zone, 35B, 35D deuxième zone, 41, 4IA-41N, 41Q-41S : assemblage combustible, 42, 47 : barre de commande, 44, 44A-44N, 44P-44S : barre de combustible.

Claims (1)

  1. REVENDICATIONS1. Coeur d'un réacteur à eau légère, dans lequel sont chargés une pluralité d'assemblages combustibles (41) 5 ayant un matériau combustible nucléaire ; dans lequel une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, et une zone fissile inférieure sont disposées dans la direction axiale dans cet ordre dans une zone de matériau 10 combustible nucléaire ayant ledit matériau combustible nucléaire ; et une pluralité d'isotopes de nucléides trans-uraniques sont présents dans ladite zone fissile supérieure et ladite zone fissile inférieure ; et ledit coeur, le total de la hauteur de ladite zone fissile 25 inférieure et de hauteur de ladite zone fissile supérieure est situé dans la plage allant de 350 mm à 600 mm et ladite hauteur de ladite zone fissile supérieure est située dans la plage allant de 1,1 à 2,1 fois ladite hauteur de ladite zone fissile inférieure. 3. Coeur d'un réacteur à eau légère selon la revendication 1 ou 2, dans lequel, quand ledit assemblage combustible lequel, quand lesdits assemblages combustibles épuisement de 0 sont présents, le taux de fissile parmi tous les nucléides transdans ladite zone fissile inférieure est au taux de plutonium fissile parmi tous les trans-uraniques dans ladite zone fissile 20 15 dans ayant un plutonium uraniques supérieur nucléides supérieure
    2.Coeur d'un revendication coMbustible ayant 1, réacteur à eau légère selon la - dans lequel, quand ledit assemblage un épuisement de 0 est incorporé dans 30 2962842 156 ayant un épuisement de est incorporé dans ledit coeur, la moyenne de l'enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile inférieure et de l'enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile supérieure est située dans la plage allant de 16 % à 20 % ; et ledit enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides transes uraniques dans ladite zone fissile inférieure est situé dans la plage allant de 1,05 à 1,6 fois ledit enrichissement en plutonium fissile de tous lesdits nucléides trans-uraniques dans ladite zone fissile supérieure. 4.Coeur d'un réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 3, dans lequel ladite zone de couverture inférieure est disposée sous ladite zone fissile inférieure dans ladite zone de matériau combustible nucléaire. 5. Cour d'un réacteur à eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 à 4, dans lequel le taux de plutonium-239 parmi tous les nucléides trans-uraniques se trouvant dans ladite zone de matériau combustible nucléaire est situé soit dans 3 a. plage allant de 40 % à 60 %, soit dans la plage allant de 5 % ou plus à moins de 40 %. 6. Assemblage combustible pour un coeur d'un réacteur à 30 eau légère selon l'une quelconque des revendications 1 5, comprenant une pluralité de barres de combustible ; un élément de support de combustible inférieur supportant une partie 2962842 157 d'extrémité inférieure de chacune parmi ladite pluralité de barres de combustible ; un élément de support de combustible supérieur supportant une partie d'extrémité supérieure de chacune parmi ladite pluralité de barres de 5 combustible ; et des éléments absorbant les neutrons, dans lequel ladite pluralité de barres de combustible forment en interne une zone de matériau combustible nucléaire ayant un matériau combustible nucléaire contenant une pluralité d'isotopes de nucléides IO trans-uraniques ; dans lequel ladite zone de matériau combustible nucléaire comprend une zone de couverture supérieure, une zone fissile supérieure, une zone de couverture interne, une zone fissile inférieure ladite zone de ^5 couverture supérieure, ladite zone fissile supérieure, ladite zone de couverture interne, et ladite zone fissile inférieure sont disposées dans cet ordre dans la direction axiale ; et ladite zone fissile supérieure et ladite zone fissile inférieure comprennent ladite 20 pluralité d'isotopes ; et dans lequel, dans un état d'épuisement de 0, le taux de plutonium fissile parmi tous les nucléides transe uraniques dans ladite zone fissile inférieure est supérieur au taux de plutonium fissile parmi tous les 25 nucléides transauraniques dans ladite zone fissile supérieure.
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