FR3011118A1 - Assemblage de transmutation et centrale nucleaire a reacteur rapide l'utilisant. - Google Patents

Assemblage de transmutation et centrale nucleaire a reacteur rapide l'utilisant. Download PDF

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Abstract

L'invention se rapporte à un assemblage de transmutation (5) destiné à être chargé dans un cœur de réacteur à neutrons rapides (22) et comprenant des aiguilles de combustible (6, 7, 8) comprenant un élément à vie longue ; des aiguilles de modérateur (9) comprenant un modérateur de neutrons ; et un tube enveloppe (11) logeant les aiguilles de combustible (6, 7, 8) et les aiguilles de modérateur (9) sous la forme d'un faisceau. Les aiguilles de combustible (6, 7, 8) sont agencées de façon que des éléments combustibles incluant l'élément à vie longue chargé dans les aiguilles de combustible aient des surfaces de section transversale diminuant en direction du centre de l'assemblage de transmutation (5).

Description

ASSEMBLAGE DE TRANSMUTATION ET CENTRALE NUCLÉAIRE À RÉACTEUR RAPIDE L'UTILISANT La présente invention concerne un assemblage de transmutation (assemblage combustible pour transmutation) qui est chargé dans un réacteur à neutrons rapides et effectue la transmutation d'un déchet radioactif à vie longue ; et une centrale nucléaire à réacteur rapide utilisant l'assemblage de transmutation.
Des assemblages combustibles et un coeur de réacteur à neutrons rapides sont décrits par N. Hirakawa et T. Iwasaki dans "Genshiro Butsuri Nyumon (en japonais ; "Introduction à la physique des réacteurs nucléaires") Tohoku University Press, Sendai, 30 octobre 2003, pages 279-286 (ci-après document non brevet 1). Un réacteur surgénérateur à neutrons rapides comprend généralement une cuve de réacteur et un coeur agencé dans la cuve de réacteur, du sodium liquide servant de caloporteur étant chargé dans la cuve de réacteur. Chacun des assemblages combustibles devant être chargés dans le coeur comprend de multiples barres de combustible contenant de l'uranium appauvri (U-238) enrichi en plutonium ; un tube enveloppe entourant et logeant un faisceau des barres de combustible ; une buse d'entrée supportant une protection neutronique positionnée à une extrémité inférieure des barres de combustible et sous les barres de combustible ; et une sortie de caloporteur positionnée au-dessus des barres de combustible. Le coeur d'un réacteur surgénérateur comprend une région de combustible de coeur ayant une région de combustible de coeur intérieure et une région de combustible de coeur extérieure entourant la région de combustible de coeur intérieure ; une région de combustible de couche fertile entourant la région de combustible de coeur ; et une région de blindage contre les rayonnements entourant la région de combustible de couche fertile. Dans un coeur homogène conventionnel, un assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur extérieure a un enrichissement en plutonium (Pu) supérieur à celui d'un assemblage combustible chargé dans la région de combustible de coeur intérieure. Ceci aplanit la distribution de puissance radiale du coeur. À titre d'exemple de matériau combustible nucléaire devant être logé dans chaque barre de combustible de 10 l'assemblage combustible, on peut citer les combustibles métalliques, les combustibles nitrures, et les combustibles oxydes. Parmi ceux-ci, le résultat de l'utilisation de combustibles oxydes est le plus abondant. Typiquement, des pastilles de combustible oxyde mixte 15 en oxyde de plutonium et oxyde d'uranium appauvri, c'est-à-dire un combustible oxyde mixte (MOX), sont chargées jusqu'à une hauteur d'environ 80 à 100 cm dans une partie centrale axiale de chaque barre de combustible. De plus, des régions de couche fertile axiales sont agencées au- 20 dessus et au-dessous de la région chargée de combustible MOX, chacune des régions de couche fertile axiales étant chargée de multiples pastilles de dioxyde d'uranium faites à partir d'uranium appauvri. Un assemblage de combustible de coeur intérieur devant être chargé dans la région de 25 combustible de coeur intérieure et un assemblage de combustible de coeur extérieur devant être chargé dans la région de combustible de coeur extérieure ont de multiples barres de combustible chargées de pastilles de combustible MOX de la manière décrite ci-dessus. L'assemblage 30 combustible de coeur extérieur a un enrichissement en Pu supérieur à celui de l'assemblage de combustible de coeur intérieur. Les assemblages combustibles de couche fertile sont chargés dans la région de combustible de couche fertile 35 entourant la région de combustible de coeur. Chacun des assemblages combustibles de couche fertile a des barres de combustible chargées de pastilles de dioxyde d'uranium faites d'uranium appauvri. Des neutrons sont générés par une réaction de fission se produisant dans les assemblages combustibles chargés dans la région de combustible de coeur. Parmi les neutrons, ceux qui ont fui hors de la région de combustible de coeur sont absorbés par l'U-238 dans chaque barre de combustible des assemblages combustibles de couche fertile chargés dans la région de combustible de couche fertile. Ceci produit du Pu-239, qui est un nucléide fissile nouvellement généré dans chaque barre de combustible des assemblages combustibles de couche fertile. Des barres de commande sont utilisées lors du démarrage, de l'arrêt et de l'ajustement de puissance d'un réacteur surgénérateur à neutrons rapides. Les barres de commande ont de multiples barres d'absorbeur de neutrons, comprenant chacune une pastille de carbure de bore (B4C) encapsulées dans un tube de gainage en acier inoxydable.
Les barres de commande comprennent les barres d'absorbeur de neutrons et un tube enveloppe logeant les barres d'absorbeur de neutrons, le tube enveloppe ayant une section transversale hexagonale régulière comme pour les assemblages combustibles de coeur intérieurs et les assemblages combustibles de coeur extérieurs. Les barres de commande forment deux systèmes indépendants, à savoir un système de barre de commande principal et un système de barre de commande de réserve. Un seul parmi le système de barre de commande principal et le système de barre de commande de réserve permet un arrêt d'urgence du réacteur surgénérateur à neutrons rapides. Des déchets extrêmement radioactifs (ou HLW pour l'anglais « High Level radioactive Wastes ») sont générés par le retraitement du combustible épuisé provenant du 35 réacteur nucléaire. Parmi les déchets extrêmement radioactifs, des actinides mineurs (ou MA pour l'anglais « Minor Actinides ») présentent chacun une radioactivité sur une vie extrêmement longue. Des études ont été effectuées dans le but de réduire la charge géologique des déchets et de réduire la charge environnementale par recyclage des actinides mineurs, en soumettant les actinides mineurs à une transmutation dans un réacteur à neutrons rapides, et en réduisant ainsi la toxicité des HLW et en augmentant leur taux de décroissance. Parmi ces études, un concept de coeur spécifique est décrit par K. Fujimura, et al. dans "Fast Reactor Core Concepts for Minor Actinide Transmutation Using Solid Moderator", Proceedings of GLOBAL2011, (décembre 2011, Makuhari Messe (Centre de conventions du Japon), Japon) (ci-après document non brevet 2). Le concept de coeur se base sur une augmentation de l'efficacité de transmutation par chargement d'un assemblage cible pour la transmutation dans une région de coeur de réacteur à neutrons rapides, l'assemblage cible comprenant des aiguilles de combustible comprenant les MA ; et des aiguilles de modérateur de neutrons. Toutefois, conformément au concept de coeur du document non brevet 2, l'assemblage cible pour transmutation de MA a un spectre neutronique adouci (il a 25 une faible énergie moyenne de neutrons). Ceci peut provoquer un effet d'autoprotection qui devient évident et qui peut réduire l'efficacité de transmutation des MA. Dans l'effet d'autoprotection, le flux de neutrons est brutalement réduit dans les aiguilles de combustible 30 comprenant des MA tels que Np-237 et Am-241, et ces MA ont une section transversale d'absorption de neutrons plusieurs fois supérieure à celle de l'U-238 dans des conditions de faible énergie. Un objet de la présente invention consiste à mettre à 35 disposition un assemblage de transmutation qui puisse améliorer l'efficacité de transmutation de déchets radioactifs à vie longue tels qu'un actinide mineur ; et une centrale nucléaire à réacteur rapide utilisant l'assemblage de transmutation.
Pour atteindre ce but, la présente invention propose un assemblage de transmutation destiné à être chargé dans un coeur de réacteur à neutrons rapides, dans lequel l'assemblage combustible comprend de multiples aiguilles de combustible comprenant un élément à vie longue ; de multiples aiguilles de modérateur comprenant un modérateur de neutrons ; et un tube enveloppe logeant les aiguilles de combustible et les aiguilles de modérateur sous la forme d'un faisceau, les aiguilles de combustible étant agencées de façon que les éléments combustibles incluant l'élément à vie longue chargé dans les aiguilles de combustible aient des surfaces de section transversale diminuant en direction du centre de l'assemblage de transmutation. La présente invention permet de mettre à disposition 20 un assemblage de transmutation qui peut améliorer l'efficacité de transmutation d'un déchet radioactif à vie longue tel qu'un actinide mineur ; et une centrale nucléaire à réacteur rapide utilisant l'assemblage de transmutation. 25 Ceci peut améliorer le taux de transmutation d'un déchet radioactif à vie longue tel qu'un actinide mineur (MA), raccourcir la période de décroissance de toxicité d'un tel déchet radioactif extrêmement radioactif à environ quelques centaines d'années, et réduire la charge 30 pour l'environnement où le déchet extrêmement radioactif va être géologiquement disposé. Selon des modes de réalisation préférés : - chacune desdites aiguilles de combustible comprend, du point de vue géométrique : 35 une partie creuse cylindrique dans le centre de ladite aiguille de combustible ; et ledit élément à vie longue chargé dans ladite aiguille de combustible de façon qu'il entoure la partie creuse ; et lesdites aiguilles de combustible sont agencées de façon que lesdites parties creuses desdites aiguilles de combustible aient des diamètres augmentant en direction du centre dudit assemblage de transmutation ; - chacune desdites aiguilles de combustible est sous la forme d'un cylindre plein chargé dudit élément à vie longue ; et lesdites aiguilles de combustibles sont agencées de façon que lesdites aiguilles de combustible aient des diamètres extérieurs diminuant en direction du centre de l'assemblage de transmutation ; - lesdites aiguilles de combustible dans la partie centrale dudit assemblage de transmutation sont agencées avec une densité d'agencement supérieure à celle d'aiguilles de combustible agencées dans une région périphérique dudit assemblage de transmutation ; - seules lesdites aiguilles de combustible sont agencées dans la région périphérique la plus extérieure dudit assemblage de transmutation ; et/ou - ledit élément à vie longue dans lesdites aiguilles de combustible comprend au moins l'un du groupe constitué par : du technétium extrait d'un combustible usé obtenu dans un réacteur nucléaire ; de l'iode extrait dudit combustible usé ; et un actinide mineur récupéré par retraitement dudit combustible usé.
Selon un autre aspect, l'invention se rapporte à un coeur de réacteur à neutrons rapides comprenant: une région de combustible de coeur intérieure ; une région de combustible de coeur extérieure ; et une région de blindage contre les rayonnements entourant la région de combustible de coeur extérieure, dans lequel des assemblages de transmutation sont agencés en des positions prédéterminées dans ladite région de combustible de coeur intérieure et dans ladite région de combustible de coeur extérieure ou sont agencés entre ladite région de combustible de coeur extérieure et ladite région de blindage contre les rayonnements, dans lequel chacun desdits assemblages de transmutation comprend une pluralité d'aiguilles de combustible comprenant un élément à vie longue ; une pluralité d'aiguilles de modérateur comprenant un modérateur de neutrons ; et un tube enveloppe logeant lesdites aiguilles de combustible et lesdites aiguilles de modérateur sous la forme d'un faisceau ; et chacun desdits assemblages de transmutation loge lesdites aiguilles de combustible de façon que des éléments combustibles incluant l'élément à vie longue chargé dans les aiguilles de combustible aient des surfaces de section transversale diminuant en direction du centre dudit assemblage de transmutation. De préférence, chacune desdites aiguilles de combustible comprend, du point de vue géométrique : une partie creuse cylindrique dans le centre de ladite aiguille de combustible ; et ledit élément à vie longue, chargé dans ladite aiguille de combustible de façon qu'il entoure la partie creuse ; et lesdites aiguilles de combustible sont agencées de façon que lesdites parties creuses desdites aiguilles de 35 combustible aient des diamètres augmentant en direction du centre dudit assemblage de transmutation. L'invention se rapporte également à une centrale nucléaire à réacteur rapide comprenant : une cuve de réacteur qui loge un coeur comprenant un 5 matériau fissile et qui est chargée d'un caloporteur primaire ; un échangeur de chaleur intermédiaire dans lequel passe ledit caloporteur primaire chauffé dans ladite cuve de réacteur et qui échange la chaleur entre le caloporteur 10 primaire et un caloporteur secondaire ; un générateur de vapeur dans lequel passe le caloporteur secondaire chauffé dans ledit échangeur de chaleur intermédiaire et qui génère de la vapeur ; et un conduit de vapeur principal qui introduit ladite 15 vapeur provenant dudit générateur de vapeur dans une turbine haute pression et une turbine basse pression, ladite turbine basse pression étant connectée à un générateur, dans laquelle ledit coeur logé dans ladite cuve de 20 réacteur comprend : une région de combustible de coeur intérieure ; une région de combustible de coeur extérieure ; et une région de blindage contre les rayonnements entourant la région de combustible de coeur extérieure, 25 des assemblages de transmutation étant agencés en des positions prédéterminées dans ladite région de combustible de coeur intérieure et dans ladite région de combustible de coeur extérieure ou étant agencés entre ladite région de combustible de coeur extérieure et ladite région de 30 blindage contre les rayonnements, chacun desdits assemblages de transmutation comprenant une pluralité d'aiguilles de combustible comprenant un élément à vie longue ; une pluralité d'aiguilles de modérateur comprenant un modérateur de neutrons ; et un tube 35 enveloppe logeant lesdites aiguilles de combustible et lesdites aiguilles de modérateur sous la forme d'un faisceau ; et chacun desdits assemblages de transmutation logeant lesdites aiguilles de combustible de façon que des 5 éléments combustibles incluant l'élément à vie longue chargé dans les aiguilles de combustible aient des surfaces de section transversale diminuant en direction du centre dudit assemblage de transmutation. De préférence, chacune desdites aiguilles de 10 combustible comprend, du point de vue géométrique : une partie creuse cylindrique dans le centre de ladite aiguille de combustible ; et ledit élément à vie longue chargé dans ladite aiguille de combustible de façon qu'il entoure la partie 15 creuse ; et lesdites aiguilles de combustible sont agencées de façon que lesdites parties creuses desdites aiguilles de combustible aient des diamètres augmentant en direction du centre dudit assemblage de transmutation. 20 D'autres objets, caractéristiques et effets de la présente invention apparaîtront de façon évidente à partir de la description ci-dessous de modes de réalisation préférés, description à but illustratif et non limitatif donnée en se référant au dessin sur lequel : 25 - les Figures 1A et 1B sont des vues en coupe transversale illustrant un coeur de réacteur à neutrons rapides, et un assemblage de transmutation destiné être chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides, respectivement, 30 conformément à un mode de réalisation de la présente invention ; - la Figure 2 est un diagramme entièrement schématique illustrant une centrale nucléaire à réacteur rapide utilisant un assemblage de 35 transmutation selon un mode de réalisation de la présente invention ; - les Figures 3A et 3B sont des vues en coupe transversale illustrant un coeur de réacteur à neutrons rapides, et un assemblage de transmutation devant être chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides, respectivement, conformément à un autre mode de réalisation de la présente invention ; - la Figure 4 est une vue en coupe transversale illustrant un assemblage de transmutation conformément à encore un autre mode de réalisation de la présente invention ; - les Figures 5A et 5B sont respectivement une vue en coupe transversale et une illustration graphique d'un assemblage de transmutation du cas 1 à titre d'exemple comparatif, l'illustration graphique montrant des changements de la densité de numéro atomique d'Am241 et d'Am243 dus à une combustion nucléaire ; - les Figures 6A et 6B sont respectivement une vue en coupe transversale et une illustration graphique d'un assemblage de transmutation du cas 2 à titre d'exemple comparatif, l'illustration graphique montrant des changements de la densité de numéro atomique d'Am241 et d'Am243 dus à une combustion nucléaire ; - les Figures 7A et 7B sont respectivement une vue en coupe transversale et une illustration graphique d'un assemblage de transmutation du cas 3, l'illustration graphique montrant des changements de la densité de numéro atomique d'Am241 et d'Am243 dus à une combustion nucléaire ; - les Figures 8A et 8B sont respectivement une vue en coupe transversale et une illustration graphique d'un assemblage de transmutation conformément à un mode de réalisation de la présente invention, l'illustration graphique montrant la distribution de puissance radiale au voisinage de l'assemblage de transmutation ; et - les Figures 9A et 9B sont des vues en coupe transversale d'un coeur de réacteur à neutrons rapides et d'un assemblage de transmutation conformément à un autre mode de réalisation de la présente invention, où l'assemblage de transmutation destiné à être chargé entre la région de combustible de coeur et la région de blindage contre les rayonnements du coeur de réacteur à neutrons rapides.
En référence à la Figure 2, une centrale nucléaire à réacteur rapide conformément à un mode de réalisation de la présente invention a une cuve de réacteur 21 ; un coeur 22 logé dans la cuve de réacteur 21 et comprenant un matériau fissile ; un échangeur de chaleur intermédiaire (ou IHX pour l'anglais « Intermediate Heat eXchanger ») 24 et une pompe de circulation de sodium primaire 25 connectés en séquence à partir de la cuve de réacteur 21 via un conduit de circuit de refroidissement primaire 23 ; et un générateur de vapeur 28 et une pompe de circulation 25 de sodium secondaire 27 connectés en séquence à partir de l'échangeur de chaleur intermédiaire 24 via un deuxième conduit de circuit de refroidissement secondaire 26. La centrale nucléaire à réacteur rapide comprend un conduit de vapeur principal (conduit de vapeur primaire) 29a qui 30 convoie de la vapeur générée dans le générateur de vapeur 28 vers une turbine haute pression 30a et une turbine basse pression 30b ; un condenseur 32 qui condense la vapeur en eau, la vapeur étant introduite après avoir traversé la turbine haute pression 30a et la turbine basse 35 pression 30b ; un conduit d'alimentation en condensat 29b qui renvoie l'eau condensée dans le condenseur 32 vers le générateur de vapeur 28 ; un générateur 31 connecté aux axes de la turbine haute pression 30a et de la turbine basse pression 30b ; et une pompe d'eau d'alimentation 33 et un réchauffeur d'eau d'alimentation 34 connectés au conduit d'alimentation en condensat 29b en aval du condenseur 32. La centrale nucléaire à réacteur rapide selon le mode de réalisation de la présente invention permet a un caloporteur primaire (par exemple du sodium liquide), chauffé dans le coeur 22, de passer dans l'échangeur de chaleur intermédiaire 24 et d'être chauffé, permet en outre au caloporteur secondaire de passer dans le générateur de vapeur 28 pour générer de la vapeur dans le conduit de vapeur principal 29a, introduit la vapeur dans la turbine haute pression 30a et la turbine basse pression 30b, et permet ainsi au générateur 31 de générer de l'électricité (puissance). Le système condense la vapeur utilisée lors de la génération d'énergie électrique en eau dans le condenseur 32, permet à l'eau de passer dans la pompe d'eau d'alimentation 33 et le réchauffeur d'eau d'alimentation 34 pour que l'eau soit pressurisée et chauffée, respectivement, et introduit celle-ci sous forme d'eau dans le générateur de vapeur 28. Cette configuration est semblable à celle d'une centrale nucléaire à réacteur à eau légère à eau bouillante (REB, ou BWR pour l'anglais « Boiling Water Reactor ») ou à eau pressurisée (REP, ou PWR pour l'anglais « Pressurized Water Reactor »). Le coeur 22 loge des assemblages combustibles de coeur, des barres de commande, et des assemblages de transmutation, comme mentionné plus loin. La cuve de réacteur 21 logeant le coeur 22 est chargée avec du caloporteur primaire. Le caloporteur primaire entre dans le coeur 22 par une partie inférieure du coeur 22, remonte le long des assemblages combustibles de coeur et des assemblages de transmutation, et est envoyé, via le conduit de circuit de refroidissement primaire 23, dans l'échangeur de chaleur intermédiaire 24 par la pompe de circulation de sodium primaire 25, l'échangeur de chaleur intermédiaire 24 étant agencé à l'extérieur de la cuve de réacteur 21. Ceci forme un réacteur à neutrons rapides du type à boucle. Un tel réacteur à neutrons rapides du type à boucle est pris en exemple dans la description. La présente invention n'est toutefois pas limitée au réacteur à neutrons rapides du type à boucle, mais est aussi applicable à un réacteur à neutrons rapides du type à coeur fermé dans lequel la cuve de réacteur 21, la pompe de circulation de sodium primaire 25, et l'échangeur de chaleur intermédiaire 24, sont logés dans un seul réservoir. Le coeur 22 comprend une région de combustible de coeur intérieure 1, une région de combustible de coeur extérieure 2, et une région de blindage contre les rayonnements entourant la région de combustible de coeur extérieure 2.
De multiples assemblages de transmutation sont chargés dans la région de combustible de coeur intérieure 1 et la région de combustible de coeur extérieure 2, ou chargés entre la région de combustible de coeur extérieure 2 et la région de blindage contre les rayonnements.
Chacun des assemblages de transmutation comprend des aiguilles de combustible chargées d'un élément à vie longue ; des aiguilles de modérateur chargées d'un modérateur de neutrons ; et un tube enveloppe logeant les aiguilles de combustible et les aiguilles de modérateur sous la forme d'un faisceau. Les aiguilles de combustible sont agencées de façon que des éléments combustibles incluant l'élément à vie longue chargé dans les aiguilles de combustible aient des surfaces de section transversale diminuant en direction du centre de l'assemblage de transmutation. L'élément à vie longue devant être chargé dans les aiguilles de combustible est illustré par les produits de fission(ou FP pour l'anglais « Fission Products ») à vie longue vie qui sont récupérés dans le combustible usé du réacteur nucléaire, tels que le technétium 99 (Tc-99) et l'iode 99 (1-99) ; et les actinides mineurs (ou MA pour l'anglais « Minor Actinides »)) tels que le neptunium (Np), l'américium (Am), et le curium (Cm), les actinides mineurs faisant partie des éléments à vie longue contenus dans les déchets extrêmement radioactifs (HLW) générés par retraitement du combustible usé et étant séparés et récupérés par retraitement. Le modérateur de neutrons à utiliser ici est illustré par l'hydrure de zirconium (Zr-H). Conformément au mode de réalisation de la présente 15 invention, les aiguilles de combustible sont agencées de façon que les éléments combustibles de l'élément à vie longue aient des surfaces de section transversale diminuant en direction du centre de l'assemblage de transmutation. Ceci peut supprimer la réduction du taux de 20 transmutation à l'intérieur de l'assemblage de transmutation, due à un effet d'autoprotection, et améliorer le taux de transmutation d'un élément à vie longue tel que les MA. Ceci aide les déchets extrêmement radioactifs à avoir une période de décroissance de 25 toxicité raccourcie d'environ dix mille ans à environ quelques centaines d'années, là où les déchets extrêmement radioactifs vont être géologiquement disposés. Des coeurs de réacteur à neutrons rapides chargés d'assemblages de transmutation conformément à des modes de 30 réalisation de la présente invention vont maintenant être illustrés en détail en référence aux dessins annexés. Les Figures 1A et 1B illustrent un coeur de réacteur à neutrons rapides et un assemblage de transmutation conformément à un premier mode de réalisation de la 35 présente invention, destiné être chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides. En référence à la Figure 1A, le coeur de réacteur à neutrons rapides 22 selon le présent mode de réalisation est agencé dans une cuve de réacteur 21 du réacteur à neutrons rapides et a une région de combustible de coeur ; une première région de blindage contre les rayonnements 3 ; et une deuxième région de blindage contre les rayonnements 4. La région de combustible de coeur a une région de combustible de coeur intérieure 1 ; et une région de combustible de coeur extérieure 2 entourant la région de combustible de coeur intérieure 1. Dans la direction radiale du coeur 22, la première région de blindage contre les rayonnements 3 entoure et est adjacente à la région de combustible de coeur, et la deuxième région de blindage contre les rayonnements 4 entoure la première région de blindage contre les rayonnements 3. Le coeur 22 ne comprend pas de combustible de couche fertile dans les directions radiale et axiale, la direction axiale correspondant au sens de la profondeur sur la Figure 1A. Des barres de commande 10 sont agencées dans la région de combustible de coeur intérieure 1 et sont utilisées suite au démarrage, à l'arrêt, et à l'ajustement de puissance du réacteur nucléaire. Chacune des barres de commande 10 a de multiples barres d'absorbeur de neutrons et un tube enveloppe ayant une section transversale hexagonale régulière et logeant les barres d'absorbeur de neutrons. Chacune des barres d'absorbeur de neutrons comprend une pastille de carbure de bore (B4C) encapsulée dans un tube de gainage en acier inoxydable. Les barres de commande 10 forment deux systèmes indépendants, c'est-à-dire un système de barre de commande primaire et un système de barre de commande de réserve. La Figure 1A est toutefois illustrée sans distinguer les deux systèmes. Le réacteur à neutrons rapides auquel le coeur 22 est 35 appliqué utilise du sodium liquide en tant que caloporteur. Le sodium liquide est chargé dans la cuve de réacteur 21. De multiples assemblages combustibles de coeur sont chargés dans la région de combustible de coeur (comprenant la région de combustible de coeur intérieure 1 5 et la région de combustible de coeur extérieure 2) du coeur 22. Chacun des assemblages combustibles de coeur comprend un combustible à oxydes mixtes (MOX) contenant de l'oxyde de plutonium (Pu02) et de l'oxyde d'uranium appauvri (UO2). Le combustible à oxydes mixtes est ci-après 10 également appelé « combustible MOX ». Les assemblages de transmutation 5 sont chargés dans le présent mode de réalisation. Les assemblages de transmutation comprennent, sous la forme d'un mélange avec d'autres aiguilles, des aiguilles de MA contenant 15 l'actinide mineur (MA). Le taux et la quantité de transmutation de MA peuvent être augmentés par chargement de tels assemblages de transmutation de MA dans la région de coeur de réacteur à neutrons rapides, les assemblages de transmutation comprenant des aiguilles contenant un MA ; 20 et des aiguilles contenant de l'hydrure de zirconium (Zr-H) en tant que modérateur de neutrons, comme l'illustre le document non brevet 2. L'effet d'autoprotection dans les aiguilles de MA peut se produire par le chargement d'un modérateur de neutrons et peut 25 devenir significatif en direction du centre de l'assemblage de transformation. Pour adoucir ou réduire l'effet d'autoprotection, le premier mode de réalisation de la présente invention a comme conception que les aiguilles de combustible sont partiellement creuses (sont 30 des aiguilles creuses) de façon que les aiguilles creuses (parties creuses) aient des diamètres de creux augmentant en direction du centre de l'assemblage de transmutation, où les aiguilles de combustible contiennent du MA agissant comme un élément à vie longue. Ceci peut augmenter le taux 35 de transmutation de MA, et améliorer le taux de transmutation d'un déchet radioactif à vie longue tel qu'un actinide mineur (MA). Ainsi, le premier mode de réalisation aide les déchets extrêmement radioactifs avoir une période de décroissance de toxicité raccourcie d'environ dix mille ans à environ quelques centaines d'années, et par conséquent réduit la charge pour l'environnement là où les déchets extrêmement radioactifs vont être géologiquement disposés. Chacun des assemblages de transmutation 5 comprend des aiguilles de combustible cylindriques 6, 7 et 8 chargées d'un MA en tant qu'élément à vie longue ; des aiguilles de modérateur 9 chargées d'un modérateur de neutrons tel que l'hydrure de zirconium (Zr-H) ; et un tube enveloppe 11 logeant les aiguilles de combustible 6, 7 et 8 et les aiguilles de modérateur 9 sous la forme d'un faisceau. Chacune des aiguilles de combustible 6, 7 et 8 comprend une partie creuse cylindrique. Les aiguilles de combustible 6, 7 et 8 sont agencées de façon à satisfaire la condition suivante : dl < d2 < d3. Dans cette condition, dl désigne le diamètre de la partie creuse dans les aiguilles de combustible 6 qui sont agencées en des positions proches du tube enveloppe 11 dans l'assemblage de transmutation 5, en d'autres termes qui sont agencées dans la région périphérique de l'assemblage de transmutation 5. Le "diamètre de la partie creuse" est ci-après également simplement appelé "diamètre creux". La dimension d3 désigne le diamètre creux de l'aiguille de combustible 8 qui est agencée au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 5. La dimension d2 désigne le diamètre creux des aiguilles de combustible 7 qui sont agencées en des positions entre les aiguilles de combustible 6 et l'aiguille de combustible 8 en termes de distance par rapport à la partie centrale de l'assemblage de transmutation 5. De façon spécifique, les aiguilles de combustible 6, 7 et 8 sont agencées de façon que les parties creuses ont des diamètres creux augmentant en direction du centre de l'assemblage de transmutation 5. Les trois cas suivants sont analysés au moyen d'un calcul de combustion nucléaire conformément aux codes de calcul de Monte Carlo pour l'énergie en continu. Le cas 1 emploie un assemblage de transmutation 45 tel qu'illustré sur la Figure 5A, dans lequel la structure interne est abrégée et seul un tiers de celle-ci est illustrée. L'assemblage de transmutation 45 comprend un tube enveloppe 11 ; et des aiguilles d'oxyde de MA 41 seules logées en un nombre de 91 dans le tube enveloppe 11. Chacune des aiguilles d'oxyde de MA 41 a une composition comprenant 10 % en poids d'Am02-UO2, est sous la forme d'un cylindre plein, et a un diamètre extérieur identique à celui des autres. Le cas 2 emploie un assemblage de transmutation 55 tel qu'illustré sur la Figure 6A. L'assemblage de transmutation 55 comprend un tube enveloppe 11 ; et des aiguilles d'oxyde de MA 41 et des aiguilles de modérateur 9 logées chacune dans le tube enveloppe 11. Les aiguilles d'oxyde de MA 41 ont une composition comprenant 10 % en poids d'Am02-UO2 et sont agencées en un nombre de 43. Les aiguilles de modérateur 9 sont chargées d'hydrure de zirconium (Zr-H), sont sous la forme d'un cylindre plein, et sont agencées en un nombre de 48. Le cas 3 emploie un assemblage de transmutation 65 tel qu'illustré sur la Figure 7A. L'assemblage de transmutation 65 comprend un tube enveloppe 11 ; et des aiguilles d'oxyde de MA 61 et 62 et des aiguilles de modérateur 9 logées chacune dans le tube enveloppe 11.
Chacune des aiguilles d'oxyde de MA 61 et 62 a une composition comprenant 10 % en poids d'Am02-UO2. Les aiguilles de modérateur 9 sont chargées d'hydrure de zirconium (Zr-H). Les aiguilles d'oxyde de MA 61 sont sous la forme d'un cylindre plein et sont agencées en un nombre de 24 dans la région périphérique de l'assemblage de transmutation 65. Chacune des aiguilles d'oxyde de MA 62 a une partie creuse cylindrique à l'intérieur de celles-ci, et elles sont agencées en un nombre de 19 au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 65. Les aiguilles d'oxyde de MA 62 ont un pourcentage de zone creuse dans la pastille de 50 %. De façon spécifique, les aiguilles d'oxyde de MA 62 ont une surface de section transversale de l'élément combustible correspondant à 50 % de celle des aiguilles d'oxyde de MA 61, les aiguilles d'oxyde de MA 62 étant agencées au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 65 tandis que les aiguilles d'oxyde de MA 61 sont agencées dans la région périphérique de l'assemblage de transmutation 65. Le combustible frais contient de l'Am avec un rapport atomique des isotopes de l'Am-241 l'Am-243 de 80/20 [%].
Tableau 1 Cas 1 Cas 2 Cas 3 (référence) Aiguilles de MA pleines : 100 % (10 % d'Am02- UO2) Aiguilles de Aiguilles de modérateur : 50 % modérateur : 50 % Aiguilles pleines/aiguilles Aiguilles pleines : creuses - 24/19 50 % (pourcentage de zone creuse : (10 % d'Am02-UO2) 50 %) Aiguilles d'oxyde 91 43 43 de MA (nombre) Aiguilles pleines 91 43 24 Aiguilles 0 0 0 creuses à 30 % Aiguilles 0 0 19 creuses à 50 % Aiguilles de 0 48 48 modérateur (nombre) Nombre total 91 91 91 Parmi les résultats d'analyse du cas 1, les 5 changements des densités de numéro atomique de l'Am-241 et de l'Am-243 avec une combustion massique par cycle (600 jours) sont indiqués sur la Figure 5B. La Figure 5B est illustrée avec les ordonnées indiquant la densité de numéro atomique [x 10-24/cm3] et les abscisses indiquant la 10 période de combustion nucléaire, l'unité étant le jour. Les graphiques 44 et 46 indiquent les densités de numéro atomique de l'Am-241 dans une aiguille d'oxyde de MA 41 (aiguille pleine) au centre de l'assemblage de transmutation 45 et d'une aiguille d'oxyde de MA 41 dans 15 la quatrième rangée en partant du centre et en direction de la région périphérique radiale (ci-après désignée en abrégé "aiguille d'oxyde de MA 41 dans la quatrième rangée radiale en partant du centre"), respectivement. Les graphiques 47 et 48 indiquent les densités de numéro atomique de l'Am-243 dans l'aiguille d'oxyde de MA 41 (aiguille pleine) au centre de l'assemblage de 5 transmutation 45 et l'aiguille d'oxyde de MA 41 dans la quatrième rangée radiale en partant du centre, respectivement. La Figure 5B montre qu'il n'y a pas de différence de changements dus à la combustion nucléaire du nucléide de MA parmi des positions dans l'assemblage de 10 transmutation 45. Les taux de transmutation des nucléides de MA Am-241 et Am-243 dus à une combustion massique par cycle sont d'environ 39 % et d'environ 32 % respectivement, chaque taux de transmutation étant défini par l'expression (1) 15 indiquée comme suit : Taux de transmutation de nucléide de MA = [(densité de numéro atomique de combustible frais) - (densité de numéro atomique après 600 jours de combustion massique)] / (densité de numéro atomique de combustible frais) x 20 100 [96] (1) Parmi les résultats d'analyse du cas 2, les changements des densités de numéro atomique de l'Am-241 et de l'Am-243 dus à une combustion massique par cycle (600 jours) sont tracés sur la Figure 6B. Sur la Figure 6B, les 25 graphiques 54 et 56 indiquent les densités de numéro atomique de l'Am-241 dans l'aiguille d'oxyde de MA 41 (aiguille pleine) au centre de l'assemblage de transmutation 55 et l'aiguille d'oxyde de MA 41 dans la quatrième rangée radiale en partant du centre, 30 respectivement. Les graphiques 57 et 58 indiquent les densités de numéro atomique de l'Am-243 dans l'aiguille d'oxyde de MA 41 (aiguille pleine) au centre de l'assemblage de transmutation 55 et l'aiguille d'oxyde de MA 41 dans la quatrième rangée radiale en partant du 35 centre, respectivement. Le taux de transmutation de l'Am-241, déterminé par l'expression (1), est de 70 % pour l'aiguille d'oxyde de MA 41 (aiguille pleine) au centre et de 80 % pour l'aiguille d'oxyde de MA 41 dans la quatrième rangée radiale en partant du centre. De même, le taux de transmutation de l'Am-243 est de 57 % pour l'aiguille d'oxyde de MA 41 au centre et de 63 % pour l'aiguille d'oxyde de MA 41 dans la quatrième rangée radiale en partant du centre. Les résultats montrent que le taux de transmutation de nucléide de MA diminue en direction du centre de l'assemblage de transmutation 55. La raison de cela est que les aiguilles de modérateur 9 chargées d'hydrure de zirconium (Zr-H) sont chargées dans l'assemblage de transmutation 55 en un pourcentage d'environ 50 % du nombre total d'aiguilles ; et le spectre neutronique devient adouci (le spectre neutronique a une énergie moyenne décroissante) en direction du centre de l'assemblage de transmutation 55. De façon spécifique, même quand l'aiguille d'oxyde de MA 41 au centre de l'assemblage de transmutation 55 et l'aiguille d'oxyde de MA 41 dans la quatrième rangée radiale en partant du centre ont des diamètres extérieurs identiques, les neutrons atteignant l'aiguille d'oxyde de MA 41 au centre ont une faible énergie moyenne, et ceci fait que l'aiguille d'oxyde de MA 41 au centre présente un plus fort effet d'autoprotection. Le cas 3 est un modèle analytique simplifié correspondant à l'assemblage de transmutation selon le présent mode de réalisation. Parmi les résultats d'analyse, les changements de densités de numéro atomique de l'Am-241 et de l'Am-243 dus à une combustion massique par cycle (600 jours) sont indiqués sur la Figure 7B. Sur la Figure 7B, le graphique 64 indique la densité de numéro atomique de l'Am-241 dans une aiguille d'oxyde de MA 62 (aiguille creuse) au centre de l'assemblage de transmutation 65. Le graphique 66 indique la densité de numéro atomique de l'Am-241 dans une aiguille d'oxyde de MA 61 (aiguille pleine) dans la quatrième rangée radiale en partant du centre. Le graphique 67 indique la densité de numéro atomique de l'Am-243 dans une aiguille d'oxyde de MA 62 (aiguille creuse) au centre. Le graphique 68 indique la densité de numéro atomique de l'Am-243 dans une aiguille d'oxyde de MA 61 (aiguille pleine) dans la quatrième rangée radiale en partant du centre. Le taux de transmutation de l'Am-241, déterminé par l'expression (1), est de 79 % pour l'aiguille d'oxyde de MA (aiguille creuse) 62 au centre et de 82 % pour l'aiguille d'oxyde de MA (aiguille pleine) 61 dans la quatrième rangée radiale en partant du centre. De même, le taux de transmutation de l'Am-243 est de 60 % pour l'aiguille d'oxyde de MA 62 (aiguille creuse) au centre et est de 64 % pour l'aiguille d'oxyde de MA (aiguille pleine) 61 dans la quatrième rangée radiale en partant du centre. Les résultats montrent que les taux de transmutation des nucléides de MA, c'est-à-dire Am-241 et Am-243, ont des différences plus faibles entre la position au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 65 et la position au voisinage de la région périphérique que celles obtenues avec l'assemblage de transmutation 55 du cas 2. De plus, les deux taux de transmutation d'Am-241 et d'Am-243 sont ici plus élevés que ceux pour l'assemblage de transmutation 55 du cas 2. La raison de cela est que les aiguilles d'oxyde de MA 62 devant être agencées au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 65 sont conçues pour être des aiguilles creuses de manière à réduire ainsi l'effet d'autoprotection des aiguilles d'oxyde de MA 62. Le premier mode de réalisation adapte les aiguilles de combustible 6, 7 et 8 de manière qu'elles comprennent respectivement une partie creuse cylindrique au centre et 35 un élément à vie longue tel qu'un MA entourant la partie creuse. De plus, le premier mode de réalisation agence les aiguilles de combustible 6, 7 et 8 de façon que les parties creuses aient des diamètres creux augmentant en direction du centre de l'assemblage de transmutation 5.
L'assemblage de transmutation 5 provoque par conséquent moins d'effet d'autoprotection et peut avoir un taux de transmutation plus élevé d'un élément à vie longue tel qu'un MA. Ceci aide de tels déchets extrêmement radioactifs à avoir une période de décroissance de toxicité raccourcie d'environ dix mille ans à environ quelques centaines d'années, là où les déchets extrêmement radioactifs vont être géologiquement disposés. Les Figures 3A et 3B illustrent un coeur de réacteur à neutrons rapides et un assemblage de transmutation conformément à un deuxième mode de réalisation chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides. Les constituants identiques à ceux de la Figure 1 sont indiqués par les mêmes références. L'assemblage de transmutation selon le premier mode de réalisation a les aiguilles de combustible cylindriques 6, 7 et 8 qui sont chargées d'un MA en tant qu'élément à vie longue et qui ont une partie creuse cylindrique à l'intérieur de celles-ci, les parties creuses ayant des diamètres creux augmentant en direction du centre de l'assemblage de transmutation 5. L'assemblage de transmutation selon le deuxième mode de réalisation diffère de celui du premier mode de réalisation en ce que des aiguilles de combustible sont adaptées pour être sous la forme d'un cylindre plein chargé d'un élément à vie longue tel qu'un MA et pour avoir des diamètres extérieurs différents en fonction des positions où les aiguilles de combustible sont agencées dans l'assemblage de transmutation 5. Le coeur de réacteur à neutrons rapides 22 selon le deuxième mode de réalisation tel qu'illustré sur la Figure 35 3A est analogue au coeur de réacteur à neutrons rapides 22 selon le premier mode de réalisation. Dans le deuxième mode de réalisation, chaque assemblage de transmutation 5 chargé dans le coeur 22 comprend des aiguilles de combustible pleines 16, 17 et 18 chargées d'un MA en tant qu'élément à vie longue ; de multiples aiguilles de modérateur 9 chargées d'un modérateur de neutrons tel que l'hydrure de zirconium (Zr-H) ; et un tube enveloppe 11 logeant les aiguilles de combustible 16, 17 et 18 et les aiguilles de modérateur 9 sous la forme d'un faisceau. Les aiguilles de combustible 16, 17 et 18 sont agencées et adaptées de façon à satisfaire à la condition suivante : D1 > D2 > D3. Dans cette condition, D3 désigne le diamètre (diamètre extérieur) de l'aiguille de combustible 18 qui est agencée au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 5. D1 désigne le diamètre de chacune des aiguilles de combustible 16 qui sont agencées dans la région périphérique (aux positions les plus proches du tube enveloppe 11) de l'assemblage de transmutation 5. D2 désigne le diamètre de chacune des aiguilles de combustible 17 qui sont agencées en des positions entre l'aiguille de combustible 18 et les aiguilles de combustible 16. Le deuxième mode de réalisation agence les aiguilles de combustible de façon qu'elles aient des diamètres (diamètres extérieurs) diminuant en direction du centre de l'assemblage de transmutation 5 et peut ainsi réduire l'effet d'autoprotection des aiguilles de combustible au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 5.
Ceci peut améliorer le taux de transmutation d'un élément à vie longue tel qu'un MA et aider un tel déchet extrêmement radioactif à avoir une période de décroissance de toxicité raccourcie d'environ dix mille ans à environ quelques centaines d'années, là où les déchets extrêmement radioactifs vont être géologiquement disposés.
Le deuxième mode de réalisation élimine la nécessité du procédé de préparation d'aiguilles de combustible creuses comme dans le premier mode de réalisation, et peut simplifier le procédé de production de combustible. 5 L'assemblage de transmutation selon le deuxième mode de réalisation peut toutefois difficilement employer un patin d'espacement en fil métallique qui est utilisé pour maintenir l'espacement entre des aiguilles de combustible dans un assemblage combustible de réacteur à neutrons 10 rapides normal. L'assemblage de transmission devrait par conséquent avoir une structure utilisant un patin d'espacement en grille de façon que soit maintenu l'espacement entre des aiguilles de combustible ayant différents diamètres extérieurs. 15 La Figure 4 illustre un assemblage de transmutation conformément à un troisième mode de réalisation de la présente invention. Les constituants identiques à ceux de la Figure 3 sont indiqués par les mêmes références. Le troisième mode de réalisation diffère du deuxième mode de 20 réalisation par le point suivant. De façon spécifique, une seule aiguille de combustible 18 est agencée au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 5 dans le deuxième mode de réalisation, tandis que de multiples aiguilles de combustible 18 sont agencées au voisinage du 25 centre (dans la partie centrale) dans le troisième mode de réalisation. De façon spécifique, le troisième mode de réalisation diffère du deuxième mode de réalisation en ce que des aiguilles de combustible sont agencées au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 5 30 avec une densité d'agencement supérieure à celle dans le deuxième mode de réalisation. Les diamètres (diamètres extérieurs) des aiguilles de combustible 16, 17 et 18 comme l'illustre la Figure 4 satisfont à la même condition que dans le deuxième mode de 35 réalisation, où chacune des aiguilles de combustible 16, 17 et 18 est sous la forme d'un cylindre plein et est chargée d'un élément à vie longue tel qu'un MA. Conformément au présent mode de réalisation, trois aiguilles de combustible 18 sont agencées au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 5 de façon que les aiguilles de combustible 18 soient agencées au voisinage du centre de l'assemblage de transmutation 5 avec une densité d'agencement supérieure à celles des aiguilles de combustible 16 et 17 au voisinage de la région périphérique et dans la région entre la région périphérique et la partie centrale. L'assemblage de transmutation 5 selon le troisième mode de réalisation peut être chargé de MA et d'autres nucléides agissant comme des éléments à vie longue en un poids plus élevé et peut transmuter les MA en un point plus élevé que dans le cas du deuxième mode de réalisation. De plus, l'assemblage de transmutation 5 selon le troisième mode de réalisation peut aussi réduire l'effet d'autoprotection des aiguilles de combustible au voisinage de son centre et peut aider le déchet extrêmement radioactif à avoir une période de décroissance de toxicité raccourcie à environ quelques centaines d'années, là où les déchets extrêmement radioactifs vont être géologiquement disposés. Les Figures 8A et 8B illustrent la densité de puissance au voisinage d'un assemblage de transmutation ; et un assemblage de transmutation conformément à un quatrième mode de réalisation. L'assemblage de transmutation 5 selon le quatrième mode de réalisation diffère de l'assemblage de transmutation du premier mode de réalisation en ce que seules des aiguilles de combustible 6 sont agencées au voisinage de la région périphérique de l'assemblage de transmutation 5.
La Figure 8A illustre la distribution de densité de puissance d'un coeur modèle en fonction de la distance par rapport au centre du coeur, les ordonnées indiquant la densité de puissance [W/cm3] et les abscisses indiquant la distance radiale à partir du centre. Le modèle est modélisé conformément à un système R-Z bidimensionnel et simule un coeur comprenant un assemblage de transmutation 5 au centre et trois assemblages combustibles de coeur entourant l'assemblage de transmutation 5. Sur la Figure 8A, les graphiques 74 et 75 indiquent les distributions de densité de puissance radiale au début et à la fin du cycle d'équilibre respectivement. La densité de puissance devient localement élevée en une position des assemblages combustibles de coeur faisant face à l'assemblage de transmutation. La raison pour cela est que les neutrons, lorsqu'ils sont modérés par l'hydrure de zirconium (Zr-H) dans l'assemblage de transmutation et fuient dans les assemblages combustibles de coeur, augmentent la fission de nucléides fissiles tels que Pu-239 dans les assemblages combustibles de coeur. En d'autres termes, la raison pour cela est que les neutrons modérés fuient depuis l'assemblage de transmutation dans les assemblages combustibles de coeur et par conséquent provoquent une augmentation brutale du flux de neutrons dans la région des assemblages combustibles faisant face à l'assemblage de transmutation. Pour supprimer un tel pic de puissance local, l'assemblage de transmutation selon le quatrième mode de réalisation est adapté de manière à avoir une structure telle qu'illustrée sur la Figure 8B. De façon spécifique, seules des aiguilles de combustible 6 sont agencées dans la région périphérique la plus extérieure adjacente au tube enveloppe 11, où les aiguilles de combustible 6 sont chargées d'un élément à vie longue tel qu'un MA. Les diamètres creux des aiguilles de combustible 6, 7 et 8 satisfont à la même condition que dans le premier mode de réalisation. Le quatrième mode de réalisation permet le chargement de l'assemblage de transmutation 5 dans un coeur de réacteur à neutrons rapides tout en évitant l'apparition d'un pic de puissance local dans des assemblages de combustible de coeur adjacents. Le quatrième mode de réalisation permet par conséquent le chargement de l'assemblage de transmutation en une position optimale dans le coeur avec un plus grand degré de liberté de position de chargement que ceux des assemblages de transmutation selon les premier et deuxième modes de réalisation. Le quatrième mode de réalisation peut permettre une transmutation à un taux plus élevé et en une quantité plus importante que ceux des premier et deuxième modes de réalisation. Les aiguilles de combustible 6, 7 et 8 dans le quatrième mode de réalisation sont adaptées de manière à être des aiguilles creuses comme dans le premier mode de réalisation, mais elles peuvent avoir n'importe quelle structure sans limitation à cette forme, et peuvent être sous la forme d'un cylindre plein comme dans le deuxième mode de réalisation. De plus, le quatrième mode de réalisation peut aussi réduire l'effet d'autoprotection des aiguilles de combustible dans la partie centrale de l'assemblage de transmutation 5 et peut aider le déchet extrêmement radioactif à avoir une période de décroissance de toxicité raccourcie à environ quelques centaines d'années, là où les déchets extrêmement radioactifs vont être géologiquement disposés. Les Figures 9A et 9B illustrent un coeur de réacteur à neutrons rapides ; et un assemblage combustible conformément à un cinquième mode de réalisation chargé dans le coeur de réacteur à neutrons rapides, respectivement. Selon les premier, deuxième, troisième et quatrième modes de réalisation, les assemblages de transmutation sont agencés dans la région de combustible de coeur intérieure 1 et la région de combustible de coeur extérieure 2 du coeur de réacteur à neutrons rapides. Le cinquième mode de réalisation diffère de ces modes de réalisation en ce que des assemblages de transmutation 5 sont chargés entre la région de combustible de coeur extérieure 2 et une région de blindage contre les rayonnements 81.
En référence à la Figure 9B, le cinquième mode de réalisation emploie des assemblages de transmutation 5 comme dans le premier mode de réalisation et les charge entre la région de combustible de coeur extérieure 2 et la région de blindage contre les rayonnements 81. Ceci permet de charger les assemblages de transmutation 5 en un plus grand nombre que dans le cas du chargement des assemblages de transmutation 5 dans la région de combustible de coeur, et permet un chargement tout en supprimant les effets indésirables sur la performance du coeur et la distribution de puissance, chacun des assemblages de transmutation 5 comprenant des aiguilles de modérateur 9 chargées d'un modérateur de neutrons. Les assemblages de transmutation 5 selon le cinquième mode de réalisation devant être chargés entre la région de combustible de coeur extérieure 2 et la région de blindage contre les rayonnements 81 ont la même configuration que dans le premier mode de réalisation. La configuration n'est toutefois pas limitée à celle-ci et peut être n'importe laquelle des configurations des assemblages de transmutation 5 selon les deuxième, troisième et quatrième modes de réalisation. Les MA sont considérés comme des éléments à vie longue dans les premier, deuxième, troisième, quatrième et cinquième modes de réalisation comme décrit ci-dessus.
35 On peut toutefois obtenir des effets similaires quand on emploie une autre cible de transmutation. De telles autres cibles de transmutation sont illustrées par les éléments trans-uraniques (TRU) dans un réacteur de transmutation trans-uranique de façon que le surplus de plutonium soit réduit ; et les produits de fission (FP) tels que Tc-99 (technétium 99) et 1-129 (iode 129) à vie longue. Bien que la présente invention ait été décrite en référence à ses modes de réalisation préférés, il convient de comprendre que l'invention n'y est pas limitée, mais peut être diversement mise en application d'une autre façon à l'intérieur de la portée de l'invention, telle que définie par les revendications. Typiquement, on a décrit en détail les modes de réalisation afin d'illustrer la présente invention de façon claire, mais la présente invention n'est pas limitée à ceux comprenant toutes les configurations décrites. Le remplacement d'une partie d'une configuration d'un mode de réalisation par une configuration d'un autre mode de réalisation est possible ; et l'addition d'une configuration d'un mode de réalisation à une configuration d'un autre mode de réalisation est aussi possible. Des additions, suppressions et remplacements d'une partie d'une configuration d'un mode de réalisation par une autre configuration peuvent aussi être effectués.25

Claims (10)

  1. REVENDICATIONS1. Assemblage de transmutation (5) destiné à être chargé dans un coeur de réacteur à neutrons rapides, 5 comprenant : une pluralité d'aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) comprenant un élément à vie longue ; une pluralité d'aiguilles de modérateur (9) comprenant un modérateur de neutrons ; et 10 un tube enveloppe (11) logeant les aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) et lesdites aiguilles de modérateur (9) sous la forme d'un faisceau ; dans lequel lesdites aiguilles de combustible (6, 7, 8 : 16, 17, 18) sont agencées de façon que des éléments 15 combustibles incluant ledit élément à vie longue chargé dans lesdites aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) aient des surfaces de section transversale diminuant en direction du centre de l'assemblage de transmutation (5). 20
  2. 2. Assemblage de transmutation selon la revendication 1, dans lequel chacune desdites aiguilles de combustible (6, 7, 8) comprend, du point de vue géométrique : 25 une partie creuse cylindrique dans le centre de ladite aiguille de combustible (6, 7, 8) ; et ledit élément à vie longue chargé dans ladite aiguille de combustible (6, 7, 8) de façon qu'il entoure la partie creuse ; et 30 lesdites aiguilles de combustible (6, 7, 8) sont agencées de façon que lesdites parties creuses desdites aiguilles de combustible (6, 7, 8) aient des diamètres augmentant en direction du centre dudit assemblage de transmutation (5). 35
  3. 3. Assemblage de transmutation selon la revendication 1, dans lequel chacune desdites aiguilles de combustible (16, 17, 18) est sous la forme d'un cylindre plein chargé 5 dudit élément à vie longue ; et lesdites aiguilles de combustibles sont agencées de façon que lesdites aiguilles de combustible (16, 17, 18) aient des diamètres extérieurs diminuant en direction du centre de l'assemblage de transmutation (5). 10
  4. 4. Assemblage de transmutation selon la revendication 3, dans lequel lesdites aiguilles de combustible (16, 17, 18) dans la partie centrale dudit assemblage de 15 transmutation (5) sont agencées avec une densité d'agencement supérieure à celle d'aiguilles de combustible (16, 17, 18) agencées dans une région périphérique dudit assemblage de transmutation (5). 20
  5. 5. Assemblage de transmutation selon la revendication 2 ou 3, dans lequel seules lesdites aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) sont agencées dans la région périphérique la plus extérieure dudit assemblage de 25 transmutation (5).
  6. 6. Assemblage de transmutation selon l'une des revendications 1 à 4, dans lequel ledit élément à vie longue dans lesdites 30 aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) comprend au moins l'un du groupe constitué par : du technétium extrait d'un combustible usé obtenu dans un réacteur nucléaire ; de l'iode extrait dudit combustible usé ; et 35 un actinide mineur récupéré par retraitement duditcombustible usé.
  7. 7. Coeur de réacteur à neutrons rapides comprenant: une région de combustible de coeur intérieure (1) ; une région de combustible de coeur extérieure (2) ; et une région de blindage contre les rayonnements (3, 4) entourant la région de combustible de coeur extérieure (2), dans lequel des assemblages de transmutation (5) sont agencés en des positions prédéterminées dans ladite région 10 de combustible de coeur intérieure (1) et dans ladite région de combustible de coeur extérieure (2) ou sont agencés entre ladite région de combustible de coeur extérieure (2) et ladite région de blindage contre les rayonnements (3, 4) , dans lequel chacun desdits 15 assemblages de transmutation (5) comprend une pluralité d'aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) comprenant un élément à vie longue ; une pluralité d'aiguilles de modérateur (9) comprenant un modérateur de neutrons ; et un tube enveloppe (11) logeant lesdites 20 aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) et lesdites aiguilles de modérateur (9) sous la forme d'un faisceau ; et chacun desdits assemblages de transmutation (5) loge lesdites aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) 25 de façon que des éléments combustibles incluant l'élément à vie longue chargé dans les aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) aient des surfaces de section transversale diminuant en direction du centre dudit assemblage de transmutation (5). 30
  8. 8. Coeur de réacteur à neutrons rapides selon la revendication 7, dans lequel chacune desdites aiguilles de combustible (6, 7, 8) comprend, du point de vue géométrique : 35 une partie creuse cylindrique dans le centre deladite aiguille de combustible(6, 7, 8) ; et ledit élément à vie longue, chargé dans ladite aiguille de combustible (6, 7, 8) de façon qu'il entoure la partie creuse ; et lesdites aiguilles de combustible (6, 7, 8) sont agencées de façon que lesdites parties creuses desdites aiguilles de combustible (6, 7, 8) aient des diamètres augmentant en direction du centre dudit assemblage de transmutation (5).
  9. 9. Centrale nucléaire à réacteur rapide comprenant : une cuve de réacteur (21) qui loge un coeur (22) comprenant un matériau fissile et qui est chargée d'un 15 caloporteur primaire ; un échangeur de chaleur intermédiaire (24) dans lequel passe ledit caloporteur primaire chauffé dans ladite cuve de réacteur (21) et qui échange la chaleur entre le caloporteur primaire et un caloporteur 20 secondaire ; un générateur de vapeur (28) dans lequel passe le caloporteur secondaire chauffé dans ledit échangeur de chaleur intermédiaire (24) et qui génère de la vapeur ; et un conduit de vapeur principal (29a) qui introduit 25 ladite vapeur provenant dudit générateur de vapeur (28) dans une turbine haute pression (30a) et une turbine basse pression (30b), ladite turbine basse (30b) pression étant connectée à un générateur (31), dans laquelle ledit coeur (22) logé dans ladite cuve 30 de réacteur (21) comprend : une région de combustible de coeur intérieure (1) ; une région de combustible de coeur extérieure (2) ; et une région de blindage contre les rayonnements (3, 4) entourant la région de combustible de coeur extérieure (2), 35 des assemblages de transmutation (5) étant agencés endes positions prédéterminées dans ladite région de combustible de coeur intérieure (1) et dans ladite région de combustible de coeur extérieure (2) ou étant agencés entre ladite région de combustible de coeur extérieure (2) et ladite région de blindage contre les rayonnements (3, 4), chacun desdits assemblages de transmutation (5) comprenant une pluralité d'aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) comprenant un élément à vie longue ; une pluralité d'aiguilles de modérateur (9) comprenant un modérateur de neutrons ; et un tube enveloppe (11) logeant lesdites aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) et lesdites aiguilles de modérateur (9) sous la forme d'un faisceau ; et chacun desdits assemblages de transmutation (5) logeant lesdites aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) de façon que des éléments combustibles incluant l'élément à vie longue chargé dans les aiguilles de combustible (6, 7, 8 ; 16, 17, 18) aient des surfaces de section transversale diminuant en direction du centre dudit assemblage de transmutation (5).
  10. 10. Centrale nucléaire à réacteur rapide selon la revendication 9, dans laquelle chacune desdites aiguilles de 25 combustible comprend, du point de vue géométrique : une partie creuse cylindrique dans le centre de ladite aiguille de combustible ; et ledit élément à vie longue chargé dans ladite aiguille de combustible de façon qu'il entoure la partie 30 creuse ; et lesdites aiguilles de combustible sont agencées de façon que lesdites parties creuses desdites aiguilles de combustible aient des diamètres augmentant en direction du centre dudit assemblage de transmutation.
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