La présente invention concerne un assemblage de combustible pour réacteur nucléaire à eau pressurisée, du type comprenant des crayons de combustible disposés aux noeuds d'un réseau sensiblement régulier à contour extérieur polygonal, les crayons de combustible contenant de l'uranium enrichi en isotope 235 et ne contenant pas de plutonium avant uti- lisation de l'assemblage en réacteur.

L'invention s'applique donc à des assemblages destinés aux réac- teurs à eau pressurisée (REP), par opposition aux réacteurs à eau bouillante (REB), et dont le combustible nucléaire est de l'uranium enrichi en isotope 235.

Ces assemblages sont généralement dénommés assemblages UO2, par référence à la nature de leur combustible.

Ce terme U02 est employé par opposition aux assemblages à com- bustible à oxyde mixte d'uranium et de plutonium, généralement dénommés assemblages MOx.

De tels assemblages MOx permettent de réutiliser le plutonium pro- venant du retraitement d'assemblages UO2. Le document FR-2 693 023 dé- crit un tel assemblage MOx. Les assemblages UO2 et les assemblages MOx ont des comportements neutroniques différents. Pour permettre malgré cela le chargement simultané d'assemblages MOx et UO2 dans un mme réac- teur, ce document a proposé d'utiliser dans les assemblages MOx des crayons à teneur en plutonium différentes. On parle alors d'assemblages MOx « zonés », puisque ces assemblages comprennent des zones dans lesquelles les crayons ont des teneurs en plutonium différentes.

Comme on l'a déjà indiqué plus haut, la présente invention ne concerne pas les assemblages MOx mais s'applique aux assemblages U02 qui ne présentent pas de tels zonages, l'enrichissement en isotope 235 y étant uniforme. On connaît il est vrai, par exemple de EP-799 484, des as- semblages U02 dont quelques crayons isolés sont empoisonnés en gadoli-

nium et ont un enrichissement en uranium 235 inférieur à celui des crayons voisins. Toutefois, il ne s'agit pas d'assemblages zonés à proprement parler.

Classiquement un assemblage U02 comprend un squelette de main- tien des crayons de combustible aux noeuds d'un réseau régulier qui est ha- bituellement à base carrée. Le squelette comprend un embout inférieur, un embout supérieur, des tubes-guides reliant les deux embouts et des grilles de maintien des crayons de combustible.

Au sein du coeur d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée, les as- semblages UO2 sont disposés les uns à côté des autres avec un léger espa- cement latéral de l'ordre de 2 mm. Cet espacement permet notamment le soulèvement et l'abaissement des assemblages lors des opérations de chargement et de déchargement du coeur.

L'eau de réfrigération et de modération circule dans les interstices résultant de cet espacement et y forme des lames d'eau.

La hauteur de tels assemblages est importante et peut atteindre trois ou quatre mètres. Du fait des tolérances de fabrication, l'épaisseur réelle des lames d'eau pourrait, au moins localement, tre différente de l'épaisseur nominale de 2 mm.

En outre, les assemblages placés en réacteur pourraient théorique- ment se déformer du fait de l'irradiation pour atteindre par exemple des for- mes en C, en S ou en W.

De tettes déformations poseraient de nombreux problèmes. En fonc- tionnement, elles rendraient plus difficile l'insertion des grappes de com- mande et d'arrt du réacteur nucléaire dans les tubes-guides.

En manutention, ces déformations augmenteraient les risques d'accrochage entre les assemblages, par exemple lors des opérations de chargement du coeur du réacteur.

Ainsi, le comportement réel des assemblages UO2 pourrait, au moins mécaniquement, tre différent de celui souhaité.

Un but de l'invention est de résoudre ce problème en fournissant un assemblage du type précité qui permette de réduire les risques, d'origine mécanique, de déviation du comportement de l'assemblage par rapport à son comportement souhaité.

A cet effet, l'invention a pour objet un assemblage du type précité, ca- ractérisé en ce que les crayons sont distribués en au moins : - un premier groupe central constitué de crayons de combustible ayant une première réactivité nucléaire, et - une couche périphérique extérieure de crayons de combustible de réactivité (s) nucléaire (s) strictement inférieure (s) à la première réactivité nu- cléaire.

Selon des modes particuliers de réalisation, l'assemblage peut com- prendre l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prise (s) isolément ou selon toutes les combinaisons techniquement possibles : - les crayons de la couche périphérique sont distribués en : - un deuxième groupe de crayons de combustible s'étendant le long des faces du contour extérieur du réseau et ayant une deuxième réactivité nucléaire strictement inférieure à la première réactivité nu- cléaire ; et - un troisième groupe de crayons de combustible disposés aux coins du contour extérieur du réseau et ayant une troisième réactivité nucléaire strictement inférieure à la deuxième réactivité nucléaire ; - le deuxième groupe s'étend, pour chaque face du contour extérieur du réseau de crayons de combustible d'un coin à l'autre de la face considé- rée, et le troisième groupe ne comprend que les crayons de combustible disposés dans les coins du contour extérieur du réseau de crayons de com- bustible ; - les réactivités nucléaires différentes des crayons de combustible des différents groupes sont obtenues par des masses différentes d'uranium 235 dans les crayons de combustible ; - les réactivités nucléaires différentes des crayons de combustible des différents groupes sont obtenues par des enrichissements différents des crayons de combustible en uranium 235 ; - les crayons du premier groupe ont un premier enrichissement e1 en uranium 235,

- les crayons du deuxième groupe ont un deuxième enrichis- sement e2 en uranium 235 strictement inférieur au premier enrichis- sement e1, et - les crayons du troisième groupe ont un troisième enrichisse- ment en uranium 235 strictement inférieur au deuxième enrichisse- ment e3 ; - le deuxième enrichissement e2 est compris entre e1-0, 8% et e1- 0,2% ; - le troisième enrichissement e3 est compris entre e1-1, 8% et e1- 0,6% ; et - le premier enrichissement e1 est compris entre 3% et 6%.

L'invention a également pour objet un coeur de réacteur nucléaire, ca- ractérisé en ce qu'il comprend des assemblages de combustible tels que définis ci-dessus.

L'invention va mieux tre comprise à la lecture de la description qui va suivre, donnée uniquement à titre d'exemple, et faite en se référant aux dessins annexés, sur lesquels : - la figure 1 est une vue schématique de dessus illustrant un quart du coeur d'un réacteur nucléaire selon l'invention, - la figure 2 est une vue schématique en plan montrant la répartition des crayons de combustible dans l'un des assemblages de combustible du coeur de la figure 1, - les figures 3A et 3B sont des diagrammes illustrant la répartition de puissance respectivement dans un assemblage selon l'état de la technique et dans l'assemblage de la figure 2 pour une épaisseur de lame d'eau de 2 mm, -les figures 4A et 4B sont des vues analogues aux figures 3A et 3B pour une épaisseur de lame d'eau de 7 mm, - les figures 5A et 5B sont des vues analogues aux figures 3A et 3B pour des lames d'eau d'épaisseur de 12 mm, et - la figure 6 est une vue analogue à la figure 2 illustrant une variante de l'invention.

La figure 1 illustre un quart du coeur 1 d'un réacteur nucléaire à eau pressurisée (REP). Ce réacteur est donc refroidi et modéré par de l'eau sous pression. Classiquement, le coeur 1 présente une symétrie d'ordre 4, les axes de symétrie étant représentés en traits mixtes.

Le coeur 1 comprend des assemblages de combustible 3 disposés les uns à côté des autres avec un espacement latéral entre eux. Il en résulte, entre les assemblages 3, des interstices qui sont remplis par l'eau de réfrigé- ration et de modération. Ainsi, les assemblages 3 sont bordés latéralement par des lames d'eau 5 qui s'étendent sur toute la hauteur des assemblages 3.

Typiquement, l'épaisseur nominale de ces lames d'eau 5 est de 2 mm.

Les assemblages 3 sont des assemblages U02 avec pour combusti- ble nucléaire de l'uranium enrichi en isotope 235. Le combustible des as- semblages 3 ne contient donc pas de plutonium avant leur utilisation dans le coeur 1.

La structure générale des assemblages 3 est classique et ne sera donc pas décrite en détail. On rappellera simplement que chaque assem- blage 3 comprend des crayons de combustible et un squelette de support et de maintien de ces crayons aux noeuds d'un réseau sensiblement régulier.

Dans l'exemple de la figure 2, le réseau régulier est à base carrée et a un contour extérieur carré.

Le squelette comprend classiquement un embout inférieur, un embout supérieur et des tubes-guides 6 qui relient ces deux embouts et qui sont destinés à recevoir les crayons d'une grappe de commande du fonctionne- ment du coeur 1.

Le squelette comprend en outre des grilles 7 de maintien des crayons de combustible aux noeuds du réseau régulier. Ces grilles 7 comprennent classiquement des jeux de plaquettes entrecroisées qui délimitent entre el- les des cellules 9 centrées sur les noeuds du réseau régulier. Chaque cellule 9 est destinée à recevoir un crayon de combustible ou un tube-guide 6, la cellule centrale 9 recevant quant à elle un tube d'instrumentation 11.

Dans l'exemple de la figure 2, les grilles de maintien 7 comprennent 17 cellules 9 par côté. Le contour extérieur du réseau est donc un carré de 17 cellules de côté. Dans d'autres variantes, le nombre de cellules 9 peut tre différent, par exemple de 14x14 ou de 15x15.

Les crayons de combustible sont répartis en trois groupes, à savoir : - un premier groupe central dont les crayons occupent les cellules 9 représentées vides sur la figure 2, - un deuxième groupe de crayons de côtés qui occupent les cellules 9 marquées d'une croix sur la figure 2, et - un troisième groupe de crayons de coins qui occupent les cellules 9 hachurées sur la figure 2.

Dans l'exemple représenté, le premier groupe comprend 200 crayons de combustible. Ce premier groupe occupe tout le réseau de crayons, sauf la couche périphérique 13 de crayons.

Ce premier groupe correspond donc à un carré de 15 cellules de cô- té, dont 25 cellules 9 sont occupées par les tubes-guides 6 et le tube d'instrumentation 11.

Les crayons de ce premier groupe contiennent comme combustible nucléaire de l'uranium enrichi en isotope 235 avec un premier enrichisse- mente e1. Ce premier enrichissement e1 est d'environ 4, 11%. Cet enrichis- sement est défini comme étant le rapport massique de l'isotope U235 et de la totalité de l'uranium présent dans le combustible nucléaire de ces crayons.

Le deuxième groupe de crayons comprend 60 crayons répartis sur les quatre faces 15 de la couche périphérique 13.

Plus précisément, pour chaque face extérieure 15 du réseau de crayons de combustible, les 15 crayons situés entre les deux crayons de coins de la face 15 considérée appartiennent au deuxième groupe.

Les crayons de combustible du deuxième groupe contiennent comme combustible nucléaire de l'uranium enrichi en isotope 235 avec un deuxième enrichissement e2. Ce deuxième enrichissement e2 en uranium 235 est d'environ 3,7%.

Le troisième groupe comprend 4 crayons qui occupent les coins exté- rieurs du réseau de crayons de combustible, c'est-à-dire les coins de la cou- che périphérique 13. Le combustible nucléaire des crayons du troisième groupe a un troisième enrichissement e3 en uranium 235 d'environ 2,8%.

Ainsi, chaque face 15 de la couche périphérique 13 comprend à ses deux extrémités deux crayons du troisième groupe et comprend pour le reste des crayons du deuxième groupe. Le reste du réseau est occupé par des crayons du premier groupe. Les crayons de la couche périphérique 13, qui s'étend continûment sur le pourtour de l'assemblage 3, ont donc des en- richissements plus faibles que les crayons au centre de l'assemblage.

Les crayons de combustible des premier, deuxième et troisième grou- pes qui ont des formes analogues mais des enrichissements différents en isotope 235, contiennent donc des masses différentes d'isotope 235.

L'assemblage 3 a ainsi, avant utilisation, une configuration « zonée » avec des crayons de coins présentant une faible réactivité nucléaire, des crayons situés le long des faces extérieures 15 entre les coins présentant une réactivité nucléaire intermédiaire, et les autres crayons, disposés au centre du réseau, qui possèdent une réactivité nucléaire élevée.

Comme cela va maintenant tre exposé, un tel zonage permet de ga- rantir un comportement neutronique individuel de l'assemblage 3 satisfai- sant, mme en présence de déviation de la géométrie réelle de l'assemblage 3 par rapport à sa géométrie nominale.

Ainsi, la figure 3A illustre la répartition de puissance linéique dans un assemblage de combustible à uranium enrichi en isotope 235 selon l'état de la technique, c'est-à-dire avec un enrichissement uniforme dans tous ses crayons. L'épaisseur des lames d'eau 5 environnant l'assemblage considéré est alors supposée homogène et égale à 2 mm, c'est-à-dire la valeur nomi- nale. On notera que les valeurs de puissance en ordonnée ont été normali- sées par rapport à la puissance linéique moyenne dans l'assemblage. Cette répartition de puissance a été calculée pour un épuisement de 150 MWj/t ce qui correspond à la période dans les cycles d'utilisation de l'assemblage dé- nommée « début de campagne équilibre Xénon ». C'est à ce moment que la distribution de puissance est supposée tre la plus hétérogène.

Dans le cas de la figure 3A, la répartition de puissance est homogène et le facteur de forme, qui correspond au rapport de la puissance linéique maximale dans l'assemblage sur la puissance linéique moyenne au sein de l'assemblage est d'environ 1,053. La valeur du facteur de forme, proche de 1, confirme que la répartition de puissance est homogène et satisfaisante.

La figure 3B représente un diagramme analogue pour l'assemblage 3 de la figure 2. Comme on peut le constater sur cette figure, la puissance li- néique des crayons du troisième groupe, c'est-à-dire aux coins de l'assemblage, est beaucoup plus faible que celle des crayons centraux du premier groupe, du fait de la faible réactivité nucléaire des crayons du troi- sième groupe. De mme, la puissance linéique fournie par les crayons du deuxième groupe situés le long des faces extérieures 15 de l'assemblage 3 est comprise entre celle fournie par les crayons du premier groupe, c'est-à- dire au centre de l'assemblage 3, et celle fournie par les crayons du troi- sième groupe de crayons de coins.

Le facteur de forme vaut alors environ 1, 068. Il est donc légèrement plus important que dans l'état de la technique. Toutefois, la valeur du facteur de puissance reste acceptable et l'assemblage 3 de la figure 2 convient tout à fait à une utilisation en réacteur.

Les figures 4A et 4B correspondent aux figures 3A et 3B, mais avec des lames d'eau 5 d'une épaisseur homogène de 7 mm.

Comme on peut le constater, le facteur de forme augmente fortement dans le cas de l'assemblage selon l'état de la technique (figure 4A) pour at- teindre une valeur de 1,186. La répartition de puissance est donc fortement hétérogène, ce qui doit tre évité dans un coeur de réacteur nucléaire.

Cette constatation peut s'expliquer a posteriori par le fait que l'épaisseur plus importante d'eau au niveau des lames 5 freine plus forte- ment les neutrons de sorte que les crayons situés sur les côtés, et encore plus ceux situés dans les coins, sont plus exposés à des neutrons thermi- ques susceptibles de provoquer des fissions et donc d'engendrer de la puis- sance.

Comme on le voit sur la figure 4B, le zonage de l'assemblage 3 de la figure 2 permet de diminuer la puissance linéique aux coins de l'assemblage

3 et le long de ses faces extérieures 15 pour atteindre une distribution beau- coup plus homogène. Ainsi, le facteur de forme est ramené à une valeur de 1,078, ce qui est tout à fait satisfaisant.

Le mme phénomène peut tre constaté pour une épaisseur homo- gène de lame d'eau 5 encore plus importante, par exemple de 12 mm comme illustré par les figures 5A et 5B. Ainsi, dans le cas d'un assemblage selon l'état de la technique, le facteur de forme est d'environ 1,342 tandis qu'il est d'environ 1,181 dans l'assemblage 3 de la figure 2.

L'adoption de la structure de l'assemblage 3 de la figure 2 permet donc de s'assurer que la distribution de puissance sera plus homogène au cas où les lames d'eau 5 auraient une épaisseur qui s'éloignerait de sa va- leur nominale, ne serait-ce que localement, sans pour autant détériorer de manière significative cette distribution dans le cas où l'épaisseur des lames d'eau 5 correspondrait à la valeur nominale.

L'assemblage 3 de la figure 2 permet donc de réduire les conséquen- ces neutroniques que pourraient avoir les déformations mécaniques des as- semblages ou leurs tolérances de fabrication.

Dans certains cas, l'assemblage 3 peut également comprendre, en particulier dans son premier groupe, des crayons de combustible contenant un poison neutronique tel que du gadolinium. Les crayons concernés peu- vent alors avoir un enrichissement en isotope 235 inférieur ou égal à celui du groupe auquel ils appartiennent.

Dans une variante illustrée par la figure 6, le troisième groupe com- prend, en plus des quatre crayons de coins, les huit crayons directement adjacents de la couche périphérique 13. Ainsi le troisième groupe de crayons comprend 12 crayons.

Toutefois, cette variante s'avère moins avantageuse car elle détériore de manière plus importante la répartition de puissance dans le cas où l'épaisseur des lames d'eau est égale à l'épaisseur nominale.

Dans les variantes préférées, le deuxième enrichissement e2 pourra tre compris entre e1-0, 8% et e1-0, 2%, et le troisième enrichissement e3 entre e1-1, 8% et e1-0, 6%.

De préférence, le premier enrichissement e1 sera compris entre 3% et entre 6%.

Il est également possible dans une variante que le deuxième et le troisième groupe soient constitués de crayons ayant le mme enrichisse- ment en isotope 235. En d'autres termes, e2 et e3 sont égaux. Les crayons de faible réactivité occupent alors toute la couche périphérique 13 et forme un groupe qui s'étend continûment à la périphérie de l'assemblage 3.

Dans encore une autre variante, les différentes réactivités nucléaires au sein des différents groupes de crayons de combustible peuvent tre atteintes non pas avec des enrichissements différents en isotope 235 mais avec des diamètres différents de crayons de combustible, ce qui permet également d'atteindre des masses différentes d'isotope 235 dans les crayons des différents groupes.

Ainsi, les crayons du premier groupe ont un premier diamètre, les crayons de combustible du deuxième groupe un deuxième diamètre stricte- ment inférieur au premier diamètre, et les crayons de combustible du troi- sième groupe un troisième diamètre inférieur ou égal au deuxième diamètre.

Les masses d'isotope 235 contenues dans les crayons du premier, du deuxième et du troisième groupes sont donc inférieures les unes aux autres tout comme leurs réactivités nucléaires.

De manière plus générale, les crayons de combustible peuvent tre disposés au sein de l'assemblage pour former un réseau à contour extérieur polygonal différent d'un carré.