Brevet FR2721746A1 — publié le 19951229

L'invention est relative à un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré comportant une cuve principale renfermant des structures internes démontables. Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides de type intégré comportent une cuve principale destinée à contenir un fluide de refroidissement du réacteur nucléaire généralement constitué par un métal liquide tel que du sodium dans lequel sont plongés le coeur du réacteur nucléaire, des pompes de mise en circulation du fluide de refroidissement et des échangeurs de chaleur intermédiaires destinés à transmettre la chaleur du fluide de refroidissement du réacteur à un fluide secondaire. Les pompes plongées dans le fluide de refroidissement à l'intérieur de la cuve ou pompes primaires mettent en circulation le métal liquide constituant le fluide de refroidissement, de manière qu'il traverse le coeur en s'échauffant au contact des assemblages combustibles. Le métal liquide échauffé pénètre ensuite dans les échangeurs intermédiaires où il se refroidit au contact d'un fluide secondaire qui est généralement constitué également par du métal liquide. Le métal liquide refroidi à la sortie des échangeurs intermédiaires est repris par les pompes primaires. La cuve principale du réacteur nucléaire renferme des structures internes qui assurent en particulier le cloisonnement du volume intérieur de la cuve principale, le support du coeur et le guidage d'une partie du métal liquide de refroidissement du coeur utilisé pour le refroidissement de la surface interne de la cuve principale. Les structures internes de la cuve principale du réacteur nucléaire comportent en particulier une cuve interne qui délimite, à l'intérieur de la cuve principale, une première zone ou collecteur chaud recevant le métal liquide échauffé sortant du coeur du réacteur et une seconde zone ou collecteur froid recevant le métal liquide refroidi sortant des échangeurs de chaleur intermédiaires. Les échangeurs intermédiaires et les pompes sont des composants de forme globalement cylindrique et de grande hauteur qui sont plongés verticalement dans la cuve du réacteur nucléaire dont la partie supérieure est fermée par une dalle comportant des ouvertures de passage de la partie supérieure des pompes et des échangeurs de chaleur. Les échangeurs de chaleur intermédiaires traversent la cuve interne et comportent une fenêtre d'entrée de métal liquide échauffé en communication avec le collecteur chaud et une fenêtre de sortie du métal liquide refroidi débouchant dans le collecteur froid. La partie d'aspiration des pompes primaires débouche dans le collecteur froid. Les réacteurs nucléaires à neutrons rapides comportent généralement un ensemble de pompes primaires et d'échangeurs intermédiaires qui traversent la dalle horizontale de fermeture de la partie supérieure de la cuve principale du réacteur nucléaire, dans une zone de forme annulaire ayant pour axe de symétrie l'axe de symétrie vertical de la cuve principale. Le coeur du réacteur nucléaire est supporté par une partie de la structure interne appelée sommier reposant elle-même sur un élément des structures internes appelé platelage prenant appui sur une partie de la surface interne de la cuve du réacteur nucléaire et généralement sur le fond de la cuve. Une partie des structures internes délimite un espace de forme annulaire avec la surface intérieure de la cuve et définit un espace de circulation de métal liquide de refroidissement de la cuve à sa partie périphérique. Les structures internes de la cuve principale du réacteur nucléaire peuvent également comporter un récupé rateur disposé en-dessous du coeur et permettant de protéger le fond de la cuve et de récupérer des débris provenant du coeur du réacteur nucléaire. Dans les réacteurs nucléaires connus de l'art antérieur, les structures internes disposées à l'intérieur de la cuve principale et constituant le bloc réacteur sont généralement assemblées entre elles par soudure, de manière à constituer un ensemble monobloc rigide. De telles réalisations des structures internes d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides sont décrites en particulier dans les brevets français FR-A-2.506.062, FR-A-2.680.597, FR-A-2.558.635, FR-A-2.541.496. Seuls certains composants de grandes dimensions de ces réacteurs nucléaires à neutrons rapides tels que les pompes primaires, les échangeurs intermédiaires ou encore le bouchon-couvercle du coeur assurant en particulier le passage de l'instrumentation du coeur et la canalisation de métal liquide dans la partie supérieure de la cuve sont réalisés de manière démontable et peuvent être sortis de la cuve par levage à l'aide d'équipements spéciaux. En revanche, les éléments des structures internes disposés dans la cuve principale sont indémontables, soit du fait qu'ils sont soudés entre eux lors de la réalisation du bloc réacteur par assemblage sur le site, soit encore parce que leurs dimensions ne permettent pas leur passage par les ouvertures ménagées à travers la dalle de fermeture de la cuve principale. En effet, la dalle est généralement réalisée de manière telle qu'elle ne puisse être soulevée pour libérer la partie supérieure de la cuve principale, de sorte que les éléments disposés à l'intérieur de la cuve ne pourraient être sortis que par des ouvertures traversant la dalle. Selon une disposition classique, la dalle peut être constituée par une structure mixte comportant des pièces de métal noyées dans du béton qui est réalisée lors de la construction du bâtiment du réacteur, des éléments métalliques noyés dans le béton étant laissés en attente pour permettre le soudage de la partie supérieure de la cuve du réacteur. La cuve principale peut également être suspendue à une bride encastrée dans la structure du bâtiment du réacteur et, dans ce cas, la dalle est posée sur une partie du bâtiment du réacteur. Il n'est pas possible, dans le cas des réacteurs nucléaires suivant l'art antérieur, de réaliser le démontage et le remplacement d'un élément des structures internes, du fait qu'on ne peut accéder à l'intérieur de la cuve. On ne peut pas non plus extraire ou introduire des éléments des structures internes à travers la dalle du réacteur nucléaire. Dans le cas où il est nécessaire d'extraire les structures internes, c'est-à-dire essentiellement dans le cas où l'on réalise le démantèlement du réacteur nucléaire arrivé en fin de vie, il faut vidanger complètement la cuve du réacteur nucléaire du sodium qu'elle contient et réaliser le découpage des structures internes du réacteur sous une atmosphère de gaz inerte. Il n'est donc pas possible de réaliser des démontages des structures internes, par exemple pour effectuer leur réparation ou leur remplacement. Il n'est pas possible non plus de soulever l'ensemble des structures internes à l'intérieur de la cuve pour accèder au fond de la cuve, pour réaliser des inspections ou des interventions sur le fond de la cuve principale. En outre, du fait du mode de réalisation des structures internes qui doivent être soudées à l'intérieur de la cuve principale, les opérations de montage et de fixation des structures internes entrent pour une part significative dans la durée totale de construction du réacteur nucléaire. Enfin, du fait de leur mode de réalisation, les équipements internes présentent également des dimensions et une masse très importante. Le but de l'invention est donc de proposer un réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré comportant une cuve principale renfermant le coeur du réacteur plongé dans un métal liquide de refroidissement, au moins une pompe primaire de mise en circulation du fluide de refroidissement dans la cuve, au moins un échangeur de chaleur intermédiaire plongé dans le métal liquide de refroidissement et des structures internes disposées à l'intérieur de la cuve principale et constituées d'éléments métalliques de grandes dimensions montées à l'intérieur de la cuve principale comportant au moins une cuve interne délimitant dans la cuve principale une zone recevant du métal liquide chaud sortant du coeur et une zone recevant du métal liquide refroidi sortant de l'échangeur de chaleur intermédiaire, une virole de canalisation d'un flux de métal liquide de refroidissement au contact de la paroi interne de la cuve principale et des éléments de support du coeur, les structures internes du réacteur nucléaire étant réalisées de manière à pouvoir être démontées ou soulevées à l'intérieur de la cuve principale et permettant des opérations de construction plus simples et plus rapides du réacteur nucléaire. Dans ce but, chacun des éléments des structures internes comporte des moyens de maintien et d'appui sur des moyens correspondants d'au moins un composant de l'ensemble constitué par la cuve principale et les éléments des structures internes, pour sa fixation par simple appui, à l'intérieur de la cuve principale. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple non limitatif, en se référant aux figures jointes en annexe, un mode de réalisation d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides suivant l'invention. La figure 1 est une vue en élévation et en coupe par un plan vertical de la cuve et des structures internes d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides suivant 1 'in- vention. La figure 2 est une vue en coupe par un plan vertical d'une partie de la cuve principale et des structures internes au voisinage de l'extrémité inférieure d'une pompe. La figure 3 est une vue en coupe par un plan vertical d'une partie de la cuve principale et des structures internes au voisinage de l'extrémité inférieure d'un échangeur intermédiaire. Les figures 4A et 4B sont des vues en coupes par un plan vertical de deux parties des structures internes montrant les moyens de canalisation du sodium de refroidissement de la cuve principale. La figure 5 est une vue en coupe suivant 5-5 de la figure 4A. La figure 6 est une vue suivant 6 de la figure 4A. La figure 7 est une vue en coupe par un plan vertical d'une partie des structures internes du réacteur nucléaire assurant le support du coeur. La figure 8 est une vue à plus grande échelle du détail 8 de la figure 7. La figure 9 est une vue suivant 9 de la figure 8. La figure 10 est une demi-vue en coupe par un plan vertical d'une partie des structures internes assu rant la canalisation du métal liquide de refroidissement de la cuve principale. La figure 11 est une vue en coupe suivant 11-11 de la figure 10. La figure 12 est une vue de dessus schématique de la dalle de fermeture de la cuve du réacteur nucléaire. La figure 13 est une vue partielle en coupe d'une partie périphérique de la dalle de fermeture de la cuve du réacteur nucléaire. La figure 14 est une vue de dessus d'une partie de la dalle de fermeture du réacteur nucléaire. La figure 15 est une vue en coupe partielle par un plan vertical suivant 15-15 de la figure 14. La figure 16 est une vue en coupe de la cuve principale et des structures internes du réacteur nucléaire montrant l'ordre de démontage des différents éléments des structures internes. Sur la figure 1, on voit une cuve principale d'un réacteur nucléaire désignée de manière générale par le repère 1 montée à l'intérieur de la structure 2 du bâtiment réacteur et renfermant un métal liquide de refroidissement jusqu'à un niveau 3, dans lequel sont plongés le coeur du réacteur, un ensemble de structures internes et les pompes primaires et les échangeurs intermédiaires. La cuve principale 1 est entourée par une cuve de sécurité 1' ménageant un espace rempli de gaz autour de la cuve 1. La cuve 1 est fermée par une dalle horizontale 4 de grande épaisseur reposant sur la structure 2 du réacteur nucléaire au-dessus du rebord supérieur de la cuve 1. La dalle 4 est traversée par des ouvertures permettant le passage de la partie supérieure de pompes primaires 5 et d'échangeurs intermédiaires 6. Comme il est visible sur les figures 12 et 14, le réacteur nucléaire comporte trois pompes primaires 5 disposées à 120C l'une de l'autre autour de l'axe de la cuve principale et six échangeurs intermédiaires 6 intercalés entre les pompes primaires 5. L'ensemble des pompes primaires 5 et des échangeurs intermédiaires 6 traverse la dalle 4 du réacteur dans une zone de forme annulaire ayant pour axe l'axe vertical 7 de la cuve principale. Le volume intérieur de la cuve 1, entre le niveau supérieur 3 du métal liquide constitué par du sodium liquide et la surface inférieure de la dalle de fermeture 4 est rempli par un gaz inerte constitué par de l'argon. La dalle 4 est traversée à sa partie centrale, par un orifice dans lequel est monté un bouchon tournant 8 portant la machine de chargement 9 du réacteur et un ensemble 10 appelé bouchon-couvercle du coeur disposé audessus du coeur 11 du réacteur et comportant des moyens d'instrumentation pour effectuer des mesures dans le coeur et des moyens de déflexion du sodium liquide circulant dans la cuve, à la sortie du coeur 11. Le coeur 11 est constitué par des assemblages combustibles dont la partie inférieure ou pied est engagée dans une structure mécanosoudée 12 appelée sommier constituant une partie des structures internes de la cuve 1 du réacteur nucléaire. Le sommier 12 vient en appui sur une seconde structure mécanosoudée 13 appelée platelage qui repose elle-même sur le fond de la cuve principale 1, au-dessus d'une virole d'appui 14. La virole d'appui 14 comporte sur sa surface interne des moyens de support d'un élément 15 des structures internes, appelé récupérateur, qui est disposé en-dessous du platelage et qui permet de récupérer les débris du coeur, en cas d'incident et de destruction d'assemblages combustibles. Un élément 16 des structures internes appelé cuve interne repose sur la partie supérieure du platelage et comporte une virole placée dans une position coaxiale à la cuve 7, autour du coeur 11, ainsi qu'un redan plat annulaire 16a et une virole externe supérieure 16b ayant un diamètre un peu inférieur au diamètre intérieur de la cuve principale 1. La virole interne 16c de la cuve interne 16 est fixée au redan plat 16a, suivant son contour intérieur et la virole externe supérieure 16b est fixée au redan plat 16a suivant son contour extérieur. Le redan plat 16a comporte des ouvertures de traversée au niveau de chacune desquelles est fixée soit une virole de passage 17 d'une pompe primaire 5, soit une virole 18 de passage d'un échangeur intermédiaire 6. Les viroles 17 de passage des pompes primaires 5 ont une partie supérieure disposée au-dessus du niveau supérieur 3 du sodium liquide dans la cuve 1. En revanche, les viroles 18 de passage des échangeurs intermédiaires 6 présentent une partie supérieure à l'intérieur du sodium liquide et comportent des moyens d'isolation par gaz inerte 18a coopérant avec des moyens correspondants d'un échangeur de chaleur intermédiaires 6 pour assurer un passage étanche de la partie inférieure de l'échangeur intermédiaire 6 à travers la cuve interne. De cette manière, la cuve interne sépare le volume intérieur de la cuve principale en un premier espace 19a situé au-dessus du coeur et appelé collecteur chaud et en un second espace 19b disposé autour de la partie inférieure et en-dessous du coeur 11 appelé collecteur froid. Le sodium liquide qui est mis en circulation à l'intérieur de la cuve par les pompes primaires 5 traverse le coeur dans la direction verticale et de bas en haut (flèche 20) en s'échauffant au contact des assemblages du coeur 11, pour ressortir dans le collecteur chaud 19a, audessus du coeur. Le niveau du sodium liquide dans le collecteur chaud 19a de la cuve principale 1 qui est un niveau dynamique s'établit au voisinage du niveau supérieur indiqué par la référence 3. Chacun des échangeurs intermédaires 6 comporte une fenêtre supérieure 6a débouchant dans le collecteur chaud 19a et une fenêtre inférieure 6b débouchant dans le collecteur froid 19b. Le sodium chaud sortant du coeur pénètre dans chacun des échangeurs intermédiaires par sa fenêtre supérieure 6a, circule à l'intérieur de l'échangeur intermédiaire et se refroidit au contact de sodium secondaire pour ressortir à une température inférieure à sa température d'entrée par les fenêtres 6b dans le collecteur froid 19b. Le sodium secondaire échauffé au contact du sodium primaire est utilisé pour produire de la vapeur à l'intérieur de générateurs de vapeur situés à l'extérieur de la cuve du réacteur nucléaire. La partie d'aspiration des pompes primaires 5 disposée à leur extrémité inférieure est située dans le collecteur froid 19b et permet d'aspirer le sodium froid sortant des fenêtres inférieures 6b des échangeurs de chaleur intermédiaires pour renvoyer le sodium froid dans le coeur à travers le platelage 13 et le sommier 12. Le niveau du sodium liquide 21 dans le collecteur froid s'établit en-dessous du niveau 3 dans le collecteur chaud. Une partie du sodium froid constituant un débit de fuite à l'intérieur du platelage 13 parvient dans un espace annulaire délimité par la surface intérieure de la cuve principale 1 et par la surface extérieure d'une virole de guidage de métal liquide de refroidissement 22 qui constitue une partie des structures internes du réacteur nucléaire. La partie supérieure de la virole de guidage 22 constitue un déversoir assurant le retour du sodium de refroidissement de la surface intérieure de la cuve principale 1, dans une zone du collecteur froid située à l'extérieur de la virole 16b de la cuve interne. Selon une caractéristique générale de l'invention, chacun des éléments 12, 13, 15, 16 et 22 des structures internes du réacteur nucléaire comporte des moyens de maintien et d'appui destinés à venir reposer sur des moyens correspondants d'un second élément des structures internes ou sur une partie de la surface intérieure de la cuve interne 1. Les éléments des structures internes sont ainsi parfaitement maintenus à l'intérieur de la cuve principale, sous l'effet de leur propre poids et par coopération des moyens de maintien et d'appui, sans qu'il soit nécessaire de les fixer par soudure ou par des moyens de fixation mécaniques, par exemple par des vis ou boulons. En outre, de manière habituelle, les pompes primaires 5 et les échangeurs intermédiaires 6 sont montés à l'intérieur de la cuve, dans les traversées de la dalle 4, de manière à pouvoir être soulevés et extraits de la cuve principale 1. La dalle 4 étant réalisée, comme il sera décrit plus loin, de manière à pouvoir être soulevée et séparée de la structure du réacteur nucléaire, il est possible d'extraire successivement les éléments des structures internes de la cuve principale 1, comme il sera expliqué plus loin. Le sommier 12 sur lequel repose le coeur l1 du réacteur nucléaire est en appui sur la surface supérieure du platelage 13. Le récupérateur 15 repose sur une partie d'appui à l'intérieur de la virole d'appui 14 et par son intermédiaire, sur le fond de la cuve principale 1. La cuve interne 16 repose, par l'intermédiaire de la partie inférieure de sa virole interne 16c, sur la surface supérieure du platelage 13, autour du sommier 12 et du coeur 11. La virole de guidage de sodium de refroidissement 22 repose par sa partie inférieure sur une partie d'appui du platelage sur la surface intérieure de la cuve principale 1. La cuve principale 1 présente une paroi latérale de forme cylindrique et un fond de forme tori-sphérique très aplati dont la partie centrale présente une forme sphérique et un très grand rayon de courbure et la partie périphérique qui se raccorde à la paroi latérale de la cuve principale et à la partie centrale du fond de la cuve de forme sphérique, la forme d'une portion de tore à section méridienne circulaire. De manière générale, la cuve principale 1 présente un rapport hauteur/diamètre sensiblement supérieur au rapport correspondant des cuves principales des réacteurs nucléaires suivant l'art antérieur. Sur la figure 2, on voit une partie inférieure de la cuve 1 dans laquelle est disposée la partie inférieure d'une pompe primaire 5, en-dessous de la cuve interne 16, à l'intérieur du collecteur froid 19b. Le platelage 13 est réalisé sous la forme d'une structure mécano-soudée comportant un plateau inférieur et un plateau supérieur horizontaux, une paroi latérale externe soudée au plateau inférieur et au plateau supérieur ainsi que des entretoises de rigidification et de fixation du plateau inférieur et du plateau supérieur ; le platelage porte trois ensembles tels que 23 fixés sur la paroi latérale externe, chacun au niveau d'une ouverture de traversée de la paroi latérale. Chacun des ensembles 23 comporte un carter 24 dans lequel est engagée la partie inférieure d'une pompe primaire 5 et un conduit 25 de guidage du sodium vers le sommier 12 et le coeur 11 supporté par le sommier 12. Le carter 24 et le conduit 25 sont fixés par soudage sur une pièce de raccordement montée et soudée dans l'ouverture traversant la paroi du platelage. Le conduit 25 est soudé, à l'une de ses extrémités, sur cette pièce de raccordement et, à son autre extrémité, sur une seconde pièce de raccordement solidaire du plateau supérieur du platelage 13 et constituant un élément de raccordement étanche au sommier 12. Une tôle 25a est fixée autour de la surface convexe externe de la canalisation 25 d'alimentation en sodium ; cette tôle 25a assure le maintien de cette canalisation en cas de rupture. A la partie inférieure de la paroi latérale du platelage 13 est fixée une virole tronconique 26 ayant une disposition coaxiale au platelage 13 et entourant le platelage sur toute sa périphérie. La virole tronconique 26 porte à son extrémité une couronne d'appui 27 par l'intermédiaire de laquelle le platelage 13 vient en appui sur un talon d'appui annulaire 28 usiné sur une pièce en surépaisseur, à l'intérieur de la cuve 1. La virole 22 de guidage du sodium de refroidissement vient appui sur le talon d'appui 28 de la cuve, par l'intermédiaire de la couronne 27 du support du platelage 13. La virole tronconique 26 du platelage 13 est traversée par des ouvertures au niveau desquelles sont fixées de courtes viroles de passage des carters 24 des pompes primaires 5. Le plateau inférieur du platelage 13 se trouve, lorsque le platelage repose par l'intermédiaire de la couronne d'appui 27 sur la surface d'appui 28 de la cuve principale 1, légèrement au-dessus de la virole d'appui 14 solidaire du fond de la cuve 1. La virole 14 assure une retenue et un maintien du platelage, dans le cas d'une rupture accidentelle de son supportage. L'ensemble 15 de recueil des débris du coeur qui comporte un déflecteur et des moyens d'étalement des débris repose sur une surface d'appui 14a usinée sur une pièce en surêpaisseur à l'intérieur de la virole 14. I1 est à remarquer que le platelage 13 et le récupérateur 15 reposent librement sur leurs appuis respectifs 28 et 14a, sans jonction par soudure et sans moyen de liaison mécanique avec la cuve ou la virole d'appui 14. Sur la figure 3, on voit une partie inférieure de la cuve principale 1 du réacteur nucléaire, dans laquelle est disposé un échangeur de chaleur intermédiaire 6 traversant la cuve interne 16 au niveau d'une virole et d'une traversée étanche 18, 18a, la fenêtre supérieure 6a et la fenêtre inférieure 6b de l'échangeur de chaleur intermédiaire étant disposées de part et d'autre du redan plat 16a de la cuve interne 16. Il est à remarquer que le redan plat 16a assurant la jonction entre la virole intérieure 16c et la virole extérieure 16b de la cuve interne pourrait être remplacé par un redan d'une forme différente de la forme plate, par exemple par un redan de forme tronconique. De manière générale, pour les réacteurs de petites et moyennes puissances, on pourra utiliser de préférence un redan plat et pour les réacteurs nucléaires de plus fortes puissances, un redan de forme tronconique. Un écran de protection 6c est fixé sur le support 26 du platelage 13, en vis-à-vis de la fenêtre de sortie 6b de l'échangeur intermédiaire 6. Des tuyauteries de récupération de sodium liquide de refroidissement 30 sont fixées dans une position inclinée par rapport à l'horizontale au-dessus de la virole 26 de supportage du platelage. Comme il est visible sur les figures 4A et 4B, les tubes 30 de canalisation du sodium liquide qui sont intercalés entre les pompes et échangeurs intermédiaires du réacteur nucléaire dans une disposition parallèle à la virole de support 26 du platelage sont fixés par soudure à l'une de leurs extrémités sur une tubulure 31 fixée par soudage dans la paroi latérale du platelage 13 et engagés à frottement par leur autre extrémité dans une ouverture traversant la couronne de support 27 du platelage réalisée sous la forme d'une couronne forgée et usinée. Au niveau de la conduite de sodium liquide 30, la pièce de support 28 de la cuve principale 1 réalisée par forgeage et usinage comporte une partie usinée en creux 32 visible sur les figures 4A et 5 mettant en communication l'extrémité du conduit 30 avec l'espace annulaire 33 délimité par la surface intérieure de la virole de la cuve 1 et la surface extérieure de la virole de guidage du sodium de refroidissement 22. De cette manière, un débit de fuite du sodium refroidi mis en circulation en-dessous du coeur 11 est susceptible d'être guidé par les tubes 30 à l'intérieur de l'espace annulaire 33 dans lequel le sodium circulant de bas en haut assure le refroidissement de la virole de la cuve principale. Les surfaces susceptibles de venir en contact d'appui ou en contact frottant des tubes 30, de la couronne d'appui 27, de la pièce 28 de la cuve principale et de la bague 22a de la virole de guidage de métal de refroidissement sont aluminisées ou recouvertes de plaquettes aluminisées, de manière à réduire les frottements et à limiter l'usure. Le traitement par aluminisation des surfaces de frottement est préférable à un revêtement par un alliage tel qu'une stellite renfermant du cobalt. Il est en effet bien connu qu'il faut éviter au maximum la présence de cobalt à l'intérieur de la cuve d'un réacteur nucléaire. Comme il est visible sur la figure 6, les pièces 27 et 28 venant en contact d'appui l'une sur l'autre comportent chacune trois embrèvements disposés à 1200 autour de l'axe de la cuve qui viennent en vis-à-vis, lors de la mise en place du platelage à l'intérieur de la cuve. Après la mise en place du platelage dans la cuve, on introduit une clavette telle que 34 dans chacune des cavités constituées par deux embrèvements en vi s-à- vis. On réalise ainsi un blocage en rotation du platelage par rapport à la surface intérieure de la cuve. La virole 22 est également fixée en rotation par rapport à la paroi de la cuve principale 1. Comme il est visible sur les figures 7 et 8, le sommier 12 repose, par l'intermédiaire de la partie inférieure de sa paroi latérale constituant sa base de support sur le plateau supérieur du platelage 13. De plus, un pivot central 12a (figure 1) est engagé dans une pièce de réception fixée dans le plateau supérieur du platelage 13. Des clavettes assurent le blocage en rotation du sommier 12 par rapport au platelage 13. Chacune des trois conduites 25 d'alimentation du coeur en sodium reliées à une pompe primaire 5 est solidaire, à son extrémité opposée à la pompe 5, d'une pièce forgée 35 constituant un embout de tuyauterie engagé dans une ouverture du sommier 12 équipé d'un anneau de traversée réalisée sous forme forgée. Sur chacun des anneaux de traversée de la paroi inférieure du sommier 12 est montée une pièce d'étanchéité annulaire 37 à l'intérieur de laquelle est engagé l'embout de tuyauterie 35. Des joints 38 constitués par des bagues métalliques sont intercalés entre un épaulement supérieur interne de la pièce d'étanchéité annulaire 37 et la bague de passage de l'ouverture du sommier 12. Les joints 38 sont comprimés entre la pièce 37 et le sommier par la pression du métal liquide. Des joints 39 sous forme de circlips sont intercalés entre la surface extérieure de l'embout de tuyauterie 35 et la surface intérieure cylindrique de la pièce d'étanchéité 37. La pression du liquide sur les joints 39 permet de les resserrer contre la surface extérieure de l'embout 35 et d'assurer la liaison étanche entre la tuyauterie de pompe et le sommier. De cette manière, l'embout de tuyauterie 35 est susceptible de se déplacer latéralement par rapport au sommier 12, lors des transitoires thermiques à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire. L'embout de tuyauterie 35 est également susceptible de se déplacer dans la direction verticale à l'intérieur de la pièce d'étanchéité 37. Le sodium est guidé de manière étanche et continue entre la tuyauterie de pompe et l'espace intérieur du sommier, comme représenté par les flèches 40. Le sodium liquide traverse le plateau supérieur du sommier 12 à travers des ouvertures 41, pour pénétrer dans le coeur 11 du réacteur reposant sur le sommier 12. La virole interne 16c de la cuve interne 16 est solidaire à sa partie inférieure d'une bague forgée et usinée 36 comportant un épaulement, de manière que la bague 36 vienne coiffer la partie supérieure de la paroi latérale du platelage 13, lors de la mise en place de la cuve interne 16 à l'intérieur de la cuve principale 1. L'encastrement de la partie supérieure de la paroi latérale du platelage 13 dans la pièce 36 de la cuve interne permet de réaliser un positionnement parfait de la cuve interne par rapport au platelage 13 qui est lui-même fixé dans une position parfaitement centrée à l'intérieur de la cuve, par l'intermédiaire de l'anneau d'appui forgé 27. L'encastrement de la partie supérieure du platelage 13 dans la pièce 36 permet également d'interdire tout basculement de la cuve interne par rapport au platelage 13, à l'intérieur de la cuve principale. Sur la figure 9, on voit que la pièce forgée d'appui 36 comporte des embrèvements tels que 36a qui viennent en vis-à-vis d'embrèvements correspondants usinés dans la partie supérieure de la paroi latérale du platelage 13, lors de la mise en place de la cuve interne à l'intérieur de la cuve principale. Pour compléter la fixation de la cuve interne à l'intérieur de la cuve principale, on introduit une clavette 42 dans chacune des cavités constituées par les embrèvements en vis-à-vis de la pièce d'appui 36 et du platelage 13. On réalise ainsi un blocage en rotation de la cuve interne par rapport au platelage qui est lui-même bloqué en rotation par rapport à la cuve principale, par l'intermédiaire des clavettes 34 telles que représentées sur les figures 4A et 6. Toutes les surfaces du sommier 12, du platelage et de la pièce d'appui 36 venant en appui les unes sur les autres qui sont en acier inoxydable sont en contact par l'intermédiaire de pièces aluminisées, de manière à éviter un contact direct acier inoxydable sur acier inoxydable, lors de la mise en appui des éléments des structures internes les uns sur les autres. Comme il est visible sur la figure 10, la partie supérieure de la virole 22 de guidage du sodium de refroidissement est raccordée, par l'intermédiaire d'une pièce forgée, à deux viroles 43 et 44 constituant un déversoir pour le sodium liquide introduit par les tuyauteries 30 dans l'espace annulaire 33 entre la cuve principale 1 et la virole 22. Le sodium liquide passe au-dessus de l'extrémité supérieure de la virole 43 constituant un seuil d'écoulement pour pénétrer dans le déversoir entre les viroles 43 et 44. Des trous de rejet de métal liquide tels que 45 visibles sur les figures 10 et 11 permettent de renvoyer le métal liquide dans le collecteur froid dont le niveau de sodium liquide 21 se trouve sensiblement en-dessous du niveau 3 du sodium liquide dans le collecteur chaud. Le sodium liquide de refroidissement peut ainsi circuler au contact de la paroi intérieure de la cuve principale dont il assure le refroidissement pour revenir ensuite dans le collecteur froid, sans engendrer de vibrations dans les structures du réacteur nucléaire. Sur la figure 12, on a représenté de manière schématique la dalle de fermeture 4 de la cuve du réacteur nucléaire qui est traversée par des ouvertures permettant le passage des pompes primaires 5 et des échangeurs intermédiaires 6. La dalle 4 comporte également une ouverture centrale dans laquelle est monté le grand bouchon tournant 8 du réacteur nucléaire qui est monté rotatif sur la dalle 4, autour de l'axe vertical 7 de la cuve. Sur le grand bouchon tournant 8, est monté rotatif autour d'un axe vertical différent de l'axe de la cuve 7, le petit bouchon tournant 46 sur lequel est fixée la machine de chargement 9 du réacteur nucléaire. Par une rotation combinée du grand bouchon tournant 8 et du petit bouchon tournant 46, on peut placer la machine de manutention du combustible, dans l'alignement dans la direction verticale d'un assemblage combustible quelconque du coeur 11 du réacteur. Le grand bouchon tournant 8 pqrte également le bouchon-couvercle coeur 10 dans une position centrée. Sur la figure 13, on voit une partie de la périphérie externe de la dalle 4 du réacteur nucléaire comportant des moyens d'appui et de fixation de la dalle sur la structure fixe 2 du réacteur nucléaire. La partie supérieure de la virole de la cuve principale 1 est solidaire d'une bride annulaire 47. Une bride 48 également de forme annulaire est fixée dans la structure du réacteur nucléaire 2 à sa partie supérieure, autour d'une cavité constituant le puits de cuve dans lequel est disposé la cuve principale 1. La bride 48 fixée dans la structure du réacteur nucléaire comporte un embrèvement de forme annulaire permettant de recevoir la bride 47 solidaire de la partie supérieure de la virole de la cuve principale 1. La dalle 4 est constituée par une plaque d'acier de très forte épaisseur dont la surface latérale externe est usinée pour permettre le logement de la bride de cuve 47 et de ses moyens de support et de fixation. La dalle 4 comporte en particulier un épaulement 4a constituant une surface annulaire dirigée vers le bas sur laquelle sont fixés des dispositifs d'appui tels que 49 venant en vis-à-vis de dispositifs d'appui correspondants 49' fixés sur la surface supérieure de la bride 47 de la cuve principale 1. Les appuis 49 et 49' comportent des surfaces d'appui ayant des surfaces courbes alignées suivant une direction verticale commune 51. Entre chacun des appuis 49 et 49' d'une paire d'appui de la dalle sont intercalés des appuis 52 montés glissants et rotulants à l'intérieur des surfaces d'appui des dispositifs 49 et 49'. De cette manière, la partie périphérique de la dalle peut se déplacer, par exemple pour absorber des dilatations, dans une direction radiale. Les appuis rotulants permettent également d'absorber des déformations de la dalle par flexion. Les appuis glissants et rotulants 52 sont répartis suivant la périphérie de la dalle. Entre deux appuis successifs 52 est intercalé un ensemble 53 de fixation anti-envol de la dalle 4. Chacun des dispositifs anti-envol 53 comporte un tirant 54 qui est engagé dans une ouverture traversant la partie périphérique de la dalle 4 et dans une ouverture traversant la bride de cuve 47 située dans le prolongement axial de l'ouverture traversant la partie périphérique de la dalle 4. L'extrémité du tirant traverse une ouverture de la bride 48 placée dans l'alignement de l'ouverture de la bride 47 de la cuve et vissée dans un écrou 55 fixé et noyé dans la structure 2 du réacteur nucléaire. Après serrage du tirant, on dispose un capot de fermeture étanche 56 au-dessus de la tête 54a du tirant 54, de manière à fermer de manière étanche l'espace de traversée autour du tirant 54. La bride 47 est fixée par une soudure 57 à l'intérieur de l'embrèvement de la bride 48. Sur la partie périphérique interne supérieure de la bride 47, est fixée, par l'intermédiaire d'une soudure 62, une virole d'étanchéité 50 qui peut être raccordée par une soudure 61, à son extrémité opposée à la soudure 62, à une partie de la périphérie externe de la dalle 4. On ferme ainsi de manière étanche le volume intérieur de la cuve principale 1 qui renferme un gaz inerte tel que de l'argon au-dessus du niveau de sodium liquide. La soudure 61 qui est une soudure hétérogène est réalisée, au moment de la pose de la dalle, après mise en place de la dalle 4 sur les appuis 52 et avant la mise en place et le serrage des tirants anti-envol 54. La soudure 61 peut être réalisée, du fait qu'un espace périphérique libre ouvert à sa partie supérieure est ménagé entre la partie périphérique externe de la dalle 4 et la structure fixe 2 du réacteur nucléaire. Après réalisation de la soudure d'étanchéité 51, l'espace périphérique libre entre la dalle 4 et la structure fixe 2 est rempli par des bouchons de fermeture et de remplissage 58 qui sont fixés de manière amovible sur la structure fixe 2, les uns à la suite des autres suivant la périphérie de la dalle 4. Un joint d'étanchéité 59 introduit entre la surface périphérique externe de la dalle 4 et une surface périphérique interne des bouchons 58 permet de réaliser l'étanchéité entre la dalle et les bouchons 58. La disposition et la fixation de la dalle telle que représentée permettent de réaliser un démontage et un levage de la dalle dans son ensemble. On peut ainsi accéder à l'intérieur de la cuve sur l'ensemble de sa section transversale, par exemple pour réaliser le démontage et l'extraction des éléments des structures internes. Il est à remarquer que tous les plans d'appui des éléments des structures internes les uns sur les autres et sur la surface intérieure de la cuve se trouvent dans des zones dites "zones froides" dans lesquelles le sodium liquide, pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, est à une température voisine de 400"C, ce qui est notablement inférieur à la température du sodium dans le collecteur chaud, par exemple à la sortie du coeur. Sur les figures 14 et 15, on voit le grand bouchon tournant 8 du réacteur nucléaire qui est monté tournant dans la partie centrale de la dalle 4 qui est traversée à sa partie périphérique par les pompes primaires 5 et les échangeurs intermédiaires 6. Dans deux zones situées dans des positions diamétralement opposées sur le bord du bouchon tournant, la dalle 4 comporte deux cavités dans lesquelles peuvent être introduits des appendices démontables 60a et 60b en acier d'une épaisseur sensiblement égale à l'épaisseur de la dalle 4. Le grand bouchon tournant 8 peut être démonté et séparé de la dalle, éventuellement après démontage et levage du bouchon-couvercle coeur 10 constituant sa partie centrale. Après démontage et levage du grand bouchon tournant, il est possible de démonter les appendices 60a et 60b, de manière à obtenir une ouverture de passage de direction diamétrale d'une dimension suffisante pour permettre le passage du sommier 12 dans une position basculée verticale, afin de sortir le sommier 12 de la cuve principale en utilisant un moyen de levage. Sur la figure 14, on a représenté la section diamétrale 12' du sommier 12 qui s'inscrit à l'intérieur de l'ouverture du grand bouchon tournant 8 étendue diamétralement par les deux cavités de réception des appendices démontables 60a et 60b. Après arrêt et refroidissement du réacteur nucléaire, il est possible d'extraire tous les assemblages du coeur du réacteur nucléaire et de les placer dans un stockage provisoire en utilisant la machine de chargement du réacteur. Il est ensuite possible de démonter le grand bouchon tournant et les appendices démontables 60a et 60b pour les placer dans une zone de stockage provisoire. On a alors accès à l'intérieur de la cuve, ce qui permet d'assurer la manutention et l'extraction du sommier après basculement dans une position verticale. Ces opérations sont réalisées après vidange complète du sodium de la cuve et de préférence dans une atmosphère de gaz inerte. Le démontage et l'extraction du sommier ne nécessitent aucune opération de démontage de liaisons soudées ou de liaisons mécaniques, le sommier reposant librement sur le platelage et comportant uniquement le pivot de centrage 12a et trois viroles de centrage 37 engagés respectivement dans une pièce de réception et sur trois embouts de tuyauterie 35 du platelage. Pour effectuer le démontage de l'ensemble des éléments des structures internes, il est nécessaire de démonter et de lever la dalle du réacteur nucléaire, ce qui peut être réalisé comme indiqué plus haut, du fait de la constitution des éléments d'appui et de maintien de la dalle sur la structure fixe du réacteur nucléaire. Sur la figure 16, on a représenté les différents éléments des structures internes, dans une position levée à l'intérieur de la cuve, pendant leur extraction. La figure 16 ne correspond pas à une phase réelle du démontage des éléments des structures internes mais montre l'ordre dans lequel doit être effectué le démontage de ces structures internes après le levage de la dalle du réacteur nucléaire. Dans un premier temps, comme expliqué plus haut, on peut effectuer le levage et l'extraction du sommier 12. Cette extraction peut être effectuée par l'ouverture du bouchon sans enlèvement de la dalle ou par l'ouverture de la cuve après enlèvement de la dalle. On peut également démonter la virole 22 de guidage du sodium de refroidissement de la cuve ou la cuve interne 16 par simple levage, du fait que ces éléments ne supportent aucun autre élément des structures internes. Il est indifférent de réaliser en premier le démontage de l'un ou l'autre de ces deux éléments 16 et 22, puisqu'ils reposent tous deux, indépendamment l'un de l'autre, sur le platelage 13. Après démontage des éléments 12, 16 et 22, on peut démonter le platelage 13 qui repose uniquement sur la pièce interne 28 de la cuve principale 1. Enfin, il est possible de démonter le récupérateur 15 qui repose sur la virole de support 24 solidaire du fond de la cuve principale 1. L'extraction de tous les éléments des structures internes peut être effectuée sans démontage de liaisons soudées ou de liaisons mécaniques. En effet, chacun des éléments des structures internes repose par une pièce de maintien et d'appui, soit sur un autre élément des structures internes, soit sur une partie de la surface intérieure de la cuve du réacteur nucléaire. L'appui sur la surface intérieure de la cuve peut être réalisé par 1 'in- termédiaire d'un dispositif d'appui tel que la partie 28 en saillie à l'intérieur de la cuve principale ou la virole de support 14 solidaire du fond de cuve. Les moyens d'appui des éléments des structures internes qui sont généralement constitués par une bride annulaire ou la partie d'extrémité d'une virole sont réalisés par forgeage et usinage. Les surfaces de contact et de centrage des moyens d'appui sont usinées au tour avec une très grande précision, de sorte que le maintien et le centrage des éléments des structures internes sont réalisés de manière très précise. Du fait de la précision de réalisation des surfaces d'appui, le montage et le démontage des éléments des structures internes peut être réalisé rapidement et dans de très bonnes conditions. Entre les surfaces de contact des moyens d'appui des éléments des structures internes, on dispose des plaquettes aluminisées permettant d'éviter tout contact acier inoxydable sur acier inoxydable à l'intérieur de la cuve. La réalisation sous forme de pièces forgées et usinées avec précision de certaines pièces constitutives des éléments des structures internes permet d'autre part de faciliter la fabrication de ces structures internes, les opérations telles que le soudage d'une virole sur une bride pouvant être réalisées de manière totalement automatique du fait de la très grande précision géométrique et dimensionnelle de la bride. On obtient également une très grande précision dans la réalisation des espaces annulaires entre les différents éléments des structures internes. Les usinages peuvent être réalisés sur un tour vertical de grande capacité, en usine ou sur le site du réacteur nucléaire. Pour améliorer l'accostage des viroles sur les brides forgées et usinées, avant soudage, il est possible de réaliser un roulage final à froid des tôles de la virole, au moins au voisinage de la zone de jonction, pour obtenir une bonne circularité de ces surfaces. On mesure ensuite le développé des viroles, de manière à calculer de façon précise le rayon d'usinage de la partie de raccordement de la bride forgée. On obtient ainsi un accostage parfait qui permet d'utiliser un procédé de soudage automatique, tel que le procédé TIG en joint étroit. La disposition des éléments des structures internes selon l'invention permet d'éviter de réaliser des soudures sur des pièces de raccordement comportant plusieurs branches, par exemple ayant une section en forme de T. On évite également la nécessité d'utiliser des dépôts épais de métal tel que des beurrages, au niveau des zones de raccordement. On dispose d'autre part d'une plus grande latitude pour placer les soudures en dehors des zones critiques de raccordement. Du fait que les moyens d'appui des éléments des structures internes selon l'invention presentent des diamètres importants, les surfaces d'appui ont une grande dimension et les pressions de contact restent toujours faibles, ces pressions de contact, dans le cas d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides d'une puissance de 500 MWe, étant toujours inférieures à 3 MPa. En outre, on évite tout contact pouvant conduire à un grippage, par exemple tout contact acier inoxydable sur acier inoxydable, en intercalant des plaquettes aluminisées entre les pièces d'appui forgées des éléments des structures internes. La conception des structures internes suivant l'invention permet d'autre part d'optimiser la structure de la partie inférieure des gros composants du réacteur nucléaire, c'est-à-dire des pompes primaires et des échangeurs intermédiaires. Comme indiqué plus haut, on peut utiliser une cuve ayant un fond de forme tori-sphérique relativement plat. Cette disposition permet d'utiliser des composants ayant une longueur maximale, dans la mesure où ils s'étendent sur toute la hauteur de la cuve jusqu'au voisinage du fond plat. On peut ainsi réduire le diamètre des composants et de l'ensemble du bloc réacteur, tout en conservant une hauteur de cuve pratiquement identique à celle des cuves suivant l'art antérieur. L'utilisation d'éléments des structures internes indépendants et partiellement usinés avec précision permet d'obtenir une grande compacité des structures internes, ce qui se traduit par un gain sur le diamètre de la cuve principale et sur la masse des matériaux utilisés pour la construction de la cuve et des structures internes. On obtient également un gain sur les dimensions de la dalle de fermeture de la cuve et sur les dimensions du bâtiment du réacteur. Les possibilités de séparation des éléments des structures internes les uns des autres par soulèvement peuvent être utilisées non seulement pour leur extraction de la cuve mais encore pour accéder à un élément situé endessous d'un élément de structure dont on réalise le soulèvement ou encore au fond de la cuve. La réalisation par usinage au tour des surfaces d'appui permet non seulement d'obtenir un parfait emboîtement des éléments des structures internes les unes par rapport aux autres mais également la réalisation d'étanchéités aux fuites du réacteur nucléaire, sans utilisation de joint ou d'autre élément d'étanchéité. L'invention ne se limite pas au mode de réalisation qui a été décrit. C'est ainsi qu'on peut imaginer l'utilisation d'éléments des structures internes ayant des formes différentes de celles qui ont été décrites et comportant des moyens d'appui également différents. L'invention s'applique de manière générale à tous les réacteurs nucléaires à neutrons rapides de type intégré, quel que soit le nombre de pompes primaires ou d'échangeurs intermédiaires introduits dans la cuve principale du réacteur. REVENDICATIONS 1.- Réacteur nucléaire à neutrons rapides de type intégré comportant une cuve principale (1) renfermant le coeur du réacteur (11) plongé dans un métal liquide de refroidissement, au moins une pompe primaire (5) de mise en circulation du métal liquide de refroidissement dans la cuve (1), au moins un échangeur de chaleur intermédiaire (6) plongé dans le métal liquide de refroidissement et des structures internes disposées à l'intérieur de la cuve principale (1) et constituées d'éléments métalliques de grandes dimensions montées à l'intérieur de la cuve principale (1) comportant au moins une cuve interne (16) délimitant dans la cuve principale (1) une zone (19a) recevant du métal liquide chaud sortant du coeur et une zone (19b) recevant du métal liquide refroidi sortant de l'échangeur de chaleur intermédiaire (6), une virole (22) de canalisation d'un flux de métal liquide de refroidissement au contact de la paroi interne de la cuve principale (1) et des éléments de support (12, 13) du coeur (11), caractérisé par le fait que chacun des éléments des structures internes (12, 13, 16, 15, 22) comporte des moyens de maintien et d'appui (22a, 27, 36) sur des moyens correspondants d'au moins un composant de l'ensemble constitué par la cuve principale (1) et les éléments des structures internes( 12, 13, 15, 16, 22), pour sa fixation par simple appui, à l'intérieur de la cuve principale (1). 2.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que les moyens d'appui des éléments des structures internes (12, 13, 15, 16, 22) comportent au moins une surface de contact obtenue par usinage de précision. 3.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 2, caractérisé par le fait que les surfaces de contact usinées des moyens d'appui des éléments de structure (12, 13, 15, 16, 22) sont obtenues par usinage au tour. 4.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 3, caractérisé par le fait que les moyens d'appui de l'un au moins des éléments des structures internes (12, 13, 15, 16, 22) sont constitués par une bride circulaire (22a, 36) obtenue par forgeage et usinage. 5.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que les éléments de support du coeur (12, 13) comportent un platelage solidaire d'une virole de support (26) de forme tronconique ayant un moyen d'appui constitué par une bride circulaire (27) ayant une surface d'appui sur une surface annulaire d'une partie (28) réalisée par forgeage et usinage de la paroi latérale de la cuve principale (1). 6.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 5, caractérisé par le fait que les éléments de support du coeur (12, 13) comportent un sommier (12) destiné à recevoir les parties inférieures ou pied des assemblages combustibles, comportant une base d'appui sur un plateau supérieur horizontal du platelage (13) et au moins un pivot central (12a) destiné à venir s'engager dans une pièce de réception fixée sur le plateau supérieur du platelage (13) ainsi qu'au moins une clavette de blocage en rotation autour du pivot (12a), du sommier (12) par rapport au platelage (13). 7.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 6, caractérisé par le fait qu'au moins une tuyauterie (25) d'introduction de sodium liquide dans le sommier (12) sous le coeur (11) du réacteur est fixée sur le platelage (13) et comporte, à l'une de ses extrémités, un embout de tuyauterie (35), le sommier (12) comportant au niveau d'une ouverture de passage de métal liquide, un anneau d'étanchéité (37) engagé avec un jeu radial dans l'ouverture du sommier (12) et comportant un alésage intérieur de réception de l'embout de tuyauterie (35) du platelage (13), l'anneau d'étanchéité (37) comportant des joints (38) d'appui et d'étanchéité sur le sommier (12) et des joints déformables radialement (39) pour réaliser l'étan- chéité autour de l'embout de tuyauterie (35). 8.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 5, 6 et 7, caractérisé par le fait que le platelage (13) comporte des tuyauteries (30) de canalisation de métal liquide de refroidissement de la paroi interne de la cuve principale (1) fixées chacune à l'une de ses extrémités sur une partie inférieure du platelage (13) et engagées par son autre extrémité dans une ouverture traversant le moyen d'appui (27) du platelage (26) sur un moyen d'appui (28) en saillie à l'intérieur de la cuve interne (1), de manière à déboucher dans un espace (33) de circulation de sodium de refroidissement de la paroi interne de la cuve principale (1). 9.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 5 à 8, caractérisé par le fait que la cuve interne (16) comporte une virole interne cylindrique (16c) et une virole externe cylindrique (16b) reliées entre elles dans une disposition coaxiale, par un redan (16a), les moyens d'appui de la cuve interne (16) étant constitués par une bride annulaire (36) comportant une surface d'appui sur une partie supérieure périphérique du platelage (13). 10.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 9, caractérisé par le fait que le redan (16a) de la cuve interne (16) est constitué par une plaque annulaire plane. 11.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 9, caractérisé par le fait que redan (16a) de la cuve interne (16) est constitué par une virole tronconique. 12.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 5 à 11, caractérisé par le fait que la virole (22) de guidage du sodium de refroidissement de la cuve comporte un moyen d'appui (22a) à sa partie infé rieure ayant une surface d'appui plane annulaire sur une surface plane annulaire correspondante du moyen d'appui (27) du platelage (13) fixé à l'extrémité de la virole d'appui tronconique (26). 13.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 12, caractérisé par le fait que les éléments des structures internes comportent de plus un récupérateur (15) de débris du coeur reposant librement sur une virole d'appui (14) fixée coaxialement par rapport à la cuve principale (1) sur le fond de la cuve principale (1). 14.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 7, caractérisé par le fait qu'un carter de pompe (24) est fixé à l'extrémité de la tuyauterie de guidage de métal liquide (25) opposée au raccord de tuyauterie (35), de manière à recevoir la partie d'extrémité inférieure de la pompe primaire (5). 15.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 5 à 12, caractérisé par le fait que la virole tronconique de support (26) du platelage (13) est traversée par une ouverture de passage de l'échangeur intermédiaire (6) et qu'une virole de protection (6c) est fixée sur la virole tronconique de support (26) au niveau de l'ouverture de passage de l'échangeur intermédiaire (6), en vis-à-vis d'une fenêtre de sortie (6b) de l'échangeur intermédiaire (6). 16.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 15, caractérisé par le fait que deux au moins des éléments des structures internes (12, 13, 15, 16, 22) et de la cuve principale (1) venant en appui l'un sur l'autre comportent des embrèvements en visà-vis dans leur position d'appui et qu'au moins une clavette (34, 42) introduite dans les embrèvement en visà-vis assure le blocage en rotation des deux éléments l'un par rapport à l'autre. 17.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 16, caractérisé par le fait que les moyens d'appui des éléments des structures internes et de la cuve principale (1) comportent entre leurs surfaces de contact des plaquettes aluminisées destinées à séparer les surfaces de contact des moyens d'appui. 18.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 17, caractérisé par le fait que la cuve principale (1) présente une forme générale cylindrique et un fond aplati de forme tori-sphérique. 19.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 18, caractérisé par le fait que la pompe (5) et l'échangeur de chaleur sont disposés suivant sensiblement toute la hauteur axiale de la cuve (1). 20.- Réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 à 19, caractérisé par le fait que la cuve principale comporte une dalle de fermeture (4) constituée par une plaque plane en acier de forte épaisseur comportant des moyens d'appui glissants et rotulants (52) et des tirants de fixation vissés (54) sur une structure fixe (2) du réacteur nucléaire, de manière que la dalle (4) puisse être démontée pour l'ouverture de l'extrémité supérieure de la cuve (1). 21.- Réacteur nucléaire suivant la revendication 20, caractérisé par le fait qu'un bouchon (8) de forme circulaire est monté tournant et amovible sur la dalle de fermeture (4) au niveau d'une ouverture de traversée de la dalle prolongée diamétralement par deux embrèvements dans lesquels sont fixés deux appendices démontables de fermeture (60a, 60b).