Brevet FR2718880A1 — publié le 19951020

"Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide" La présente invention concerne, d'une façon générale, les réacteurs nucléaires refroidis par un métal liquide et le refroidissement par air de ces réacteurs. En particulier, l'invention concerne l'évacuation passive de la chaleur sensible et de la chaleur de fission d'un réacteur à métal15 liquide et le transport de la chaleur jusqu'à un piège à chaleur (c'est-à-dire l'air atmosphérique) par des processus de transfert de chaleur inhérents à la conduction, au rayonnement, à la convection et à la convection naturelle des fluides.20 Dans les réacteurs d'avant garde refroidis par métal liquide (RARML), un coeur de réacteur, contenant du combus- tible fissile, est immergé dans un métal liquide chaud, tel que du sodium liquide, à l'intérieur d'une cuve de réacteur. Le métal liquide est utilisé pour refroidir le coeur du25 réacteur, la chaleur absorbée par ce métal liquide étant utilisée pour produire de l'énergie d'une manière classique. Une version connue d'une installation RARML (voir figure 1) comporte un silo 8 en béton qui est annulaire ou circulaire. Le silo est disposé, de préférence, sous le sol et contient, disposée concentriquement dans ce silo, une cuve de confinement annulaire 2 dans laquelle est disposée concentriquement, une cuve 1 de réacteur comportant un coeur 12 de réacteur nucléaire, immergé dans un fluide de refroi- dissement formé par un métal liquide, tel que du sodium liquide. L'espace annulaire entre la cuve de réacteur et la cuve de confinement est rempli avec un gaz inerte, tel que de l'argon. La cuve de réacteur et la cuve de confinement sont supportées ou suspendues verticalement vers le bas à partir d'un bâti supérieur 16 qui, à son tour, est supporté5 par le silo 8 en béton à l'aide d'une pluralité d'isolateurs sismiques classiques 18, de manière à maintenir l'intégrité structurale de la cuve de confinement et de la cuve de réacteur pendant les tremblements de terre et à permettre un déplacement non couplé entre ces cuves et le silo en-10 vironnant. Le fonctionnement du réacteur est commandé à l'aide de barres de commande 15 qui absorbent les neutrons et qui sont sélectivement insérées dans le coeur du réacteur ou en sont extraites. Pendant le fonctionnement du réacteur, il peut15 être nécessaire d'arrêter la réaction de fission du combus- tible dans le but de réagir à un état d'urgence ou dans le but d'effectuer un entretien de routine. Le réacteur est arrêté par insertion des barres de commande dans le coeur de combustible fissile pour priver le combustible des neutrons20 nécessaires produisant la fission. Toutefois, la chaleur de fission résiduelle continue à être générée par le coeur pendant un certain temps. Cette chaleur doit être évacuée du réacteur arrêté. La capacité thermique du fluide de refroidissement formé par le métal liquide ainsi que celle de la structure adjacente du réacteur contribuent à dissiper la chaleur résiduelle. Par exemple, la chaleur est transférée par rayonnement thermique de la cuve du réacteur à la cuve de confinement. Il en résulte que la cuve de confinement subit30 une augmentation de température. La chaleur issue de la cuve de confinement rayonne également à l'extérieur vers un silo de béton qui en est espacé extérieurement. Il peut arriver que ces structures ne soient pas aptes à supporter des températures élevées pendant un temps prolongé. Par exemple,35 le béton constituant les parois du silo typique peut se déformer et se fissurer lorsqu'il est soumis à des tem- pératures élevées. Pour empêcher un chauffage exagéré de ces éléments constitutifs, on prévoit un système pour évacuer la chaleur. Un des systèmes d'évacuation de chaleur incorporé dans le RARML est entièrement passif est fonctionne d'une façon continue par des processus inhérents à la convection naturelle dans les fluides, à la conduction, à la convec- tion, et au rayonnement thermique. Ce système concernant la10 sécurité, appelé système auxiliaire de refroidissement de cuve de réacteur (SARCR) est représenté schématiquement sur la figure 1. La chaleur est transportée depuis le coeur du réacteur jusqu'à la cuve 1 de réacteur par la convection naturelle du sodium liquide. La chaleur se propage ensuite15 à travers la paroi de la cuve de réacteur. Le transfert de chaleur depuis la surface extérieure de la cuve du réacteur jusqu'à la cuve plus froide 2 de confinement, en travers de l'intervalle 3 rempli d'argon, a lieu presque entièrement par rayonnement thermique. Un cylindre non-perforé 5, col-20 lecteur de chaleur, est disposé concentriquement entre la cuve de confinement 2 et le silo 8 de manière à définir un conduit ascendant 4 d'air chaud entre la cuve de confinement et la surface intérieure du cylindre collecteur de chaleur et un conduit descendant 7 d'air froid entre le silo et la25 surface extérieure du cylindre collecteur de chaleur. La chaleur est transférée de la cuve de confinement 2 à l'air se trouvant dans le conduit ascendant 4 d'air chaud. La surface intérieure du cylindre 5 collecteur de chaleur reçoit le rayonnement thermique de la cuve de confinement,30 la chaleur issue de cette dernière étant transférée par convection naturelle dans l'air qui s'élève pour s'écouler vers le haut de manière à évacuer la chaleur par l'inter- médiaire de sorties d'air 9. Le transfert de chaleur à partir de la surface extérieure de la cuve de confinement a35 lieu dans des proportions approximatives de 50% par convec- tion naturelle vers l'air, qui est le siège d'une convection naturelle dans le conduit ascendant 4 d'air chaud, et de 50% par rayonnement vers le cylindre 5 collecteur de chaleur. Le chauffage de l'air dans le conduit ascendant 4 par les deux surfaces environnantes de l'acier chaud induisent un courant d'air naturel dans le système, l'air atmos- phérique pénétrant par quatre entrées d'air 6 situées au dessus du niveau du sol. L'air est canalisé jusqu'au conduit descendant 7 d'air chaud, puis jusqu'à la base du silo 8 en10 béton, o il fait demi-tour et pénètre dans le conduit ascendant 4 d'air chaud. L'air chaud est canalisé jusqu'aux quatre sorties d'air 9 situées au dessus du niveau du sol. La surface extérieure du cylindre 5 collecteur de chaleur est recouverte d'un isolant thermique 5a (voir figure 2)15 pour réduire le transfert de chaleur depuis le cylindre 5 collecteur de chaleur jusque dans le silo 8 et jusque dans l'air s'écoulant vers le bas dans le conduit descendant 7 d'air froid. Plus grande est la différence de température entre l'air relativement froid se trouvant dans le conduit20 descendant et l'air relativement chaud se trouvant dans le conduit ascendant, plus grand est le degré de circulation naturel effectuant de façon passive le refroidissement par air, par exemple sans pompes entraînées par un moteur. La description ci- dessus s'applique à un fonctionnement normal de réacteur et à l'évacuation de chaleur en cas d'arrêt quand le sodium se trouvant dans la cuve de réacteur se trouve à son niveau normal 10. Selon le concept du SARCR, la cuve de réacteur et son couvercle se comportent comme la limite principale pour le fluide de refroidissement. Un dôme30 en acier situé au-dessus du couvercle du réacteur se comporte comme l'élément de confinement principal au- dessus du niveau du couvercle. En dessous du niveau du couvercle du réacteur, la cuve de confinement se comporte à la fois comme une cuve de protection (pour une protection contre les35 fuites) et comme l'élément de confinement. Le confinement des SARCR s'est révélé efficace contre tous les événements de base prévus à la conception et bien au-delà des événements de base prévus à la conception et considérés répondre aux exigences d'autorisations de5 l'administration des Etats-Unis actuelles et même audelà de celles-ci. Toutefois, il est possible que des émissions radiologiques importantes aient lieu dans le cas d'un événement de base prévu à la conception et possible au cours duquel à la fois la cuve du réacteur et la cuve de confi- nement ont une défaillance. Si des fuites venaient à se développer à la fois dans la cuve 1 du réacteur et dans la cuve de confinement 2, le niveau du sodium pourrait tomber à un niveau aussi bas que le niveau de fuite 11 dans les deux cuves (voir figure 1). Dans ces conditions, l'air atmosphérique peut venir en contact direct avec le sodium radio- actif. Les conditions sont ainsi réunies pour que le sodium s'enflamme et que des produits radio-actifs s'échap- pent directement dans l'atmosphère par l'intermédiaire des conduits d'entrée et de sortie d'air du SARCR. Cette perte20 de capacité de refroidissement se traduirait par une surchauffe et une perte lente (5 jours) de sodium par évaporation suivie par une fusion du coeur, ce qui, à son tour, serait suivi par un échappement radiologique encore plus sévère. Ces inconvénients sont les inconvénients25 principaux du concept connu du RARML. La présente invention est un perfectionnement qui cherche à éliminer les inconvénients mentionnés ci-dessus que présente le système de refroidissement passif par air de la technique antérieure tout en conservant la configuration30 de base du RARML. L'invention utilise un procédé nouveau d'évacuation de chaleur passive et inhérente à un arrêt de l'installation en même temps qu'un circuit d'écoulement d'air de secours qui permet l'évacuation de la chaleur de fission à la suite d'un événement possible de fuite de35 double cuve. La conception perfectionnée de réacteur comprend les particularités suivantes: (1) une capacité d'isolation de l'environnement de la cavité du réacteur dans le cas o des fuites simultanées se développeraient à la fois dans la cuve du réacteur et dans la cuve de confi-5 nement; (2) une cuve de chemisage de silo de réacteur qui isole le silo en béton du sodium ayant fui, de manière à préserver ainsi l'intégrité structurale du silo; et (3) un second circuit indépendant de refroidissement par air par l'intermédiaire de tubes immergés dans le sodium qui a fui,10 ce circuit continuant d'évacuer la chaleur pendant l'arrêt du réacteur après que le circuit d'écoulement normal a été isolé. Le présent exposé décrit un concept modifié de refroidissement passif dans lequel les avantages de simplicité et de fiabilité d'un refroidissement passif sont combinés avec la possibilité d'isoler l'environnement de la cavité du réacteur vis à vis de l'air extérieur environnant si une fuite de double cuve venait à se produire, tout en main- tenant un refroidissement d'air passif. Ce concept procure20 donc un niveau supplémentaire de défense contre l'événement dont la probabilité d'apparition est extrêmement faible et que l'on vient de décrire cidessus. L'avantage principal de l'invention réside dans le fait qu'elle permet l'utilisation du système de refroidissement passif en cas d'arrêt du réacteur, système qui est redondant et extrêmement fiable, en combinaison avec des confinements qui peuvent être fermés et qui sont plus classiques. Une telle approche de conception est considérée présenter un risque public réduit en comparaison de la conception30 courante de RARML car, en plus des systèmes de protection actifs et passifs extrêmement fiables, une possibilité de minimiser des accidents supplémentaires sévères est procurée pour le cas d'événements se situant au-delà des événements de base prévus à la conception, tels que l'événement35 possible de fuite de double cuve. Le réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon la présente invention, comprend une cuve de confi- nement, une cuve de réacteur entourée par ladite cuve de confinement, un espace étant laissé entre ces cuves, un5 coeur de combustible nucléaire disposé à l'intérieur de ladite cuve de réacteur, un cylindre collecteur de chaleur entourant ladite cuve de confinement, un espace étant laissé entre ce cylindre et cette cuve, un silo entourant ledit cylindre collecteur de chaleur, des entrées d'air, des10 sorties d'air, et un système auxiliaire de refroidissement de cuve de réacteur comportant un premier circuit de cir- culation d'air en communication d'écoulement avec lesdites entrées d'air et lesdites sorties d'air, ledit premier circuit de circulation d'air s'étendant vers le bas entre15 ladite cuve de confinement et ledit silo pour en évacuer la chaleur par un refroidissement passif par air. Selon une caractéristique, des premières vannes sont installées dans lesdites entrées d'air et des secondes vannes sont installées dans lesdites sorties d'air, lesdites20 premières et secondes vannes étant dans un état ouvert pendant le fonctionnement normal du réacteur et dans un état fermé en réponse à la présence de fuites simultanées dans ladite cuve de réacteur et dans ladite cuve de confinement se traduisant par une fuite du métal liquide dans ledit25 espace compris entre ledit silo et ladite cuve de confi- nement. Le réacteur nucléaire comprend encore les carac- téristiques suivantes prises isolément ou en combinaison: - le système auxiliaire de secours de refroidissement de cuve de réacteur comprend un second circuit de circulation d'air qui s'étend jusque dans ledit espace compris entre ledit silo et ladite cuve de confinement pour en évacuer la chaleur par un refroidissement passif par air, une partie inférieure dudit second circuit de circulation d'air étant immergée dans le métal liquide après l'ap- parition de fuites simultanées dans ladite cuve de réacteur et dans ladite cuve de confinement, ledit second circuit de circulation d'air formant une barrière empêchant l'entrée du métal liquide dans ce circuit, et par un moyen pour établir5 une communication d'écoulement entre l'atmosphère extérieur audit réacteur et ledit second circuit de circulation d'air; ledit second circuit de circulation d'air comprend une rangée circonférentielle de tubes divisés de transfert de chaleur, chacun desdits tubes divisés de transfert de10 chaleur comprenant une extrémité supérieure ouverte, une extrémité inférieure fermée et une plaque de division de tube qui s'étend depuis ladite extrémité supérieure ouverte jusqu'à une hauteur située au-dessus de ladite extrémité inférieure, ladite plaque de division de tube séparant le15 volume intérieur dudit tube divisé de transfert de chaleur en des premier et second canaux verticaux, une extrémité supérieure de chacun desdits premier et second canaux verticaux étant en communication d'écoulement avec ladite atmosphère extérieure par l'intermédiaire desdits moyens20 d'établissement de communication d'écoulement, et une extrémité inférieure dudit premier canal vertical étant en communication d'écoulement avec l'extrémité inférieure dudit second canal vertical par l'intermédiaire d'un circuit d'inversion d'écoulement;25 - ledit moyen de communication d'écoulement comprend une galerie d'isolation sismique; - une cuve de chemisage de silo est installée entre ledit silo et lesdits premier et second circuits de cir- culation d'air;30 - ladite cuve de chemisage de silo comprend une chemise intérieure cylindrique en acier, une chemise cylindrique ex- térieure en acier et un moyen d'isolation thermique pris en sandwich entre ces chemises; - ledit moyen d'isolation thermique comprend une matière granulaire tassée ayant la propriété d'être non réactive vis à vis dudit métal liquide; - une cuve de chemisage de silo est installée entre ledit silo et lesdits premier et second circuits de cir- culation d'air, ladite cuve de chemisage de silo comprenant5 une chemise cylindrique intérieure en acier, une chemise cylindrique extérieure en acier et un moyen d'isolation thermique pris en sandwich entre ces chemises et - une plaque tubulaire annulaire est raccordée auxdites chemises intérieure et extérieure, ladite rangée cir- conférentielle de tubes divisés de transfert de chaleur étant supportée par ladite plaque tubulaire. On va maintenant décrire la présente invention en se référant aux dessins annexés, sur lesquels: la figure 1 est une représentation schématique en coupe d'un réacteur nucléaire classique refroidi par métal liquide, cette représentation montrant le système auxiliaire de refroidissement de cuve de réacteur; la figure 2 est une vue en coupe radiale partielle d'une partie détaillée du réacteur représenté sur la figure 1, cette coupe étant faite à une certaine hauteur à l'in- térieur de la zone de coeur du réacteur; la figure 3 est une représentation schématique en coupe transversale d'un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon un mode de réalisation préféré de l'invention;25 la figure 4 est une vue en coupe azimutale partielle d'une partie détaillée du réacteur représenté sur la figure 1, cette coupe étant faite au niveau de fuite du sodium; et la figure 5 est une vue en coupe radiale partielle d'une partie détaillée du réacteur représenté sur la figure 3, cette coupe étant faite à une certaine hauteur à l'in- térieur de la zone de coeur du réacteur. Les concepts de base de l'invention, y compris une cuve de chemisage ou cuve de protection de silo ainsi que des systèmes fermables SARCR et de refroidissement de secours35 par air du sodium échappé, sont représentés sur la figure 3. L'invention est utilisée conjointement avec un SARCR classique tel que décrit en référence à la figure 1. De plus, toutefois, des vannes 31 d'isolement d'entrée de SARCR sont prévues dans les quatre entrées d'air principales 65 (deux entrées seulement sont représentées) de SARCR et des vannes 32 d'isolement de sortie de SARCR sont prévues dans les quatre sorties d'air 9 (deux sorties seulement sont représentées). Les vannes 31 et 32 d'isolement de SARCR peuvent être fermées si des fuites viennent à apparaître10 dans la cuve 1 de réacteur et dans la cuve de confinement 2 avec pour résultat que le sodium pénétrerait dans la cavité 14 de réacteur. La fermeture des vannes d'isolement 31 et 32 arrête l'arrivée de l'oxygène dans la cavité 14 de réacteur, ce qui étouffe la combustion du sodium qui pourrait avoir15 été amorcée initialement lorsque le sodium a pénétré dans la cavité. Une cuve 13 de chemisage de silo, qui est isolée et supportée à sa base, est prévue pour recueillir le sodium échappé et pour empêcher un contact direct entre le sodium et le béton du silo de réacteur, en empêchant ainsi les réactions chimiques exothermiques et en maintenant l'inté- grité structurale du silo du réacteur pendant l'événement possible d'une fuite de double cuve. Comme représenté sur les figures 4 et 5, la partie inférieure de la cuve 13 de25 chemisage de silo consiste en une chemise intérieure 20 en acier et en une chemise extérieure 21 en acier contenant un matériau isolant granulaire non réactif 22, tel que BeO. Une multiplicité de tubes divisés 23 de transfert de chaleur, ayant une section droite carrée et contenant des plaques 24 de division de tube, sont fixes à une plaque tubulaire annulaire 25 disposée à une certaine hauteur au- dessus du niveau 11 de fuite de sodium. La plaque tubulaire est fixée à la chemise intérieure 20 en acier et éga- lement à la chemise extérieure 21 en acier. Au-dessus de la plaque tubulaire 25, la chemise intérieure 20 en acier s'étend vers le haut et a un diamètre réduit, comme on peut le voir sur la figure 4. Les plaques multiples 24 de division de tube sont reliées mutuellement de manière à former un cylindre continu, désigné comme étant le pro-5 longement 26 de plaques de division de tube, au-dessus du niveau de la plaque tubulaire. Un joint d'étanchéité glissant 19 est prévu au bord supérieur de la chemise intérieure 20 de cuve de chemisage de silo, à l'endroit o elle rencontre la base 16 de10 l'installation du réacteur de manière à fermer complètement, de facon étanche, le circuit d'écoulement normal du SARCR. vis à vis de l'atmosphère extérieur quand les vannes 31 et 32 d'isolement d'amenée d'air du SARCR sont fermées. Un écran 27 de protection contre les radiations est fixé à la surface extérieure de la partie supérieure de diamètre réduit de la chemise intérieure 20 de la cuve de chemisage de silo pour limiter l'exposition aux radiations dans la galerie 28 d'isolateurs sismiques, entre la corniche de base 17 et la base 16 de l'installation. Selon le concept de l'invention, l'évacuation de la chaleur de fission est assurée, pendant un événement possible de fuite de double cuve, par un SARCR de secours consistant en des tubes multiples divisés 23 de transfert de chaleur, immergés dans le sodium chaud échappé, comme25 représenté sur les figures 3 et 4. L'air pour le SARCR de secours pénètre dans l'intervalle 35 d'isolation sismique, par l'intermédiaire de plusieurs ouvertures de secours 34, et pénètre dans le circuit 36 d'écoulement descendant d'air froid, par l'intermédiaire de la galerie 28 d'isolation30 sismique. Le circuit annulaire 36 d'écoulement descendant d'air froid est formé par l'espace compris entre le pro- longement 26 de plaque de division de tube et le silo 8 de réacteur au dessus du niveau de la plaque tubulaire. Au niveau de la plaque tubulaire, l'air froid pénètre dans les35 moitiés extérieures des tubes divisés 23 et s'écoule vers le bas en étant chauffé par le sodium chaud échappé s'écoulant librement autour du périmètre extérieur des tubes divisés. A la base des tubes divisés, l'air fait demi-tour et pénètre dans le circuit d'écoulement ascendant d'air chaud constitué par les moitiés intérieures des tubes divisés 23 de transfert de chaleur, en dessous du niveau de la plaque tubulaire. Au-dessus du niveau de la plaque tubulaire, le courant d'air, qui est maintenant chauffé par les parois chaudes d'acier des tubes 23 de transfert de chaleur10 immergés dans le sodium échappé chaud, pénètre dans le circuit 37 d'écoulement ascendant d'air chaud formé par la partie supérieure de diamètre réduit de la chemise in- térieure 20 en acier et par le prolongement 26 de plaque de division de tube. Le circuit 37 d'écoulement ascendant d'air15 chaud se décharge dans la galerie 28 d'isolation sismique et s'écoule vers le haut dans l'intervalle 35 d'isolation sismique. L'air chaud est déchargé dans l'atmosphère, a un niveau supérieur, à travers les ouvertures de secours 34. Un écoulement d'entrée d'air froid et un écoulement ascendant d'air chaud simultanés dans l'intervalle 35 d'isolation sismique est possible en raison du fait que l'intervalle annulaire s'étend complètement autour de la base 16 de l'installation du réacteur. La très grande superficie25 d'écoulement permet l'établissement de zones d'écoulement descendantes et d'écoulement ascendant. Ainsi, le circuit d'écoulement d'air de SARCR de secours est séparé des circuits d'amenée et de décharge d'air normaux du SARCR et n'est pas fermé quand les vannes 31 et 32 d'isolement30 d'alimentation en air du SARCR sont fermées. De plus, il ne peut y avoir aucun contact direct entre l'air et le sodium et entre le sodium et le béton. La cuve de chemisage de silo isolée et à double paroi, 13, empêche une surchauffe du silo 8 en béton et constitue un confinement durable pour le sodium échappé, grâce à l'utilisation d'une isolation granulaire non réactive 22 (voir figure 4) qui protege la paroi extérieure 21 de la cuve 13 de chemisage de silo. La chaleur du réacteur est évacuée par le SARCR de secours en permanence, c'est-à-dire dans des conditions de fonc-5 tionnement normal du réacteur ainsi que dans des conditions de fonctionnement avec évacuation de chaleur de fission par le SARCR. Toutefois, l'évacuation de chaleur par le SARCR augmente de façon considérable quand la cuve de chemisage de silo est partiellement remplie de sodium à la suite d'un10 événement possible de fuite de double cuve et quand le sodium chaud entoure les tubes divisés 23 de transfert de chaleur jusqu'au niveau 11 de fuite de double cuve (voir figures 3 et 4). Des analyses ont montré que l'évacuation de chaleur par le SARCR de secours maintient les températures15 globales maximales du sodium en dessous de la limite prévue à la conception. Toutefois, on peut s'attendre à des ruptures limitées de gaine de combustible pendant cet événement possible. Ainsi, les concepts de base de l'invention résident dans le fait que l'on utilise un système de refroidissement passif indépendant et de secours pour évacuer la chaleur pendant un arrêt du réacteur conjointement avec un SARCR classique et dans le fait qu'il est possible d'isoler le SARCR classique. Ces concepts ont été mis en évidence par la25 description précédente du mode de réalisation préféré. Toutefois, il va de soi que des variantes ou des modifi- cations peuvent y être apportées sans sortir du cadre de la présente invention. REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide comprenant une cuve de confinement (2), une cuve de réacteur (1) entourée par ladite cuve de confinement, un espace (3) étant laissé entre ces cuves, un coeur (12) de combustible nucléaire disposé à l'intérieur de ladite cuve de réacteur, un cylindre (5) collecteur de chaleur entourant ladite cuve de confinement, un espace (4) étant laissé entre ce cylindre10 et cette cuve, un silo (8) entourant ledit cylindre col- lecteur de chaleur, des entrées d'air (6), des sorties d'air (9), un système auxiliaire de refroidissement de cuve de réacteur comportant un premier circuit de circulation d'air en communication d'écoulement avec lesdites entrées d'air et15 lesdites sorties d'air, ledit premier circuit de circulation d'air s'étendant vers le bas entre ladite cuve de confi- nement et ledit silo pour en évacuer la chaleur par un refroidissement passif par air, caractérisé en ce que des premières vannes (31) sont installées dans lesdites entrées20 d'air et des secondes vannes (32) sont installées dans lesdites sorties d'air, lesdites premières et secondes vannes étant dans un état ouvert pendant le fonctionnement normal du réacteur et dans un état fermé en réponse à la présence de fuites simultanées dans ladite cuve de réacteur25 et dans ladite cuve de confinement se traduisant par une fuite du métal liquide dans ledit espace compris entre ledit silo et ladite cuve de confinement. 2. Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon la revendication 1, caractérisé, en outre, par un système auxiliaire de secours de refroidissement de cuve de réacteur comprenant un second circuit (23) de circulation d'air qui s'étend jusque dans ledit espace compris entre ledit silo et ladite cuve de confinement pour en évacuer la chaleur par un refroidissement passif par air, une partie35 inférieure dudit second circuit de circulation d'air étant immergée dans le métal liquide après l'apparition de fuites simultanées dans ladite cuve de réacteur et dans ladite cuve de confinement, ledit second circuit de circulation d'air formant une barrière contre l'entrée du métal liquide dans5 ce circuit, et par un moyen pour établir une communication d'écoulement (28, 35, 36, 37) entre l'atmosphère extérieur audit réacteur et ledit second circuit de circulation d'air. 3. Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon la revendication 2, caractérisé en ce que ledit second circuit de circulation d'air comprend une rangée cir- conférentielle de tubes divisés (23) de transfert de chaleur, chacun desdits tubes divisés de transfert de chaleur comprenant une extrémité supérieure ouverte, une extrémité inférieure fermée et une plaque (24) de division15 de tube qui s'étend depuis ladite extrémité supérieure ouverte jusqu'à une hauteur située au-dessus de ladite extrémité inférieure, ladite plaque de division de tube séparant le volume intérieur dudit tube divisé de transfert de chaleur en des premier et second canaux verticaux, une20 extrémité supérieure de chacun desdits premier et second canaux verticaux étant en communication d'écoulement avec ladite atmosphère extérieure par l'intermédiaire desdits moyens d'établissement de communication d'écoulement, et une extrémité inférieure dudit premier canal vertical étant en25 communication d'écoulement avec l'extrémité inférieure dudit second canal vertical par l'intermédiaire d'un circuit d'inversion d'écoulement. 4. Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon la revendication 2, caractérisé en ce que ledit moyen de communication d'écoulement comprend une galerie (28) d'isolation sismique. 5. Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon la revendication 3, caractérisé en ce que ledit moyen de communication d'écoulement comprend une galerie (28) d'isolation sismique. 6. Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon la revendication 2, caractérisé en outre par une cuve (13) de chemisage de silo installée entre ledit silo et lesdits premier et second circuits de circulation d'air. 7. Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon la revendication 6, caractérisé en ce que ladite cuve de chemisage de silo comprend une chemise intérieure cylindrique (20) en acier, une chemise cylindrique ex- térieure (21) en acier et un moyen d'isolation thermique10 (22) pris en sandwich entre ces chemises. 8. Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon la revendication 7, caractérisé en ce que ledit moyen d'isolation thermique comprend une matière granulaire tassée ayant la propriété d'être non réactive vis à vis dudit métal15 liquide. 9. Réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide selon la revendication 3, caractérisé, en outre, par: une cuve (13) de chemisage de silo, installée entre ledit silo et lesdits premier et second circuits de cir- culation d'air, ladite cuve de chemisage de silo comprenant une chemise cylindrique intérieure (20) en acier, une chemise cylindrique extérieure (21) en acier et un moyen d'isolation thermique (22) pris en sandwich entre ces chemises et25 une plaque tubulaire annulaire (25) raccordée auxdites chemises intérieure et extérieure, ladite rangée cir- conférentielle de tubes divisés de transfert de chaleur étant supportée par ladite plaque tubulaire.