Brevet FR2944377A1 — publié le 20101015

B09-0427FR Société dite : WESTINGHOUSE ELECTRIC COMPANY LLC Système d'arrêt à froid pour réacteur refroidi au sodium Invention de : CARELLI Mario D. Priorité de deux demandes de brevet déposées aux Etats-Unis d'Amérique le 4 février 2008 sous le 61/025. 873 et le 27 janvier 2009 sous le n°12/360.329 Système d'arrêt à froid pour réacteur refroidi au sodium La présente invention concerne de façon générale les réacteurs refroidis par métal liquide et, plus particulièrement, un système d'arrêt pour réacteurs refroidis au sodium. Un réacteur surgénérateur à neutrons rapides refroidi par métal liquide (LMFBR) fonctionne en utilisant le cycle uranium-plutonium ou le cycle thorium-U233. Le combustible qui alimente le coeur du réacteur est constitué d'isotopes de l0 plutonium régénérés, et la couverture fertile est composée d'uranium naturel ou appauvri. En théorie, le nombre de neutrons de fission émis par neutron absorbé par le Pu239 augmente de manière monotone à mesure qu'augmente l'énergie neutronique pour des niveaux d'énergie supérieurs à environ 100 keV. Cela signifie que le taux de régénération et le gain de régénération augmentent avec l'énergie moyenne des 15 neutrons induisant une fission dans le système. Par conséquent, il faut tout mettre en oeuvre pour empêcher le ralentissement des neutrons de fission dans un réacteur à neutrons rapides. De ce fait, les noyaux légers doivent en grande partie être exclus du coeur. Le LMFBR n'a pas de modérateur, aussi le coeur et la couverture fertile contiennent-ils seulement des barres de combustible et un caloporteur. 20 Actuellement, le sodium est le caloporteur choisi pour les LMFBR modernes. Avec une masse atomique de 23, le sodium ne ralentit pas notablement les neutrons par diffusion élastique. Comme le sodium est un excellent matériau de transfert thermique, on peut faire fonctionner un LMFBR à une forte densité de puissance. Cela signifie à son tour que le coeur du LMFBR peut être relativement 25 petit. En outre, puisque le sodium a un point d'ébullition très élevé, les boucles du coeur du réacteur peuvent être amenées à fonctionner, sans ébullition, à haute température et sensiblement à la pression atmosphérique, et une lourde cuve sous pression est inutile. La haute température du caloporteur crée de la vapeur très chaude, à haute pression, et permet un grand rendement de la centrale. Enfin, à la 30 différence de l'eau, le sodium n'est pas corrosif pour de nombreux matériaux de construction. Les organes d'un réacteur plongés depuis des années dans du sodium liquide apparaissent comme neufs après un nettoyage éliminant les restes de sodium. Cependant, le sodium a quelques propriétés indésirables. Son point de fusion est très supérieur à la température ambiante, aussi le circuit de refroidissement 35 tout entier doit-il être chauffé avant le démarrage. A cette fin, on enroule une spirale de fil chauffant isolé le long des tuyauteries et vannes de caloporteur ainsi que du reste du circuit. En outre, le sodium est chimiquement très réactif. Le sodium chaud réagit violemment en présence d'eau et s'enflamme lorsqu'il arrive au contact de l'air, émettant des nuages épais de fumées blanches de peroxyde de sodium. Malheureusement, le sodium absorbe les neutrons, même les neutrons rapides, ce qui a pour effet la formation de l'émetteur bêta-gamma Na24, à période de 15 heures. Le sodium, qui transite par le coeur du réacteur, devient par conséquent radioactif. Les LMFBR fonctionnent en utilisant le cycle à vapeur, c'est-à-dire que la chaleur issue du réacteur sert finalement à produire de la vapeur dans des générateurs de vapeur. Cependant, en raison de la radioactivité du sodium et puisque le sodium réagit aussi violemment au contact de l'eau, faire directement passer le sodium du réacteur aux générateurs de vapeur n'est pas considéré comme une pratique technique judicieuse. Des fuites sont souvent survenues, dans des générateurs de vapeur, entre le sodium d'une part et l'eau d'autre part, et de telles fuites ont pu conduire à des rejets de radioactivité. Par conséquent, tous les LMFBR possèdent deux circuits de sodium : le circuit primaire refroidissant le coeur et dans lequel circule du sodium radioactif, et un circuit intermédiaire avec un échangeur de chaleur intermédiaire sodium-sodium avant l'arrivée au générateur de vapeur. Ainsi, un hypothétique réacteur au sodium- eau impliquera du sodium non radioactif. La conception physique des LMFBR peut être classée en deux catégories : le LMFBR du type à boucles et le LMFBR du type intégré. Les problèmes concernant le fonctionnement de coeur, que la présente invention vise à résoudre à toutes fins pratiques, sont les mêmes pour les deux types de LMFBR. Le type à boucles est une conception plus habituelle car, en dehors de la présence de la boucle intermédiaire, il n'est pas conçu très différemment d'un réacteur à eau sous pression ordinaire. Tous les organes des boucles primaires, le réacteur, les pompes, les échangeurs de chaleur, etc. sont séparés et indépendants. Dans un réacteur intégré, tous les organes du circuit primaire sont immergés dans la cuve primaire. Cela complique les contrôles, l'entretien et les remises en état, car ces organes baignent dans du sodium chaud, radioactif et opaque. Cependant, les exigences de blindage dans un réacteur intégré sont réduites. Par ailleurs, la pratique courante consiste à partiellement enterrer les cuves des réacteurs du type intégré, de façon que seule la partie supérieure de la cuve nécessite un épais bouclier. Il est possible d'entrer à pied dans la salle où fonctionne un réacteur du type intégré, voire de marcher sur le dessus du réacteur sans subir une irradiation notable. Par conséquent, le LMFBR du type intégré peut être très étanche et compact. A titre d'exemple, sur la Fig. 1 est illustré un LMFBR intégré 10. Un coeur 16 de réacteur, qui constitue la source de chaleur, est supporté à l'intérieur d'une masse de sodium 12 qui est maintenue dans une cuve 14 sous un gaz de couverture inerte 26 enfermé hermétiquement par le couvercle 15 de la cuve. Une pompe primaire 18 pour le caloporteur est suspendue au couvercle 15 de la cuve et s'étend jusque dans la masse de sodium 12, avec un dispositif d'admission 20 à son extrémité inférieure. Le sodium ainsi admis est entraîné via la tuyauterie d'entrée 22 du coeur jusqu'à une chambre-réservoir d'entrée 23 sous le coeur 16, depuis laquelle il entre dans le coeur et il est porté à des températures de l'ordre de 500 °C (930 °F). Le sodium radioactif chauffé sort ensuite du coeur 16 via une chambre-réservoir supérieure qui dirige le sodium chauffé, via la tubulure de sortie 24 du coeur, jusqu'au côté primaire de l'échangeur de chaleur intermédiaire 26 qui est amené à réaliser un échange de chaleur avec le sodium circulant, sous l'action de la pompe 30, dans la tuyauterie 32 de la boucle intermédiaire. Le sodium présent dans la tuyauterie 32 de la boucle intermédiaire est ensuite acheminé jusqu'à un échangeur de chaleur secondaire 34 qui réalise un échange de chaleur entre le sodium et de l'eau afin de générer de la vapeur sous haute pression, laquelle est acheminée via la tuyauterie de vapeur 36 pour entraîner une turbine 38. Le condensat est ensuite renvoyé à l'échangeur de chaleur 34 pour clore le cycle. La turbine 38 peut servir à faire fonctionner un générateur 40 pour produire de l'électricité 42. La Fig. 2 présente la topographie du coeur 16 représenté sur la fig. 1. Le coeur comprend un ensemble d'assemblages combustibles, qui sont des gaines hexagonales en acier inoxydable de dix à quinze centimètres de large et trois ou quatre mètres de long qui contiennent la matière combustible et fertile sous la forme de longues aiguilles. Ordinairement, un assemblage pour la zone centrale du réacteur contient des aiguilles de combustible en son centre et des aiguilles de couverture fertile sur son pourtour. Les assemblages pour la partie extérieure du réacteur ne contiennent que des aiguilles de couverture fertile. Quand ces assemblages sont réunis les uns avec les autres, cela a pour effet de créer une zone nourricière centrale cylindrique entourée de tous côtés par la couverture fertile. Les aiguilles de combustible sont, par exemple, des tubes d'acier inoxydable de six ou sept millimètres de diamètre, contenant des pastilles composées d'un mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium. L'enrichissement équivalent du combustible, à savoir du plutonium, est de 15 à 35 % selon le réacteur concerné. Les aiguilles de combustibles sont séparées les unes des autres par des espaces ou, dans certains cas, par un fil à enroulement hélicoïdal le long de chaque aiguille. Les aiguilles de la couverture fertile, qui ne contiennent que du dioxyde d'uranium, ont un diamètre relativement plus grand, par exemple d'environ 1,5 centimètres, car elles ne nécessitent pas autant de refroidissement que les aiguilles de combustible. Les aiguilles de combustible ainsi que les aiguilles de la couverture fertile sont regroupées de façon plus dense dans un LMFBR que dans un réacteur à eau légère, car les propriétés de transfert de chaleur du sodium sont bien meilleures que celles de l'eau. Comme indiqué plus haut, le sodium liquide servant de caloporteur entre par des trous proches du bas de chaque assemblage, monte en passant par les aiguilles, évacuant de la chaleur sur son chemin, puis sort dans le haut du coeur. Pour des raisons de sûreté, les LMFRB sont équipés d'un système (primaire) de commande qui est également apte à provoquer un arrêt du réacteur, et d'un système (secondaire) à fonction spécifique d'arrêt. Les deux systèmes emploient des moyens indépendants et différents pour réaliser un arrêt du réacteur. De plus, les réacteurs refroidis au sodium peuvent avoir une excellente sûreté intrinsèque du fait de coefficients de réactivité fortement négatifs. Une conception adéquate permet aux coefficients de réactivité de provoquer un arrêt à chaud (criticité) même si les systèmes de commande/d'arrêt sont tous deux au repos (cet événement est appelé ATWS (transitoire anticipé sans arrêt d'urgence du réacteur)). Bien que les ATWS soient théoriquement des accidents hors-dimensionnement (AHD), dans la pratique ils sont en réalité factorisés dans la conception. Les exigences théoriques habituelles pour les ATWS sont les suivantes : pas de graves ruptures de gaines, grande marge par rapport à l'ébullition du sodium et températures des structures sur de longues durées maintenues en deçà du seuil de niveau D de 1'A.S.M.E. pour les circuits primaires (700 °C, 1300 °F). Comme évoqué, les réacteurs à sodium actuels ont deux systèmes de commande (primaire et secondaire) conçus différemment et dont la défaillance de l'un et de l'autre est considérée comme un risque acceptable, c'est-à- dire que la probabilité d'un échec de l'arrêt est inférieure à 10-' par demande. Cependant, la hausse de la température pendant un hypothétique ATWS est incluse dans l'étude des transitoires, et donc la puissance du réacteur est telle qu'il n'y a pas de dépassement de conditions limites pendant un ATWS. De ce fait, une grande marge de dimensionnement est imposée, ce qui réduit la puissance nominale du réacteur. Ainsi, l'objectif essentiel de la présente invention est de ne plus avoir à prendre en compte un ATWS au moment d'établir les limites de puissance thermique du réacteur, avec pour résultat une conception économiquement avantageuse. Le seuil d'abandon de l'ATWS est de l0_8 événements/an, ce qui est une valeur adoptée pour la rupture de la cuve du réacteur dans les réacteurs à eau légère, un événement non pris en compte dans la conception des réacteurs à eau légère. L'invention atteint l'objectif ci-dessus en introduisant un système tertiaire d'arrêt à froid. Ce système est indépendant des systèmes primaire et secondaire d'arrêt et diffère de ceux-ci. Le système tertiaire d'arrêt à froid est situé au centre du coeur du réacteur au sodium et est à même de provoquer un arrêt à froid du réacteur à la suite d'un ATWS. Le système d'arrêt à froid sera mis en marche de manière passive ou active. Son adoption permet une augmentation d'environ 10 % de la puissance du réacteur. Ainsi, selon l'invention, un réacteur nucléaire est pourvu d'un coeur contenant une pluralité d'assemblages combustibles ; un système primaire d'arrêt comportant un premier matériau absorbant neutronique et un premier système d'activation pour activer le premier matériau absorbant neutronique afin d'absorber des neutrons à l'intérieur du coeur parmi au moins certains des assemblages combustibles ; un système secondaire d'arrêt comportant un deuxième matériau absorbant neutronique et un deuxième système d'activation pour activer le deuxième matériau absorbant neutronique afin d'absorber des neutrons à l'intérieur du coeur parmi au moins certains des assemblages combustibles ; un système tertiaire d'arrêt comportant un troisième matériau absorbant neutronique et un troisième système d'activation pour activer le troisième matériau absorbant neutronique afin d'absorber des neutrons à l'intérieur du coeur parmi au moins certains des assemblages combustibles ; et les premier, deuxième et troisième systèmes d'activation étant indépendants les uns des autres et employant respectivement des mécanismes d'activation conçus différemment, qui fonctionnent suivant des principes différents pour activer les premier, deuxième et troisième matériaux absorbants neutroniques correspondants. Dans une forme de réalisation préférée, le premier système d'activation introduit au moins partiellement le premier absorbant neutronique dans le coeur lorsqu'il est activé ; le deuxième système d'activation introduit au moins partiellement le deuxième absorbant neutronique dans le coeur lorsqu'il est activé ; et le troisième système d'activation introduit au moins partiellement le troisième absorbant neutronique dans le coeur lorsqu'il est activé. De préférence, le troisième système d'activation introduit le troisième absorbant neutronique dans le coeur d'une manière symétrique autour d'un axe central du coeur. Comme cela est souhaitable, le système tertiaire d'arrêt est mis en marche d'une façon passive lorsque la température du coeur dépasse une limite prédéterminée. Dans une forme de réalisation préférée, le système tertiaire d'arrêt comporte, au dessus du coeur, un réservoir qui stocke le troisième absorbant neutronique lorsque le système tertiaire d'arrêt n'est pas en marche. Le réservoir est relié, par une vanne, à un conduit central qui s'étend vers le bas sensiblement au centre du coeur. La vanne s'ouvre, au moment de la mise en marche du système tertiaire d'arrêt, afin d'introduire le troisième absorbant neutronique sensiblement dans le conduit à l'intérieur du coeur. Comme cela est souhaitable, le conduit central est au moins partiellement rempli par une colonne statique du caloporteur du réacteur. De préférence, le conduit central comporte une fermeture pour obturer l'extrémité inférieure du conduit central afin d'empêcher le troisième absorbant neutronique de passer du conduit central au coeur lorsque le système tertiaire d'arrêt est en marche. Dans une forme de réalisation, la fermeture laisse passer un caloporteur circulant dans le coeur afin que le conduit central soit au moins partiellement rempli avec le caloporteur lorsqu'il est introduit dans le caloporteur du coeur. Dans une autre forme de réalisation, la fermeture ne laisse pas passer un caloporteur circulant dans le coeur et enferme une masse statique de caloporteur à l'intérieur du conduit central. Comme cela est souhaitable, le réservoir, la vanne et le conduit central peuvent, une fois activés, être sortis d'un seul tenant du coeur pour être remplacés. De préférence, au moins deux matériaux absorbants neutroniques, à savoir le deuxième absorbant neutronique et le troisième absorbant neutronique, ont une composition chimique différente et, de préférence, les trois matériaux absorbants neutroniques ont une composition différente. La présente invention peut s'appliquer en particulier à un réacteur à neutrons rapides refroidi par métal liquide, à fonction de surgénération ou de combustion. L'invention sera mieux comprise à l'étude de la description détaillée d'un mode de réalisation pris à titre d'exemple non limitatif et illustré par les dessins annexés sur lesquels : - la Fig. 1 est une représentation schématique d'un LMFBR du type intégré ; - la Fig. 2 présente la topographie du coeur d'un exemple de LMFBR qui met en oeuvre les principes de la présente invention ; - la Fig. 3 est une représentation schématique du réservoir de stockage du système tertiaire d'arrêt selon la présente invention ; - la fig. 4 est une vue schématique en coupe d'une partie du réservoir de stockage représenté sur la Fig. 3, illustrant, en position fermée, la vanne qui sépare le réservoir de stockage d'avec le coeur ; et - la Fig. 5 est une vue schématique en coupe similaire à celle de la fig. 4, la vanne étant en position ouverte et le troisième absorbant neutronique au cours de son transfert vers le coeur. La présente invention est relative à un système d'arrêt pour le coeur d'un réacteur au sodium, à même de provoquer l'arrêt à froid du réacteur à la suite d'un ATWS. Le système d'arrêt selon la présente invention est d'un type différent de celui des systèmes primaire et secondaire d'arrêt d'un LMFBR traditionnel qui, à l'occasion d'un ATWS, sont supposés ne pas être en état de marche. Le système d'arrêt à froid selon la présente invention est mis en marche d'une manière passive ou active. Son adoption permet d'accroître d'environ dix pour cent la puissance nominale du réacteur. Les réacteurs refroidis au sodium peuvent avoir une excellente sûreté intrinsèque grâce à des coefficients de réactivité fortement négatifs. S'il est correctement établi, le coefficient de réactivité peut provoquer un arrêt à chaud du réacteur (critique) même si les systèmes primaire et secondaires d'arrêt classiques sont inopérants (ATWS). Les réacteurs au sodium actuels ont deux systèmes de commande (primaire et secondaire) qui diffèrent par leur conception et une défaillance de l'un et de l'autre est considérée comme un risque acceptable, c'est-à-dire que la probabilité d'un échec d'arrêt est inférieure à 10-' par demande. Cependant, l'élévation de la température de coeur pendant un hypothétique ATWS doit être incluse dans l'étude des transitoires, à savoir pour que la puissance du réacteur ne dépasse pas les conditions limites des matériaux du réacteur pendant un ATWS. La présente invention a pour objectif de proposer une conception de réacteur qui supprime la nécessité de prendre en compte un ATWS lors de l'établissement des limites de puissance thermique du réacteur. Une topographie du coeur 16 d'un réacteur hétérogène au sodium, d'une puissance thermique de 1 000 MW, muni d'un système central d'arrêt à froid selon la présente invention est représentée sur la fig. 2. Les assemblages combustibles sont désignés par le repère 44 et sont dispersés autour de la partie centrale d'un coeur. Des assemblages intérieurs de couverture, désignés par le repère 46, sont dispersés parmi les assemblages combustibles 44 à un certain nombre de coordonnées radiales. Une couverture radiale désignée par le repère 48, comprenant deux rangées d'assemblages de couverture, s'étend sur le pourtour des assemblages combustibles. Des barres de commande primaires désignées par le repère 50 et des barres de commande secondaires désignées par le repère 52 sont dispersées parmi les ensembles de barres de commande et les assemblages intérieurs de couverture. Des GEM (modules de détente de gaz) sont disposés par paires à six endroits équidistants sur le pourtour extérieur des assemblages combustibles et un assemblage d'arrêt à froid 56 selon l'invention est disposé au centre du coeur. Le pourtour extérieur des assemblages de couverture radiale 48 est entouré par un certain nombre d'assemblages de blindage 58, tous étant représentés sur la Fig. 2. Les GEM sont des dispositifs de contre-réaction de réactivité mis au point au laboratoire d'essais de Fast Flux à Hanford, Etat de Washington, pour accentuer la fuite des neutrons depuis le coeur d'un réacteur à métal liquide pendant des événements provoqués par une perte de flux de caloporteur primaire pompé. Ils servent de réflecteur variable quand ils sont placés dans la rangée intérieure du réflecteur du coeur. Une bulle d'hélium gazeux piégée à l'intérieur du système se détend quand la pression à l'entrée du coeur diminue et expulse du sodium de l'assemblage. La perte de sodium réduit la rétroréflexion de neutrons vers le coeur. La contre-réaction de réactivité qui en résulte facilite l'arrêt passif du réacteur dans le cas peu probable d'une défaillance du système de protection. Comme indiqué plus haut, un système tertiaire d'arrêt à froid 56 selon la présente invention se trouve au centre du coeur 16. Cet emplacement est choisi car il a la plus grande valeur de réactivité et est donc le plus efficace. Les premières analyses ont révélé qu'un à sept emplacements sont nécessaires pour provoquer l'arrêt nécessaire, en fonction de la taille du réacteur. Placer un système d'arrêt à un emplacement central dans le coeur offre l'avantage supplémentaire qu'un assemblage combustible (ou de couverture) à cet endroit, en raison de la grande efficacité, devient un cas "spécial" se comportant différemment des autres assemblages et nécessite que des orifices individuels soient ménagés, ainsi qu'un réarrangement individuel (dans une configuration hétérogène) ou un retrait anticipé (dans une configuration homogène) des assemblages. La puissance de 1000 MW du coeur de la Fig. 2 ne sert que d'illustration et l'invention décrite ici est applicable à toutes les tailles de coeurs, les coeurs les plus petits nécessitant uniquement l'emplacement central et les plus grands exigeant jusqu'à sept emplacements situés symétriquement autour du centre du coeur. Par définition, un ATWS est un événement transitoire survenant sans l'intervention du système primaire ni du système secondaire de commande, ceux-ci étant différents pour assurer la diversité de l'arrêt. Globalement, le système primaire, qui sert surtout pour la commande, est représenté par des barres absorbantes à actionnement mécanique pour l'introduction des barres absorbantes dans le coeur et leur extraction. Le système secondaire de commande servant pour l'arrêt comporte lui aussi des barres de commande, cependant elles sont actionnées différemment, généralement d'une manière passive. Un système secondaire couramment proposé est le système d'arrêt automatique (SASS) où les barres sont retenues par un aimant à point de Curie correspondant à la plus haute température acceptable. Pour éviter tout risque de défaillance de mode commun, le système tertiaire d'arrêt à froid doit être entièrement différent des deux systèmes primaire et secondaire de commande, aussi bien par la configuration des absorbants et le procédé d'actionnement. Même si les ATWS sont considérés comme des accidents horsdimensionnement, une pratique courante a consisté à concevoir le réacteur de façon que leur survenue ne provoque pas de dommages dans le coeur. Cela limite efficacement la puissance nominale, car les températures limites (par exemple, le combustible pour accident UTOP de surpuissance transitoire sans protection, le gainage et le caloporteur pour accidents ULOC de perte de caloporteur sans protection et ULOHS de perte de source froide sans protection) augmentent beaucoup avant que les coefficients de réactivité n'inversent le cours de l'accident et ne provoquent un arrêt à chaud du réacteur. L'utilisation des assemblages tertiaires d'arrêt à froid 56 contrarie la survenue d'un ATWS, qu'il n'est donc pas nécessaire de prendre en compte lors de l'établissement du niveau de puissance nominale. Par conséquent, la marge de puissance antérieurement négligée pour faire face aux ATWS peut maintenant être utilisée comme augmentation correspondante de la puissance nominale du réacteur. Les premières évaluations ont montré que cette augmentation de puissance est d'environ 10 %. Enfin, le système tertiaire doit pouvoir être mis en marche d'une manière active aussi bien que passive. La mise en marche active sert à assurer une capacité d'arrêt à froid à la demande, le déclenchement passif visant à garantir que les températures limites ne sont pas dépassées. Le seuil sera suffisamment haut (par exemple, une température dans la masse de caloporteur d'environ 870 °C (1 600 °F)) afin que des arrêts d'urgence intempestifs ne surviennent pas, tout en maintenant la réponse du réacteur dans les limites des exigences prescrites. On a supposé, avec une marge de prudence, que la probabilité de défaillance de systèmes d'arrêt était de l'ordre de 10-3 à 10-4, aussi la probabilité d'un ATWS est-elle de l'ordre de 10-7. Avec l'adoption du système tertiaire de commande, la probabilité de dommages dans le coeur devient égale ou inférieure à 10-10, soit bien en deçà du seuil de 10-8 et retire 1'ATWS des considérations de limites de dimensionnement. Comme indiqué, le système tertiaire d'arrêt à froid doit être différent des systèmes primaire et secondaire de commande couramment adoptés, aussi bien dans la configuration des absorbants que dans la manoeuvre d'insertion. Ainsi, on n'a plus à se préoccuper des ensembles de barres de commande et des systèmes électromagnétiques de retenue, les barres étant libérées de manière active ou passive. L'élément de commande selon la présente invention, illustré sur les figures 3, 4 et 5, est un ensemble contenant des billes d'absorbant 62 dans un réservoir 64 supporté au-dessus du coeur. La libération des billes est provoquée soit à l'aide d'un poinçon 66, commandé par un opérateur et qui perce une membrane 68 supportant les billes d'absorbant 62, soit d'une manière passive à l'aide d'un moyen thermosensible d'ouverture de vanne qui libère les billes 62, par exemple une membrane 68 à température de fusion spécifique ou l'allongement thermique d'un levier de commande qui met en marche le poinçon 66. On peut utiliser des absorbants neutroniques tels que B4C ou Hf. B4C a une section plus grande que Hf, mais aussi un plus grand potentiel d'adhésion statique des billes d'absorbant 62 dans un milieu composé de sodium. La géométrie de l'absorbant ne doit pas forcément être celle de billes, on peut par exemple utiliser un absorbant liquide. Les billes d'absorbant 62 tombent dans un réservoir ou un conduit 70 à l'intérieur du coeur. Le conduit 70 est rempli de sodium statique afin d'éviter une contamination du caloporteur et une déformation de la circulation du caloporteur et de la répartition de la température dans le coeur. Le conduit 70 est soit fermé d'une manière totalement étanche à son extrémité inférieure, soit muni d'une fermeture ne laissant pas passer le sodium mais laissant passer le matériau absorbant afin d'éviter une contamination du caloporteur. Le nombre d'emplacements centraux occupés par les systèmes d'arrêt à froid peut varier de un, à savoir un assemblage central, à sept, à savoir des assemblages au centre sur la première rangée, en fonction des caractéristiques du coeur. On s'attend à ce que, pour la plupart des conceptions, quatre emplacements (à savoir un emplacement au centre plus des emplacements à 120° les uns des autres sur la première rangée) suffisent. La Fig. 3 représente le conteneur de stockage qui constitue le réservoir au-dessus du coeur avec, dans le bas, un étroit goulot relié au conduit 70 du coeur. La Fig. 4 est une vue schématique en coupe montrant le poinçon 66 perçant la membrane 68. La Fig. 5 représente le poinçon 66 ayant traversé la membrane 68, les billes d'absorbant 62 tombant dans la masse de sodium statique dans le conduit 70 15 20 Revendications1. Réacteur nucléaire comprenant : une pluralité d'assemblages combustibles (44) à l'intérieur du coeur (16) ; un système primaire d'arrêt comportant un premier matériau absorbant neutronique et un premier système d'activation pour activer le premier matériau absorbant neutronique afin d'absorber des neutrons à l'intérieur du coeur (16) parmi au moins certains des assemblages combustibles (44) ; un système secondaire d'arrêt comportant un deuxième matériau absorbant neutronique et un deuxième système d'activation pour activer le deuxième matériau absorbant neutronique afin d'absorber des neutrons à l'intérieur du coeur (16) parmi au moins certains des assemblages combustibles (44) ; un système tertiaire d'arrêt (56) comportant un troisième matériau absorbant neutronique et un troisième système d'activation pour activer le troisième matériau absorbant neutronique afin d'absorber des neutrons à l'intérieur du coeur (16) parmi au moins certains des assemblages combustibles (44) ; et les premier, deuxième et troisième systèmes d'activation étant indépendants les uns des autres et employant respectivement des mécanismes d'activation conçus différemment, qui fonctionnent suivant des principes différents pour activer les premier, deuxième et troisième matériaux absorbants neutroniques correspondants. 2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, dans lequel le premier système d'activation introduit au moins partiellement le premier absorbant neutronique dans le coeur (16) lorsqu'il est activé ; le deuxième système d'activation introduit au moins partiellement le deuxième absorbant neutronique dans le coeur (16) lorsqu'il est activé ; et le troisième système d'activation introduit au moins partiellement le troisième absorbant neutronique dans le coeur (16) lorsqu'il est activé. 3. Réacteur nucléaire selon la revendication 2, dans lequel le troisième système d'activation introduit le troisième absorbant neutronique dans le coeur (16) d'une manière symétrique autour d'un axe central du coeur. 4. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, dans lequel le système tertiaire d'arrêt (56) est mis en marche d'une façon passive aussi bien que manuelle. 5. Réacteur nucléaire selon la revendication 4, dans lequel le système tertiaire d'arrêt (56) est mis en marche d'une façon passive lorsque la température du coeur (16) dépasse une limite prédéterminée. 6. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, dans lequel le système tertiaire d'arrêt (56) comporte, au dessus du coeur (16), un réservoir (64) qui stocke letroisième absorbant neutronique lorsque le système tertiaire d'arrêt (56) n'est pas en marche, le réservoir (64) étant relié, par une vanne, à un conduit central qui s'étend vers le bas sensiblement au centre du coeur (16), et la vanne s'ouvrant, au moment de la mise en marche du système tertiaire d'arrêt (56), afin d'introduire le troisième absorbant neutronique sensiblement dans le conduit à l'intérieur du coeur (16). 7. Réacteur nucléaire selon la revendication 6, dans lequel le coeur (16) est refroidi par un caloporteur métallique liquide qui circule dans le coeur (16) et le conduit central est au moins partiellement rempli d'une masse statique du métal liquide 8. Réacteur nucléaire selon la revendication 6, comportant une fermeture pour obturer une extrémité inférieure du conduit central afin d'empêcher le troisième matériau absorbant neutronique de passer du conduit central au coeur (16) lorsque le système tertiaire d'arrêt (56) est en marche. 9. Réacteur nucléaire selon la revendication 8, dans lequel la fermeture laisse passer un caloporteur circulant dans le coeur (16) afin que le conduit central soit au moins partiellement rempli de caloporteur lorsqu'il est introduit dans le caloporteur du coeur (16). 10. Réacteur nucléaire selon la revendication 8, dans lequel la fermeture ne laisse pas passer un caloporteur circulant dans le coeur (16) et enferme une masse statique de caloporteur à l'intérieur du conduit central. 11. Réacteur nucléaire selon la revendication 8, dans lequel le réservoir (70), la vanne et le conduit central peuvent, une fois activés, être sortis d'un seul tenant du coeur (16) pour être remplacés. 12. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, dans lequel au moins deux parmi le premier matériau absorbant neutronique, le deuxième absorbant neutronique et le troisième absorbant neutronique ont une composition chimique différente. 13. Réacteur nucléaire selon la revendication 12, dans lequel le premier matériau absorbant neutronique, le deuxième absorbant neutronique et le troisième absorbant neutronique ont chacun une composition chimique différente. 14. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, lequel réacteur est un réacteur à neutrons rapides refroidi par métal liquide, à fonction de surgénération ou de combustion.