Brevet FR3021154A1 — publié le 20151120

RÉACTEUR NUCLÉAIRE INTEGRE À NEUTRONS RAPIDES COMPORTANT AU MOINS DEUX CIELS DE PILE DESCRIPTION DOMAINE TECHNIQUE La présente invention se rapporte au domaine des réacteurs nucléaires à neutrons rapides (RNR), et notamment à ceux du type intégré. De tels réacteurs peuvent être refroidis par un fluide caloporteur, typiquement sous la forme d'un métal liquide, et tout particulièrement par du sodium. On parle ainsi de réacteur nucléaire à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na). L'invention trouve en particulier son application dans les secteurs liés au principe de la surgénération, notamment pour la transmutation des déchets nucléaires, par exemple par incinération des isotopes du plutonium. L'invention propose ainsi un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides comportant au moins deux ciels de pile, ainsi qu'un procédé de fonctionnement d'un tel réacteur. ÉTAT DE LA TECHNIQUE ANTÉRIEURE Le principe de fonctionnement des réacteurs nucléaires à neutrons rapides est connu depuis maintenant plusieurs années. Ainsi, un réacteur nucléaire à neutrons rapides est un réacteur nucléaire qui utilise des neutrons rapides (dont l'énergie cinétique est supérieure à 0,907 MeV), par opposition aux neutrons thermiques (dont l'énergie cinétique est inférieure à 0,025 eV). Aussi, contrairement aux réacteurs nucléaires classiques, le coeur d'un réacteur nucléaire à neutrons rapides n'est pas modéré (pas de ralentissement ou thermalisation des neutrons). Par ailleurs, bien que d'autres technologies aient été étudiées, la grande majorité des réacteurs nucléaires à neutrons rapides utilise du sodium liquide comme fluide de refroidissement, celui-ci présentant notamment une température d'ébullition élevée. Pour éviter qu'un incident au générateur de vapeur mette en jeu du sodium actif, un circuit de sodium secondaire transmet la puissance du circuit de sodium primaire au circuit eau-vapeur. Le circuit primaire peut être disposé suivant deux grandes familles. Ainsi, parmi les réacteurs nucléaires à neutrons rapides, on distingue les réacteurs dits « intégrés » et les réacteurs dits « à boucles ». Dans un réacteur intégré, le circuit primaire est intégré, c'est-à-dire qu'il est entièrement contenu à l'intérieur de la cuve renfermant le coeur du réacteur. En particulier, les pompes primaires et les échangeurs intermédiaires plongent dans le sodium de la cuve principale, à travers la dalle de fermeture de cette cuve. Dans un réacteur à boucles, le circuit primaire est à boucles, c'est-à-dire que les pompes primaires et les échangeurs intermédiaires sont placés à l'extérieur de la cuve du réacteur, qui ne contient plus que le coeur, et lui sont reliés par des tuyauteries. La présente invention est préférentiellement concernée par les réacteurs nucléaires à neutrons rapides du type intégré. On a ainsi représenté sur la figure 1, en coupe axiale, un exemple de réacteur nucléaire intégré 1 à neutrons rapides à caloporteur sodium selon l'art antérieur. Comme on peut le voir sur cette figure, le réacteur nucléaire 1 à neutrons rapides du type intégré présente la particularité de comporter, à l'intérieur de la cuve principale 2, deux zones pour séparer le fluide caloporteur (ici le sodium), à savoir un collecteur chaud 3 et un collecteur froid 4. Le collecteur chaud 3 se situe en sortie du coeur 5 du réacteur 1, et le collecteur froid 4 se situe en sortie des échangeurs intermédiaires 6. Les deux masses de sodium, chaud dans le collecteur chaud 3 et froid dans le collecteur froid 4, sont séparées par une structure interne 7 appelée « redan ». Le redan 7 peut être généralement conique, voire torique, voire encore cylindrique. Il sert de baffle thermique. Ainsi, le sodium chaud traverse par gravité les échangeurs intermédiaires 6 où il se refroidit (flèches F1 sur la figure 1), avant d'être aspiré dans le collecteur froid 4 par les pompes primaires 8 (flèches F2 sur la figure 1) qui le refoulent dans le sommier 9 (flèches F3 sur la figure 1). Au dessus des deux collecteurs chaud 3 et froid 4, emprisonné sous la dalle 10, se trouve par ailleurs un volume de gaz 11, typiquement de l'argon, que l'on appelle « ciel de pile ». Le ciel de pile permet de garantir les variations de niveaux du fluide caloporteur et d'en assurer la bonne qualité, tout particulièrement par l'absence de contact du fluide caloporteur avec l'air ambiant. En situation d'arrêt du réacteur nucléaire 1, le niveau de sodium dans les deux collecteurs chaud 3 et froid 4 est identique. En revanche, à puissance nominale, la perte de charge des échangeurs intermédiaires 6 provoque une différence de niveaux entre les deux collecteurs chaud 3 et froid 4, celle-ci pouvant aller jusqu'à plus d'un mètre de décalage. Or, cet écart E entre les niveaux des deux collecteurs chaud 3 et froid 4 peut varier en fonctionnement du réacteur 1 et induire des contraintes thermiques dans les structures du réacteur nucléaire 1, qui peuvent être préjudiciables à la durée de vie du réacteur 1. Pour palier à de tels inconvénients, il a déjà été proposé, entre autres, de réduire les écarts de température entre les deux collecteurs chaud 3 et froid 4, ou de réduire la température maximale du sodium. Néanmoins, cela se fait au détriment du rendement du réacteur nucléaire 1. EXPOSÉ DE L'INVENTION L'invention a ainsi pour but de remédier au moins partiellement aux besoins mentionnés ci-dessus et aux inconvénients relatifs aux réalisations de l'art antérieur. Elle vise notamment à proposer une solution alternative permettant de limiter, voire d'empêcher, les variations des niveaux des collecteurs chaud et froid d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides en fonctionnement, afin de se prémunir notamment des contraintes thermiques que de telles variations peuvent engendrer. L'invention a ainsi pour objet, selon l'un de ses aspects, un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides, refroidi par un fluide caloporteur de métal liquide, notamment du sodium, comportant : - une cuve principale, suspendue à une dalle de protection, comportant le volume de fluide caloporteur et le coeur du réacteur, - un circuit primaire intégré dans la cuve principale, comportant au moins une pompe primaire et au moins un échangeur intermédiaire, - une structure interne appelée redan, séparant le volume de fluide caloporteur en au moins deux zones formant le collecteur chaud, en sortie du coeur, et le collecteur froid en sortie dudit au moins un échangeur intermédiaire, caractérisé en ce qu'il comporte au moins deux volumes de gaz, notamment de l'argon, appelés ciels de pile, situés entre le volume de fluide caloporteur et la dalle de protection, dont au moins un premier ciel de pile associé au collecteur chaud, situé entre le volume de fluide caloporteur du collecteur chaud et la dalle de protection, et un deuxième ciel de pile associé au collecteur froid, situé entre le volume de fluide caloporteur du collecteur froid et la dalle de protection, et en ce qu'il comporte des moyens de contrôle et de régulation du niveau du volume de fluide caloporteur de la cuve principale, au moins du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur chaud et au moins du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur froid, configurés pour maintenir un écart constant entre les niveaux des volumes de fluide caloporteur du collecteur chaud et du collecteur froid. Grâce à l'invention, il est ainsi possible de maîtriser, durant le fonctionnement du réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides, la position des niveaux de fluide caloporteur dans les collecteurs chaud et froid. L'optimisation de la gestion de la position des niveaux de fluide caloporteur dans les collecteurs chaud et froid, conduisant à l'obtention de niveaux constants, peut permettre de limiter les risques de dommages, notamment de dommages de fatigue-fluage, infligés aux structures internes du réacteur nucléaire, augmentant ainsi la durée de vie de ces structures. De plus, l'invention peut également présenter un intérêt pour la gestion du réacteur nucléaire en suivi de charge du réseau grâce au pilotage des niveaux de fluide caloporteur dans les collecteurs chaud et froid, le suivi de charge correspondant à la variation de la puissance de fonctionnement du réacteur de façon à l'adapter aux variations de la demande. Le réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l'invention peut en outre comporter l'une ou plusieurs des caractéristiques suivantes prises isolément ou suivant toutes combinaisons techniques possibles. La structure interne peut par exemple être une cuve interne. La structure interne peut avantageusement permettre une séparation étanche entre lesdites au moins deux zones formant le collecteur chaud et le collecteur froid. Les moyens de contrôle et de régulation des niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud et froid peuvent être configurés pour maintenir un écart constant entre les niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud et froid indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur, et notamment lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur à une situation de puissance nominale du réacteur, et vice versa. Les moyens de contrôle et de régulation des niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud et froid peuvent comporter des moyens de régulation du volume du fluide caloporteur dans la cuve principale, et notamment d'au moins le volume du fluide caloporteur du collecteur chaud et le volume du fluide caloporteur du collecteur froid. Les moyens de contrôle et de régulation du niveau du volume de fluide caloporteur peuvent être différents pour chaque ciel de pile. Les moyens de régulation de la pression et/ou du volume du fluide caloporteur dans la cuve principale, et notamment dans les collecteurs chaud et froid, peuvent par exemple comporter un système de régulation du volume de gaz, notamment de l'argon, présent dans le ciel de pile, et notamment dans le premier ciel de pile associé au collecteur chaud et/ou le deuxième ciel de pile associé au collecteur froid. De plus, les moyens de contrôle et de régulation du niveau du fluide caloporteur dans la cuve principale, et notamment des niveaux de fluide caloporteur dans les collecteurs chaud et froid, peuvent comporter des capteurs de niveaux, par exemple sous la forme de télémètres Laser, aptes à mesurer les niveaux de fluide caloporteur. Les moyens de contrôle et de régulation des niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud et froid peuvent comporter des moyens de régulation de la pression du fluide caloporteur dans la cuve principale, et notamment d'au moins la pression du fluide caloporteur du collecteur chaud et/ou la pression du fluide caloporteur du collecteur froid. Lesdits au moins un premier ciel de pile et un deuxième ciel de pile peuvent être séparés mécaniquement entre eux, notamment par le biais d'au moins une paroi de séparation entre lesdits au moins un premier et un deuxième ciels de pile. Ladite au moins une paroi de séparation peut s'étendre jusqu'à la dalle de protection, empêchant ainsi toute possibilité d'échange de gaz entre lesdits au moins un premier et un deuxième ciels de pile. Ladite au moins une paroi de séparation peut en outre être formée par un prolongement axial du redan du réacteur nucléaire, notamment dans le cas d'un réacteur nucléaire selon l'invention à deux ciels de pile. Par ailleurs, dans un mode de réalisation particulier de l'invention, le réacteur peut comporter au moins une capacité appelée collecteur de dilatation, préférentiellement immergée dans le volume de fluide caloporteur du collecteur froid de sorte à contenir une partie du volume de fluide caloporteur du collecteur froid. Il peut en effet être préférable de privilégier le collecteur froid dans la mesure où le collecteur chaud peut déjà être fortement encombré et la température qui y règne n'être pas favorable à la tenue mécanique d'éléments de structure soumis à contraintes. De plus, le réacteur peut comporter au moins un troisième volume de gaz, notamment de l'argon, appelé troisième ciel de pile, associé au collecteur de dilatation, situé entre le volume de fluide caloporteur du collecteur de dilatation et la dalle de protection. Les moyens de contrôle et de régulation du niveau de fluide caloporteur de la cuve principale peuvent être aptes à contrôler et à réguler le niveau de fluide caloporteur du collecteur de dilatation, et peuvent notamment comporter des moyens de régulation du volume et/ou de la pression du fluide caloporteur dans le collecteur de dilatation. Les moyens de contrôle et de régulation du niveau de fluide caloporteur de la cuve principale peuvent être aptes à contrôler et à réguler le niveau de fluide caloporteur du collecteur de dilatation et peuvent être configurés pour maintenir constants les niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud et froid indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur, et notamment lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur à une situation de puissance nominale du réacteur, et vice versa. Les moyens de contrôle et de régulation du niveau du fluide caloporteur de la cuve principale, et notamment des niveaux de fluide caloporteur dans le collecteur de dilatation, peuvent comporter des capteurs de niveaux, par exemple sous la forme de télémètres Laser, aptes à mesurer les niveaux de fluide caloporteur. La régulation du niveau de fluide caloporteur du collecteur de dilatation peut notamment être réalisée par régulation du volume de gaz du troisième ciel de pile. Le collecteur de dilatation peut être réalisé de différentes manières et/ou présenter différentes formes. A titre d'exemple, le collecteur de dilatation peut comporter au moins un tube vertical immergé dans le volume de fluide caloporteur du collecteur froid. Le collecteur de dilatation peut être majoritairement rempli de gaz dans une situation d'arrêt du réacteur, puis peut absorber un volume de fluide caloporteur du collecteur froid, dû à la dilatation du fluide caloporteur, lors du fonctionnement du réacteur à puissance nominale grâce à la régulation du volume de gaz du troisième ciel de pile. Avantageusement, la présence d'au moins un collecteur de dilatation dans le réacteur selon l'invention peut permettre de s'accommoder des variations de volume de fluide caloporteur dues à l'élévation de la température du réacteur. Autrement dit, non seulement l'écart entre les niveaux de fluide caloporteur dans les collecteurs chaud et froid reste constant indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur, mais aussi les niveaux de fluide caloporteur dans les collecteurs chaud et froid restent identiques, et sont notamment les mêmes en situation d'arrêt du réacteur et en situation de puissance nominale du réacteur, puisque le collecteur de dilatation peut permettre d'absorber le surplus de volume de fluide caloporteur généré par la dilatation de celui-ci lors du fonctionnement à puissance nominale. Par ailleurs, d'un point de vue économique notamment, l'utilisation d'au moins un collecteur de dilatation dans un réacteur à au moins trois ciels de pile selon l'invention peut avantageusement rendre le réacteur plus compact, grâce à l'absence de variation des niveaux de fluide caloporteur dans les collecteurs chaud et froid (gain d'encombrement en hauteur). De plus, pour ce type de réacteur à trois ciels de pile, il peut être possible d'utiliser un ou plusieurs échangeurs intermédiaires compacts de technologie différente au prix d'une pression légèrement supérieure permettant de contrecarrer la perte de charge plus élevée (gain d'encombrement radial). En outre, dans le domaine de la sûreté, une baisse de niveau du fluide caloporteur, due par exemple à une fuite sur la cuve principale, peut être momentanément compensée par une injection de gaz dans le troisième ciel de pile associé au collecteur de dilatation. Par ailleurs, l'invention a encore pour objet, selon un autre de ses aspects, un procédé de fonctionnement d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides tel que défini précédemment, comportant au moins le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur chaud, et le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur froid pour maintenir un écart constant entre les niveaux des volumes de fluide caloporteur du collecteur chaud et du collecteur froid indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur, et notamment lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur à une situation de puissance nominale du réacteur, et vice versa. Le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur chaud et/ou le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur froid peuvent être respectivement réalisés par le contrôle et la régulation du gaz contenu dans le premier ciel de pile et/ou du gaz contenu dans le deuxième ciel de pile, et notamment par le pilotage du volume et/ou de la pression du gaz. Le réacteur nucléaire peut comporter au moins un collecteur de dilatation tel que décrit précédemment, et le procédé peut comporter en outre le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur de dilatation pour maintenir constants les niveaux des volumes de fluide caloporteur du collecteur chaud et du collecteur froid indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur, et notamment lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur à une situation de puissance nominale du réacteur, et vice versa. Le maintien des niveaux constants des volumes de fluide caloporteur du collecteur chaud et du collecteur froid peut être réalisé par ajustement du volume et/ou de la pression du fluide de caloporteur du collecteur de dilatation, et notamment par absorption dans le collecteur de dilatation de l'augmentation du volume de fluide caloporteur de la cuve principale due à la dilatation du fluide caloporteur par élévation de température lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur à une situation de puissance nominale du réacteur. Le procédé selon l'invention peut comporter l'une quelconque des caractéristiques précédemment énoncées, prises isolément ou selon toutes combinaisons techniquement possibles avec d'autres caractéristiques. BRÈVE DESCRIPTION DES DESSINS L'invention pourra être mieux comprise à la lecture de la description détaillée qui va suivre, d'exemples de mise en oeuvre non limitatifs de celle-ci, ainsi qu'a l'examen des figures, schématiques et partielles, du dessin annexé, sur lequel : - la figure 1 représente, en coupe axiale, un exemple de réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides à caloporteur sodium selon l'art antérieur, - la figure 2A représente, en coupe axiale, un premier exemple de réalisation d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides conforme à l'invention, comportant deux ciels de pile, en situation d'arrêt à froid du réacteur, - la figure 2B représente, en coupe axiale, le réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides de la figure 2A en situation de puissance nominale, - la figure 3A représente, en coupe axiale, un deuxième exemple de réalisation d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides conforme à l'invention, comportant trois ciels de pile, en situation d'arrêt à froid du réacteur, - la figure 3B représente, en coupe axiale, le réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides de la figure 3A en situation de puissance nominale, - les figures 4A-4B, 5A-5B et 6A-6B illustrent, en coupe axiale, des exemples de gestion des niveaux dans les collecteurs d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides à caloporteur sodium conforme à l'invention et comportant deux ciels de pile, les figures 4A, 5A et 6A représentant le réacteur nucléaire dans un état froid et les figures 4B, 5B et 6B représentant le réacteur nucléaire dans un état chaud, et - les figures 7A-7B, 8A-8B et 9A-9B illustrent, en coupe axiale, des exemples de gestion des niveaux dans les collecteurs d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides à caloporteur sodium conforme à l'invention et comportant trois ciels de pile, les figures 7A, 8A et 9A représentant le réacteur nucléaire dans un état froid et les figures 7B, 8B et 9B représentant le réacteur nucléaire dans un état chaud. Dans l'ensemble de ces figures, des références identiques peuvent désigner des éléments identiques ou analogues. De plus, les différentes parties représentées sur les figures ne le sont pas nécessairement selon une échelle uniforme, pour rendre les figures plus lisibles. EXPOSÉ DÉTAILLÉ DE MODES DE RÉALISATION PARTICULIERS La figure 1 a déjà été décrite précédemment en référence à l'état de la technique antérieure. Les figures 2A-2B et 3A-3B représentent respectivement des premier et deuxième exemples de réalisation d'un réacteur nucléaire intégré 1 à neutrons rapides conforme à l'invention, établis à partir de l'exemple de la figure 1. Les éléments communs aux figures 1, 2A-2B et 3A-3B ne seront donc pas décrits de nouveau. De plus, dans les exemples décrits ci-après, le fluide caloporteur de métal liquide du réacteur 1 est du sodium, bien que ce choix ne soit nullement limitatif. On a ainsi plus précisément représenté sur les figures 2A et 2B, en coupe axiale, un premier exemple de réalisation d'un réacteur nucléaire intégré 1 à neutrons rapides conforme à l'invention, qui comporte deux ciels de pile 11a et 11b, respectivement dans une situation d'arrêt à froid du réacteur 1 et de puissance nominale du réacteur 1. Le réacteur nucléaire 1 comporte une cuve principale 2, de forme généralement cylindrique à axe vertical avec un fond sensiblement hémisphérique, suspendue à sa partie supérieure ouverte sous une dalle de protection 10 de fermeture horizontale. A l'intérieur de la cuve principale 2 se situent le collecteur chaud 3 et le collecteur froid 4 qui permettent de séparer le fluide caloporteur, à savoir le sodium. Le collecteur chaud 3 se situe en sortie du coeur 5 du réacteur 1, et le collecteur froid 4 se situe en sortie des échangeurs intermédiaires 6 du circuit primaire intégré. Les deux masses de sodium sont séparées par le redan 7, préférablement de forme conique. L'invention est en effet aisément adaptable sur la structure classique d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides, et notamment sur ceux comportant un redan 7 de forme conique. Comme indiqué précédemment, le sodium chaud traverse par gravité les échangeurs intermédiaires 6 où il se refroidit (flèches F1), avant d'être aspiré dans le collecteur froid 4 par les pompes primaires 8 (flèches F2) qui le refoulent dans le sommier 9 (flèches F3). Par ailleurs, conformément à l'invention, le réacteur nucléaire 1 comporte deux volumes de gaz 11a et 11b, notamment de l'argon, appelés ciels de pile, qui sont situés entre le volume de fluide caloporteur de la cuve principale 2 et la dalle de protection 10. Plus précisément, le réacteur 1 comporte un premier ciel de pile 11a, associé au collecteur chaud 3 et situé entre le volume de fluide caloporteur du collecteur chaud 3 et la dalle de protection 10, et un deuxième ciel de pile 11b, associé au collecteur froid 4 et situé entre le volume de fluide caloporteur du collecteur froid 4 et la dalle de protection 10. Les premier 11a et deuxième 11b ciels de pile sont en outre séparés mécaniquement entre eux par le biais d'une paroi de séparation 12 qui s'étend jusqu'à la dalle de protection 10 de sorte que le gaz d'argon ne peut pas circuler depuis le premier ciel de pile 11a vers le deuxième ciel de pile 11b, et vice versa. De plus, bien que non représenté sur les figures, le réacteur nucléaire 1 comporte des moyens de contrôle et de régulation du niveau du volume de fluide caloporteur de la cuve principale 2, et tout particulièrement du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur chaud 3 et du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur froid 4. Ces moyens de contrôle et de régulation peuvent notamment permettre de piloter le volume et/ou la pression du gaz contenu dans le premier ciel de pile 11a et/ou dans le deuxième ciel de pile 11b, afin de faire varier le niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur chaud 3 et/ou le niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur froid 4. De plus, ces moyens de contrôle et de régulation peuvent comporter des capteurs de niveaux pour contrôler les niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud 3 et froid 4, et par exemple des télémètres Laser. Avantageusement, ces moyens de contrôle et de régulation sont configurés pour maintenir un écart El constant entre les niveaux des volumes de fluide caloporteur du collecteur chaud 3 et du collecteur froid 4. En particulier, l'invention peut permettre de conserver l'écart El constant entre les niveaux de sodium dans le collecteur froid 4 et dans le collecteur chaud 3 indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur 1, et tout particulièrement lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur 1, représentée sur la figure 2A, à une situation de puissance nominale du réacteur 1, représentée sur la figure 2B, et vice versa. De la sorte, il peut être possible d'éviter, ou du moins de limiter, les inconvénients mentionnés précédemment résultant d'une variation trop fréquente de la différence de niveaux de sodium entre les collecteurs froid 4 et chaud 3. Par ailleurs, pour le premier ciel de pile 11a, la pression du gaz d'argon correspond à la somme des deux valeurs que sont la perte de charge existante pour que le fluide caloporteur passe d'un collecteur à l'autre, qui est principalement constituée par la perte de charge due aux échangeurs intermédiaires 6, et la pression « habituelle » du deuxième ciel de pile llb associé au collecteur froid 4. L'ajustement du niveau du collecteur chaud 3, et par la même celui du collecteur froid 4 puisque le système de fluide caloporteur est en vase clos, peut par exemple se faire en modulant le volume du gaz à l'aide des moyens de contrôle et de régulation qui incorporent la mesure des niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4. Ainsi, par exemple, un ajout de gaz dans le premier ciel de pile lia peut permettre de faire baisser le niveau du collecteur chaud 3 et, inversement, un soutirage de gaz dans le premier ciel de pile lia peut permettre de faire monter le niveau du collecteur chaud 3. L'écart El entre les niveaux de sodium dans le collecteur froid 4 et dans le collecteur chaud 3 peut être maintenu et régulé à une valeur fixée préalablement qui minimise les phénomènes de contraintes et de fatigue des structures du réacteur 1. Au cours des transitoires de fonctionnement du réacteur 1, le volume de sodium dans la cuve principale 2 va évoluer en fonction notamment de la perte de charge des échangeurs intermédiaires 6 et de la température du sodium qui provoquent la dilatation du sodium. Ainsi, les deux niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 vont aussi évoluer mais l'écart El entre ces niveaux restera constant par le pilotage notamment des pressions et volumes de gaz dans les premier 11a et deuxième llb ciels de pile. Les deux niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 se déplacent donc solidairement. On a par ailleurs représenté sur les figures 3A et 3B, en coupe axiale, un deuxième exemple de réalisation d'un réacteur nucléaire intégré 1 à neutrons rapides conforme à l'invention, qui comporte trois ciels de pile 11a, llb et 11c, respectivement dans une situation d'arrêt à froid du réacteur 1 et de puissance nominale du réacteur 1. Dans cet exemple, le réacteur nucléaire 1 comporte un collecteur de dilatation 13, immergé dans le volume de fluide caloporteur du collecteur froid 4 de sorte à contenir une partie du volume de fluide caloporteur du collecteur froid 4. De plus, le réacteur 1 comporte un troisième ciel de pile 11c associé au collecteur de dilatation 13, situé entre le volume de fluide caloporteur du collecteur de dilatation 13 et la dalle de protection 10. Le collecteur de dilatation 13 peut notamment se présenter sous la forme d'au moins un tube vertical 13, rempli de gaz d'argon lors de l'arrêt du réacteur 1 et absorbant le volume dû à la dilatation du sodium lors du fonctionnement à puissance nominale du réacteur 1 par régulation du volume d'argon dans le troisième ciel de pile 11c. La présence d'un tel collecteur de dilatation 13 dans le réacteur nucléaire 1 peut permettre d'accommoder les variations de volume de fluide caloporteur dues à l'élévation de température du réacteur 1 lors du passage d'une situation d'arrêt à froid (figure 3A) à une situation de puissance nominale du réacteur 1 (figure 3B). Ainsi, comme pour le premier exemple de réacteur nucléaire 1 décrit aux figures 2A et 2B, l'écart E2 entre les niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 reste constant au passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur 1 à une situation de puissance nominale du réacteur 1. Toutefois, grâce à la présence du collecteur de dilatation 13 et du troisième ciel de pile 11c qui lui est associé, il peut être possible de maintenir le niveau de sodium identique dans le réacteur 1. Autrement dit, les niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 restent constants au passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur 1 (figure 3A) à une situation de puissance nominale du réacteur 1 (figure 3B), et ce grâce à une variation du volume de fluide caloporteur dans le collecteur de dilatation 13. Les moyens de contrôle et de régulation du niveau de fluide caloporteur de la cuve principale 2 sont donc aussi avantageusement prévus pour contrôler et réguler le niveau de fluide caloporteur du collecteur de dilatation 13 et configurés pour maintenir constants les niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud 3 et froid 4 indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur 1. Ainsi, au niveau du collecteur de dilatation 13, la distance D1, représentée sur la figure 3A, entre la dalle de protection 10 et le niveau de fluide caloporteur du collecteur de dilatation 13 dans une situation d'arrêt à froid du réacteur 1 évolue vers une distance D2, représentée sur la figure 3B, plus faible entre la dalle de protection 10 et le niveau de fluide caloporteur du collecteur de dilatation 13 dans une situation de puissance nominale du réacteur 1. Par comparaison des figures 3A et 3B, les niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 sont restés les mêmes grâce à la variation du niveau du collecteur de dilatation 13 (D1 vers D2) permettant l'absorption de l'augmentation de volume due à la dilatation du fluide caloporteur par élévation de température du réacteur 1. On va maintenant décrire ci-après un mode opératoire d'un réacteur nucléaire 1 conforme à l'invention, qu'il soit du type à deux ciels de pile 11a et 11b selon le premier exemple décrit en référence aux figures 2A et 2B, ou du type à trois ciels de pile 11a, 11b et 11c selon le deuxième exemple décrit en référence aux figures 3A et 3B. On s'intéresse ici plus particulièrement à trois cas de principes de l'état du réacteur nucléaire 1 décrits ci-après. Dans le cas général d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides du type classique, la variation altimétrique des niveaux libres des collecteurs chaud et froid est due à la fréquence de rotation des pompes primaires, associée à la perte de charges des échangeurs intermédiaires et à la dilation du fluide caloporteur. Les trois cas de principe étudiés sont les suivants : - 1) à l'arrêt froid ou chaud du réacteur 1 avec une vitesse des pompes primaires 8 négligeable : les niveaux libres des collecteurs chaud 3 et froid 4 sont coïncidents ; - 2) à la même température que pour le cas 1) et avec une vitesse des pompes primaires 8 nominale : les deux niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 se différencient de par la perte de charge des échangeurs intermédiaires 6, et - 3) dans le cadre du fonctionnement du réacteur 1 à sa puissance nominale : la dilation du fluide caloporteur vient se superposer à la perte de charge des échangeurs intermédiaires 6 et influe sur la position des niveaux libres des collecteurs chaud 3 et froid 4. Dans le cas d'un réacteur nucléaire 1 du type à deux ciels de piles, tel que décrit pour le premier exemple de réalisation en référence aux figures 2A et 2B, la régulation des volumes et pressions des deux ciels de pile lia et 11b, agissant en permanence, peut permettre de maintenir constant l'écart El prédéterminé entre les deux niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4. Dans le cas 1) de l'état du réacteur 1, les pressions des deux ciels de pile lia et llb sont les mêmes, et par exemple égales à environ 50 mbar. Dans le cas 2) de l'état du réacteur 1, les moyens de contrôle et de régulation permettent d'insuffler du gaz dans le premier ciel lia du collecteur chaud 3 pour y établir une contrepression, environ 250 mbar, équivalant à la perte de charge des échangeurs intermédiaires 6, pour maintenir les niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 aux valeurs de consignes. Dans le cas 3) de l'état du réacteur 1, les deux niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 vont s'élever mais l'écart El de niveau entre les collecteurs chaud 3 et froid 4 est maintenu à sa valeur de référence. Dans le cas d'un réacteur nucléaire 1 du type à trois ciels de pile 11a, llb et 11c, le fonctionnement est relativement similaire mais il faut y adjoindre la régulation du troisième ciel de pile 11c du collecteur de dilation 13. Ainsi, pour le cas 1) de l'état du réacteur 1, les pressions des premier lia et deuxième llb ciels de pile des collecteurs chaud 3 et froid 4 sont toujours les mêmes et égales à environ à 50 mbar, alors que la pression du troisième ciel de pile 11c du collecteur de dilation 13 est différente, et par exemple de l'ordre d'un bar pour un collecteur de dilation 13 sous la forme d'un tube vertical d'environ 10 mètres. Dans le cas 2) de l'état du réacteur 1, le principe est le même que pour un réacteur 1 du type à deux ciels de pile, sauf que la pression du troisième ciel de pile 11c commence à baisser au fur et à mesure que le fluide caloporteur s'élève en température de sorte que le niveau dans le collecteur de dilation 13 monte. Cette variation de niveau de fluide caloporteur du caloporteur de dilation 13 est sans influence sur la structure du réacteur 1, étant donné que le collecteur de dilation 13 comporte un fluide caloporteur immergé dans le collecteur froid 4. Enfin, dans le cas 3) d'état du réacteur 1, le collecteur de dilation 13 s'est rempli de fluide et le caloporteur pour accommoder la dilatation de celui-ci et permettre de maintenir le niveau des collecteurs chaud 3 et froid 4 immobiles non plus entre eux, mais aussi par rapport aux structure internes du réacteur 1. On va maintenant illustrer à l'aide des figures 4A-4B, 5A-5B et 6A-6B des exemples de gestion des niveaux dans les collecteurs chaud 3 et froid 4 d'un réacteur nucléaire intégré 1 selon l'invention comportant deux ciels de pile 11a et 11b. Les figures 4A, 5A et 6A représentent le réacteur nucléaire 1 dans un état froid, et les figures 4B, 5B et 6B représentent le réacteur nucléaire 1 dans un état chaud. Tout d'abord, par comparaison des figures 4A et 4B, on constate que dans un état froid du réacteur 1 (figure 4A), les niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 sont coïncidants, et que dans un état chaud du réacteur 1 (figure 4B), les niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 sont toujours coïncidants grâce au contrôle et à la régulation effectués à l'aide des premier 11a et deuxième 11b ciels de pile, bien que situés plus haut verticalement. Par ailleurs, les figures 5A et 5B illustrent une configuration dans laquelle le niveau du collecteur chaud 3 est plus haut que le niveau du collecteur froid 4. Ainsi, par comparaison des cas à l'état froid (figure 5A) et à l'état chaud (figure 5B) du réacteur 1, on constate que le niveau du collecteur chaud 3 est toujours plus haut que le niveau du collecteur froid 4, mais avec le même écart du fait du contrôle et de la régulation effectués dans les premier 11a et deuxième 11b ciels de pile. Enfin, les figures 6A et 6B illustrent une configuration dans laquelle le niveau du collecteur froid 4 est plus haut que le niveau du collecteur chaud 3. Ainsi, en comparaison des cas à l'état froid (figure 6A) et à l'état chaud (figure 6B) du réacteur 1, on constate que le niveau du collecteur froid 4 est toujours plus haut que le niveau du collecteur chaud 3, mais avec le même écart du fait du contrôle et de la régulation effectués dans les premier 11a et deuxième llb ciels de pile. On va également illustrer à l'aide des figures 7A-7B, 8A-8B et 9A-9B des exemples de gestion des niveaux dans les collecteurs chaud 3 et froid 4 d'un réacteur nucléaire intégré 1 selon l'invention comportant trois ciels de pile 11a, llb et 11c du fait de l'utilisation d'un collecteur de dilatation 13. Les figures 7A, 8A et 9A représentent le réacteur nucléaire 1 dans un état froid, et les figures 7B, 8B et 9B représentent le réacteur nucléaire 1 dans un état chaud. Tout d'abord, les figures 7A et 7B illustrent une configuration du réacteur 1 dans laquelle les niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 coïncident. Ainsi, à l'état froid (figure 7A), le niveau du collecteur froid 4 est le même que celui du collecteur chaud 3, mais le niveau du collecteur de dilation 13 est bas. Au contraire, à l'état chaud (figure 7B), le niveau du collecteur de dilation 13 est plus haut, celui-ci ayant absorbé un volume suffisant de fluide caloporteur de sorte que le niveau du collecteur froid 4 soit toujours au même niveau que celui du collecteur chaud 3 et que, de plus, les niveaux des collecteurs froid 4 et chaud 3 soient inchangés par rapport à l'état froid (figure 7A). Les figures 8A et 8B illustrent une configuration dans lequel le niveau du collecteur chaud 3 est plus haut que le niveau du collecteur froid 4. Ainsi, à l'état froid (figure 8A), le niveau du collecteur chaud 3 est plus haut que celui du collecteur froid 4, mais le niveau du collecteur de dilation 13 est bas. A l'état chaud (figure 8B), le niveau du collecteur de dilation 13 est plus haut car celui-ci a absorbé un volume suffisant de fluide caloporteur pour permettre un maintien des niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 et un écart constant entre les niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4. Enfin, les figures 9A et 9B illustrent une configuration du réacteur 1 dans laquelle le niveau du collecteur froid 4 est plus haut que le niveau du collecteur chaud 3. Ainsi, à l'état froid (figure 9A), le niveau du collecteur froid 4 est plus haut que le niveau du collecteur chaud 3, mais le niveau du collecteur de dilation 13 est bas. Au contraire, à l'état chaud (figure 9B), le niveau du collecteur de dilation 13 est plus haut car il a permis, par absorbation d'un volume suffisant de fluide caloporteur, de maintenir un niveau du collecteur froid 4 plus haut que le niveau du collecteur chaud 3 avec un écart constant, et de conserver constants les niveaux des collecteurs chaud 3 et froid 4 par rapport à l'état froid du réacteur 1. Ainsi, comme il résulte de ce qui précède, l'invention repose sur un principe consistant à scinder le ciel de pile d'un réacteur nucléaire intégré à neutrons rapides du type classique en plusieurs parties, et à piloter de façon indépendante les volumes et pressions de ces parties. Aussi, les différents exemples décrits précédemment de réalisation conformes à l'invention du réacteur nucléaire intégré 1 à neutrons rapides comportant plusieurs ciels de pile, notamment deux ou trois, peuvent être considérés comme appartenant à une nouvelle famille de réacteurs nucléaires, à savoir les réacteurs nucléaires intégrés à neutrons rapides à caloporteur métal liquide à niveaux pilotés. Ce type de réacteur nucléaire conforme à l'invention peut permettre d'obtenir un gain significatif en termes de durée de vie, vis-à-vis de la tenue mécanique des structures du réacteur, et en termes de compacité, répondant ainsi à l'évolution des attentes dans le domaine des réacteurs nucléaires à neutrons rapides. De plus, l'invention peut permettre de faciliter les inspections du réacteur nucléaire avec la possibilité de faire varier les niveaux du fluide caloporteur, réacteur à l'arrêt. Bien entendu, l'invention n'est pas limitée aux exemples de réalisation qui viennent d'être décrits. Diverses modifications peuvent y être apportées par l'homme du métier. L'expression « comportant un » doit être comprise comme étant synonyme de « comportant au moins un », sauf si le contraire est spécifié. REVENDICATIONS1. Réacteur nucléaire (1) intégré à neutrons rapides, refroidi par un fluide caloporteur de métal liquide, comportant : - une cuve principale (2), suspendue à une dalle de protection (10), comportant le volume de fluide caloporteur et le coeur (5) du réacteur (1), - un circuit primaire intégré dans la cuve principale (2), comportant au moins une pompe primaire (8) et au moins un échangeur intermédiaire (6), - une structure interne (7) appelée redan, séparant le volume de fluide caloporteur en au moins deux zones formant le collecteur chaud (3), en sortie du coeur (5), et le collecteur froid (4) en sortie dudit au moins un échangeur intermédiaire (6), caractérisé en ce qu'il comporte au moins deux volumes de gaz (11a, 11b) appelés ciels de pile, situés entre le volume de fluide caloporteur et la dalle de protection (10), dont au moins un premier ciel de pile (11a) associé au collecteur chaud (3), situé entre le volume de fluide caloporteur du collecteur chaud (3) et la dalle de protection (10), et un deuxième ciel de pile (11b) associé au collecteur froid (4), situé entre le volume de fluide caloporteur du collecteur froid (4) et la dalle de protection (10), et en ce qu'il comporte des moyens de contrôle et de régulation du niveau du volume de fluide caloporteur de la cuve principale (2), au moins du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur chaud (3) et au moins du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur froid (4), configurés pour maintenir un écart (El, E2) constant entre les niveaux des volumes de fluide caloporteur du collecteur chaud (3) et du collecteur froid (4). 2. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que les moyens de contrôle et de régulation des niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud (3) et froid (4) sont configurés pour maintenir un écart (El, E2) constant entre les niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud (3) et froid (4) indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur (1), et notamment lors dupassage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur (1) à une situation de puissance nominale du réacteur (1), et vice versa. 3. Réacteur selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que les moyens de contrôle et de régulation des niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud (3) et froid (4) comportent des moyens de régulation du volume du fluide caloporteur dans la cuve principale (2), et notamment d'au moins le volume du fluide caloporteur du collecteur chaud (3) et le volume du fluide caloporteur du collecteur froid (4). 4. Réacteur selon l'une des revendications précédentes, caractérisé en ce que les moyens de contrôle et de régulation des niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud (3) et froid (4) comportent des moyens de régulation de la pression du fluide caloporteur dans la cuve principale (2), et notamment d'au moins la pression du fluide caloporteur du collecteur chaud (3) et la pression du fluide caloporteur du collecteur froid (4). 5. Réacteur selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que lesdits au moins un premier ciel de pile (11a) et un deuxième ciel de pile (11b) sont séparés mécaniquement entre eux, notamment par le biais d'au moins une paroi de séparation (12) entre lesdits au moins un premier (11a) et un deuxième (11b) ciels de pile. 6. Réacteur selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'il comporte au moins une capacité (13) appelée collecteur de dilatation, immergée dans le volume de fluide caloporteur du collecteur froid (4) de sorte à contenir une partie du volume de fluide caloporteur du collecteur froid (4), et en ce qu'il comporte au moins un troisième volume de gaz (11c), notamment de l'argon, appelé troisième ciel de pile, associé au collecteur de dilatation (13), situé entre le volume de fluide caloporteur du collecteur de dilatation (13) et la dalle de protection (10). 7. Réacteur selon la revendication 6, caractérisé en ce que les moyens de contrôle et de régulation du niveau de fluide caloporteur de la cuve principale (2) sont aptes à contrôler et à réguler le niveau de fluide caloporteur du collecteur de dilatation (13), et comportent notamment des moyens de régulation du volume et/ou de la pression du fluide caloporteur dans le collecteur de dilatation (13). 8. Réacteur selon la revendication 6 ou 7, caractérisé en ce que les moyens de contrôle et de régulation du niveau de fluide caloporteur de la cuve principale (2) sont aptes à contrôler et à réguler le niveau de fluide caloporteur du collecteur de dilatation (13) et configurés pour maintenir constants les niveaux des volumes de fluide caloporteur des collecteurs chaud (3) et froid (4) indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur (1), et notamment lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur (1) à une situation de puissance nominale du réacteur (1), et vice versa. 9. Procédé de fonctionnement d'un réacteur nucléaire (1) intégré à neutrons rapides selon l'une quelconque des revendications précédentes, comportant au moins le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur chaud (3), et le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur froid (4) pour maintenir un écart (El, E2) constant entre les niveaux des volumes de fluide caloporteur du collecteur chaud (3) et du collecteur froid (4) indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur (1), et notamment lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur (1) à une situation de puissance nominale du réacteur (1), et vice versa. 10. Procédé selon la revendication 9, caractérisé en ce que le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur chaud (3) et/ou le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur froid (4) sont respectivement réalisés par le contrôle et la régulation du gaz contenu dans lepremier ciel de pile (11a) et/ou du gaz contenu dans le deuxième ciel de pile (11b), et notamment par le pilotage du volume et/ou de la pression du gaz. 11. Procédé selon la revendication 9 ou 10, le réacteur nucléaire (1) étant selon l'une des revendications 6 à 8, caractérisé en ce qu'il comporte en outre le contrôle et la régulation du niveau du volume de fluide caloporteur du collecteur de dilatation (13) pour maintenir constants les niveaux des volumes de fluide caloporteur du collecteur chaud (3) et du collecteur froid (4) indépendamment du régime de fonctionnement du réacteur (1), et notamment lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur (1) à une situation de puissance nominale du réacteur (1), et vice versa. 12. Procédé selon la revendication 11, caractérisé en ce que le maintien des niveaux constants des volumes de fluide caloporteur du collecteur chaud (3) et du collecteur froid (4) est réalisé par ajustement du volume et/ou de la pression du fluide de caloporteur du collecteur de dilatation (13), et notamment par absorption dans le collecteur de dilatation (13) de l'augmentation du volume de fluide caloporteur de la cuve principale (2) due à la dilatation du fluide caloporteur par élévation de température lors du passage d'une situation d'arrêt à froid du réacteur (1) à une situation de puissance nominale du réacteur (1).20