Brevet FR3164312A1 — publié le 20260109

La présente invention divulgue un système de réacteur nucléaire de type piscine comprenant : un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement normal configuré de sorte que, en fonctionnement normal, après qu’un liquide de refroidissement à basse température pompé par une pompe située dans une piscine à basse température s’écoule dans un plénum d’entrée de cœur, le liquide de refroidissement soit chauffé en traversant le cœur et soit reçu dans une piscine à haute température, et un liquide de refroidissement à haute température situé dans une piscine à haute température soit refroidi en traversant un échangeur de chaleur intermédiaire et soit réintroduit dans la piscine à basse température ; un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence configuré de sorte que, en cas d’accident de panne d’électricité, le liquide de refroidissement à haute température situé dans la piscine à haute température chauffé par le cœur soit refroidi en traversant un système de refroidissement auxiliaire, puis soit réintroduit dans le cœur à travers la pompe et le plénum d’entrée de cœur ; et un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle configuré de manière à relier le plénum d’entrée de cœur et la piscine à basse température et à être relié en parallèle au trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement normal et au trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence. Figure pour abrégé : figure 1 SYSTÈME DE RÉACTEUR NUCLÉAIRE DE TYPE PISCINE PRÉSENTANT UN TRAJET D’ÉCOULEMENT PARALLÈLE POUR ÉVACUATION DE CHALEUR RÉSIDUELLE RENVOI À UNE DEMANDE CONNEXE La présente demande revendique la priorité de la demande de brevet coréen n° 10-2024-0086814, déposée le 2 juillet 2024. DOMAINE DE L’INVENTION La présente invention concerne un système de réacteur nucléaire de type piscine doté d’un trajet d’écoulement parallèle pour une évacuation de chaleur résiduelle permettant d’évacuer efficacement une chaleur résiduelle générée dans un cœur en cas d’accident de centrale nucléaire. Description de l’art connexe En cas d’accident, y compris en cas de panne d’électricité au niveau d’une centrale nucléaire, le réacteur nucléaire est arrêté et la pompe de liquide de refroidissement de réacteur qui nécessite une alimentation électrique peut également être arrêtée. Même après l’arrêt du réacteur nucléaire, de la chaleur de désintégration continue d’être générée à l’intérieur du cœur. Si toute la chaleur résiduelle, y compris cette chaleur de désintégration, n’est pas évacuée, la température et la pression du liquide de refroidissement, y compris dans le cœur, augmentent et, dans le pire des cas, la barrière de sécurité d’ingénierie peut devenir défaillante, ce qui engendre un accident au cours duquel une fuite de matériaux radioactifs à l’extérieur se produit. L’évacuation de la chaleur résiduelle est donc très importante pour assurer la sécurité du réacteur nucléaire. Un système d’évacuation de chaleur résiduelle (RHRS) est essentiel pour libérer la chaleur résiduelle à l’extérieur du réacteur nucléaire après l’arrêt du réacteur. Le système d’évacuation de chaleur résiduelle doit présenter une grande fiabilité et utiliser un phénomène de circulation naturelle qui n’exige pas de force d’entraînement comme une pompe. Comme procédé d’évacuation de chaleur résiduelle du cœur, des moyens de système de refroidissement auxiliaire de réacteur direct (DRACS), qui libèrent la chaleur résiduelle dans l’atmosphère à l’aide de deux échangeurs de chaleur, et des moyens de système de refroidissement auxiliaire de cuve de réacteur (RVACS), qui libèrent la chaleur résiduelle dans l’atmosphère à travers un échange de chaleur par convection et rayonnement à l’aide d’une paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire comme surface de transfert de chaleur sans échangeur de chaleur, peuvent être envisagés. Pour libérer la chaleur résiduelle générée dans le cœur à l’extérieur, il est nécessaire d’abord de transférer la chaleur résiduelle générée dans le cœur vers l’échangeur de chaleur du système d’évacuation de chaleur résiduelle dans le cas du DRACS et vers une surface de paroi de la cuve de réacteur nucléaire dans le cas du RVACS. Si la pompe à liquide de refroidissement du réacteur nucléaire est arrêtée après un accident, une force d’entraînement par la pompe disparaît, et la force d’entraînement du débit de circulation naturelle est générée par une différence de densité et de hauteur en fonction de l’emplacement du liquide de refroidissement dans le système principal du réacteur nucléaire. Le débit de circulation naturelle est déterminé par l’équilibre entre la force d’entraînement et la résistance à l’écoulement du cœur et de la pompe dans le trajet d’écoulement de circulation naturelle. Pour maximiser le débit de circulation naturelle, la conception du réacteur nucléaire peut prendre en compte des facteurs comme la réduction de la résistance à l’écoulement, l’augmentation d’une différence de la hauteur entre le cœur (la source de chaleur) et le dissipateur de chaleur, et l’apport d’une force d’entraînement supplémentaire. Néanmoins, dans le cas du concept existant, si un débit de circulation naturelle suffisant à travers le cœur n’est pas initialement établi, ou si le débit de circulation naturelle total entièrement développé est inférieur à ce qui est prédit, il existe un problème à ce qu’une quantité de chaleur libérée à l’extérieur ne puisse pas suivre la chaleur résiduelle générée dans le cœur, ce qui se concrétise par une augmentation continue de la température de sortie du cœur. Le premier objectif de la présente invention consiste à proposer un système de réacteur nucléaire de type piscine doté d’un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle, capable d’établir efficacement un débit de circulation naturelle à travers un système principal pour commander une augmentation rapide de la température maximale au niveau d’une sortie de cœur, en reliant directement le dissipateur de chaleur final et le cœur pour l’évacuation de chaleur résiduelle au début d’un accident de panne d’alimentation (ou d’électricité) dans une centrale nucléaire. Le second objectif de la présente invention consiste à proposer un système de réacteur nucléaire de type piscine doté d’un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle, capable de réduire efficacement des températures d’entrée et de sortie de cœur en simplifiant un trajet de transfert de chaleur depuis le cœur jusqu’au dissipateur de chaleur final en réduisant le temps nécessaire au développement complet d’un débit de circulation naturelle. Pour atteindre les objectifs susmentionnés, la présente invention divulgue un système de réacteur nucléaire de type piscine comprenant : un trajet normal d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement configuré de sorte que, en fonctionnement normal, après qu’un liquide de refroidissement à basse température pompé par une pompe située dans une piscine à basse température s’écoule dans un plénum d’entrée de cœur, le liquide de refroidissement soit chauffé en traversant le cœur et soit reçu dans une piscine à haute température, et un liquide de refroidissement à haute température situé dans une piscine à haute température soit refroidi en traversant un échangeur de chaleur intermédiaire et soit réintroduit dans la piscine à basse température ; un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence configuré de sorte que, en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), le liquide de refroidissement à haute température situé dans la piscine à haute température chauffé par le cœur soit refroidi en traversant un système de refroidissement auxiliaire, puis soit réintroduit dans le cœur à travers la pompe et le plénum d’entrée de cœur ; et un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle configuré de manière à relier le plénum d’entrée de cœur et la piscine à basse température et à être relié en parallèle au trajet normal d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement et au trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence. Le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle peut présenter une résistance à l’écoulement plus grande que celle du cœur et de la pompe. Selon un mode de réalisation de la présente invention, en fonctionnement normal, le liquide de refroidissement peut se séparer au niveau du plénum d’entrée de cœur, et s’écouler parallèlement au cœur et à un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle pour s’écouler dans la piscine à basse température. En cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), le liquide de refroidissement peut se séparer au niveau de la piscine à basse température, et s’écouler parallèlement à la pompe et au trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle afin de s’écouler dans le plénum d’entrée de cœur. Pour atteindre les objectifs susmentionnés, la présente invention divulgue également un système de réacteur nucléaire de type piscine comprenant : un trajet normal d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement configuré de sorte que, après qu’un liquide de refroidissement à basse température pompé par une pompe située dans une piscine à basse température s’écoule dans un plénum d’entrée de cœur, le liquide de refroidissement soit chauffé en traversant le cœur et soit reçu dans une piscine à haute température, et, en fonctionnement normal, un liquide de refroidissement à haute température situé dans une piscine à haute température soit refroidi en traversant un échangeur de chaleur intermédiaire et soit réintroduit dans la piscine à basse température ; un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence configuré de sorte que, en cas d’accident de panne d’électricité, après que le liquide de refroidissement à haute température situé dans la piscine à haute température chauffé par le cœur est réintroduit dans la piscine à basse température, le liquide de refroidissement s’écoule dans le plénum d’entrée de cœur à travers la pompe et soit refroidi pendant le processus de réintroduction ou après la réintroduction ; et un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle configuré de manière à relier le plénum d’entrée de cœur et la piscine à basse température de sorte que, en fonctionnement normal, une partie du liquide de refroidissement à basse température situé dans le plénum d’entrée de cœur s’écoule jusqu’à la piscine à basse température et, en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), une partie du liquide de refroidissement à basse température situé dans la piscine à basse température s’écoule jusqu’au plénum d’entrée de cœur. Pour atteindre les objectifs susmentionnés, la présente invention divulgue également un système de réacteur nucléaire de type piscine caractérisé en ce qu’il comprend : une unité de cœur comportant un cœur et un plénum d’entrée de cœur : une piscine à haute température pour recevoir un liquide de refroidissement à haute température chauffé en traversant le cœur ; un échangeur de chaleur intermédiaire pour un échange de chaleur avec le liquide de refroidissement à haute température de la piscine à haute température en fonctionnement normal ; un système de refroidissement auxiliaire pour refroidir le liquide de refroidissement à haute température en cours d’écoulement en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité) ; une piscine à basse température pour recevoir un liquide de refroidissement à basse température refroidi par l’échangeur de chaleur intermédiaire ou le système de refroidissement auxiliaire ; une pompe qui fournit une force d’entraînement pour l’écoulement du liquide de refroidissement à basse température situé dans la piscine à basse température dans le plénum d’entrée de cœur ; et un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle qui relie le plénum d’entrée de cœur et la piscine à basse température et qui permet l’écoulement du liquide de refroidissement, dans lequel le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle présente une résistance à l’écoulement prédéfinie de sorte que le liquide de refroidissement puisse s’écouler du plénum d’entrée de cœur jusqu’à la piscine à basse température en fonctionnement normal et s’écouler de la piscine à basse température jusqu’au plénum d’entrée de cœur en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité). La présente invention présente les effets suivants obtenus selon la solution susmentionnée. Premièrement, en cas d’accident de panne d’électricité, un écoulement de circulation naturelle est établi en raison d’une différence de densité du liquide de refroidissement entre le cœur et l’échangeur de chaleur. Le liquide de refroidissement circulant naturellement s’écoule parallèlement au trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence à travers lequel le liquide de refroidissement s’écoule depuis la piscine à basse température jusqu’au plénum d’entrée de cœur via la pompe et au trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle à travers lequel le liquide de refroidissement s’écoule directement de la piscine à basse température jusqu’au plénum d’entrée de cœur. Puisque les résistances à l’écoulement sont reliées en parallèle, la résistance à l’écoulement totale est réduite. Un débit à travers le cœur augmente donc par rapport à un trajet d’écoulement unique, ce qui permet de commander une augmentation rapide de la température maximale au niveau de la sortie de cœur au stade initial. Deuxièmement, puisque le débit à travers le cœur augmente, le débit de circulation naturelle entièrement développé libère une quantité de chaleur à l’extérieur du réacteur nucléaire plus grande que la chaleur résiduelle nouvellement générée dans le cœur, ce qui permet de réduire efficacement les températures au niveau de l’entrée et de la sortie du cœur à long terme. La FIG. 1 représente des schémas de circuit montrant un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement dans un système de réacteur nucléaire pour l’évacuation de chaleur résiduelle selon un mode de réalisation de la présente invention, la FIG. 1 (a) représente un schéma de circuit montrant le trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement en fonctionnement normal, et la FIG. 1 (b) représente un schéma de circuit indiquant un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité). La FIG. 2 représente des vues avant d’un réacteur nucléaire comprenant un système de refroidissement auxiliaire de type RVACS selon un mode de réalisation de la présente invention, la FIG. 2 (a) est un schéma conceptuel indiquant un écoulement d’un liquide de refroidissement en fonctionnement normal, et la FIG. 2 (b) est un schéma conceptuel indiquant un écoulement d’un liquide de refroidissement en cas d’accident de panne d’ alimentation (ou d’électricité). La FIG. 3 représente des vues avant d’un réacteur nucléaire comprenant un système de refroidissement auxiliaire de type DRACS selon un autre mode de réalisation de la présente invention, la FIG. 3 (a) est un schéma conceptuel indiquant un écoulement d’un liquide de refroidissement en fonctionnement normal, et la FIG. 3 (b) est un schéma conceptuel indiquant un écoulement d’un liquide de refroidissement en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité). La FIG. 4 est un graphique représentant un changement de la température de liquides de refroidissement au niveau de l’entrée et de la sortie du cœur après un accident de panne d’ alimentation (ou d’électricité), qui compare un mode de réalisation de la présente invention à un mode de réalisation d’un trajet à écoulement unique. La FIG. 5 est un graphique représentant une quantité de chaleur résiduelle générée dans le cœur et une quantité de chaleur libérée à l’extérieur à travers le système d’évacuation de chaleur résiduelle après un accident de panne d’ alimentation (ou d’électricité), qui compare un mode de réalisation de la présente invention à un mode de réalisation d’un trajet à écoulement unique. La FIG. 6 est un graphique représentant un changement de la température de liquides de refroidissement au niveau de l’entrée et de la sortie du cœur selon un rapport de l’aire du trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle comparée à l’aire du cœur de la présente invention. La FIG. 7 est un tableau représentant un changement du débit et de la pompe en fonction d’un rapport de l’aire du trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle de la présente invention en fonctionnement normal. La FIG. 8 est un graphique représentant une quantité de chaleur libérée à l’extérieur à travers le système d’évacuation de chaleur résiduelle selon un débit d’air au niveau de la paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire dans un réacteur nucléaire comprenant un système de refroidissement auxiliaire de type RVACS en comparant un mode de réalisation de la présente invention à un mode de réalisation d’un trajet à écoulement unique, la FIG. 8 (a) est un graphique pour une comparaison lorsque le débit d’air au niveau de la paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire est 0,04 kg/s, et la FIG. 8 (b) est un graphique lorsque le débit d’air au niveau de la paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire est 1,00 kg/s. DESCRIPTION DÉTAILLÉE DE L’INVENTION Un système de réacteur nucléaire de type piscine doté d’un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle selon la présente invention va être décrit en détail ci-après en référence aux dessins annexés. Dans l’explication des modes de réalisation divulgués dans le présent mémoire, s’il est considéré qu’une description détaillée de technologies connexes connues alourdit la présentation de l’essentiel des modes de réalisation divulgués dans la présente description, une telle description est alors omise. Les dessins annexés ne sont destinés qu’à faciliter la compréhension des modes de réalisation divulgués dans la présente description. Les idées techniques divulguées dans la présente description ne sont pas limitées par les dessins annexés et il faut bien comprendre qu’elles englobent toutes les modifications, les équivalences et les substitutions entrant dans l’esprit et le périmètre technique de la présente invention. Dans la présente demande, le terme « comprend » ou « a » ou « comporte » est destiné à désigner la présence de caractéristiques, de nombres, d’étapes, d’opérations, de composants, de parties ou de combinaisons de ceux-ci décrits dans la description, et il faut bien comprendre qu’il n’exclut pas préventivement la possibilité de la présence ou de l’ajout d’un ou plusieurs autres nombres, caractéristiques, étapes, opérations, composants, parties ou combinaisons de ceux-ci. S’il est mentionné qu’un certain composant est « lié » ou « relié » à un autre composant, il faut bien comprendre que ce composant peut être directement lié ou relié à un autre composant, mais qu’il peut y avoir d’autres composants entre eux. Par ailleurs, s’il est mentionné qu’un certain composant est « directement lié » ou « directement relié » à un autre composant, il faut bien comprendre qu’il n’y a pas d’autres composants entre eux. Dans le présent mémoire, des numéros de référence identiques ou similaires sont attribués à des composants identiques ou similaires dans différents modes de réalisation, et leur description redondante est omise. La FIG. 1 représente un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement dans un système de réacteur nucléaire pour l’évacuation de chaleur résiduelle 100 selon un mode de réalisation de la présente invention, la FIG. 1 (a) représente un schéma de circuit indiquant le trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement en fonctionnement normal, et la FIG. 1 (b) représente un schéma de circuit indiquant un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité). La FIG. 2 représente des vues avant d’un réacteur nucléaire comprenant un système de refroidissement auxiliaire de type RVACS selon un mode de réalisation de la présente invention, la FIG. 2 (a) est un schéma conceptuel indiquant un écoulement d’un liquide de refroidissement en fonctionnement normal, et la FIG. 2 (b) est un schéma conceptuel indiquant un écoulement d’un liquide de refroidissement en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité). La FIG. 3 représente des vues avant d’un réacteur nucléaire comprenant un système de refroidissement auxiliaire de type DRACS selon un autre mode de réalisation de la présente invention, la FIG. 3 (a) est un schéma conceptuel indiquant un écoulement d’un liquide de refroidissement en fonctionnement normal, et la FIG. 3 (b) est un schéma conceptuel indiquant un écoulement d’un liquide de refroidissement en cas d’accident de panne d’ alimentation (ou d’électricité). En référence aux figures 1 à 3, le système de réacteur nucléaire pour évacuation de chaleur résiduelle 100 selon un mode de réalisation de la présente invention comprend un trajet normal d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement, un trajet d’écoulement de circulation d’urgence du liquide de refroidissement, et un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130. Le trajet normal d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement 110 fait référence à un trajet d’écoulement à travers lequel le liquide de refroidissement s’écoule et circule séquentiellement jusqu’à une pompe 116, un plénum d’entrée de cœur 112, un cœur 111, une piscine à haute température 113, un échangeur de chaleur intermédiaire 114, une piscine à basse température 115, et la pompe 116 sur la FIG. 1 (a). Le trajet d’écoulement de circulation d’urgence de liquide de refroidissement 120 fait référence à un trajet d’écoulement à travers lequel le liquide de refroidissement s’écoule et circule séquentiellement jusqu’au cœur 111, la piscine à haute température 113, un système de refroidissement auxiliaire 122, la piscine à basse température 115, la pompe 116, le plénum d’entrée de cœur 112, et le cœur 111 sur la FIG. 1 (b). Le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 fait référence à un trajet d’écoulement reliant le plénum d’entrée de cœur 112 et la piscine à basse température 115 sur les figures 1(a) et 1(b). En fonctionnement normal, le liquide de refroidissement peut s’écouler le long du trajet normal d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement 110. Le trajet normal d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement 110 est situé à l’intérieur d’une cuve de réacteur nucléaire 200, et son processus de circulation se présente comme suit. Le liquide de refroidissement à basse température est pompé à partir de la pompe 116 située dans la piscine à basse température 115 et s’écoule dans le plénum d’entrée de cœur 112 de l’unité de cœur. L’unité de cœur est située à l’intérieur de la piscine à basse température 115 et peut être constituée du plénum d’entrée de cœur 112 et du cœur 111. Le liquide de refroidissement se subdivise au niveau du plénum d’entrée de cœur 112 de sorte qu’une partie de celui-ci s’écoule dans le cœur 111 et la partie restante s’écoule dans le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130, comme cela va être décrit ci-après. La partie restante peut être plus petite que la partie susmentionnée. Le cœur 111 peut être situé au-dessus du plénum d’entrée de cœur 112. Le liquide de refroidissement s’écoulant dans le cœur 111 est chauffé par la chaleur générée par fission nucléaire et est reçu dans la piscine à haute température 113 dans un état à faible densité et à haute température. La piscine à haute température 113 peut être située à l’intérieur de la piscine à basse température 115. Le liquide de refroidissement reçu dans la piscine à haute température 113 s’écoule dans l’échangeur de chaleur intermédiaire 114. Une partie d’extrémité supérieure de l’échangeur de chaleur intermédiaire 114 est située dans la piscine à haute température 113 et une partie d’extrémité inférieure de celui-ci est située dans la piscine à basse température 115, en formant ainsi un trajet d’écoulement à travers lequel le liquide de refroidissement peut s’écouler de la piscine à haute température 113 à la piscine à basse température 115. Le liquide de refroidissement à haute température introduit depuis la piscine à haute température 113 peut transférer de la chaleur au liquide de refroidissement (deuxième liquide de refroidissement) s’écoulant à l’intérieur de l’échangeur de chaleur intermédiaire 114 et être refroidi. Le deuxième liquide de refroidissement peut se diriger vers un système secondaire qui génère de l’électricité. Le liquide de refroidissement à basse température refroidi d’une haute densité est reçu dans la piscine à basse température 115 et peut être mis en circulation en étant réintroduit dans la pompe 116 située dans la piscine à basse température 115. En cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), le liquide de refroidissement peut s’écouler le long du trajet d’écoulement d’urgence de circulation de liquide de refroidissement 120. La pompe 116 est arrêtée, ce qui coupe la force d’entraînement de la pompe 116, mais le liquide de refroidissement obtient la force d’entraînement découlant d’une différence de densité pendant le chauffage et le refroidissement. Le liquide de refroidissement traversant le cœur 111 passe dans un état à haute température et à basse densité, et monte par flottabilité pour s’écouler dans la piscine à haute température 113. Le liquide de refroidissement à haute température reçu dans la piscine à haute température 113 est réintroduit dans la piscine à basse température 115, et le liquide de refroidissement est refroidi au cours du processus de réintroduction ou après la réintroduction. Le liquide de refroidissement à haute température s’écoule à travers le système de refroidissement auxiliaire 122 et est refroidi pour passer dans un état à basse température et à haute densité. Le liquide de refroidissement à basse température se subdivise au niveau de la piscine à basse température 115 de sorte qu’une partie de celui-ci s’écoule dans la pompe 116, et la partie restante s’écoule dans un trajet d’écoulement de liaison 130, comme cela va être décrit ci-après. La partie restante peut être plus petite que la partie susmentionnée. La pompe 116 se trouve dans un état arrêté et peut servir de trajet d’écoulement à travers lequel s’écoule le liquide de refroidissement. Le liquide de refroidissement traversant la pompe 116 est réintroduit dans le cœur 111 à travers le plénum d’entrée de cœur 112. Par exemple, comme cela est représenté sur la FIG. 2 , le système de refroidissement auxiliaire 122 peut utiliser des moyens RVACS qui libèrent la chaleur résiduelle dans l’atmosphère par échange de chaleur avec l’air de circulation naturelle sur une surface de paroi de la cuve de réacteur nucléaire. Dans ce cas, la force d’entraînement pour l’écoulement du liquide de refroidissement est générée sous l’effet d’une différence de densité du liquide de refroidissement découlant du chauffage du liquide de refroidissement dans le cœur 111 et du refroidissement du liquide de refroidissement par échange de chaleur sur la surface de paroi de la cuve de réacteur nucléaire 200. Le liquide de refroidissement à haute température traverse l’échangeur de chaleur intermédiaire 114, mais s’écoule dans la piscine à basse température 115 sans échange de chaleur. Ensuite, après le refroidissement du liquide de refroidissement dans la piscine à basse température 115 par échange de chaleur avec de l’air de circulation naturelle à travers la surface de paroi de la cuve de réacteur nucléaire 200, le liquide de refroidissement peut s’écouler dans la pompe 116 et le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130, comme cela va être décrit ci-après, et être mis en circulation. Dans le cas de RVACS, des moyens de refroidissement à l’air dans lesquels le liquide de refroidissement à haute température à l’intérieur de la cuve de réacteur nucléaire 200 échange de la chaleur avec l’air circulant naturellement sur une surface de paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire 200 par convection et rayonnement sont utilisés dans un exemple de la présente invention, mais des moyens de refroidissement à l’eau dans lesquels un liquide comme de l’eau circule sur la surface de paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire 200 et échange de la chaleur avec le liquide de refroidissement interne peuvent également être utilisés. Dans un autre exemple, comme cela est représenté sur la FIG. 3 , le système de refroidissement auxiliaire 122 peut utiliser les moyens DRACS qui libèrent de la chaleur résiduelle dans l’atmosphère à l’aide d’un certain nombre d’une pluralité d’échangeurs de chaleur du système d’évacuation de chaleur résiduelle qui sont reliés séquentiellement. Dans ce cas, la force d’entraînement pour l’écoulement du liquide de refroidissement est générée sous l’effet d’une différence de densité du liquide de refroidissement découlant du chauffage du liquide de refroidissement dans le cœur 111 et du refroidissement du liquide de refroidissement par un échangeur de chaleur 121 du premier système d’évacuation de chaleur résiduelle. Le liquide de refroidissement à haute température reçu dans la piscine à haute température 113 est refroidi par échange de chaleur avec le liquide de refroidissement (troisième liquide de refroidissement) s’écoulant à l’intérieur de l’échangeur de chaleur 121 du premier système d’évacuation de chaleur résiduelle situé dans la piscine 113, puis s’écoule dans la piscine à basse température 115 dans l’état refroidi, dans lequel le troisième liquide de refroidissement échange de la chaleur avec l’air à travers un échangeur de chaleur d’un deuxième système d’évacuation de chaleur résiduelle situé à l’extérieur de la cuve de réacteur nucléaire 200 pour libérer la chaleur résiduelle dans l’atmosphère. L’échangeur de chaleur du deuxième système d’évacuation de chaleur résiduelle peut être relié à un échangeur de chaleur d’un autre système d’évacuation de chaleur résiduelle. Dans le cas de l’échangeur de chaleur intermédiaire 114, il peut être relié à une configuration, comme une pompe du système secondaire qui fournit une force d’entraînement pour un liquide de refroidissement secondaire dans le système secondaire. En fonctionnement normal, le liquide de refroidissement secondaire est mis en circulation par la pompe du système secondaire, et le liquide de refroidissement s’écoule dans l’échangeur de chaleur intermédiaire 114 pour échanger de la chaleur avec le liquide de refroidissement secondaire. En cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), le liquide de refroidissement s’écoule dans l’échangeur de chaleur 121 du premier système d’évacuation de chaleur résiduelle pour réaliser un échange de chaleur, en générant ainsi la force d’entraînement pour l’écoulement du liquide de refroidissement, tandis que l’échangeur de chaleur intermédiaire 114 ne réalise pas d’échange de chaleur de sorte que la force d’entraînement pour l’écoulement du liquide de refroidissement soit perdue. Ainsi la plupart des trajets d’écoulement de circulation naturelle sont formés à travers l’échangeur de chaleur 121 du premier système d’évacuation de chaleur résiduelle. La présente invention n’est pas limitée à cela. Dans un autre exemple, le système de refroidissement auxiliaire 122 peut comprendre à la fois le RVACS et le DRACS. La FIG. 4 est un graphique représentant un changement de la température de liquides de refroidissement au niveau de l’entrée et de la sortie du cœur 111 après un accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), qui compare un mode de réalisation de la présente invention à un mode de réalisation d’un trajet à écoulement unique. La FIG. 5 est un graphique représentant une quantité de chaleur résiduelle générée dans le cœur 111 et une quantité de chaleur libérée à l’extérieur à travers le système d’évacuation de chaleur résiduelle après un accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), qui compare un mode de réalisation de la présente invention à un mode de réalisation d’un trajet à écoulement unique. Sur la FIG. 5 , une quantité d’évacuation de chaleur du concept conventionnel signifie un trajet d’écoulement unique, et une quantité d’évacuation de chaleur du nouveau concept passe par un système de réacteur nucléaire de type piscine doté d’un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle selon la présente invention. L’axe x représente le temps (s) sur la base de la survenance d’un accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), et l’axe y est une quantité de génération de chaleur résiduelle et une quantité (%) d’évacuation de chaleur par rapport à une quantité de la génération de chaleur résiduelle initiale, qui sont normalisées à l’unité par la division par une valeur maximale de la chaleur résiduelle initiale. En référence aux figures 4 et 5 ainsi qu’aux figures 1 et 2, le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 relie directement le plénum d’entrée de cœur 112 et la piscine à basse température 115 et est doté parallèlement du trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement normal 110 et du trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence 120. Dans les présentes, l’expression « doté en parallèle » signifie que, du point de vue de la pompe 116, qui est la source d’entraînement, en fonctionnement normal, l’écoulement de liquide de refroidissement traversant le cœur 111 et l’écoulement de liquide de refroidissement traversant le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 sont parallèles, et que, du point de vue du cœur 111, qui est la source d’entraînement, en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), l’écoulement de liquide de refroidissement traversant la pompe 116 et l’écoulement de liquide de refroidissement traversant le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 sont parallèles. Bien que le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle puisse être compris comme un trajet d’écoulement de liaison englobant le fonctionnement normal et l’accident de panne d’ alimentation (ou d’électricité), l’objectif de la présente invention est d’améliorer l’efficacité et la sécurité de l’évacuation de chaleur résiduelle, comme cela va être décrit ci-après, et il est donc nommé trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle du point de vue de l’accident de panne d’ alimentation (ou d’électricité). Le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 présente une résistance à l’écoulement plus grande que celle du cœur 111 et de la pompe 116, ce qui permet au liquide de refroidissement de s’écouler du plénum d’entrée de cœur 112 jusqu’à la piscine à basse température 115 et, vice versa, de s’écouler de la piscine à basse température 115 jusqu’au plénum d’entrée de cœur 112. En fonctionnement normal, le liquide de refroidissement se ramifie au niveau du plénum d’entrée de cœur 112 de sorte qu’une partie de celui-ci s’écoule dans le cœur 111 et que la partie restante s’écoule dans le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 afin de former un écoulement parallèle, qui se mêlent dans la piscine à basse température 115. Une partie du liquide de refroidissement peut s’écouler dans le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 avec une valeur de résistance relativement grande sous l’effet de la force d’entraînement de la pompe 116, et le débit ainsi dévié peut être déterminé selon un rapport des valeurs de résistance du cœur 111 et du trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130. En cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), le liquide de refroidissement ne peut pas s’écouler du plénum d’entrée de cœur 112 jusqu’au trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 qui présente une résistance plus grande que le cœur 111, puisqu’il n’y a pas de force d’entraînement émanant de la pompe 116. Dans ce cas, le liquide de refroidissement s’écoule de la piscine à basse température 115 jusqu’au plénum d’entrée de cœur 112 à travers le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130. Le liquide de refroidissement se subdivise au niveau de la piscine à basse température 115 de sorte qu’une partie de celui-ci s’écoule dans la pompe 116 et la partie restante s’écoule dans le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 pour former un écoulement parallèle qui fusionne dans le plénum d’entrée de cœur 112. Une partie du liquide de refroidissement peut s’écouler dans le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 avec une valeur de résistance relativement grande sous l’effet de la force d’entraînement provoquée par une différence de densité du liquide de refroidissement dans le cœur 111 et dans le système de refroidissement auxiliaire 122, et le débit subdivisé peut être déterminé selon un rapport des valeurs de résistance de la pompe 116 et du trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130. Le fonctionnement et l’effet du système de réacteur nucléaire pour l’évacuation de chaleur résiduelle 100 dans une telle configuration vont être décrits. En cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), la force d’entraînement principale du liquide de refroidissement est générée par une différence de densité qui se produit en traversant le cœur 111. Le liquide de refroidissement traversant le cœur 111 est reçu dans une piscine à haute température 113 dans un état à haute température, est refroidi par un système de refroidissement auxiliaire 122, puis se ramifie au niveau de la piscine à basse température 115. Le liquide de refroidissement peut obtenir la force d’entraînement sous l’effet d’une différence de densité au cours du processus de refroidissement. Sur la base du cœur 111, qui est la source d’entraînement principale, une partie du liquide de refroidissement se subdivise au niveau de la piscine à basse température 115 pour s’écouler dans le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130, et la partie restante du liquide de refroidissement s’écoule dans le trajet d’écoulement traversant la pompe 116, de manière à former un écoulement parallèle. Puisque les trajets d’écoulement sont configurés en parallèle, la résistance à l’écoulement totale diminue. Avec la réduction de la résistance à l’écoulement totale, le débit de circulation naturelle du liquide de refroidissement traversant le cœur 111 augmente par rapport au trajet d’écoulement unique dans les mêmes conditions, ce qui augmente l’efficacité d’évacuation de chaleur résiduelle. En référence aux figures 4 et 5, qui représentent les résultats expérimentaux d’un dispositif de simulation de réacteur nucléaire selon un mode de réalisation de la présente invention, il a été prédit qu’une température maximale à l’entrée et à la sortie du cœur 111 en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité) serait inférieure à la température dans le cas du trajet d’écoulement unique existant, et que la température à l’entrée et à la sortie du cœur 111 diminuerait à long terme. De plus, les résultats de calcul permettent de déduire que la quantité de chaleur libérée à l’extérieur par le système d’évacuation de chaleur résiduelle selon un mode de réalisation devient plus grande que la chaleur résiduelle générée dans le cœur 111 à long terme, tandis que le trajet d’écoulement unique existant ne peut pas prendre en charge la chaleur résiduelle dans les mêmes conditions et dans la même durée. Dans l’expérience susmentionnée, le système de refroidissement auxiliaire du réacteur nucléaire correspond aux moyens RVASC, et un débit d’écoulement d’air au niveau d’une paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire a été calculé comme étant 1,00 kg/s. Ce calcul a été effectué à l’aide du code informatique MARS-LMR développé par l’institut coréen de recherche sur l’énergie atomique. Dans un autre mode de réalisation de la présente invention, le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 peut réaliser la fonction d’un trou de charge et de décharge de liquide de refroidissement qui charge le liquide de refroidissement avant la mise en fonctionnement du réacteur nucléaire et décharge le liquide de refroidissement à la fin de la durée de vie du réacteur nucléaire. Le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 peut exister séparément du trou de charge et de décharge de liquide de refroidissement. Lorsque le liquide de refroidissement est chargé avant la mise en fonctionnement du réacteur nucléaire, le liquide de refroidissement est introduit depuis la partie supérieure du réacteur nucléaire, et le trou de charge et de décharge de liquide de refroidissement sert de trajet d’écoulement de manière à remplir rapidement la cuve mais, après la mise en fonctionnement du réacteur nucléaire, il ne peut plus servir de trajet d’écoulement du liquide de refroidissement en raison de sa grande valeur de résistance. Le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 présente une valeur de résistance à l’écoulement plus petite que celle du trou de charge et de décharge de liquide de refroidissement de sorte qu’il peut servir de trajet d’écoulement à travers lequel le liquide de refroidissement peut s’écouler en fonctionnement normal et en cas d’accident de panne d’ alimentation (ou d’électricité). La FIG. 6 est un graphique représentant un changement de la température du liquide de refroidissement au niveau de l’entrée et de la sortie du cœur 111 selon un rapport de l’aire du trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 sur l’aire du cœur 111 de la présente invention. La FIG. 7 est un tableau représentant un changement du débit et de la pompe 116 selon un rapport de l’aire du trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 sur l’aire du cœur de la présente invention en fonctionnement normal. En référence aux figures 6 et 7, il est préféré que le rapport de l’aire du trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 sur l’aire du cœur 111 soit inférieur à 0,85 %. Si le liquide de refroidissement se subdivise au niveau du plénum d’entrée de cœur 112 en fonctionnement normal et une partie de celui-ci s’écoule dans la piscine à basse température 115, un débit à travers le cœur 111 diminue par rapport au trajet d’écoulement unique existant, et l’efficacité de refroidissement du cœur 111 peut diminuer. Pour maintenir le débit à travers le cœur 111, la sortie de la pompe 116 doit être augmentée mais, si l’augmentation de débit (ΔP) est excessive, l’efficacité du réacteur nucléaire peut diminuer. S’il est calculé que la sortie de la pompe 116 est égale à 110 %, ce qui ne dépasse pas la marge de fonctionnement de 10 %, il est préférable qu’un rapport de l’aire du trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 sur l’aire du cœur 111 soit inférieur à 0,85 %. La FIG. 8 est un graphique représentant une quantité de chaleur libérée à l’extérieur à travers le système d’évacuation de chaleur résiduelle selon un débit d’air au niveau de la paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire dans un réacteur nucléaire comprenant un système de refroidissement auxiliaire de type RVACS en comparant un mode de réalisation de la présente invention à un mode de réalisation d’un trajet à écoulement unique, la FIG. 8 (a) est un graphique pour une comparaison lorsque le débit d’air au niveau de la paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire est 0,04 kg/s, et la FIG. 8 (b) est un graphique pour une comparaison lorsque le débit d’air au niveau de la paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire est 1,00 kg/s. Sur la FIG. 8 , une quantité d’évacuation de chaleur du concept existant signifie un trajet d’écoulement unique, et une quantité d’évacuation de chaleur du nouveau concept signifie un système de réacteur nucléaire comprenant le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 selon la présente invention. Dans ce cas, un rapport de l’aire du trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 sur l’aire du cœur 111 est 0,57 %. L’axe x représente le temps (s) sur la base de la survenance d’un accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), et l’axe y est une quantité de génération de chaleur résiduelle et une quantité (%) d’évacuation de chaleur par rapport à une quantité de la génération de chaleur résiduelle initiale, qui sont normalisées à l’unité par la division par une valeur maximale de la chaleur résiduelle initiale. En se référant à la FIG. 8 , dans un réacteur nucléaire comprenant un système de refroidissement auxiliaire des moyens RVACS, il est préférable qu’un débit d’air au niveau de la paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire 200 soit 1,00 kg/s ou plus. Dans le cas où le débit d’air au niveau de la paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire 200 est 0,04 kg/s, puisque la quantité de chaleur libérée à l’extérieur par le système d’évacuation de chaleur résiduelle est inférieure à la quantité de chaleur résiduelle générée dans le cœur 111 dans un mode de réalisation de la présente invention et sur le trajet d’écoulement unique, le résultat de calcul a indiqué que les températures d’entrée et de sortie du cœur 111 continuent d’augmenter. Dans le cas où le débit d’air au niveau de la paroi extérieure de la cuve de réacteur nucléaire 200 est 1,00 kg/s, le résultat de calcul a indiqué qu’une quantité de chaleur libérée à l’extérieur par le système d’évacuation de chaleur résiduelle selon un mode de réalisation de la présente invention devient plus grande que la quantité de chaleur résiduelle générée dans le cœur 111 à environ 40 000 secondes. Par ailleurs, dans le cas du trajet d’écoulement unique, le résultat de calcul a indiqué que la chaleur résiduelle générée dans le cœur 111 présentait une valeur plus grande que la quantité de chaleur libérée à l’extérieur par le système d’évacuation de chaleur résiduelle, même si le débit du liquide de refroidissement avait augmenté. Dans un autre mode de réalisation de la présente invention, le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 peut être prévu dans diverses quantités et dans diverses formes. Le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle 130 réduit la résistance à l’écoulement totale en permettant au liquide de refroidissement de s’écouler parallèlement dans le trajet normal d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement 110 et dans le trajet d’écoulement d’urgence de circulation de liquide de refroidissement 120. Si plusieurs trajets d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 sont prévus, la résistance à l’écoulement peut être ajustée selon leur forme et leur agencement. La répartition du débit et de la température peut donc être définie au gré du concepteur pour un fonctionnement normal et un accident de panne d’alimentation (ou d’électricité). Dans un autre mode de réalisation de la présente invention, le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 peut être doté d’un mécanisme de restriction d’écoulement unidirectionnel qui bloque l’écoulement du liquide de refroidissement à travers le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 en fonctionnement normal et permet au liquide de refroidissement dérivé depuis la piscine à basse température 115 de s’écouler dans le plénum d’entrée de cœur 112 sur le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité). Le mécanisme de restriction d’écoulement unidirectionnel peut être un clapet anti-retour. Le mécanisme de restriction d’écoulement unidirectionnel est prévu dans la direction dans laquelle le liquide de refroidissement s’écoule de la piscine à basse température 115 jusqu’au plénum d’entrée de cœur 112, de manière à pouvoir bloquer l’écoulement du liquide de refroidissement du plénum d’entrée de cœur 112 jusqu’à la piscine à basse température 115. En fonctionnement normal, le liquide de refroidissement ne s’écoule pas du plénum d’entrée de cœur 112 jusqu’à la piscine à basse température 115, ce qui permet d’augmenter le débit du liquide de refroidissement traversant le cœur 111 sans augmenter la sortie de la pompe 116. Si le liquide de refroidissement s’écoule de la piscine à basse température 115 jusqu’au plénum d’entrée de cœur 112 en cas d’accident de panne d’alimentation (ou d’électricité), le mécanisme de restriction d’écoulement unidirectionnel s’ouvre de sorte que le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 puisse fonctionner comme trajet d’écoulement. Puisque le trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 est bloqué par le mécanisme de restriction d’écoulement unidirectionnel en fonctionnement normal afin qu’il n’y ait pas de perte de débit de liquide de refroidissement et donc pas de perte de sortie de la pompe 116, l’aire du trajet d’écoulement parallèle pour évacuation de chaleur résiduelle 130 peut être définie pour être plus grande afin d’accroître le débit de circulation naturelle à travers le cœur 111. La description ci-avant est purement exemplaire, et diverses modifications peuvent être apportées par la personne du métier sans se départir du périmètre de l’idée technique des modes de réalisation décrits. Les modes de réalisation décrits ci-avant peuvent être mis en œuvre individuellement ou en combinaison. [Description de symbole] 100 : Système de réacteur nucléaire pour évacuation de chaleur résiduelle 110 : Trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement normal 111 : Cœur 112 : Plénum d’entrée de cœur 113 : Piscine à haute température 114 : Échangeur de chaleur intermédiaire 115 : Piscine à basse température 116 : Pompe 120 : Trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence 121 : Échangeur de chaleur de premier système d’évacuation de chaleur résiduelle 122 : Système de refroidissement auxiliaire 130 : Trajet d’écoulement parallèle d’évacuation de chaleur résiduelle 200 : Cuve de réacteur nucléaire Système de réacteur nucléaire de type piscine comprenant : un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement normal configuré de sorte que, en fonctionnement normal, après qu’un liquide de refroidissement à basse température pompé par une pompe située dans une piscine à basse température s’écoule dans un plénum d’entrée de cœur, le liquide de refroidissement soit chauffé en traversant le cœur et soit reçu dans une piscine à haute température, et un liquide de refroidissement à haute température situé dans une piscine à haute température soit refroidi en traversant un échangeur de chaleur intermédiaire et soit réintroduit dans la piscine à basse température ; un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence configuré de sorte que, en cas d’accident de panne d’alimentation ou d’électricité, le liquide de refroidissement à haute température situé dans la piscine à haute température chauffé par le cœur soit refroidi en traversant un système de refroidissement auxiliaire, puis soit réintroduit dans le cœur à travers la pompe et le plénum d’entrée de cœur ; et un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle configuré de manière à relier le plénum d’entrée du cœur et la piscine à basse température et à être relié en parallèle au trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement normal et au trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement d’urgence. Système de réacteur nucléaire de type piscine selon la revendication 1, caractérisé en ce que le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle présente une résistance à l’écoulement plus grande que celle du cœur et de la pompe. Système de réacteur nucléaire de type piscine selon la revendication 2, caractérisé en ce que, en fonctionnement normal, le liquide de refroidissement se sépare au niveau du plénum d’entrée de cœur, et s’écoule parallèlement au cœur et au trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle pour s’écouler dans la piscine à basse température, et en ce que, en cas d’accident de panne d’alimentation ou d’électricité, le liquide de refroidissement se sépare au niveau de la piscine à basse température, et s’écoule parallèlement à la pompe et au trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle afin de s’écouler dans le plénum d’entrée de cœur. Système de réacteur nucléaire de type piscine selon la revendication 3, caractérisé en ce que le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle est configuré pour réaliser la fonction d’un trou qui charge le liquide de refroidissement avant la mise en fonctionnement du réacteur nucléaire et décharge le liquide de refroidissement à la fin de la durée de vie du réacteur nucléaire. Système de réacteur nucléaire de type piscine selon la revendication 4, caractérisé en ce qu’un rapport de l’aire du trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle sur l’aire du cœur est inférieur à 0,85 %. Système de réacteur nucléaire de type piscine selon la revendication 5, caractérisé en ce qu’il est prévu plusieurs trajets d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle . Système de réacteur nucléaire de type piscine selon la revendication 6, caractérisé en ce que le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle est doté d’un mécanisme de restriction d’écoulement unidirectionnel qui bloque l’écoulement du liquide de refroidissement à travers le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle en fonctionnement normal et permet au liquide de refroidissement séparé depuis la piscine à basse température de s’écouler dans le plénum d’entrée de cœur sur le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle en cas d’accident de panne d’alimentation ou d’électricité. Système de réacteur nucléaire de type piscine selon l’une des revendications 1 à 7, caractérisé en ce que le système de refroidissement auxiliaire est un système de refroidissement auxiliaire de cuve de réacteur (RVACS) qui libère la chaleur résiduelle dans l’atmosphère par échange de chaleur avec l’air de circulation naturelle sur une surface de paroi de la cuve de réacteur. Système de réacteur nucléaire de type piscine selon l’une des revendications 1 à 7, caractérisé en ce que le système de refroidissement auxiliaire est un système de refroidissement auxiliaire de réacteur direct (DRACS) qui libère de la chaleur résiduelle dans l’atmosphère à l’aide d’un certain nombre d’une pluralité d’échangeurs de chaleur du système d’évacuation de chaleur résiduelle qui sont reliés séquentiellement. Système de réacteur nucléaire de type piscine caractérisé en ce qu’il comprend : un trajet d’écoulement de circulation de liquide de refroidissement normal configuré de sorte que, après qu’un liquide de refroidissement à basse température pompé par une pompe située dans une piscine à basse température s’écoule dans un plénum d’entrée de cœur, le liquide de refroidissement soit chauffé en traversant le cœur et soit reçu dans une piscine à haute température, et, en fonctionnement normal, un liquide de refroidissement à haute température situé dans une piscine à haute température soit refroidi en traversant un échangeur de chaleur intermédiaire et soit réintroduit dans la piscine à basse température ; un trajet d’écoulement d’urgence de circulation de liquide de refroidissement configuré de sorte que, en cas d’accident de panne d’alimentation ou d’électricité, après que le liquide de refroidissement à haute température situé dans la piscine à haute température chauffée par le cœur est réintroduit dans la piscine à basse température, le liquide de refroidissement s’écoule dans le plénum d’entrée de cœur à travers la pompe et soit refroidi pendant le processus de réintroduction ou après la réintroduction ; et un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle configuré de manière à relier le plénum d’entrée de cœur et la piscine à basse température de sorte que, en fonctionnement normal, une partie du liquide de refroidissement à basse température situé dans le plénum d’entrée de cœur s’écoule jusqu’à la piscine à basse température et, en cas d’accident de panne d’alimentation ou d’électricité, une partie du liquide de refroidissement à basse température situé dans la piscine à basse température s’écoule jusqu’au plénum d’entrée de cœur. Système de réacteur nucléaire de type piscine selon la revendication 10, caractérisé en ce que le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle présente une résistance à l’écoulement plus grande que celle du cœur et de la pompe. Système de réacteur nucléaire de type piscine caractérisé en ce qu’il comprend : une unité de cœur comportant un cœur et un plénum d’entrée de cœur ; une piscine à haute température pour recevoir un liquide de refroidissement à haute température chauffé en traversant le cœur ; un échangeur de chaleur intermédiaire pour un échange de chaleur avec le liquide de refroidissement à haute température de la piscine à haute température en fonctionnement normal ; un système de refroidissement auxiliaire pour refroidir le liquide de refroidissement à haute température en cours d’écoulement en cas d’accident de panne d’alimentation ou d’électricité ; une piscine à basse température pour recevoir un liquide de refroidissement à basse température refroidi par l’échangeur de chaleur intermédiaire ou le système de refroidissement auxiliaire ; une pompe qui fournit une force d’entraînement pour l’écoulement du liquide de refroidissement à basse température situé dans la piscine à basse température dans le plénum d’entrée de cœur ; et un trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle qui relie le plénum d’entrée de cœur et la piscine à basse température et qui permet l’écoulement du liquide de refroidissement, dans lequel le trajet d’écoulement parallèle pour l’évacuation de chaleur résiduelle présente une résistance à l’écoulement prédéfinie de sorte que le liquide de refroidissement puisse s’écouler du plénum d’entrée de cœur jusqu’à la piscine à basse température en fonctionnement normal et s’écouler de la piscine à basse température jusqu’au plénum d’entrée de cœur en cas d’accident de panne d’alimentation ou d’électricité.