Brevet FR3164054A1 — publié le 20260102

Réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides à cuve de sécurité autour de la cuve de réacteur et réservoir de vidange en-dessous des cuves. L’invention concerne un réacteur nucléaire (1) de type à neutrons rapides comprenant : une cuve (2) de réacteur nucléaire (1) remplie d’un bain de liquide combustible à sel(s) fondu(s), l’intérieur de la cuve étant dénué d’un matériau modérateur ; un réflecteur à neutrons (8), sous la forme d’une enveloppe agencée autour de la cuve de réacteur ; un ensemble d’une pluralité de barres (10) en matériau absorbant neutronique, montées mobiles en translation verticale autour de la cuve de réacteur et à l’intérieur du réflecteur à neutrons, entre une position dite d’absorption dans laquelle elles absorbent jusqu’à une valeur seuil prédéterminée de réactivité, et une position dite de dégagement dans laquelle elles absorbent jusqu’à la valeur seuil prédéterminée de réactivité, lors du fonctionnement du réacteur. Figure pour l’abrégé : fig.3 Réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), à réflecteur neutronique et barres en matériau absorbant neutronique agencées autour de la cuve de réacteur et mobiles en translation verticale. La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à sel(s) fondu(s) (acronyme RSF ou MSR acronyme anglais pour « Molten Salt Reactor »). Plus particulièrement, elle concerne le domaine des réacteurs MSR dits de petite ou moyenne puissance ou AMR en anglais (acronyme de « Advanced Modular Reactor »). L’invention a ainsi pour objectif principal de proposer un tel réacteur, plus particulièrement à neutrons rapides, qui garantisse une gestion de la réactivité du réacteur pour le laisser fonctionner en mode iso-générateur. Par « réacteur à sel(s) fondu(s) », on entend ici et dans le cadre de l’invention, le sens technologique usuel, à savoir un réacteur nucléaire dans lequel le combustible nucléaire se présente sous forme liquide, dissous dans un sel fondu, à une température typiquement comprise entre 500 et 900 °C, qui joue le rôle de caloporteur. Les réacteurs à sel(s) fondu(s) reposent sur l'utilisation d'un sel fondu, par exemple de fluorure de lithium (LiF) et de fluorure de béryllium (BeF2) ou encore de chlorure de sodium (NaCl) et de magnésium (MgCl 2 ), servant à la fois de fluide caloporteur et de modérateur en tant que fluide primaire au sein de la cuve de réacteur, qui est métallique ou céramique, telle qu’en SiC. La cuve contient le sel fondu à haute température, typiquement entre 500 à 900 °C, généralement à pression ambiante. Le combustible fissile peut être de l'uranium 235, du plutonium ou encore de l'uranium 233, ce dernier étant alors issu de la conversion du thorium. Un réacteur à sel(s) fondu(s) peut assurer lui-même sa surgénération à l'aide d'une couverture fertile contenant l'isotope fertile à irradier. La réaction nucléaire est déclenchée par la concentration en matière fissile du combustible au sein de la cuve de réacteur ou par le passage dans un bloc modérateur en graphite. Un réacteur à sel(s) fondu(s) peut donc être modéré par du graphite, produisant des neutrons thermiques, ou sans modérateur produisant des neutrons rapides. La présence ou non de modérateurs définit ainsi les deux grandes familles de réacteurs à sel(s) fondu(s), respectivement à neutrons thermiques et à neutrons rapides. À partir des années 2000, les réacteurs à sel(s) fondu(s), ont été évalué, puis retenus dans le cadre du Forum international Génération IV. Ils font l’objet désormais de recherches à l’international en vue d'un déploiement comme réacteurs de quatrième génération, notamment en tant que petits réacteurs modulaires (SMR) qui sont des réacteurs nucléaires avancés (acronyme anglo-saxon AMR pour « Advanced Nuclear Reactors »), dont la capacité de puissance peut aller jusqu'à 300 MWe par unité. Bien que prometteurs en termes de potentiel de sécurité, les réacteurs à sel(s) fondu(s) peuvent nécessiter des systèmes et des composants coûteux et complexes. En effet, dans un réacteur à sel(s) fondu(s), le circuit primaire de combustible, contenant de l’uranium ou du plutonium dissous, constitue la première barrière de sûreté, et doit donc répondre à des critères de conception très exigeants en termes d’étanchéité. Ce circuit primaire doit comporter une zone dite cœur, dans lequel les réactions nucléaires de fission se déroulent en chaîne et une zone d’échange thermique reliée fluidiquement au cœur, dans laquelle la chaleur générée dans le cœur est transmise à un circuit secondaire. Dans les conceptions classiques, le cœur est relié à une pluralité de boucles de circulation fluidique comportant chacune un échangeur et une pompe adaptée pour assurer la circulation de et vers l’échangeur associé. Par exemple, parmi les programmes retenus pour la génération IV, le réacteur homogène à refroidissement indirect issu des recherches du laboratoire LPSC de Grenoble, qui est désigné sous l’acronyme anglo-saxon MSFR (pour « Molten Salt Fast Reactor ») dont le combustible est un sel fluoré liquide avec une surgénération assurée par le Thorium, comprend un nombre de douze ou seize boucles de circulation fluidique. Chacun des composants des boucles ajoute une complexité à l’ensemble du circuit fluidique : [1]. Pour la conception d’un réacteur à sel(s) fondu(s), en particulier de type SMR, les inventeurs de la présente invention ont cherché initialement à mettre au point une conception réduisant au maximum le nombre de conduites et de composants, notamment pour conserver l’avantage majeur inhérent aux SMR, à savoir la capacité de modularité accrue par une fabrication des composants en usine pour un transport sur site de construction, et en outre accroître la sûreté de fonctionnement. Ils ont ainsi conçu un réacteur nucléaire à sel(s) liquide(s) fondu(s) de type à neutrons rapides, décrit et revendiqué dans la demande de brevet 19 décembre 2022 sous le n° FR2213882, intitulée « Réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, dont le circuit primaire est à circulation par convection naturelle ». Le réacteur proposé peut présenter une cuve de réacteur intégrant un circuit primaire combustible de taille réduite, typiquement avec un diamètre inférieur à 2m, et une hauteur hors tout inférieure à 4m, ce qui rend le réacteur conforme aux exigences des réacteurs modulaires AMR. Ainsi, un circuit primaire avec une cuve de réacteur, la virole cylindrique intérieure et son échangeur primaire/secondaire selon cette demande de brevet peut être fabriqué en usine, transporté sur site, puis utilisé dans la durée de vie du réacteur. En théorie, les réacteurs à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides ont l’avantage de bénéficier d’une grande versatilité à la fois en termes de combustible qui peut être mis en œuvre (uranium, plutonium, thorium, actinides mineurs) et en mode de fonctionnement (brûleur ou régénérateur). On rappelle ici qu’un mode « brûleur » correspond à un fonctionnement du réacteur où il y a une consommation des isotopes fissile de façon intensive avec une régénération limitée de matière fissile. Un mode « régénérateur » d’un réacteur nucléaire est un fonctionnement selon lequel il produit à partir de matière fertile tout ou partie du combustible fissile qu’il consomme. Ainsi des neutrons, générés par une fission dans le cœur du réacteur, sont absorbés par une matière fertile qui à son tour produit de nouveaux fissiles. En mode brûleur, un réacteur à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides peut utiliser comme isotopes fissiles : l’uranium 235, l’uranium 233, les isotopes fissiles du plutonium et les isotopes fissiles des actinides mineurs. En mode régénérateur, un réacteur à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides peut utiliser les mêmes isotopes fissiles listés ci-avant et comme isotopes fertiles : l’uranium 238, le thorium 232, les isotopes fertiles de plutonium et les isotopes fissiles des actinides mineurs. La régénération est la capacité d’un réacteur nucléaire à produire de la matière fissile par fission réalisée dans le cœur du réacteur. Elle est mesurée usuellement en atome fissile produit/atome fissile consommé. Ce principe est souvent utilisé dans les réacteurs à neutrons rapides (RNR), refroidis au sodium liquide (RNR-Na ou SFR en anglais). Des réacteurs comme Phénix et Superphénix avaient un gain de régénération de l’ordre de 1.1-1.2. Lorsque ce gain est égal à 1 le réacteur est dit iso-générateur. En théorie, il produit autant de combustible qu’il n’en consomme. Si ce gain est supérieur à 1, le réacteur est en mode dit surgénérateur, c’est-à-dire qu’il produit plus de matière qu’il n’en consomme. Les différents isotopes fissiles ne contribuant pas de manière équivalente à la réaction en chaîne, il est aussi possible de l’iso-réactivité : un réacteur nucléaire est dit « iso-réactif » si la production de noyaux fissiles par régénération suffit à compenser la perte de noyaux due aux fissions, de telle sorte que la capacité du réacteur à poursuivre la réaction en chaîne demeure inchangée. Cette création de matière fissile se fait en utilisant un isotope dit « fertile », qui va capturer un neutron et devenir un isotope « fissile ». Par exemple, l’U238 est fertile et en capturant un neutron il se transforme en Pu239 qui est fissile. De même, le Th232 est fertile ; en capturant un neutron, il se transforme à termes en U233 qui est fissile. Plusieurs problèmes et limitations existent à ce jour : la régénération à l’aide d’U238/Pu239 ne peut se faire que dans les RNR, tandis que, dans les réacteurs à spectre modéré (ou thermalisé) dits réacteurs à spectre thermique, seule la régénération à l’aide de Th232/U233 est possible; l’isotope fertile doit être mis dans le cœur du réacteur. Or, dans les réacteurs à combustible solide, il est souvent mis sous forme de couverture, c’est-à-dire qu’il y a des parties du cœur qui sont majoritairement dédiées à la fission et les couvertures d’autres qui sont des parties composées d’éléments fertiles. Cette constitution du cœur conduit à la formation d’isotopes fissiles à l’état pur (Pu239 ou U233) dans les couvertures, et donc à un risque de prolifération par séparation chimique de ces éléments ; si la régénération à lieu dans une couverture ou un assemblage combustible solide, alors il est nécessaire de décharger la partie fertilisée du cœur, puis de l’envoyer dans des unités de retraitement et de séparation chimique, afin de pouvoir inclure la matière fissile produite dans de nouveaux assemblages de combustible solide qui pourront être chargés dans le cœur du réacteur. Cette chaine d’opérations est très longue, typiquement entre 15 et 20 ans ; la notion de régénération est assez vague du point de vue de la neutronique du réacteur car elle donne que la quantité de matière fissile produite en fonction de l’énergie produite. Et il peut arriver qu’un réacteur soit iso-générateur, sans pour autant produire suffisamment de combustible pour assurer son fonctionnement. En effet, la régénération n’intègre pas des notions de géométrie, d’absorption, etc. liées au réacteur lui-même. Il existe donc un besoin de concevoir un réacteur pouvant disposer d’un combustible pérenne pour une durée de 15 ans et plus, sans avoir à traiter des couvertures fertiles, sans avoir à passer par une étape de retraitement/refabrication du combustible, en ayant une véritable possibilité de prévoir la durée du combustible dans le réacteur étudié, c’est-à-dire de manière plus précise que la quantité de matière fissile produite, afin de pouvoir piloter cette évolution du combustible sur le temps long, de préférence de manière simple. Le but de l’invention est donc de répondre au moins en partie à ce besoin. Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, un réacteur nucléaire de type à neutrons rapides comprenant : - une cuve de réacteur nucléaire remplie d’un bain de liquide combustible à sel(s) fondu(s), l’intérieur de la cuve étant dénué d’un matériau modérateur ; - un réflecteur à neutrons, sous la forme d’une enveloppe agencée autour de la cuve de réacteur ; - un ensemble d’une pluralité de barres en matériau absorbant neutronique, montées mobiles en translation verticale autour de la cuve de réacteur et à l’intérieur du réflecteur à neutrons, entre une position dite d’absorption dans laquelle elles absorbent jusqu’à une valeur seuil prédéterminée de réactivité, et une position dite de dégagement dans laquelle elles absorbent jusqu’à la valeur seuil prédéterminée de réactivité, lors du fonctionnement du réacteur. De préférence, la cuve de réacteur est axisymétrique autour d’un axe central (X), délimitant intérieurement un circuit primaire d’un combustible sous forme liquide dans laquelle est fondu au moins un sel, le réflecteur étant axisymétrique autour de la cuve de réacteur. Selon une application privilégiée, chaque réacteur nucléaire de la centrale est selon l’enseignement de la demande de brevet FR2213882 précitée. Avec la conception que les inventeurs ont proposé dans cette demande de brevet FR2213882 précitée, l’exploitation de la grande versatilité des réacteurs à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides est rendue possible. Ainsi, chaque réacteur nucléaire comprend avantageusement une virole sous la forme d’au moins un cylindre creux, d’axe central confondu avec celui de la cuve de réacteur, la virole étant agencée dans la cuve de réacteur pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique dans laquelle est agencé l’échangeur de chaleur de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, le liquide combustible à sel(s) fondu(s), circule par convection naturelle selon une boucle depuis le bas de la zone centrale définissant le cœur de réacteur (C) au sein duquel les réactions de fission se produisent, à partir duquel il s’élève par échauffement jusqu’au haut de la zone centrale où il est dévié vers le haut de la zone périphérique pour traverser l’échangeur (Z.E) puis descend vers le bas de la zone périphérique où il est dévié vers le cœur du réacteur. Avantageusement encore, au moins un échangeur de chaleur entre le circuit primaire du réacteur et un circuit secondaire est agencé à l’intérieur de la cuve de réacteur. Dans le cadre de l’invention, on entend par « dénué de matériau modérateur », tout matériau qui permet de qualifier un réacteur nucléaire étant que réacteur nucléaire à neutrons thermiques. Au sens usuel, l’énergie cinétique d’un neutron rapide est supérieure à 1eV, tandis que celle d’un neutron thermique est inférieur à 1eV, typiquement de l’ordre de 0,025eV. On pourra se référer à la publication [2], et en particulier la figure 4, qui indique, pour plusieurs types de réacteurs, la fraction thermique et la fraction rapide du flux neutronique. Ainsi, un réacteur à sel(s) fondu(s) conforme à l’invention peut être qualifié de réacteur à neutrons rapides. Typiquement, un réacteur à sel(s) fondu(s) selon l’invention peut présenter une fraction de neutrons thermiques de 0 à 0,05 et une fraction rapide de 0,6 à 0,65. Avantageusement, le matériau du réflecteur neutronique est choisi parmi le plomb (Pb) ou le monoxyde de plomb (PbO). Ces matériaux ont pour avantages d’être faiblement absorbants d’un point de vue neutronique tout en modérant peu les neutrons. De préférence, l’épaisseur du réflecteur autour de la cuve de réacteur est comprise entre 50 et 70cm. Avantageusement encore, le matériau absorbant neutronique est choisi parmi le carbure de bore enrichi ou non (B4C), l’hafnium (Hf), un alliage ternaire en argent-indium-cadmium (AIC). Selon une configuration privilégiée, la position d’absorption correspond à une hauteur environ égale à la moitié du cœur de réacteur. De préférence, la valeur seuil de réactivité est inférieure ou égale à 1000 pcm. Selon une variante de réalisation avantageuse, les barres en matériau absorbant neutronique sont montées mobiles en translation verticale depuis le dessus de la cuve de réacteur. Selon un mode de réalisation avantageux, le réacteur comprend au moins un mécanisme de descente/montée verticale pour chacune des barres ou commun à toutes les barres. Selon ce mode, le mécanisme est de préférence adapté pour déplacer les barres à une vitesse de translation inférieure à 1cm/s, de préférence inférieure à 0,5cm/s. Avantageusement, le nombre compris de barres agencées autour de la cuve de réacteur est compris entre 2 et 12. La section transversale des barres peut être cylindrique ou rectangulaire. Avantageusement encore, la distance entre les barres et la cuve de réacteur peut être comprise entre 1 et 20 cm. Un réacteur nucléaire peut présenter l’une et/ou l’autre des caractéristiques dimensionnelles suivantes pour une puissance typiquement comprise entre 250 et 600 MWth: le diamètre de la cuve de réacteur est compris entre 2 et 2,4 m ; la hauteur du circuit primaire à l’intérieur de la cuve de réacteur est comprise entre 4 et 5m. De préférence, le liquide combustible à sel(s) fondu(s) du circuit primaire est choisi parmi un mélange de NaCl-UCl 3 , de préférence en proportions de 25 à 30% mol pour l’UCl 3 , et de PuCl 3 , de préférence en proportions de 5 à 36% mol, en tant que sels, avec de l’uranium appauvri U235, de préférence inférieur à 0,3%, atomique, ou un mélange de NaCl-UCl 3 , de préférence à 34% mol, en tant que sel avec de l’uranium enrichi U235 (HALEU), de préférence en proportions de 5 à 20%. Le(s) sel(s) fondu(s) peu(ven)t également comporter du ThCl4. En fonctionnement du réacteur, la température du liquide combustible à sel(s) fondu(s) du circuit primaire peut être comprise entre 500 et 750°C. La puissance d’un réacteur nucléaire est avantageusement comprise entre 250 et 600 MWth,. Ainsi, l’invention consiste essentiellement à réaliser un réacteur nucléaire dont la cuve est entourée d’un réflecteur neutronique à l’intérieur duquel des barres en matériau absorbant neutronique peuvent s’insérer par translation verticale dans le réflecteur pour piloter la réactivité dans le cœur du réacteur. La réactivité, qui se mesure en pcm (partie pour 100 000ème), rend compte du facteur multiplicateur par lequel le nombre de fissions augmente ou diminue dans le cœur du réacteur à chaque nouvelle génération de neutrons. Lorsque la réactivité d’un réacteur vaut 1, le réacteur est à l’état critique (stable). Lorsqu’elle est négative, le réacteur est sous-critique (la puissance du réacteur diminue, voire s’arrête) Lorsqu’elle est supérieure à 1, le réacteur est surcritique (sa puissance est en augmentation). La réactivité est une grandeur neutronique faisant intervenir les quantités de matières fertiles et fissiles, mais aussi la géométrie du réacteur, les composants, etc. C’est donc une grandeur représentative d’un réacteur. L’iso-réactivité mesure la capacité d’un réacteur à produire de la réactivité au fur et à mesure où il en consomme. Les barres d’absorption neutronique vont permettre, en pouvant se déplacer le long de la cuve de réacteur, de piloter l’évolution du combustible sur le long terme au sein du réacteur. Avantageusement, on prévoit qu’à partir d’une position médiane, à mi-hauteur du cœur de réacteur, (état critique initial du réacteur), l’ensemble des barres doit pouvoir absorber une valeur seuil prédéterminée de réactivité en cas de descente, et dégager cette valeur seuil en cas de remontée. Typiquement cette valeur seuil peut être égale à 1000 pcm. Au final, un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), à neutrons rapides selon l’invention présente de nombreux avantages parmi lesquels on peut citer : un réacteur pouvant disposer d’un combustible pérenne pour une durée de 15 ans ; un pilotage actif de l’évolution du combustible sur le temps long avec un système simple à mettre en oeuvre; un encombrement restreint du pilotage de la réactivité car le système de pilotage à barres mobiles peut être complètement intégré autour de la cuve de réacteur. D’autres avantages et caractéristiques de l’invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée d’exemples de mise en œuvre de l’invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes. FIG. 1 la FIG. 1 est une vue issue d’une simulation couplant la mécanique des fluides numérique (CFD) et la neutronique 3D, montrant la circulation du fluide primaire avec le champ des températures au sein d’un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides mis en place au sein d’un bâtiment réacteur d’une centrale selon l’invention. FIG. 2 la FIG. 2 est une vue schématique en coupe longitudinale illustrant un échangeur à tube baïonnette, avec ses collecteurs d’entrée et de sortie, tel qu’il peut être agencé dans un réacteur selon la FIG. 1 . FIG. 3 la FIG. 3 est une vue schématique en coupe longitudinale de la cuve de réacteur avec agencés autour un réflecteur neutronique et des barres de pilotage de la réactivité selon l’invention. Description détaillée Dans l’ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur», « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides, tel qu’il est prévu en configuration verticale de fonctionnement selon l’invention. On précise que les différentes températures, puissances, volumes, débits …indiqués le sont uniquement à titre indicatif. Par exemple, d’autres températures peuvent être envisagées selon les configurations notamment de puissance de réacteur à sel(s) fondu(s), de volume de liquide combustible à sel(s) fondu(s) de besoin de puissance pour l’application envisagée… On décrit en référence à la FIG. 1 , un réacteur nucléaire 1 à sel(s) fondu(s) de type à neutrons rapides, selon une configuration de circuit primaire comme décrit et revendiqué dans la demande de brevet FR2213882. Cette FIG. 1 est une vue de simulation numérique obtenue par un couplage de mécanique des fluides numériques (MFN ou CFD acronyme anglo-saxon pour « Computational Fluid Dynamics ») et de neutronique en 3D, comme explicité ci-après. Le réacteur 1 d’axe central X comprend une cuve 2 à enveloppe métallique en acier inoxydable préférentiellement ou en alliage à base nickel, d’une épaisseur de l’ordre de 10 à 20mm, et formée d’un fond de cuve hémisphérique et d’un cylindre vertical. Cette cuve de réacteur 2 délimite intérieurement un circuit primaire de combustible sous forme liquide dans laquelle est fondu au moins un sel. L’intérieur de la cuve 2 est dénué de matériau modérateur. Autrement dit, le liquide combustible à sel(s) fondu(s) remplit et circule à l’intérieur de la cuve sans être modéré. Un unique échangeur de chaleur 3 annulaire entre le circuit primaire du réacteur et un circuit secondaire est agencé à l’intérieur de la cuve de réacteur 2. Une première virole 4 sous la forme d’au moins un cylindre creux, d’axe central confondu avec celui de la cuve de réacteur, est agencée dans la cuve de réacteur 2 pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique dans laquelle est agencé l’échangeur de chaleur 3. L’épaisseur du bas de la virole 4, dans la zone du cœur C, peut être réduite comparativement à celle du haut de la virole 4. A titre d’exemple, pour une hauteur totale H égale à 2,5m, la hauteur H1 réduite du bas de la virole 4 est égale à 1m. Une deuxième virole 5 est agencée de manière concentrique à l’intérieur de la première virole 4. L’intérieur de la deuxième virole 5 définit un espace dans lequel peuvent s’étendre des barres de contrôle et/ou de sûreté des réactions nucléaires. Les viroles 4, 5 peuvent être en acier inoxydable ou en alliage à base nickel. Les viroles 4, 5 sont avantageusement fixées par suspension au bouchon-couvercle fermant la cuve de réacteur 2. En bas de la cuve de réacteur 2, au-dessous de la première virole 4, un premier déflecteur 6, sous la forme d’une portion de tore. En haut de la cuve de réacteur 2, au-dessus de la première virole 4, un deuxième déflecteur 7, également sous la forme d’une portion de tore. Comme symbolisé par les flèches en FIG. 1 , avec les viroles 4, 5 et les déflecteurs 6, 7 tels qu’agencés, en fonctionnement du réacteur, le liquide combustible à sel(s) fondu(s), circule uniquement par convection naturelle selon une boucle depuis le bas de la zone centrale définissant le cœur de réacteur C au sein duquel les réactions de fission se produisent, à partir duquel il s’élève par échauffement jusqu’au haut de la zone centrale entre les viroles 4 et 5 où il est dévié par le déflecteur 7 vers le haut de la zone périphérique pour traverser l’échangeur 3 puis descend vers le bas de la zone périphérique où il est dévié par le déflecteur 7 vers le cœur du réacteur C. La virole 5 permet de guider le liquide combustible qui s’élève entre les deux zones où il est dévié, c’est-à-dire dans la zone centrale du réacteur depuis la zone de déviation par le déflecteur 6 en passant par le cœur C jusqu’à la zone de déviation par le déflecteur 7. Les déflecteurs 6, 7 par leurs formes et leur agencement permettent chacun de répartir le débit du liquide combustible à sel(s) fondu(s) dévié. Comme montré à la FIG. 1 , l’épaisseur de la partie de la première virole, agencée au-dessus de l’échangeur 4 peut être supérieure à celle de sa partie agencée au-dessous de l’échangeur, c’est-à-dire au niveau du cœur C. Les caractéristiques dimensionnelles, de température et de puissance, et de liquide combustible à sels fondus obtenus sont les suivantes : dimensions : diamètre de cuve 2 compris entre 1,5 et 2m, hauteur du circuit primaire comprise entre 2,5 et 4m ; puissance comprise entre 10 et 600 MWth ; température de fonctionnement du circuit primaire entre 450 et 750°C ; liquide combustible à sels fondus du circuit primaire à choisir parmi un mélange de NaCl-UCl 3 de 25 à 30% mol-PuCl 3 de 9 à 11% mol avec de l’uranium appauvri U235 à 0,7%, ou un mélange de NaCl-UCl 3 à 34% mol avec de l’uranium naturel U235 enrichi à 20%, le cas échéant comprenant du ThCl4. Avantageusement, des éléments comme le MgCl 2 , des chlorures d’actinides mineures ou encore d’autres éléments du tableau périodique des éléments pourront être ajoutés en proportions variables. Comme illustré à la FIG. 2 , le ou les échangeurs de chaleur 3 peuvent comprendre un faisceau de tubes à baïonnette définissant la partie d’échange avec le circuit secondaire. Le fluide secondaire circulant dans l’(les) échangeur(s) 3 peut être à base d’un mélange de sels fondus NaCl-MgCl2 ou NaCl-MgCl2-KCl ou NaCl-MgCl2-KCl-ZnCl2. Chaque tube à baïonnette comprend un tube creux 30 débouchant chacun à l’intérieur d’un tube borgne 31. Chaque tube 30, 31 est plongé sensiblement à la verticale dans le liquide combustible à sel(s) fondu(s) selon une hauteur partielle d’immersion Hi. Chaque tube creux débouchant 30 est relié à un collecteur d’entrée 32 tandis que chaque tube borgne est relié à un collecteur de sortie 33 du fluide secondaire. Les collecteurs d’entrée 32 et de sortie 33 du fluide secondaire sont avantageusement agencés dans le ciel de pile 20. Un réacteur nucléaire 1 tel qu’il vient d’être décrit, fonctionne avec un(des) sel(s) fondu(s) dont la température varie entre 450°C et 750°C. Selon l’invention, un réflecteur à neutrons 8, sous la forme d’une enveloppe est agencée autour de la cuve de réacteur 2. Le réflecteur 8 est de préférence axisymétrique autour de la cuve de réacteur 2. Ce réflecteur est avantageusement en Pb et a une épaisseur comprise entre 50 et 70 cm. Une pluralité de barres 10 en matériau absorbant neutronique sont montées mobiles en translation verticale autour de la cuve de réacteur 2 et à l’intérieur du réflecteur à neutrons 8, entre une position dite d’absorption dans laquelle elles absorbent jusqu’à une valeur seuil prédéterminée de réactivité, et une position dite de dégagement dans laquelle elles absorbent jusqu’à la valeur seuil prédéterminée de réactivité, lors du fonctionnement du réacteur. Ces barres 10 peuvent être cylindriques ou à section transversale rectangulaire. Leur composition est choisie en fonction de la capacité à absorber les neutrons. Typiquement, il peut s’agir de carbure de bore enrichi ou non, de l’hafnium, de l’AIC ou tout autre matériau neutronique absorbant. La valeur seuil de réactivité est de préférence prédéterminée à 1000 pcm. Chacune des barres 10 peut être déplacée en translation verticale au moyen d’au moins un mécanisme de déplacement qui peut être propre à chaque barre ou commun à toutes les barres. L’évolution de la réactivité dans le cœur de réacteur étant lente, le mécanisme peut être adapté pour donner une vitesse de déplacement relativement lente aux barres. Typiquement, une vitesse de 0,1 cm/s peut suffire On décrit maintenant le fonctionnement d’un réacteur 1 qui vient d’être décrit. On précise qu’initialement, la composition du liquide combustible à sel(s) fondu(s) est ajustée pour que le réacteur soit critique initialement, avec des barres 10 positionnés à mi-course de déplacement et pour garantir l’iso-réactivité du réacteur sur une période de fonctionnement normal, voulue entre 10 et 20 ans. La réactivité du réacteur va évoluer d’un état initial critique et évoluer dans une fourchette comprise entre -1000 pcm et +1000 pcm pendant une période entre 10 et 20 ans indiquant que le réacteur fonctionne à iso-réactivité à +/- 1000 pcm près. Le fonctionnement naturel du réacteur à sel(s) fondu(s) va être de compenser cette variation de réactivité en jouant sur sa température pour maintenir le réacteur à l’état critique. Pour ce faire, le(s) sel(s) fondu(s) combustible(s) va(vont) intrinsèquement soit augmenter en température de fonctionnement si la réactivité augmente, soit baisser en température de fonctionnement si la réactivité baisse : une augmentation de réactivité de 1 pcm se traduira par une hausse de la température moyenne dans la zone cœur de l’ordre de 0.1°C. Les barres en matériau absorbant neutronique 10 permettent de maintenir le(s) sel(s) fondu(s) combustible(s) (et le réacteur) à un point de fonctionnement à une température fixe. Le déplacement de ces barres 10 se fait comme le réglage ou recalage d’un point de consigne dans l’exploitation du réacteur : - si la réactivité augmente, les barres 10 sont descendues, de façon à maintenir la température le(s) sel(s) fondu(s) combustible(s) à son(leur) point de fonctionnement normal prévu pour le réacteur ; - inversement, si la température diminue, les barres 10 sont remontées de façon à maintenir la température du(des) sel(s) fondu(s) combustible(s) à son(leur) point de fonctionnement normal prévu pour le réacteur. L’invention n’est pas limitée aux exemples qui viennent d’être décrits ; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées. D’autres variantes et modes de réalisation peuvent être envisagés sans pour autant sortir du cadre de l’invention. On peut envisager différentes variantes pour le système de barres 10 Ainsi, il est possible d’augmenter la taille et le nombre des barres en fonction de la puissance du réacteur à sel(s) fondu(s), typiquement de 250 à 600 MWth. Liste des références citées [1]: E. Merle-Lucotte, M. Allibert, M. Brovchenko, D. Heuer, V. Ghetta, A. Laureau, P.Rubiolo, Chapitre “ Introduction to the Physics of Thorium Molten Salt Fast Reactor (MSFR) Concepts ”, Thorium Energy for the World, Springer International Publishing, Switzerland (2016). [2]: Jiri Krepel et al. “ Self-Sustaining Breeding in Advanced Reactors: Characterization of Selected Reactors ”, Encyclopedia of Nuclear Energy 2021, Pages 801-819. https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/B9780128197257001239?via%3Dihub Réacteur nucléaire (1) de type à neutrons rapides comprenant : une cuve (2) de réacteur nucléaire (1) remplie d’un bain de liquide combustible à sel(s) fondu(s), l’intérieur de la cuve étant dénué d’un matériau modérateur ; un réflecteur à neutrons (8), sous la forme d’une enveloppe agencée autour de la cuve de réacteur ; un ensemble d’une pluralité de barres (10) en matériau absorbant neutronique, montées mobiles en translation verticale autour de la cuve de réacteur et à l’intérieur du réflecteur à neutrons, entre une position dite d’absorption dans laquelle elles absorbent jusqu’à une valeur seuil prédéterminée de réactivité, et une position dite de dégagement dans laquelle elles absorbent jusqu’à la valeur seuil prédéterminée de réactivité, lors du fonctionnement du réacteur. Réacteur nucléaire selon la revendication 1, la cuve de réacteur étant axisymétrique autour d’un axe central (X), délimitant intérieurement un circuit primaire d’un combustible sous forme liquide dans laquelle est fondu au moins un sel, le réflecteur étant axisymétrique autour de la cuve de réacteur. Réacteur nucléaire selon la revendication 1 ou 2, le réacteur nucléaire (1) comprenant une virole (4) sous la forme d’au moins un cylindre creux, d’axe central confondu avec celui de la cuve de réacteur, la virole étant agencée dans la cuve de réacteur pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique dans laquelle est agencé l’échangeur de chaleur de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, le liquide combustible à sel(s) fondu(s), circule par convection naturelle selon une boucle depuis le bas de la zone centrale définissant le cœur de réacteur (C) au sein duquel les réactions de fission se produisent, à partir duquel il s’élève par échauffement jusqu’au haut de la zone centrale où il est dévié vers le haut de la zone périphérique pour traverser l’échangeur (Z.E) puis descend vers le bas de la zone périphérique où il est dévié vers le cœur du réacteur. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, le matériau du réflecteur neutronique étant choisi parmi le plomb (Pb), le monoxyde de plomb (PbO). Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, l’épaisseur du réflecteur autour de la cuve de réacteur étant comprise entre 50 et 70cm. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, le matériau absorbant neutronique étant choisi parmi le carbure de bore enrichi ou non (B4C), l’hafnium (Hf), un alliage ternaire en argent-indium-cadmium (AIC). Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, la position d’absorption correspondant à une hauteur environ égale à la moitié du cœur de réacteur. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, la valeur seuil de réactivité étant inférieure ou égale à 1000 pcm. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, les barres en matériau absorbant neutronique étant montées mobiles en translation verticale depuis le dessus de la cuve de réacteur. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant au moins un mécanisme de descente/montée verticale pour chacune des barres ou commun à toutes les barres. Réacteur nucléaire selon la revendication 9, le mécanisme étant adapté pour déplacer les barres à une vitesse de translation inférieure à 1cm/s, de préférence inférieure à 0,5cm/s. Réacteur nucléaire selon l’une des revendications précédentes, le nombre compris de barres agencées autour de la cuve de réacteur étant compris entre 2 et 12.