FR 2560707 A1 19850906 FR 8403303 A 19840302 Réacteur nucléaire à neutrons rapides comprenant une cuve principale et une dalle de fermeture suspendues La présente invention se rapporte à un réac- teur nucléaire à neutrons rapides du type dans lequel le coeur du réacteur est logé dans une cuve dite cuve principale remplie de métal liquide et obturée par une dalle de fermeture. De façon plus précise, l'invention concerne, dans un tel réacteur, le supportage de la cuve princi- pale et de sa dalle de fermeture par la partie supé- rieure du puits de cuve formé dans l'enceinte de béton pour recevoir la cuve principale. La figure 1 est une vue schématique en coupe transversale, d'un réacteur à neutrons rapides de type intégré et de conception classique. On reconnaît sur cette figure l'enceinte de béton 10 définissant le puits de cuve 12 à la partie supérieure duquel est pendue la cuve principale 14 con- tenant le coeur 16 du réacteur. Le coeur 16 repose sur un sommier d'alimentation 18, qui repose lui-même sur le fond de la cuve 14 par l'intermédiaire d'un platela- ge 20. La cuve principale 14 est obturée à son ex- trémité supérieure par une dalle de fermeture 22 et elle contient l'ensemble du métal liquide primaire 24, généralement constitué par du sodium. Une cuve interne 26 sépare en deux volumes distincts le sodium 24 contenu dans la cuve 14. La cuve interne 26 définit ainsi, respectivement, un collecteur chaud 24a et un collecteur froid 24b. La dalle 22 supporte, dans sa partie périphé- rique, un certain nombre d'échangeurs de chaleur 28 et de pompes 30. Sous l'action des pompes 30, le sodium chaud sortant du coeur 16 du réacteur traverse le col- lecteur chaud 24a avant de pénétrer par des orifices d'entrée 28a dans chacun des échangeurs 28. La chaleur véhiculée par le fluide primaire est alors transmise au fluide secondaire. Le sodium primaire refroidi ressort des échangeurs par des orifices de sortie 28b débou- chant dans le collecteur froid 24b. Il est alors repris par les pompes 30, pour être refoulé dans le sommier 18 d'alimentation du coeur 16 par des conduites 32. Généralement, la cuve principale 14 est dou- blée par une cuve de sécurité 34 également suspendue à la partie supérieure du puits de cuve. Les réacteurs nucléaires à-neutrons rapides du type là bouclesu se distinguent des réacteurs nu- cléaires à neutrons rapides du type intégré par le fait que les échangeurs et, éventuellement, les pompes ne sont plus situés à l'intérieur de la cuve principale, mais en dehors de celle-ci. Le fonctionnement du réac- teur et les problèmes liés au supportage de la cuve et de la dalle sont par ailleurs identiques. Par consé- quent, l'invention s'applique indifféremment aux réac- teurs à neutrons rapides de type intégré et de type à boucles. Sur la figure 2, on a représenté à plus gran- de échelle et plus en détail le supportage des cuves 14 et 34 et de la dalle 22 par la partie supérieure du puits de cuve, dans le réacteur de la figure 1. On voit clairement sur cette figure que la cuve principale 14 et la dalle de fermeture 22 sont suspendues à la partie supérieure du puits de cuve par une virole de supportage commune 36 constituant à la fois la virole externe de la dalle et la partie supé- rieure ou "attente' de la cuve principale 14. Dans cette configuration, le point d'accro- chage 40 de la semelle inférieure 42 de la dalle sur l'attente de la cuve 14 doit être placé à une certaine distance au-dessus de l'atmosphère interne de gaz neu- tre qui règne au-dessus du niveau libre du sodium de la cuve principale 14 et être isolé thermiquement par rap- port à cette atmosphère. En effet, si une telle précau- tion n'était pas prise, l'attente de la cuve principale serait soumise à des sollicitations thermiques inadmis- sibles résultant de la différence de températures im- portante existant entre la dalle 22, refroidie par une circulation de fluide représentée schématiquement par des flèches sur la figure 2, et l'atmosphère interne de gaz neutre de la cuve 14. A cet effet, on voit sur la figure 2 qu'il est d'usage de réaliser la dalle 22 de telle sorte qu'elle présente une partie en saillie vers le bas par rapport à son point d'accrochage 40 sur la cuve. On définit ainsi entre la cuve 14 et la semelle inférieure 42 de la dalle une zone annulaire 43 dans laquelle est placé un matériau calorifuge 44. Par ailleurs, on sait que l'épaisseur de la dalle 22 est déterminée, notamment en ce qui concerne son remplissage de béton, par un compromis entre sa fonction de protection neutronique et les critères liés à sa tenue mécanique et à son coût. En pratique, on voit sur la figure 2 que ce compromis conduit, selon la technique antérieure, a placer la semelle supérieure 46 de la dalle 22 à un niveau inférieur par rapport à celui de la face supé- rieure de l'enceinte de béton 10. Ainsi, pour un dimen- sionnement donné du bloc réacteur, si l'épaisseur de la dalle est d'environ 2700 mm, ce décalage atteint envi- ron 850 mm. En raison de cet abaissement du niveau supé- rieur de la dalle par rapport à l'enceinte de béton qui l'entoure, toute fuite de sodium intervenant au niveau de la traversée de la dalle risque de conduire à un feu de sodium en nappe sur celle-ci. Les conséquences d'un tel feu pouvant être relativement graves, il est donc nécessaire dans les structures existantes de prévoir à ce niveau des éléments de protection tels qu'un ou plu- sieurs bacs de rétention de sodium. De plus, le décalage vers le bas de la dalle 22 par rapport à la face supérieure de l'enceinte de béton 10 augmente d'autant les dimensions verticales de certains des composants du réacteur. En particulier, les hauteurs de l'enceinte de béton 10, de la cuve de sécurité 34 et de son calorifuge, sont accrues par ce décalage. D'autres composants tels que les échangeurs et le sas de manutention ont également, de ce fait, une hauteur accrue au niveau de la traversée de la dalle. Le coût du réacteur s'en trouve donc pénalisé. La présente invention a précisément pour ob- jet un réacteur nucléaire à neutrons rapides dans le- quel la cuve principale et sa dalle de fermeture sont suspendues séparément au puits de cuve. On supprime ainsi tout décalage entre la face supérieure de la dal- le et la face supérieure de l'enceinte de béton entou- rant celle-ci. Tout risque de feu de sodium en nappe sur la dalle se trouve donc évité sans qu'il soit né- cessaire d'avoir recours à des moyens annexes coûteux. De plus, la hauteur d'un certain nombre des composants du réacteur se trouve réduite de la hauteur du décalage de la dalle par rapport à la face supérieure de l'en- ceinte de béton soit, dans l'exemple cité précédemment, d'environ 850 mm, ce qui conduit à une diminution subs- tantielle du coQt du réacteur. A cet effet, il est proposé conformément à l'invention un réacteur nucléaire à neutrons rapides comprenant une cuve principale remplie de métal liquide et contenant le coeur du réacteur, une dalle de ferme- ture obturant la cuve et une enceinte de béton définis- sant un puits de cuve dans lequel sont logées et sus- pendues la cuve principale et sa dalle de fermeture, caractérisé en ce que la dalle et la cuve principale sont suspendues directement à la partie supérieure du puits de cuve par des moyens de supportage séparés. Conformément à un mode de réalisation préféré de l'invention, la dalle comprend une virole périphéri- que dont l'extrémité supérieure est ancrée à l'enceinte de béton, à la partie supérieure du puits de cuve, par des moyens d'ancrage, et un premier anneau de supporta- ge horizontal, muni de raidisseurs verticaux soudés, et dont la périphérie interne est soudée, au cours de la fabrication, sur ladite virole, à proximité de son eir- trémité supérieure, et dont la périphérie externe est scellée dans l'enceinte de béton, en-dessous desdits moyens d'ancrage, l'extrémité supérieure de la cuve principale étant soudée, après sa mise en place dans le puits de cuve, au premier anneau de supportage, à une distance donnée de la virole périphérique de la dalle, les moyens de supportage de la cuve principale compre- nant de plus un deuxième anneau de supportage horizon- tal, muni de raidisseurs verticaux, et dont la périphé- rie interne est soudée, au cours de la fabrication, sur la cuve principale, à proximité de son extrémité supé- rieure, et dont la périphérie externe est scellée dans l'enceinte de béton. Lorsque le réacteur comprend de plus et de façon connue une cuve de sécurité entourant la cuve principale, cette cuve de sécurité peut être suspendue directement à la partie supérieure du puits de cuve par des moyens de supportage séparés des moyens de suppor- tage de la cuve principale et des moyens de supportage de la dalle. Selon un mode de réalisation préféré de l'in- vention, l'extrémité supérieure de la cuve de sécurité est soudée, après sar iseenplacedans le puits de cuve, au deuxième anneau de supportage à une distance donnée de la cuve principale, les moyens de supportage de la cuve de sécurité comprenant de plus un troisième anneau de supportage horizontal, muni de raidisseurs verti- caux, et dont la périphérie interne est soudée, au cours de la fabrication, sur la cuve de sécurité, à proximité de son extrémité supérieure, ce troisième an- neau de supportage étant scellé dans l'enceinte de béton. Selon un autre aspect de l'invention, la dal- le présente une partie supérieure délimitée latérale- ment par une deuxième virole dont l'extrémité inférieu- re est fixée à ladite virole périphérique en-dessous du premier anneau de supportage, par l'intermédiaire d'un anneau de liaison, lesdites viroles délimitant entre elles un espace annulaire dans lequel est logé un dis- positif calorifuge, la face supérieure de la dalle se trouvant sensiblement dans le même plan horizontal que la face supérieure de l'enceinte de béton autour du puits de cuve. Dans ce cas, la cuve principale définit avec la virole périphérique de la dalle et avec l'extrémité supérieure de la cuve de sécurité deux espaces annulai- res dans lesquels peuvent être logés des dispositifs calorifuges relativement étanches aux fuites de sodium et compatibles avec ce métal liquide. On décrira maintenant, à titre d'exemple non limitatif, un mode de réalisation préféré de l'inven- tion en se référant aux dessins annexés dans lesquels: - la figure 1, déjà décrite, représente de façon schématique et en coupe transversale un réacteur à neutrons rapides de type intégré réalisé conformément à la technique antérieure, - la figure 2, déjà décrite, est une vue en coupe à plus grande échelle représentant le supportage des cuves et de la dalle du réacteur selon la technique antérieure de la figure 1, et - la figure 3 est une vue comparable à la figure 2 représentant le supportage des cuves et de la dalle d'un réacteur à neutrons rapides réalisés confor- mément à la présente invention. On reconnaît sur la figure 3 la partie supé- rieure du puits de cuve 112 formée dans l'enceinte de béton 110 pour recevoir la cuve principale 114, la cuve de sécurité 134 et la dalle de fermeture 122 de la cuve 114. Cette partie en béton est coulée apres l'im- plantation et l'assemblage des supportages de la cuve de sécurité 134, de la cuve principale 114 et de la dalle 122. Conformément à l'invention, la cuve princi- pale 114, la dalle 122 et la cuve de sécurité 134 sont suspendues directement à la partie supérieure du puits de cuve 112 par des moyens de supportage séparés. Ainsi, la virole cylindrique externe 138 de la dalle 122 est ancrée directement par son extrémité supérieure à l'enceinte de béton 110, à la partie supé- rieure du puits de cuve 112. Le supportage de la dalle 122 est réalisé par un anneau de supportage horizontal 152, muni de raidisseurs verticaux 153, et dont la pé- riphérie interne est soudée sur la virole 138. La partie externe de l'anneau 152 est noyée dans le béton de l'encein- te 110. En pratique, comme le montre la figure 3, cet ancrage est complété par des tirants radiaux 148 noyés dans le béton de l'enceinte 110 et traversant la virole 138, ceux-ci étant maintenus en compression avec la virole 138 par des écrous 149. Les tirants 148 sont disposés régulièrement, par exemple tous les degrés, sur toute la périphérie de la dalle, entre la face supérieure de la partie de l'enceinte 110 entourant le puits de cuve 112 et l'anneau de supportage 152. Conformément à l'invention, la cuve princi- pale 114 est suspendue directement à l'enceinte 110 in- dépendamment de la dalle 122. A cet effet, on voit sur la figure 3 que la partie supérieure cylindrique de la cuve 114, appelée attente" de cuve, entoure la partie de la virole 138 de la dalle située en-dessous de l'an- neau de suppartaqe 152. On définit ainsi entre la viro- le 138 et la partie supérieure de la cuve 114 un espace annulaire 154-dont les dimensions permettent d'accéder aux soudures pour d'éventuelles inspections en service. Le bord supérieur extérieur de la cuve prin- cipale 114 est soudé, au cours du montage, sur la face inférieure de l'anneau de supportage 152. De plus, la face externe de la cuve 114 est soudée, à une certaine distance en-dessous de l'anneau horizontal 152, sur un second anneau de supportage horizontal 156. Comme pour l'anneau 152, la majeure partie de l'anneau 156 est scellée dans le béton de l'enceinte 110. La cuve de sécurité 134 est également suspen- 2% due directement à la partie supérieure du puits de cuve indépendamment de la cuve principale 114 et de la dal- le 122.- A cet effet, la partie supérieure, ou atten- te, de la cuve 134 entoure la partie de l'attente de la cuve 114 située en-dessous de l'anneau de supportage 156. Un espace annulaire 158 est ainsi formé entre les attentes des deux cuves. Comme l'espace 154, l'espace 158 présente une largeur suffisante pour permettre l'inspection des soudures. Le bord supérieur externe de la cuve de sécu- rité 134 est soudé, au cours du montage, sur la face inférieure de l'anneau de supportage 156. De plus, le supportage proprement dit de la cuve de sécurité est réalisé au moyen d'un troisième anneau de supportage horizontal 160 muni de raidisseurs verticaux 161. A cet effet, le bord périphérique interne de l'anneau 160 est soudé, lors de la fabrication, sur la face externe de la partie supérieure cylindrique de la cuve 134. Comme l'illustre la figure 3, l'anneau 160 est scellé en to- talité dans le béton de l'enceinte 110. La cuve de sécurité 134 comporte, approxima- tivement au niveau de la semelle inférieure 142 de la dalle 122, une partie tronconique 162. Cette partie est prolongée ensuite vers le bas par la paroi cylindrique de la cuve 134 proprement dite qui constitue le revête- ment interne du puits de cuve 112 à la partie supérieu- re de celui-ci. L'ancrage de la cuve de sécurité est réalisé au moyen de tirants verticaux 164 fixes à l'extrémité inférieure de la partie tronconique 162, dans le pro- longement de la paroi cylindrique de la cuve 134. Les tirants 164 s'étendent vers le haut jusqu'à proximité de la face supérieure 150 de la partie de l'enceinte entourant le puits de cuve. Ils sont noyés dans le béton de l'enceinte 110. Les tirants 164 sont répartis régulièrement sur toute la périphérie du puits de cuve et, par exemple, espacés de deux degrés. L'ensemble constitué par les tirants radiaux 148 et par les tirants verticaux 164 permet de compen- ser le couple de renversement de l'ensemble des moyens de supportage des cuves et de la dalle et de solliciter à la compression le béton de l'enceinte 110. De façon connue en soi, les ancrages de la virole 138 et des attentes des cuves 114 et 134 dans le béton de l'enceinte 110 sont complétés par un grand nombre de pattes de scellement 166 fixées sur ces dif- férentes pièces et scellées dans le béton du puits de cuve. Comme les tirants 164, ces pattes de scellement 166 sont régulièrement réparties sur toute la périphé- rie du puits de cuve, par exemple tous les 20. Les raidisseurs verticaux 151, 153 et 161 sont soudés, respectivement, sur les anneaux de suppor- tage 152, 156 et 160, ainsi que sur les extrémités su- périeures externes de la cuve de sécurité 134, de la cuve principale 114 et de la virole de dalle 138. Grace à l'utilisation selon l'invention de moyens de supportage séparés pour la dalle 122 et pour la cuve principale 114, la semelle supérieure 146 de la dalle 122 peut être placée au même niveau ou éventuel- lement plus haut que la face supérieure 150 de la par- tie de l'enceinte 110 entourant le puits de cuve. En effet, une comparaison des figures 2 et 3 illustrant respectivement l'état actuel de la technique et la pré- sente invention montre que la partie de la dalle qui fait saillie vers le bas à l'intérieur de la cuve prin- cipale dans les réacteurs existants est reportée selon l'invention à la partie supérieure de la dalle, l'épaisseur totale de la dalle 122 restant inchangée. Cette modification de la structure de la dalle est ren- due possible par la suppression de la soudure de la semelle inférieure 142 de la dalle sur la cuve princi- pale 114. Par ailleurs, la semelle supérieure plane 146 est raccordée sur la virole externe 138, en-dessous de la zone de supportage de celle-ci par l'enceinte de béton 110. Cela est justifié par la nécessité de per- mettre une dilatation thermique de la dalle 122 tout en minimisant les sollicitations thermiques de la viro- le 138. En pratique, ce décalage en hauteur entre la semelle supérieure 146 de la dalle 122 et son point de fixation 168 sur la virole 138 est obtenu d'une façon comparable au décalage en hauteur entre la semelle in- férieure 42 et son point de fixation 40 sur la cuve principale 14 selon la technique antérieure représentée sur la figure 2. Ainsi, le bord périphérique externe de la se- melle supérieure 146 est soudé au bord supérieur d'une virole 170 disposée coaxialement et à une certaine dis- tance à l'intérieur de la virole 138. Le bord inférieur de la virole 170 est soudé au bord périphérique interne d'une couronne horizontale 172 dont le bord périphéri- que externe est soudé en 168 à l'intérieur de la virole 138. La couronne 172 est placée approximativement au même niveau que la couronne 156. Un espace annulaire 174, ouvert vers le haut, est ainsi formé entre les viroles 170 et 138. La largeur de cet espace est condi- tionnée par l'accès aux soudures et sa profondeur est fonction des contraintes thermomécaniques admissibles pour la virole 138. L'atmosphère présente dans l'espace 174 est la même que l'atmosphère présente dans le bati- ment réacteur (non représenté) surplombant la dalle. Généralement, cette atmosphere est de l'air. Afin d'interdire au sodium provenant d'une fuite éventuelle sur la dalle de venir au contact de la virole de suspension 138, l'espace annulaire 174 est rempli, au moins dans sa partie supérieure, par un dis- positif isolant élastique 176. Ce dispositif est compa- rable au dispositif 44 isolant le point de fixation 40 de la semelle inférieure 42 de la dalle dans l'état de la technique tel qu'illustré par la figure 2. Ainsi, ce dispositif 176 peut notamment être réalisé conformément aux enseignements du brevet français n 2 283 517 au nom du Commissariat à l'Energie Atomique. Toutefois, le dispositif 176 peut être plus rudimentaire et être constitué notamment d'un calorifuge minéral, sauf dans la partie supérieure qui doit résister aux agressions et infiltrations éventuelles de sodium liquide. Pour parfaire la protection, une plaque métallique 178 obs- true l'espace 174 en recouvrant à la fois une partie de la semelle supérieure 146 de la dalle et une partie de la face supérieure 150 de l'enceinte 110. Grâce à la structure qui vient d'être décri- te, le réceptacle formé au-dessus de la dalle par suite du décalage existant dans les solutions antérieures en- tre la semelle supérieure de la dalle et la face supé- rieure de l'enceinte de béton est supprimé. La protec- tion contre les feux de sodium sur la dalle peut donc être allégée, voire supprimée, dans la mesure o la virole 138 supportant la dalle est protégée. Pour un réacteur de puissance et de concep- tion déterminée, on sait que la profondeur de la cuve principale à partir de la semelle inférieure de la dal- le est bien déterminée. De plus, on a vu que l'épais- seur de la dalle reste inchangée dans cette solution par rapport à la technique antérieure. Il en résulte que la hauteur d'un certain nombre d'éléments constitutifs du réacteur est réduite conformément à l'invention. La valeur de cette réduc- tion correspond à la suppression du décalage existant dans les solutions antérieures entre la semelle supé- rieure 46 de la dalle et la face supérieure de l'en- ceinte de béton. Cette réduction de hauteur obtenue grâce à l'invention concerne tout d'abord le génie ci- vil du puits de cuve, la cuve de sécurité 134 et son calorifuge (non représenté). Elle concerne également la partie des échangeurs comprise entre les brides par lesquelles ils reposent sur la face supérieure de la * dalle et les axes de sortie des canalisations des cir- cuits secondaires, ainsi que la jambe du sas de la tra- versée primaire de manutention et de sa rampe (non re- présentées). Enfin, comparativement aux solutions anté- rieures, la masse du'béton de protection est accrue dans la partie basse de la dalle. L'inertie thermique de cette partie de la dalle s'en trouve' accrue. Les gradients thermiques axiaux sont ainsi diminués en cas d'incident de refroidissement, notamment en cas de man- que de tension généralisé. De plus, conformément à l'invention, les par- ties supérieures de la cuve principale et de la dalle sont, par suite du partage des charges, moins sollici- tées thermiquement, en particulier au niveau de leur point d'accrochage, qui est proche de la temperature du puits de cuve. Comme l'illustre la figure 3, l'espace annu- laire 154 formé entre l'attente de la cuve principale 114 et la virole externe 138 de la dalle est fermé à sa base par l'association d'un calorifuge métallique 180 plaqué à la cuve et d'un dispositif isolant élastique i]2 permettant d'éviter 1bs remontées convectives du gaz neutre, Pour parfaire le'étanchéité de l'espace an- nulaire 154, un dispositif isolant 183, de plus grande épaisseur que le dispositif isolant 182, est disposé sous ce dernier, et maintenu contre la partie inférieu- re du calorifuge métallique 180 par une virole 186 sou- dée sur la semelle 142 de la dalle 122, et des plaques 188 soudées, apres mise en place du calorifuge, sur la virole 186. Le calorifuge 180 et les dispositifs iso- lants élastiques 182 et 183 sont réalisés de façon con- nue, par exemple conformément aux enseignements des brevets français n 2 283 517 et 2 319 073 respective- ment, au nom du Commissariat à l'Energie Atomique. De façon comparable, l'espace 158 formé entre les parties supérieures des cuves 114 et 134 peut être fermé à sa base par un dispositif isolant élastique 184 semblable au dispositif 182. La structure de la dalle elle-même ne fait pas l'objet de la présente invention et ne sera donc pas décrite dans la présente demande. On notera simple- ment que la dalle 122 telle que représentée en partie sur la figure 3 est réalisée de préférence conformément aux enseignements de la demande de brevet français N 80 26082 au nom du Commissariat à l'Energie Atomi- que. Toutefois, toute autre structure pourrait être en- visagée sans sortir du cadre de l'invention. Conformément à l'invention, les ensembles constitués par la cuve principale 114 et son anneau de supportage 156 muni des raidisseurs 161, la dalle 122 et son anneau de supportage 152, muni des raidisseurs 153, et la partie supérieure de la cuve de sécurité 134 et son anneau de supportage 160, muni des raidisseurs 161, peuvent être confectionnés entièrement en atelier sur le site du réacteur lors de la construction de ce- lui-ci. Par rapport aux solutions antérieures, on sup- prime ainsi l'opération délicate de la soudure homogène entre la cuve principale et l'attente de cuve effectuée à l'intérieur du bloc réacteur. De plus, la présence de l'anneau de supportage facilite la manutention de la cuve. REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire à neutrons rapides com- prenant une cuve principale (114) remplie de métal li- quide et contenant le coeur (16) du réacteur, une dalle (122) de fermeture obturant la cuve (114) et une en- ceinte de béton (110) définissant un puits de cuve (112) dans lequel sont logées et suspendues la cuve principale (114) et sa dalle (122) de fermeture, carac- térisé en ce que la dalle (122) et la cuve principale (114) sont suspendues directement à la partie supérieu- re du puits de cuve par des moyens de supportage sépa- rés (138, 148, 152, 156). 2. Réacteur nucléaire selon la revendica- tion 1, caractérisé en ce que la dalle (122) comprend une virole périphérique (138) dont l'extrémité supé- rieure est ancrée à l'enceinte de béton (110) à la par- tie supérieure du puits de cuve, par des moyens d'an- crage (148), et un premier anneau de supportage (152) horizontal, muni de raidisseurs verticaux (153) et dont la périphérie interne est soudée, au cours de la fabri- cation, sur ladite virole (138) à proximité de son ex- trémité supérieure, et dont la périphérie externe est scellée dans l'enceinte de béton (110), en-dessous des- dits moyens d'ancrage (148), 'lextrémité supérieure de la cuve principale (114) étant soudée, après sa mise en place dans le puits de cuve, au premier anneau de sup- portage (152) à une distance donnée de la virole péri- phérique (138) de la dalle (122), les moyens de suppor- tage de la cuve principale (114) comprenant de plus un deuxième anneau de supportage (156) horizontal, muni de raidisseurs verticaux (157), et dont la périphérie interne est soudée, au cours de la fabrication, sur la cuve principale (114), à proximité de son extrémité su- périeure, et dont la périphérie externe est scellée dans l'enceinte de béton (110). 3. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé en ce qu'il com- prend de plus une cuve de sécurité (134) entourant la cuve principale (114) et suspendue directement à la partie supérieure du puits de cuve (112) par des moyens de supportage (156, 164) de la dalle (122). 4. Réacteur nucléaire selon la revendica- tion 3, prise en combinaison avec la revendication 2, caractérisé en ce que l'extrémité supérieure de la cuve de sécurité (134) est soudée, après sa mise en place dans le puits de cuve, au deuxième anneau de supportage (156), à une distance donnée de la cuve principale (114), les moyens de supportage de la cuve de sécurité (134) comprenant de plus un troisième anneau de suppor- tage (160) horizontal, muni de raidisseurs verticaux (161), et dont la périphérie interne est soudée, au cours de la fabrication, sur la cuve de sécurité (134), à proximité de son extrémité supérieure, ce troisième anneau de supportage (160) étant scellé dans l'enceinte de béton (110). 5. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 2 et 4, caractérisé en ce que la dalle (122) présente une partie supérieure délimitée latéralement par une deuxième virole (170) dont l'ex- trémité inférieure est fixée à ladite virole périphéri- que (138) en-dessous du premier anneau de supportage (152), par l'intermédiaire d'un anneau de liaison (172), lesdites viroles délimitant entre elles un espa- ce annulaire (174) dans lequel est logé un dispositif calorifuge (176) et la face supérieure de la dalle se trouvant sensiblement dans le même plan horizontal que la face supérieure de l'enceinte de béton (110) autour du puits de cuve (112). 6. Réacteur nucléaire selon la revendica- tion 4, caractérisé en ce que la cuve principale (114) définit avec la virole périphérique (138) de la dalle (122) et avec l'extrémité supérieure de la cuve de sé- curité (134) deux espaces annulaires (154, 158) dans lesquels sont logés des dispositifs calorifu- ges (182, 184). 7. Réacteur nucléaire selon la revendica- tion 6, caractérisé en ce que l'espace annulaire (154) est fermé, endessous de la semelle inférieure (142) de la dalle (122), par un dispositif calorifuge (183) maintenu en place au moyen d'une virole (186) soudée sur la semelle (142), et de plaques (188) soudées sur la virole (186).