FR 2620559 A1 19890317 FR 8811781 A 19880909 REACTEUR NUCLEAIRE A METAL LIQUIDE SUPPORTE PAR LE FOND La présente invention concerne un réacteur nucléaire et, plus précisément, un réacteur nucléaire à métal liquide qui comporte un support pour le fond de la cuve à fond fermé ou cuve du réacteur qui contient le métal liquide réfrigérant, le coeur nucléaire et l'équipement associé. Un réacteur nucléaire refroidit par métal liquide (LMR), comme d'autres réacteurs nucléaires, produit de la chaleur par fission de matériaux nucléaires qui sont fabriqués sous forme d'éléments combustibles et assemblés à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire placé dans une cuve du réacteur. La chaleur produite par le LMR est utilisée pour générer de l'électricité. Un processus typique de conversion d'énergie dans les LMR, processus qui est semblable à celui de la plupart des autres réacteurs nucléaires commercialisés, comprend le transfert de la chaleur du noyau du réacteur à un système primaire de circulation de réfrigérant, de là à un système secondaire de circulation de réfrigérant et finalement la génération de vapeur à partir de laquelle l'électricité est formée. Dans les LMR, un réfrigérant du réacteur, tel que du sodium liquide, est mis en circulation dans le système primaire de circulation de réfrigérant. Un système primaire typique de circulation de réfrigérant comprend le coeur de réacteur, un échangeur de chaleur et une pompe à circulation. Dans un système du type "à bain de réfrigérant", le coeur du réacteur nucléaire, l'échangeur de chaleur et la pompe à circulation sont placés à l'intérieur d'un grand bain de réfrigérant logé à l'intérieur d'une même cuve, tandis que, dans un système du type "en boucle", l'échangeur de chaleur et la pompe à circulation ne se trouvent pas dans la cuve contenant le coeur du réacteur et sont disposés normalement dans des cuves distinctes. D'une façon générale, il y a plusieurs échangeurs de chaleur et plusieurs pompes de circulation associés au coeur du réacteur. La chaleur générée par le coeur est éliminée par le réfrigérant du réacteur qui circule dans la structure de support du coeur et par le coeur du réacteur. Le réfrigérant chauffé du réacteur traverse ensuite les échangeurs de chaleur qui transfèrent la chaleur aux systèmes secondaires de circulation qui leur sont associés. Le réfrigérant refroidi sort des échangeurs de chaleur et s'écoule dans une pompe à circulation qui fait à nouveau circuler le réfrigérant dans la structure de support du coeur, en répétant le cycle de circulation décrit, le tout étant bien connu dans la technique antérieure. Bien que le sodium liquide possède d'excellentes propriétés de transfert de chaleur et une faible tension de vapeur aux températures intéressantes pour la génération d'énergie et soit disponible en abondance dans le commerce, avec une pureté acceptable et pour un prix relativement économique, ce qui en fait un milieu intéressant comme réfrigérant de réacteur, il réagit très violemment avec l'eau, ce qui pose de graves problèmes dans la conception des chaudières à vapeur du type sodium-eau. Par conséquent, la sécurité du réacteur est une exigence primordiale de la conception. Etant donné les caractéristiques ci-dessus du métal liquide réfrigérant préféré, c'est-à- dire le sodium, la construction doit assurer une protection contre l'apparition peu probable de perte de réfrigérant autour du coeur du réacteur. Des pertes de réfrigérant peuvent entraîner la rupture de la cuve du réacteur ou, dans le coeur d'un système du type en boucle, la rupture de l'une des principales conduites de circulation du réfrigérant. De manière classique, la plupart des cuves de réacteur des LMR sont construites pour être supportées à partir du haut de la cuve. Ces réacteurs fonctionnent à des températures très élevées (pouvant atteindre 538 C environ, (1000F) et par conséquent subissent de fortes dilatations thermiques et peuvent avoir d'importantes pertes de chaleur de la cuve du réacteur. Le couvercle ou la bride de la cuve peut être refroidi, ou bien il est possible d'installer un support ce qui permet au support de la cuve et à la fondation du réacteur d'être sensiblement à la même température, de sorte que des dilatations thermiques différentielles n'interviennent pas à l'endroit o le réacteur est aneré. Les exemples typiques sont les conceptions des Phénix et Super Phénix français et des FFTF et CRBR des Etats-Unis. Ces cuves supportées par le haut, en étant suspendues par leur enveloppe à la toiture ou dalle de fermeture supérieure du réacteur, réagissent d'une façon défavorable à des charges sismiques à la façon des pendules et créent des tensions importantes dans l'enveloppe à proximité du haut de la cuve. De plus, elles amplifient les charges appliquées au coeur du réacteur à l'intérieur de la cuve. Ceci exige davantage de matériau de structure dans le coeur pour supporter les charges, ce qui aboutit à une perte du rendement des neutrons. Par ailleurs, la cuve du réacteur, maintenue en place en étant suspendue, est libre de se dilater thermiquement vers le bas, en s'éloignant du niveau du support. Cette dernière caractéristique est indésirable pour certains scénarios d'accidents dans lesquels lorsque l'enveloppe de la cuve s'échauffe, elle se dilate vers le bas en éloignant le coeur des éléments de commande qui lui sont associés, et en conduisant ainsi à une augmentation indésirable de la réactivité. Comme décrit dans la demande de brevet associé n 795,592 (W.E. 52,898), dans des conceptions antérieures de réacteurs, les cuves des réacteurs étaient supportées par le fond. De tels exemples sont représentés, en particulier, par les conceptions de réacteurs supportés par le fond décrites dans le brevet des Etats-Unis na 2.810.689, 2.841.545, 2.961.393, 2.990.355, 3.007.859, 3.021.273, 3.070.533, 3.072.549 et 3.120.471, 3.257.285, 3.303.098, 3.393.127, 4.094.737 et 4.313.795. Un autre exemple de la littérature antérieure concernant des conceptions de réacteurs supportés par le fond se trouve dans un article intitulé "A Cold-Bottom Supported Vessel for Sodium-Cooled Reactors" par Didier Costes, dans Nuclear Technology, Vol 67, Octobre 1984, pages 169-176. L'article de Costes illustre et décrit un ensemble de conceptions de cuves de réacteurs supportées par le fond et expose leurs avantages possibles. L'article propose ensuite une conception de cuve supportée par le fond qui comprend un fond plat reposant sur une couche de base de l'installation au moyen de supports flexibles orientés radialement et d'un rebord supérieur mince horizontal défini comme un soufflet monoplan s'étendant vers l'extérieur du cercle supérieur de l'enveloppe de la cuve et fixé extérieurement à la périphérie du couvercle ou dalle de toiture. Un article de R.K. Winkleblack, "Competitive Breeder Power Plants", Août 1984, pages 1-66 illustre et décrit aussi une proposition pour un réacteur nucléaire refroidi par métal liquide ayant une cuve de réacteur supportée par le fond dans lequel une seule cuve primaire du réacteur est supportée par le fond sur des blocs d'oxyde de magnésium à forte densité. L'anneau entourant la cuve primaire est aussi rempli de gros blocs d'oxyde de magnésium de densité moyenne qui sont enfermés dans des tôles métalliques minces. L'oxyde de magnésium sert d'isolant thermique entre la cuve primaire qui contient le sodium chaud et le revêtement de la cavité de 2,54 cm d'épaisseur (1 pouce) qui constitue la surface intérieure de l'écran biologique en béton. Cet agencement est supposé permettre à la garniture de la cavité de servir de cuve de protection, en évitant la nécessité d'installer une cuve distincte. Le dessus de la cuve primaire reçoit de manière étanche une partie annulaire centrale de diamètre réduit du plancher supérieur. Des enroulements de refroidissement redondants, placés derrière la garniture d'acier de 2,54 cm protègent le béton et le maintiennent à une température égale ou inférieure à 65,6 C environ (150 F). Cette construction a pour but de supporter la cuve primaire d'une manière qui élimine pratiquement tous les efforts de traction notables de la cuve qui seraient dûs à son support et assurent un léger maintient uniforme en cas de tremblement de terre. Les objectifs d'un système de réacteur nucléaire à métal liquide supporté par le fond sont les suivants: réduire l'amplification des charges sismiques imposées à l'ensemble du coeur nucléaire; réduire la masse et les dimensions de l'ensemble du réacteur; obtenir une sécurité intrinsèque renforcée; prévoir une distribution plus uniforme du poids de l'ensemble sur la couche de base; proposer un procédé de constructions moins coûteux pour les gros systèmes de réacteurs, réduire les coûts et minimiser la nécessité des structures en béton renforcé. Parmi les conditions imposées à un système de réacteur à métal liquide supportés par le fond, on peut citer: 1. Le système doit supporter une dilatation thermique radiale de la température de construction de C (68 F) aux températures de fonctionnement de 371 C (700 F). 2. La partie du fond de la limite entre le sodium primaire et le support du coeur doit supporter une élévation transitoire dans la quantité de sodium froid du fait de l'absence de rejet de la chaleur dans un échangeur de température intermédiaire. 3. Le système doit supporter une dilatation thermique axiale de la limite primaire entre la température de construction de 20 C (680F) et des températures de fonctionnement pouvant atteindre 510 C (950 F). 4. Le système doit contrôler l'importance des pertes de chaleur par le fond du réacteur. 5. La température normale de fonctionnement de la couche de base en béton placée au-dessous de l'ensemble ne doit pas dépasser 65,6 C environ (150 F). 6. Toutes les dilatations et contractions thermiques radiales doivent se produire d'une manière qui ne décale pas l'axe vertical du réacteur de plus de 1,5 mm (.06 pouce) par rapport à sa position théorique. 7. Le système doit être capable de supporter des charges sismiques latérales et verticales sans dépasser les limites nominales de structure des matériaux utilisés pour la construction. 8. Le procédé de support de la limite primaire doit être suffisamment indépendant de la limite de l'enveloppe de sécurité pour qu'un seul accident ne puisse pas raisonnablement entraîner une défaillance simultanée des deux limites. 9. Le système doit prévoir un procédé de surveillance permanente de la limite du réfrigérant primaire pour empêcher de ne pas déceler une fuite dans cette limite qui pourrait aboutir à une perte excessive de sodium primaire à partir de cette limite. 10. Le système doit permettre au réacteur de subir en sécurité son cycle normal de températures sans dépasser les limites nominales de structure. La présente invention propose un système de réacteur nucléaire à métal liquide supporté par le fond qui répond aux objectifs et aux exigences indiquées ci-dessus et qui comporte une cuve à fond fermé généralement cylindrique, ou cuve à sodium, pour contenir une masse de métal liquide réfrigérant, la cuve à sodium ayant un fond cintré et une enveloppe latérale cylindrique, avec un coeur nucléaire supporté dans le métal liquide. La cuve à sodium est disposée dans une cuve de protection qui comporte un fond et une enveloppe cylindrique orientée vers le haut et des moyens supports sont prévus à l'intérieur de la cuve de protection, de façon adjacente à la paroi cintrée du fond de la cuve à sodium pour supporter cette dernière en ménageant un espace par rapport à la cuve de protection lorque la cuve à sodium contient la quantité de métal liquide. La cuve de protection est entourée par une paroi latérale de cavité du réacteur et adaptée pour reposer sur un dessus réfractaire qui est installé au-dessus d'une couche en béton formant socle pour l'ensemble. Dans une réalisation de la présente invention, la cuve de protection est suspendue au couvercle ou dalle de fermeture qui s'étend en travers de l'ouverture en haut de la cuve à sodium, lequel couvercle ou dalle de fermeture est supporté par la paroi latérale de la cavité du réacteur, et la cuve de protection comporte un fond fermé cintré se conformant généralement à celui de la cuve à sodium. Les moyens de support à l'intérieur de la cuve de protection ont la forme d'un rebord orienté vers l'intérieur, fixé à la paroi intérieure de la cuve de protection, de façon adjacente à la périphérie de la paroi inférieure cintrée de la cuve à sodium. La paroi inférieure de la cuve de protection comporte des pieds périphériques orientés vers le bas qui sont prévus pour reposer sur la couche réfractaire de la couche de base lorsque la cuve à sodium contient du métal liquide et se trouve dans des conditions de chauffage au cours du fonctionnement. Il peut être prévu une barrière métallique cylindrique entre l'enveloppe cylindrique de la cuve de protection qui délimite deux chambres annulaires entre l'enveloppe et la barrière, avec comme autre possibilité que le couvercle ou dalle de fermeture soit supporté par la barrière. L'isolation thermique est assurée du côté de la barrière placée face à la paroi latérale de la cavité du réacteur, par rapport aux générateurs de vapeur aux pompes et aux échangeurs de chaleur pour le système secondaire de circulation de métal liquide de l'ensemble du réacteur installé dans l'espace annulaire entre l'enveloppe et la barrière pour constituer un système compact d'alimentation en vapeur nucléaire. Dans une réalisation préférée de la présente invention, la cuve de protection a un fond plat qui repose sur la couche réfractaire, et l'enveloppe cylindrique est séparée en deux sections, une section inférieure qui s'étend vers le haut à partir du fond plat et contient une masse d'alliage de plomb-bismuth, et une section supérieure qui est supportée par une dalle de fermeture et s'étend vers le bas autour de la paroi cylindrique de la cuve à sodium. Le fond cintré de la cuve à sodium est en contact avec le bismuth-plomb qui agit comme moyen de support et amortisseur, et le bismuth-plomb constitue un joint d'étanchéité entre les sections supérieures et inférieures de l'enveloppe. Un rebord de support pour le fond de la cuve à sodium s'étend vers l'intérieur à partir de la partie inférieure de la section supérieure de l'enveloppe, tandis que des pieds solidaires de la section supérieure de l'enveloppe sont orientés vers le bas et adaptés pour reposer sur la paroi du fond plat de la cuve de protection. La barrière métallique peut aussi installée pour former les deux chambres annulaires. L'invention telle sera plus complètement comprise en se référant aux dessins annexés dans lesquels: la figure 1 est une vue en coupe verticale schématique simplifiée d'un réacteur classique à métal liquide du type "à bain de réfrigérant" ayant une cuve à sodium suspendue par le haut; la figure 2 est une vue en coupe verticale d'une réalisation de la présente invention dans laquelle il est prévu une cuve de protection de forme cintrée comportant à l'intérieur des moyens de support; la figure 3 est une vue en coupe agrandie des moyens de support placés à l'intérieur de la cuve de protection dans le cercle portant le repère III de la figure 2; la figure 4 est une vue en coupe verticale d'une réalisation semblable à celle de la figure 2, dans laquelle une barrière est installée entre l'enveloppe cylindrique de la cuve de protection et la paroi latérale de la cavité du réacteur de façon à constituer entre elles deux chambres annulaires; la figure 5 est une vue en coupe verticale d'une réalisation de la présente invention dans laquelle est installée une cuve de protection à fond plat, avec une masse de plomb-bismuth sur le fond plat et en contact avec le fond cintré de la cuve de sodium; la figure 6 est une réalisation préférée semblable à celle de la figure 5 utilisant la masse de bismuth-plomb et la barrière qui divise l'espace entre l'enveloppe cylindrique de la cuve de protection et la paroi latérale de la cavité du réacteur en deux chambres annulaires; et la figure 7 est une vue de dessus, à l'intérieur de la barrière, du mode de réalisation illustré sur la figure 6. La présente invention est un réacteur nucléaire à métal liquide perfectionné qui comporte un support pour le fond de la cuve & sodium ou cuve de réaction. Une installation 1 de réacteurs à métal liquide de la technique antérieure est représentée schématiquement sur la figure 1, l'installation étant du type complètement décrit dans le rapport EPRI numéro NP-1016-SY, projet 620-26, 27, daté de Mars 1979 et intitulé: "Construction d'une LMFBR à grand bain, récapitulation générale". Comme l'installation est une structure complexe, une version simplifiée seulement des principaux composants de l'installation de la technique antérieure, qui sont intéressants pour la construction de l'installation perfectionnée sont illustrés sur la figure 1. L'installation 1 de la technique antérieure est du type "à bain" qui comporte une cuve cylindrique à fond fermé 3 dans laquelle se trouve une masse de métal liquide régrigérant, en général du sodium liquide, et dans laquelle est logé un coeur de réacteur nucléaire 5, ainsi qu'un échangeur de chaleur 7 et une pompe de circulation 9. La cuve 3 est ouverte en haut et supportée à partir d'un couvercle ou plaque de fermeture transversal 11 ayant un anneau support périphérique 13 qui est, à son tour, supporté par une paroi latérale cylindrique en béton ou paroi latérale de la cavité du réacteur 15, la paroi latérale de la cavité du réacteur s'étendant vers le haut à partir d'un bloc de base en béton 17. Les parois cylindriques verticales extérieures 19 et 21 et les parois intermédiaires 23 sont reliées par des parois horizontales à la paroi latérale 15 en "nids d'abeilles" pour former un ensemble de chambres 27 distinctes dans lesquelles sont logés les différents équipements associés au réacteur. Le réacteur nucléaire à métal liquide 1 comprend une cuve de protection 29 qui entoure la cuve à fond fermé 3. La cuve il 3 est suspendue dans, et espacée de, la cuve 29 et les deux cuves sont supportées indépendamment l'une de l'autre, le haut ouvert de la cuve 3 étant fixé, par exemple par soudage, au dessous de la plaque de fermeture transversale 11, cette plaque 11 constituant un joint d'étanchéité pour la cuve 3 afin d'assurer le confinement du métal réfrigérant du réacteur, du gaz de couverture, du combustible et des autres composants radioactifs. La cuve de protection 29 est une cuve ouverte en haut ayant un rebord supérieur 31 par lequel elle est suspendue dans la cavité 33 du réacteur, délimitée par une paroi latérale en béton 15, à partir d'un bord annulaire inférieur 35 de la cuve sur la paroi latérale. Le rebord 31 de la cuve est fixé au bord 35 de façon à pouvoir supporter les charges sismiques verticales. Comme on peut le voir sur le dessin, le haut de la cuve 3 est directement fixé au bas de la plaque transversale 11 et la cuve de protection 29 est fixée à la partie supérieure de la paroi latérale 15, de façon que la cuve de protection 29 ne constitue pas une limite primaire entre le contenu de la cuve 3 et l'atmosphère extérieure. Une double limite autour du réacteur est assurée par - l'emploi d'un bâtiment de confinement en béton 37 dans laquelle est logée toute l'installation 1 y compris la chemise en acier 39. L'épaisseur de la chemise est exagérée sur la figure 1 de façon à ce qu'elle soit nettement visible, et elle est espacée de la paroi interne et du dôme supérieur 41 du bâtiment de confinement 37. Une chemise intérieure en acier 43 est aussi installée de façon légèrement décalée et voisine des parois latérales et du fond en béton de la cavité 33, un petit espacement étant ménagé entre la chemise et les parois de la cavité. L'espace entre le revêtement 39 et le dôme 41, et entre le revêtement 43 et les parois 15, 17 sert à empêcher le transfert de chaleur, de l'intérieur du dôme 41 jusqu'à la structure en béton du bâtiment 35, et de la cavité 33 jusqu'au socle et aux parois en béton 15,17. Une réalisation du réacteur nucléaire à métal liquide de la présente invention est représentée sur la figure 2. Le réacteur 51 comprend une cuve à fond fermé ou cuve à sodium 53 qui contient un coeur nucléaire 55 supporté à l'intérieur dans un bain de métal liquide réfrigérant 57. D'une manière classique, un ou plusieurs échangeurs de chaleur 59 et une ou plusieurs pompes de circulation 61 sont également présentes et s'étendent dans la masse de métal liquide. Une plaque de fermeture 63 est installée en travers de la cuve à fond fermé 53 et à une certaine distance de cette cuve. Le plaque de fermeture 63 a une surface inférieure 65, et est supporté par une paroi latérale de la cavité du réacteur 67 qui entoure le réacteur. La cuve à fond fermé 53 possède une paroi de fond fermée cintrée 69, un haut ouvert 71 au-dessus duquel s'étend la plaque de fermeture 63, et une paroi cylindrique 73 qui est espacée de la surface 65. Une cuve de protection 75, qui a généralement la même forme que la paroi du fond cintré 69 de la cuve à fond fermé, et une enveloppe cylindrique 79 s'étendant vers le haut à partir de là, entourent la cuve à fond fermé, l'enveloppe cylindrique 79 fixée, par exemple par des soudures 81, à la plaque de fermeture et s'étendant vers le bas depuis cette dernière. Des moyens de support 83, représentés sous la forme d'un rebord dirigé vers l'intérieur 85, sont installés à proximité de la périphérie 87 de la paroi de fond fermé cintré 69 de la cuve 53 pour supporter la cuve à fond fermé en ménageant un espace par rapport à la cuve de protection 75. Le rebord 85 est fixé à la partie inférieure 89 de la cuve de protection, par exemple par soudage en 91. Un gousset 93 peut être prévu et s'étendre depuis le rebord 85 en étant fixé à la surface intérieure 95 de la paroi du fond fermé cintré de la cuve de protection 77. La cuve de protection 75, dans laquelle est placée la cuve à fond fermé 53, est entourée par la paroi latérale 67 de la cavité du réacteur, et espacée verticalement de la couche de base 97 sur laquelle est posée une couche réfractaire 99. Le matériau réfractaire constituant la couche 99 est un matériau ayant le poids volumique et la conductivité thermique souhaités. Un matériau préféré devrait avoir une résistance à la compression d'environ 5 daN/cm2 et une conductivité thermique d'environ 8 x 10'4 cal/s-cm2/cm- C. Un matériau convenable est la brique réfractaire au kaolin. Un ensemble de pieds de support 101 s'étendant vers le bas (figure 3) sont installés autour de la périphérie de la paroi inférieure 77 de la cuve de protection 75, ces pieds 101 étant adaptés pour reposer sur la couche réfractaire 99 de la couche de base 97 lorsque le réacteur se trouve chauffé dans les conditions de fonctionnement. Les pieds 101 sont soudés, comme en 103, à la surface extérieure 105 de la cuve de protection et ont une surface de support ou extrémité 107. Les pieds 101 sont alignés verticalement avec les goussets 93 afin de constituer un support supplémentaire pour ces derniers. Les pieds 101 sont disposés à l'intérieur d'un logement de clavettes 109 pour constituer un support latéral sans limiter la dilatation thermique radiale. Des blocs de graphite 110 peuvent être disposés entre les pieds 101 et la couche réfractaire 99 pour des questions de lubrification. Dans le réacteur nucléaire à métal fondu 51, la cuve à fond fermé 53 est ainsi supportée à partir du rebord 85 à l'intérieur de la cuve de' protection 75. La paroi cylindrique 73 s'étend verticalement vers le haut à partir du rebord 85 et sert de cuve pour contenir le métal liquide réfrigérant 57. Le haut de la cuve 53 est ouvert et écarté de la surface inférieure 65 de la plaque de fermeture 63, de façon que la paroi cylindrique 73 soit libre de se dilater ou de se contracter dans la direction axiale quand la température du réfrigérant primaire 57 varie. La cuve de protection 75 devient alors la limite du système primaire et est suspendue à la plaque de fermeture 63, tandis que la plaque de fermeture est supporté par la paroi de la cavité du réacteur 67. Un gaz inerte comme de l'azote est placé dans la zone située entre la cuve de protection 75 et la paroi de la cavité du réacteur 67. Comme représenté sur la figure 3, un espace a entre le bas des pieds 101 et la couche réfractaire établit un jeu prédéterminé entre la surface portante 107 des pieds et la couche réfractaire de base formant support 99 quand le réacteur est installé dans la cavité du réacteur. Quand le réacteur est chauffé jusqu'à des températures d'attenta, la cuve de protection 75 se dilate complètement à la fois dans les directions radiale et axiale. La dilatation axiale aboutit à réduire l'écart a entre les pieds 101. Quand le système de réacteur atteint une température prédéterminée, comme 371 C (700 F), l'écart a est fermé et les pieds 101 reposent sur la couche réfractaire 99 de la couche de base 97. Quand le réacteur continue à s'échauffer, la dilatation thermique de la cuve de protection agit en réduisant la charge de traction dans l'enveloppe cylindrique 79 de la cuve de protection 75. Une dilatation supplémentaire place l'enveloppe sous compression. Il est possible de régler l'effort maximal de compression dans l'enveloppe de la cuve de protection en la maintenant dans des limites structurelles acceptables en choisissant convenablement le jeu ou espacement et la température à laquelle le poids du réacteur est transféré de la paroi 67 de la cavité du réacteur au plancher de la cavité du réacteur, ou couche de base. La température de l'enveloppe cylindrique 79,de la cuve de protection n'est pas soumise aux variations thermiques transitoires rapides que subira le fond fermé ou la paroi cylindrique 73 de la cuve à sodium car cette enveloppe est isolée du sodium par un anneau de gaz de protection qui se trouve entre la cuve de protection 75 et la cuve à sodium 53. La paroi cylindrique 73 de la cuve à sodium est, d'autre part, libre de se dilater ou de se contracter lorsque des phénomènes transitoires apparaissent, puisqu'elle n'est pas fixée à son extrémité supérieure. Cette configuration proposée est particulièrement bien adaptée à un système de réacteur supporté par le fond puisqu'elle permet à la libre dilatation radiale de se produire avant que le fond du réacteur ne soit serré sur la couche support du fond. Cette construction garde aussi les caractéristiques de sécurité inhérentes offertes par un réacteur supporté par le fond. L'ensemble de réacteur devient supporté par le fond lorsqu'il atteint des températures de fonctionnement, de sorte que des événements sismiques n'ont pas d'effet notable sur les ensembles du coeur ni sur l'action d'insertion des barres de commande. La capacité de contrainte de compression de la paroi cylindrique 79 de la cuve de protection absorbe les dilatations thermiques qui se produisent après que les pieds de support 101 sont venus en contact avec la couche réfractaire 99. Dans un autre mode de réalisation de réacteur nucléaire à métal liquide del'invention, illustré sur la figure 4, le réacteur 111 est semblable au mode de réalisation de la figure 2, sauf qu'une barrière 113 est prévue entre l'enveloppe cylindrique de la cuve de protection 79 et la paroi latérale 67 de la cavité du réacteur, et que la plaque de fermeture 63 est supportée par la barrière 113 et non par la paroi latérale de la cavité du réacteur 67. La barrière 113 est une barrière métallique cylindrique s'étendant vers le haut depuis la couche de base 97 entre l'enveloppe cylindrique 79 de la cuve de protection 75 et écartée de celle-ci, et la paroi latérale 67 de la cavité du réacteur, de façon à former une première chambre annulaire 115 entre l'enveloppe cylindrique 79 et la barrière 113 et une seconde chambre annulaire 117 entre la barrière 113 et la paroi latérale de la cavité du réacteur 67. La plaque de fermeture 63 est supporté par le haut 119 de la barrière métallique 113. Une couche d'isolant thermique 121 est placée sur la surface 123 de la barrière métallique 113, qui est tournée vers la paroi latérale 67 de la cavité du réacteur, dans la seconde chambre annulaire 117. Les pompes secondaires et les générateurs de vapeur 127 du circuit secondaire du réacteur à métal liquide, sont contenues à l'intérieur de la première chambre annulaire 115, laquelle contient un gaz inerte tel que de l'azote. Le réacteur nucléaire à métal liquide 111 offre la configuration d'un ensemble/ d'alimentation en vapeur nucléaire dans laquelle le système de transport de la chaleur secondaire et les générateurs de vapeur sont placés à l'intérieur d'une première chambre annulaire 115 jouant le rôle de four qui entoure le réacteur à métal liquide du type bain. La totalité du système d'alimentation en vapeur nucléaire est supportée par le fond et exige seulement environ le tiers du volume de l'installation d'une construction classique. Dans des systèmes classiques, on applique un principe cellulaire avec disposition du réacteur dans une zone centrale, et chaque système de transport de chaleur ou circuit secondaire se trouve à l'intérieur de cellules individuelles avec des conduites d'interconnexion. Chaque composant et conduite dans un tel système classique qui contient un réfrigérant en métal liquide, doit être suivi du point de vue de la chaleur, isolé et surveillé, pour éviter le gel du métal et l'immobilisation de l'ensemble. Avec l'emploi de la barrière métallique 113, une première chambre annulaire 115 jouant le rôle de four est formée, et dans cette chambre sont placés les pompes secondaires 125 et les générateurs de vapeur 127, ainsi que toutes les conduites associées. La surface extérieure 123 de la barrière porte sur le dessus un isolant thermique 121, de sorte que la première chambre annulaire est chauffée par le réacteur. Le générateur de vapeur 127, pour s'adapter à l'intérieur de la première chambre annulaire 115 devrait être de type de construction spéciale avec des tubes et des serpentins à double paroi. Le générateur de vapeur 127 et les échangeurs de chaleur intermédiaires 59 sont supportés à la même hauteur supérieure et reliés par de courtes conduites 129. Puisque tout le système d'alimentation en vapeur nucléaire se trouve à l'intérieur d'une structure chaude fermée, il n'y a aucune disposition à prendre pour "suivre" la chaleur. Le système est supporté par le fond sur la couche réfractaire 99 afin d'isoler la chaleur du réacteur et du système de la couche de base 97. Dans un mode de réalisation préféré du réacteur nucléaire à métal liquide de la présente invention, la cuve de protection comporte un fond plat qui repose sur la couche réfractaire du dessus de la couche de base, et une masse de plomb bismuth est prévue dessus en contact avec le fond cintré de la cuve à fond fermé. En considérant la figure 5, on voit que le réacteur nucléaire à métal liquide 141 utilise une masse d'alliage de plomb-bismuth liquide 143 pour aider à supporter la cuve à fond fermé et à établir un effet d'amortissement pour cette cuve en cas d'événements sismiques. Comme illustré sur la figure, une cuve à fond fermé 53, contenant un coeur nucléaire 55 dans un bain de métal liquide réfrigérant 57, est placée autour de la cuve à fond fermé 53, la cuve de protection ayant un fond plat 147, qui repose sur la couche réfractaire 99 par dessus la couche de base 97. L'enveloppe cylindrique 149 de la cuve de protection est divisée en une section inférieure et une section supérieure 151 et 153, respectivement. La section inférieure 151 s'étend vers le haut à partir de la paroi inférieure 147 et composée un bord supérieur 155. La section supérieure 153 de l'enveloppe cylindrique 149 est supportée par la plaque de fermeture 63, laquelle est, à son tour, supportée par la paroi latérale de la cavité du réacteur 67. La section supérieure 153 est espacée vers l'intérieur de la partie inférieure 151 et comporte un bord inférieur 157 qui fait saillie au-dessous du bord supérieur 155 de la section inférieure 151. Un écart 159 est ainsi formé entre la section inférieure 151 et la section supérieure 153 de l'enveloppe cylindrique 145 dans laquelle circule l'alliage de plomb- bismuth pour constituer un joint d'étanchéité entre les deux. Un gaz inerte tel que de l'argon ou de l'hélium est introduit dans l'espace au- dessus du joint formé par l'alliage au plomb-bismuth, tandis qu'un gaz inerte comme de l'azote est placé dans la zone située entre la cuve de protection et la paroi de la cavité du réacteur 67. La paroi & fond cintré 69 de la cuve 53 à fond fermée vient en contact avec l'alliage de plomb-bismuth 143 contenu sur la paroi à fond plat 147, et une partie de la masse de l'alliage de plomb bismuth est placée dans l'espace 159. Dans le mode de réalisation particulièrement préféré de la présente invention, on emploie une masse de plomb-bismuth en liaison avec l'emploi d'une barrière. Comme représenté sur les figures 6 et 7, qui ont les mêmes composants que le mode de réalisation de la figure 5, avec une barrière en plus, le réacteur nucléaire à métal liquide 171 utilise le cuve de protection à fond plat 145 avec une partie inférieure 151 et une partie supérieure 153, comme décrit dans la description de la figure 5, avec une masse d'alliage de plomb-bismuth prévue sur la paroi du fond plat 147. Il est proposé que la totalité du réacteur nucléaire à métal liquide illustré sur la figure 6, pour une centrale 1.000 MWe, soit contenue dans un cylindre circulaire droit ou barrière 113, ayant un diamètre de 24 m, une hauteur de 17,5 m, et un volume inférieur à 9800 m3. Le réacteur aurait trois pompes principales de réfrigérant 61, six échangeurs de chaleur intermédiaires 59, trois boucles de refroidissement auxiliaires directes du réacteur (DRAC), six pompes à réfrigérant secondaire , six générateurs de vapeur à tubes à double paroi 127, ainsi que toutes les conduites et systèmes auxiliaires associés. La limite primaire comprend le cylindre de la cuve de protection, le fond de la plaque fermeture du réacteur et le fond de l'alliage plomb-bismuth contenu dans la paroi, avec le joint en alliage de plomb bismuth utilisé au fond de la cuve 53 à fond fermé pour absorber les dilatations relatives qui interviennent dans la limite primaire. La paroi 147 du fond plat de la cuve de protection devrait avoir 16,0 m de diamètre avec la paroi inférieure 51 de l'enveloppe cylindrique s'étendant vers le haut sur environ 3,3 m. La section inférieure 151 a des blocs formant clavettes radiales 26 qui interfèrent avec des blocs semblables sur la barrière. Un certain nombre de moyens de chauffage, tels que des radiateurs électriques, ou des serpentins de chauffage à vapeur 173 sont disposés sur le plancher de la cuve avec des conduites d'alimentation passant en direction du haut le long de la paroi intérieure de la cuve et puis dans la première cavité. Ces enroulements servent à faire fondre l'alliage de plomb-bismuth pendant l'assemblage du réacteur et pendant le préchauffage initial de la cuve à fond fermé du réacteur avant son remplissage avec le métal liquide réfrigérant. La section supérieure 153 de l'enveloppe cylindrique mesure 15,5 m de diamètre et 14,5 m de longueur. Elle est suspendue à la plaque de fermeture 63 du réacteur et s'étend à l'intérieur du bain d'alliage de plomb-bismuth presque jusqu'à la limite. Le rebord 85 supporte le fond du fond fermé de la cuve à sodi'xm 53, cette cuve ayant une paroi de fond 69 de forme cintrée ou de tore sphérique avec un rayon de base de 22,5 m et un rayon d'arrondi ou de tore de 1 m, et une paroi cylindrique 73 qui s'étend vers le haut à partir du fond et se termine à 300 mm de la surface du fond 65 du plancher de fermeture 63. Ce cylindre est libre de se dilater vers le haut dans la direction axiale à l'intérieur de la limite primaire quand la température du sodium varie dans la partie chaude. La paroi cylindrique 73 est espacée d'un écart nominal de 80 mm par rapport à la partie supérieure de la paroi cylindrique 153 pour laisser un espace qui est rempli du gaz de protection du réacteur, ce qui aide à isoler l'enveloppe limite primaire de la source de chauffage du sodium. Ce petit espace annulaire entre la partie supérieure de l'enveloppe cylindrique 153 et la paroi cylindrique 73 représente le volume qui serait rempli en cas de fuite de sodium, un très petit volume comparativement à ceux des autres constructions de réacteur nucléaire à métal liquide, et ce qui indique que l'inventaire du sodium qu'il faut faire en cas d'accident est beaucoup moins important. La grande réduction de cet inventaire est due à l'absence d'espace vide au-dessous de la cuve de sodium, qui, dans la présente invention, est remplie d'alliage de plomb-bismuth. L'emploi d'un alliage de plomb-bismuth (Pb-Bi) comme tampon au fond de la cuve à fond fermé 53 facilite les dilatations thermiques, transfère le poids du sodium réfrigérant sur la couche de base 97, et agit comme amortisseur hydraulique pour la cuve de sodium en cas de charge sismique. Avec la masse d'alliage de plomb-bismuth en contact avec la paroi & fond fermé cintrée 69 de la cuve 53, la charge hydrostatique du sodium 57 est équilibrée par la charge hydrostatique venant de l'alliage de plomb-bismuth 143 à l'extérieur de la cuve à fond fermé. Avec l'alliage de plomb-bismuth 143 contenu dans la cuve à fond plat 147 de la cuve de protection 145, le poids total du réfrigérant primaire 57 est directement transféré à la couche réfractaire 99 placée sur la couche de base 97 sous forme d'une charge de pression uniforme. En outre, la cuve à fond fermé est libre de se dilater à la fois dans la direction radiale et dans la direction axiale sans résistance opposée par le cisaillement ou le déplacement de l'alliage plomb-bismuth de support. En plus du transfert du poids du sodium directement sur la couche de base, l'alliage de plomb-bismuth agit comme amortisseur hydraulique au cours d'événements sismiques pour supporter la paroi de fond fermé cintrée 69 de la cuve 53. Un alliage de plomb-bismuth est utilisé parce qu'il est compatible avec le sodium, il a un point de fusion bas compris entre 90 et 150 C, et un point d'ébullition très élevé. Le fort poids - volumique de l'alliage de plomb-bismuth, environ 8 kg/m3 assure la charge hydrostatique désirée avec un très faible niveau du liquide, et ses propriétés thermiques sont bien adaptées à cette application. Les alliages de plomb-bismuth préférés, les uns ayant le point de fusion désiré, sont compris dans la gamme allant de 40 à 50 % en poids de plomb et environ à 50 % du poids en bismuth. Un alliage particulièrement utilisé est celui qui contient 45 % de plomb et 55 % de bismuth, avec un point de fusion d'environ 124 C et un poids volumique de 8 kg/m3. Ces alliages sont solides à température ambiante mais liquides aux températures auxquelles ils sont exposés au cours du fonctionnement du réacteur nucléaire à métal liquide. L'alliage devrait être placé à l'origine sur la paroi de fond plat 147 sous forme d'une couche de bloc d'alliage, les pieds 101 de la partie supérieure de l'enveloppe cylindrique 153 de la cuve de protection 145 reposant sur les blocs. L'alliage de plomb-bismuth serait ensuite chauffé, au moyen d'une source extérieure comme par exemple en employant de la vapeur enfermée ou des radiateurs électriques 173, pour faire fondre les blocs d'alliage et les amener à l'état liquide. Ce chauffage serait aussi efficace pour aider à préchauffer la cuve à fond fermé 53 avant son remplissage initial par du métal liquide réfrigérant, tel que du sodium. REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire à métal liquide (51, 111, 141, 171) caractérisé par le fait que ledit réacteur comprend: (a) une cuve généralement cylindrique (53) à fond fermé pour contenir un bain ou masse (57) de métal liquide réfrigérant, ayant un dessus ouvert (71), une paroi du fond fermé cintrée (69), et une paroi latérale cylindrique (73) s'étendant vers le haut à partir du fond; un coeur de réacteur nucléaire (55) supporté dans ladite cuve (53) à fond fermé à l'intérieur dudit bain (57) de métal liquide réfrigérant; une cuve de protection (75, 145), dans laquelle est disposée ladite cuve (53) à fond fermé, comportant un fond (77, 147) et une enveloppe cylindrique (79, 149, 153) s'étendant vers le haut à partir du fond; des moyens de support (83) à l'intérieur de ladite cuve de protection (75, 145), adjacents à la paroi de fond cintrée (69) de ladite cuve (53) à fond fermé pour supporter ladite paroi de fond cintrée (69) et ladite paroi latérale cylindrique (73) de façon espacée par rapport à ladite paroi de fond (76, 147) et à ladite enveloppe cylindrique (79, 149, 153) de ladite cuve de protection (75, 145) quand ladite cuve (53) à fond fermé contient ledit (57) de métal liquide; une paroi latérale (67) de cavité du réacteur entourant l'enveloppe cylindrique (79, 149, 153) de ladite cuve de protection (73); et une couche de base (97) comportant sur le dessus un lit réfractaire (99) sur lequel ladite cuve de protection (75, 145, 153) est adaptée pour reposer. 2. Réacteur nucléaire à métal liquide (51) selon la revendication 1, caractérisé par le fait qu'un pont de fermeture (63) est installé sur le haut ouvert (61) de ladite cuve généralement cylindrique (53) à fond fermé, ledit couvercle de fermeture (63) étant supporté par ladite paroi latérale (67) de la cavité du réacteur, ladite cuve de protection (75) comporte une paroi de fond fermé cintrée (67) se conformant d'une façon générale à la paroi cintrée (69) de ladite cuve (53) à fond fermé, avec ladite enveloppe cylindrique (73) de cette cuve suspendue au couvercle de fermeture (63), et lesdits moyens de support (83) à l'intérieur de la cuve de protection (75) adjacents à la paroi de fond cintrée (69) de ladite cuve (53)à fond fermé comprennent un rebord (85) s'étendant vers l'intérieur de façon adjacente à la périphérie (87) de ladite paroi cintrée (69) de ladite cuve (53) à fond fermé et fixé à la partie inférieure (89) de ladite cuve de protection (75). 3. Réacteur nucléaire à métal liquide (51) selon la revendication 2, caractérisé par le fait que des pieds (101) orientés vrers le bas sont prévus autour de la périphérie de la paroi inférieure (77) de ladite cuve de protection (75), un espace (a) existant entre l'extrémité (107) desdits pieds (101) et ledit lit réfractaire (99) lorsque ladite cuve (53) à fond fermé est vide de métal liquide, et lesdits pieds (101) reposent sur ledit lit réfractaire (99) de ladite couche de base (97) lorsque ladite cuve (53) à fond fermé contient ledit bain (57) de métal liquide chauffé dans les conditions de fonctionnement. 4. Réacteur nucléaire à métal liquide (51) selon la revendication 3, caractérisé par le fait que des goussets verticaux (93) sont prévus pour supporter ledit rebord (85) et par le fait que lesdits pieds orientés vers le bas (101) sont alignés verticalement avec lesdits goussets (63). 5. Réacteur nucléaire à métal liquide (51) selon la revendication 3, caractérisé par le fait qu'un espace prédéterminé (b) est prévu entre les pieds (101) de ladite cuve de protection (75) et ledit lit réfractaire (99) de sorte qu'au moment o ladite cuve (53) à fond fermé contient ledit bain (57) de métal liquide chauffé, dans les conditions de fonctionnement, une dilatation axiale de ladite cuve de protection (75) s'établisse et lesdits pieds (101) reposent sur ledit lit réfractaire (99). 6. Réacteur nucléaire à métal liquide (51) selon la revendication 5, caractérisé par le fait que des rainures (109) de clavettes sont prévues autour desdits pieds (101) orientés vers le bas et lesdits pieds (101) sont positionnés au moyen desdites rainures (109) de clavette afin d'empêcher un mouvement latéral de ladite cuve de protection (75) sans limiter la dilatation thermique radiale. 7. Réacteur nucléaire à métal liquide (51) selon la revendication 5, caractérisé par le fait qu'un bloc (101) de lubrification au graphite est installé sur ledit lit réfractaire (99), lesdits pieds (101) étant adaptés pour s'appuyer sur ce bloc. 8. Réacteur nucléaire à métal liquide (111) selon la revendication 1, caractérisé par le fait qu'une barrière métallique cylindrique (113) est prévue, s'étendant vers le haut à partir de ladite couche de base (97) entre ladite enveloppe cylindrique (79) de ladite cuve de protection (75) et ladite paroi latérale (67) de cavité du réacteur, ladite barrière (113) étant espacée à la fois de ladite enveloppe cylindrique (79) et de ladite paroi latérale (67) de la cavité du réacteur pour former une premier chambre annulaire (115) entre ladite enveloppe cylindrique (79) et ladite barrière (113) et une seconde chambre annulaire (115) entre ladite barrière (113) et ladite paroi latérale (67) de la cavité du réacteur. 9. Réacteur nucléaire à métal liquide (111) selon la revendication 8, caractérisé par le fait qu'un couvercle de fermeture (63) est installé sur le haut ouvert (71) de ladite cuve généralement cylindrique à fond fermé (53), ledit couvercle de fermeture (63) étant supporté par ladite barrière (113), ladite cuve de protection (75) comporte une paroi de fond fermé cintrée (77) se conformant d'une façon générale à la paroi cintrée (69) de ladite cuve (53) à fond fermé, avec ladite enveloppe cylindrique (79) de cette cuve suspendue audit couvercle de fermeture (63), et lesdits moyens de support (83) à l'intérieur de la cuve de protection (75) adjacents à la paroi de fond cintrée (69) de ladite cuve à fond fermé (53) comprennent un rebord (85) s'étendant vers l'intérieur de façon adjacente à la périphérie (87) de ladite paroi de fond cintrée (69) et fixé à la partie inférieure (89) de ladite cuve de protection (75). 10. Réacteur nucléaire à métal liquide (111) selon la revendication 9, caractérisé par le fait que les pieds orientés vers le bas (101) sont installés autour de la périphérie de la paroi inférieure (77) de ladite cuve de protection (75) lesquels pieds (101) reposent sur ledit lit réfractaire (99) de ladite couche de base (97) lorsque ladite cuve (53) à fond fermé contient ledit bain (57) de métal liquide chauffé, dans les conditions de fonctionnement. 11. Réacteur nucléaire à métal liquide (111) selon la revendication 10, caractérisé par le fait que ladite barrière (113) comporte une isolation thermique (121) sur sa surface (123) qui fait face à ladite paroi latérale de la cavité (67) du réacteur dans ladite seconde chambre annulaire (117). 12. Réacteur nucléaire à métal liquide (111) selon la revendication 11, caractérisé par le fait que des générateurs de vapeur (127), des pompes (125) et des échangeurs de chaleur pour le côté métal liquide secondaire réacteur sont disposés à l'intérieur de ladite chambre annulaire (115). 13. Réacteur nucléaire à métal liquide (141) selon la revendication 1, caractérisé par le fait que: ladite cuve de protection (145) possède une paroi de fond plate (147) reposant sur ladite couche de base (97), un couvercle de fermeture (63) est installé sur le haut ouvert (71) de ladite cuve généralement cylindrique (145) à fond fermé, ledit couvercle de fermeture (63) étant supporté par ladite paroi latérale (67) de cavité du réacteur et ladite enveloppe cylindrique (149) comporte une partie inférieure (151) s'étendant vers le haut à partir de ladite paroi de fond plate (147) et comportant un bord supérieur (155) et une partie supérieure (153) supportée par ledit couvercle de fermeture (63) en étant espacée vers l'intérieur de ladite partie inférieure (151), ladite partie supérieure (153) ayant un bord inférieur (157) disposé au-dessous du bord supérieur (155) de ladite partie inférieure (151), et lesdits moyens de support (83) comprennent un bain ou masse (143) d'alliage de plombbismuth installé sur ledit fond plat (147) avec ladite paroi de fond fermé cintrée (69) en contact avec ledit bain (143), ledit bain (143) d'alliage de plomb- bismuth constituant un joint d'étanchéité entre les parties supérieure (153) et inférieure (151) de ladite enveloppe (149). 14. Réacteur nucléaire à métal liquide (141) selon la revendication 13, caractérisé par le fait que lesdits moyens de support (83) comprennent aussi un rebord (85) s'étendant vers l'intérieur de façon adjacente à la périphérie (87) de ladite paroi de fond cintrée (69) et fixé à la partie inférieure (89) de la partie supérieure (153) de ladite enveloppe cylindrique (149). 15. Réacteur nucléaire à métal liquide (141) selon la revendication 14, caractérisé par le fait que des pieds (101) solidaires orientés vers le bas sont installés de façon adjacente à l'extrémité de la portion inférieure de 28 2620559 la partie supérieure (153) de ladite enveloppe cylindrique (149), lesquels pieds (101) reposent sur ladite paroi de fond plate (147), lorsque ledit bain (143) de métal liquide est installé dans ladite cuve (145), à l'état chauffé, dans les conditions de fonctionnement. 16. Réacteur nucléaire à métal liquide (171) selon la revendication 1, caractérisé par le fait que: une barrière métallique cylindrique (113) est installée, s'étendant vers le haut à partir de ladite couche de base (97) entre ladite enveloppe cylindrique (149) de ladite cuve de protection (145) et ladite paroi latérale (67), de la cavité du réacteur, ladite barrière (113) étant espacée à la fois de ladite enveloppe cylindrique (149) et de ladite paroi latérale (67) de la cavité du réacteur pour former une première chambre annulaire (115) entre ladite enveloppe cylindrique (149) et ladite barrière (113) et une seconde chambre annulaire (117) entre ladite barrière (113) et ladite paroi latérale (67) de la cavité du réacteur; ladite cuve de protection (145) comporte une paroi de fond plat (147) reposant sur ladite couche de base (97); un couvercle de fermeture (63) est prévu sur le haut ouvert (71) de ladite cuve généralement cylindrique (53) à fond fermé, ledit couvercle de fermeture (63) étant supporté par ladite barrière (113); et ladite enveloppe cylindrique (149) comprend une partie inférieure (151) s'étendant vers le haut à partir de ladite paroi de fond plate (147) et comportant un bord supérieur (155), et une partie supérieure (153) supportée par ledit couvercle de fermeture (63) en étant espacée vers l'intérieur par rapport à ladite partie inférieure (151), ladite partie supérieure (153) ayant un bord inférieur (157) disposé au-dessous dudit bord supérieur (155) de ladite partie inférieure (151), et lesdits moyens de support (83) comprenant un bain ou masse (143) d'alliage de plomb- bismuth prévue sur ledit fond plat (147), ladite paroi de fond fermé cintrée (69) étant en contact avec ledit bain (143), ledit bain (143) d'alliage de plomb-bismuth constituant un joint d'étanchéité entre la partie supérieure (153) et la partie inférieure (151) de ladite enveloppe (149). 17. Réacteur nucléaire à métal liquide (171) selon la revendication 16, caractérisé par le fait que lesdits moyens de support (83) comprennent aussi un rebord (85) s'étendant vers l'intérieur de façon adjacente à la périphérie (87) de ladite paroi de fond cintrée (69) et fixé à la partie inférieure de ladite partie supérieure (153) de ladite enveloppe cylindrique (149). 18. Réacteur nucléaire à métal liquide (171) selon la revendication 17, caractérisé par le fait que des pieds (101) orientés vers le bas sont installés de façon adjacente à l'extrémité de la partie inférieure de la partie supérieure (151) de ladite paroi cylindrique (149), lesquels pieds (101) reposent sur ladite paroi de fond plate (147) quand ledit bain (143) de métal liquide est installé dans ladite cuve (145) à l'état chauffé dans Ies conditions de fonctionnement. 19. Réacteur nucléaire à métal liquide (171) selon la revendication 16, caractérisé par le fait que ladite barrière (113) comporte une isolation thermique (121) sur sa surface (123) qui se trouve en regard de ladite paroi latérale (67) de cavité du réacteur dans ladite seconde chambre annulaire (117). 20. Réacteur nucléaire à métal liquide (171), selon la revendication 19, caractérisé par le fait que des générateurs de vapeur (137), des pompes (125) et des échangeurs de chaleur pour le côté métal liquide secondaire du réacteur sont disposés à l'intérieur de ladite première chambre annulaire (115). 21. Réacteur nucléaire à métal liquide (171) selon la revendication 16, caractérisé par le fait que ladite barrière (113) comporte une isolation thermique (123) sur sa surface (123) qui se trouve en regard de la paroi latérale (67) de la cavité de réacteur dans ladite seconde chambre annulaire (117) et des générateurs de vapeur (129), des pompes (125) et des échangeurs de chaleur pour le côté métal liquide secondaire du réacteur sont disposés à l'intérieur de ladite première chambre annulaire (115). 22. Procédé de préchauffage du fond fermé d'une cuve de sodium d'un réacteur nucléaire à métal liquide pour chargement de sodium liquide aux confins de cette cuve, caractérisé par le fait que: une alimentation en alliage solide de plomb-bismuth est prévue à proximité du fond fermé de ladite cuve de sodium à l'extérieur des confins de ladite cuve de sodium; l'alliage solide plomb-bismuth est chauffé pour être amené à fondre et à former une bain chauffé d'alliage de plomb-bismuth liquide tandis que ledit bain chauffé vient en contact avec le fond fermé de ladite cuve de sodium pour chauffer cette dernière; et du sodium est ajouté aux confins de ladite cuve de sodium ayant un fond chauffé du fait dudit contact avec le bain chauffé d'alliage liquide de plomb-bismuth. 23. Procédé selon la revendication 22, caractérisé par le fait que ledit alliage de plomb-bismuth possède un point de fusion situé entre 90 et 150'C et un poids volumique dépassant 9650 kg/m3. 24. Procédé selon la revendication 23, caractérisé par le fait que ledit alliage de plomb-bismuth possède une teneur en plomb d'environ 40 à 50 % en poids et une teneur en bismuth d'environ 60 à 50 % en poids. 25. Procédé selon la revendication 24, caractérisé par le fait que ledit alliage de plomb-bismuth est un alliage contenant environ 45 % de plomb et 55 % de bismuth, en poids, et dont le point de fusion est d'environ 124 C. 26. Procédé selon la revendication 25, caractérisé par le fait qu'un alliage liquide supplémentaire de plomb- bismuth est ajouté audit bain chauffé après la formation de ce bain à partir dudit alliage solide de plomb- bismuth.