FR 2681718 A1 19930326 FR 9111654 A 19910920 L'invention concerne un dispositif de refroi- dissement du coeur et de protection de la structure en béton d'un réacteur nucléaire dont le coeur est entré en fusion à la suite d'un accident. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent une cuve de forme générale cylindrique renfer- mant le coeur du réacteur, disposée avec son axe vertical dans un puits de cuve cylindrique ayant un fond inférieur situé à l'aplomb de la cuve Le coeur du réacteur nu- cléaire est refroidi par de l'eau sous pression circulant dans le circuit primaire du réacteur et à l'intérieur de la cuve en contact avec les assemblages combustibles. Dans le cas de certains accidents survenant dans le réacteur nucléaire et se traduisant par une perte de la fonction de refroidissement du coeur, on doit envisager, compte tenu des conséquences très graves qui en résulte- raient, bien que la probabilité d'un tel événement soit extrêmement faible et pratiquement nulle, le cas o les circuits d'injection de secours du réacteur ne pourraient être mis en fonctionnement Il peut alors se produire une séquence accidentelle conduisant à la fusion du coeur en l'absence d'eau de refroidissement, ce qui peut entraîner une destruction par percée du fond de la cuve et l'écou- lement de la masse du coeur en fusion et des matériaux entourant le coeur, dans le puits en béton contenant la cuve du réacteur Le contact de la masse en fusion du combustible et des matériaux entourant le combustible, appelée corium, dont la température peut atteindre 2500 à 28000 C, avec le fond du puits de cuve en béton, en l'ab- sence de refroidissement, peut entraîner la destruction complète du fond du puits Le corium peut alors s'enfoncer dans le radier de l'enceinte de confinement du réacteur, détruire ce radier et contaminer les nappes phréatiques présentes dans le sol du site du réacteur nucléaire La progression du corium à l'intérieur du sol ne peut s'arrê- ter que lorsque la puissance résiduelle du corium a décru suffisamment. On a proposé différents dispositifs pour éviter le contact du corium avec le fond du puits de cuve en béton. Les dispositifs connus permettent généralement d'étaler la masse du corium sur une certaine surface, pour que la puissance à évacuer par unité de surface soit la plus faible possible et soit compatible avec les possibi- lités de refroidissement par des fluides On a par exemple proposé de récupérer et de contenir le corium dans une poche métallique revêtue intérieurement de matériaux réfractaires dont la fusion partielle absorbe de l'éner- gie, de manière transitoire, et permet de disposer d'un intervalle de temps suffisant pour noyer extérieurement la poche métallique dans une masse d'eau, afin d'évacuer la puissance résiduelle du corium par ébullition de la masse d'eau. L'inconvénient de ce dispositif provient du fait que les matériaux réfractaires sont le plus souvent de très mauvais conducteurs de la chaleur, ce qui a pour effet d'augmenter la température d'équilibre du corium qui reste à l'état liquide. On connaît d'autres dispositifs qui utilisent des soles réfractaires refroidies en permanence par un circuit d'eau Un des inconvénients de ces dispositifs est que le circuit de refroidissement peut présenter des défaillances qui sont susceptibles de le rendre au moins partiellement inefficace D'autre part, les échanges thermiques ne sont pas suffisamment intenses pour éviter que le corium reste à une température élevée et à l'état liquide après son déversement sur le dispositif de récupé- ration et de refroidissement. On connaît également un dispositif constitué par un empilement de profilés placés horizontalement dans le fond du puits, en-dessous du fond de la cuve, de manière à constituer des réceptacles pour le corium fondu, afin de réaliser la dispersion de la masse fondue, d'améliorer son refroidissement et de permettre sa solidification Ce dispositif a cependant l'inconvénient de ne pas assurer une protection efficace du béton du puits de cuve, lorsque l'écoulement du corium se produit de façon localisée Les profilés qui sont disposés en quinconce sont alors suscep- tibles de se remplir successivement de corium fondu par débordement local, de telle sorte que la masse fondue peut atteindre rapidement le fond du puits de cuve. On connaît enfin, par la demande de brevet français 91-06047, un dispositif de récupération et de refroidissement du coeur d'un réacteur nucléaire en fusion qui permet d'éviter tout contact entre la masse du coeur fondu et le béton du puits de cuve et d'assurer un refroi- dissement et une solidification rapide de la masse fondue. Ce dispositif est constitué par une structure métallique reposant sur le fond du puits de cuve et immergée dans une masse d'eau remplissant la partie inférieure du puits de cuve La structure métallique comporte une cheminée centrale, une paroi de récupération et de refroidissement du coeur en fusion et une paroi périphérique. Ce dispositif qui permet de réaliser rapidement un étalement, un refroidissement et une solidification du corium présente cependant l'inconvénient que la structure métallique peut être détruite, sous l'effet des efforts dynamiques engendrés lors de la chute du corium et du fond de cuve, ceux-ci pouvant atteindre plusieurs milliers de tonnes. En outre, le refroidissement du corium entraîne la formation d'un débit de vapeur extrêmement important, à l'intérieur du puits de cuve, ce débit étant de l'ordre de 10 000 m 3/heure L'évacuation d'un tel débit de vapeur dans l'atmosphère de l'enceinte de confinement entraîne une dispersion de produits de fission dans l'ensemble du volume du bâtiment du réacteur, ce qui est incompatible avec les principes de sécurité qui doivent être respectés. Le but de l'invention est donc de proposer un dispositif de refroidissement du coeur et de protection de la structure en béton d'un réacteur nucléaire dont le coeur est entré en fusion à la suite d'un accident, le réacteur comportant une cuve de forme globalement cylin- drique renfermant le coeur du réacteur disposée avec son axe vertical dans un puits de cuve ayant un fond inférieur sur lequel repose le dispositif de refroidissement et de protection constitué par une partie de la structure du réacteur comportant une partie d'un radier situé à l'a- plomb de la cuve, ce dispositif présentant une très grande résistance et une très grande rigidité, de manière à supporter la chute du corium et du fond de cuve et pouvant assurer le refroidissement du corium sans rejet de vapeur dans le bâtiment du réacteur. Dans ce but, le dispositif suivant l'invention est constitué par une sole métallique recouvrant le fond du puits de cuve dans laquelle sont ménagés des canaux de refroidissement par circulation d'un fluide, reliés à des moyens d'alimentation et d'évacuation du fluide de refroi- dissement. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va maintenant décrire, à titre d'exemple non limitatif, en se référant aux figures jointes en annexe, un mode de réali- sation d'un dispositif de refroidissement et de protection suivant l'invention utilisé dans le cas d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression. La figure 1 est une vue en coupe par un plan vertical de l'enceinte de sécurité d'un réacteur nucléaire à eau sous pression comportant un dispositif de refroidis- sement et de protection suivant l'invention. La figure 2 est une vue schématique de la partie inférieure du puits de cuve du réacteur nucléaire repré- senté sur la figure 1. La figure 3 est une vue de dessus d'une sole métallique constituant un dispositif de refroidissement et de protection suivant l'invention. La figure 4 est une vue de côté suivant 4 de la figure 3. La figure 5 est une vue en coupe suivant 5-5 de la figure 3. La figure 6 est une vue en coupe suivant 6-6 de la figure 5. La figure 7 est une vue en coupe de la sole métallique réalisée suivant une variante montrant un canal de refroidissement et ses moyens d'alimentation et d'éva- cuation d'eau de refroidissement. La figure 8 est une vue en coupe agrandie montrant un clapet de retenue du canal de refroidissement représenté sur la figure 7. Sur la figure 1, on voit l'enceinte de sécurité 1 à double enveloppe d'un réacteur nucléaire à l'intérieur de laquelle est disposée la cuve 3 renfermant le coeur 4 du réacteur, dans une disposition verticale et suivant l'axe d'un puits de cuve 2. La partie inférieure de l'enceinte de sécurité 1 en béton à double enveloppe est constituée par un radier reposant sur le sol. Le dispositif de refroidissement et de protec- tion suivant l'invention, désigné de manière générale par le repère 10, est constitué par une sole métallique ll reposant sur une partie du radier 5 surélevée et placée à l'aplomb du puits de cuve 2, en-dessous du fond de la cuve 3 renfermant le coeur 4 A l'intérieur de la sole 11 sont ménagés des canaux de refroidissement qui sont alimentés en un fluide de refroidissement tel que de l'eau par un circuit de refroidissement comportant des canalisations 12 et 13 traversant la paroi de l'enceinte de sécurité 1. Le circuit de refroidissement est constitué de deux demi-circuits comportant chacun des canalisations telles que 12 et 13 reliées à la sole refroidie 11, un échangeur de chaleur 14 refroidi par de l'air (flèche 15), un réservoir 16 d'expansion et de collecte des condensats provenant de l'échangeur 14 et une pompe de circulation 17. Pour chacun des demi-circuits, l'eau sortant de la sole par la canalisation 13 est refroidie à l'intérieur de l'échangeur de chaleur 14 avant d'être renvoyée dans la sole par la conduite 12, par la hauteur motrice résultant de la différence des volumes spécifiques de l'émulsion eau-vapeur présente dans la canalisation 13 et de l'eau refroidie retournant vers la sole par la canalisation 12. Le fonctionnement du dispositif de refroidisse- ment et de protection suivant l'invention, dans le cas d'une fusion du coeur 4 et du fond de cuve sera décrit plus en détail dans la suite du texte De manière schéma- tique, si le coeur 4 du réacteur nucléaire entre en fusion de manière accidentelle et provoque la fusion du fond de cuve, le mélange constitué par le coeur, le matériau de gainage et certains éléments de la cuve du réacteur, appelé corium, se répand sur la sole 11 La sole Il de forte épaisseur est susceptible de recueillir le corium fondu sans être détruite, d'assurer la protection du radier 5 et d'effectuer le refroidissement du corium. La sole 11 est refroidie par circulation d'eau parvenant par les conduites d'alimentation telles que 12. L'eau échauffée ou la vapeur est recueillie par la conduite 13 à la sortie de la sole 11 et refroidie et condensée à l'intérieur de l'échangeur 14 L'eau refroidie est renvoyée dans les canaux de refroidissement de la sole 11 par la canalisation 12. Le refroidissement du corium est donc effectué sans émission de vapeur dans l'enceinte et en utilisant des moyens de refroidissement disposés à l'extérieur de l'enceinte de sécurité du réacteur. Les échangeurs de chaleur 14 et les réservoirs 16 du circuit de refroidissement sont installés à une hauteur au-dessus du plan médian horizontal de la sole 11 qui peut être de l'ordre de 25 m et qui permet d'obtenir une pression statique de la colonne d'eau dans les canali- sations d'alimentation, du même ordre de grandeur que la perte de charge dans les canaux de refroidissement de la sole 11. Sur la figure 2, on a représenté la partie 5 a du radier 5 disposée en saillie vers le haut à l'aplomb du puits de cuve 2 et la sole refroidie 11 reposant sur la partie 5 a du radier. Une paroi en tôle métallique 18 ou peau qui recouvre la surface supérieure du radier 5 et sur laquelle est coulée une couche de béton de protection est reliée à la partie extérieure de la sole métallique 11. On va maintenant décrire plus en détail la sole métallique 11 du dispositif de refroidissement et de protection suivant l'invention, en se référant à l'ensem- ble des figures 3, 4, 5 et 6. La sole 11 est constituée par une plaque métal- lique dans laquelle sont ménagés des canaux de refroidis- sement 20 et qui est reliée à ses extrémités longitudina- les à des ensembles collecteurs 21 et 22 permettant d'assurer l'alimentation des canaux 20 en fluide de refroidissement et l'évacuation du fluide de refroidisse- ment échauffé et éventuellement vaporisé. L'ensemble collecteur 21 est alimenté en eau de refroidissement par une conduite 21 a et relié, dans une disposition opposée, à une conduite d'évacuation 21 b. De même, l'ensemble collecteur 22 est relié à l'une de ses extrémités transversales à une conduite d'alimentation 22 a et à son autre extrémité à une conduite d'évacuation 22 b. Comme il est visible sur la figure 5, chacun des ensembles collecteurs comporte une enveloppe externe 24 et une enveloppe interne 25 fixées par soudage sur les faces latérales de la sole massive métallique 11. Chacun des canaux 20 ménagés dans l'épaisseur de la sole présente une forme d'épingle et comporte une branche inférieure débouchant à l'une de ses extrémités à l'intérieur de l'enveloppe externe 24 et à l'extérieur de l'enveloppe interne 25 d'un collecteur 21 (ou 22) et une branche supérieure débouchant à l'une de ses extrémités à l'intérieur de l'enveloppe interne 25 de l'un des collec- teurs 21 (ou 22). Les canaux de refroidissement successifs tels que 20, 20 ' disposés suivant la longueur de la sole refroidie 11 débouchent alternativement dans le collecteur 21 ou dans le collecteur 22. L'eau de refroidissement circule, pendant le fonctionnement du dispositif, à l'intérieur de chacun des canaux 20, entre le collecteur externe d'alimentation 24 et le collecteur interne d'évacuation 25. Comme il est visible sur la figure 6, la sole métallique 11 est constituée de blocs successifs 30 a, 31 a, 31 b,, 31 N et 30 b soudés entre eux suivant leurs faces latérales pour constituer des plans de joints successifs et parallèles 32. Les blocs d'extrémité 30 a et 30 b présentent une hauteur supérieure à la hauteur des blocs intermédiaires 31 a, 31 b,, 31 N et comportent une partie supérieure 43 en saillie vers le haut par rapport à la partie supérieure des blocs 31, constituant un muret destiné à retenir la masse du corium en fusion sur la sole 11. Les blocs d'extrémité 30 a et 30 b comportent une face destinée à être rapportée et soudée contre une face correspondante d'un bloc intermédiaire qui est usinée de manière à constituer par juxtaposition avec des usinages correspondants des blocs intermédiaires, la branche inférieure et la branche supérieure d'un canal de refroi- dissement 20. Les blocs intermédiaires 31 a, 31 b,, 31 N sont usinés sur leurs deux faces latérales qui sont rapportées et soudées contre une face correspondante d'un autre bloc intermédiaire ou d'un bloc d'extrémité, pour constituer des parties des branches inférieures et supérieures de deux canaux de refroidissement successifs. Les faces surélevées 43 des blocs d'extrémité 30 a et 30 b sont revêtues d'une couche de matière réfrac- taire 35 destinée à protéger le muret contre le corium chaud susceptible de se déverser sur la sole 11. Les blocs d'extrémité 30 a et 30 b ainsi que les blocs intermédiaires 31 a à 31 N sont usinés à leur partie supérieure, de manière à ménager, lorsqu'ils ont été juxtaposés, des rainures parallèles 33, dans la direction longitudinale de la sole 11 Ces rainures 33 permettent de favoriser le transfert de la chaleur provenant du corium vers les canaux de refroidissement 20 et de constituer des pièges maintenant le corium en cours de refroidissement. Ces rainures permettent également de faciliter les opéra- tions de soudure des blocs d'acier juxtaposés deux à deux. Une structure en tôle mécano-soudée 34 est disposée au-dessus de la surface supérieure des blocs intermédiaires 31 de la sole 11, de manière à protéger la sole et à absorber l'énergie cinétique mise en jeu lors de la chute du corium et du fond de cuve sur la sole 11, dans le cas d'un accident se traduisant par une fusion du coeur du réacteur. La structure 34 comporte une partie supérieure constituée par une tôle pliée et un ensemble de plaques de renfort 29 perpendiculaires à la partie supérieure de la structure venant s'engager chacune dans une rainure 33 afin d'assurer le maintien de la structure 34 sur la sole 11. Comme il est visible sur la figure 7 qui est relative à une variante de réalisation du dispositif, en ce qui concerne la position des collecteurs, chacun des canaux de refroidissement 20 en épingle disposés à l'inté- rieur de la sole métallique 11 est relié par l'une de ses extrémités à un collecteur d'alimentation 36, lui-même relié à une conduite d'alimentation 36 a, par l'intermé- diaire d'un clapet anti-retour 38 L'autre extrémité du canal de refroidissement 20 est reliée à un collecteur d'évacuation 37 lui-même relié à une conduite d'évacuation 37 a. Les conduites d'alimentation 36 a et 37 a sont elles-mêmes reliées à des conduites d'un circuit de refroidissement telles que les conduites 12 et 13 repré- sentées sur la figure 1. Sur la figure 8, on a représenté un clapet anti- retour 38 disposé à l'entrée d'un canal de refroidissement ménagé à l'intérieur de la sole 11. Le clapet 38 comporte une chambre 39 à l'inté- rieur de laquelle est soudé un siège 41 Une bille d'alu- mine 40 vient reposer sous l'effet de son poids sur le siège 41, de manière à fermer le passage mettant en communication la chambre d'alimentation 36 avec le canal 20, lorsque le collecteur 36 n'est pas alimenté. Lorsque le collecteur est alimenté, la bille 40 est soulevée par le courant d'eau de refroidissement dans sa position 40 ', de sorte que l'eau peut pénétrer dans le canal de refroidissement 20. il L'eau de refroidissement circulant à l'intérieur du canal de refroidissement 20 est susceptible de se vaporiser au moins partiellement au début du refroidisse- ment lorsque la circulation naturelle n'est pas encore établie, si bien que le canal 20 est parcouru par une émulsion eau-vapeur. Le clapet 38 permet d'éviter que l'émulsion eau- vapeur formée ne puisse s'échapper par le collecteur d'alimentation 36 Cette émulsion eau-vapeur ne peut s'échapper que par le collecteur d'évacuation 37 ou collecteur chaud Il s'établit donc progressivement une circulation naturelle par différence de densité des deux colonnes fluides qui maintient ensuite le clapet soulevé. Dans le cas d'un dispositif de refroidissement et de protection selon l'invention utilisé dans un réac- teur nucléaire à eau sous pression tel que construit et exploité actuellement, on utilise une sole dont la surface correspondant sensiblement à la surface du fond de puits de cuve est de 66 m 2. La sole métallique réalisée en acier de cons- truction A 42 présente une épaisseur supérieure à 300 mm dans sa partie centrale et comporte des murets latéraux destinés à retenir le corium d'une hauteur voisine de 800 mm. La sole 11 est constituée par des blocs juxtapo- sés 30 a, 30 b, 31 a à 31 N dont la longueur est voisine de 8 m. Ces blocs sont usinés de manière à ménager des canaux de refroidissement dont le diamètre est voisin de 30 mm. La sole repose sur le radier 5 en béton dont elle assure la protection au niveau du fond de cuve. La sole permet de recueillir le corium en fusion, dans le cas d'un incident se traduisant par un défaut de refroidissement total dans le réacteur, ce corium ayant un volume supérieur à 40 m 3. Le corium déversé sur la sole métallique 11 occupe une hauteur supérieure à 600 mm dans la partie centrale de la sole 11, entre les murets 43. Le corium formé dans le cas d'une fusion du coeur peut se présenter sous la forme d'un milieu liquide continu ou sous la forme de débris partiellement fondus qui se déversent sur la sole 11 du dispositif de refroi- dissement, en cas d'accident Dans tous les cas, le corium s'étale de façon à peu près uniforme sur la surface de la sole. Dans le cas o le corium est un milieu continu en fusion, il est très fluide et il ne peut se former à sa surface une croûte solidifiée stable, dans la mesure o il se produit un dégagement de chaleur intense sous la surface du corium L'ensemble du corium à grande fluidité s'étale donc sans difficulté sur la sole Si le corium est constitué par des débris fragmentés, il peut se former des amas de matière localisés sur la sole mais ces amas ne peuvent atteindre une taille conduisant à un flux de chaleur supérieur à celui apparaissant dans le cas d'une répartition uniforme du corium liquide en fusion. Lorsque le corium se répand sur la sole métalli- que 11, il vient en contact avec la structure 34 qui absorbe une partie de l'énergie cinétique accompagnant la chute du corium La sole métallique 11 est dimensionnée pour supporter la chute du corium et en particulier, les canaux de refroidissement 20 sont espacés d'une distance P constituant le pas du réseau de refroidissement dont la valeur est telle que la structure de la sole refroidie soit équivalente à une structure massive susceptible de transmettre au radier 5 les charges importantes accompa- gnant la chute du corium, sans déformation notable des canaux de refroidissement. Lorsque le corium dont la température est voisine de 24000 C entre en contact avec la surface supé- rieure de la sole 11, l'acier de la sole fond sur une faible épaisseur et se mélange au corium Une croûte de faible épaisseur (d'une épaisseur de quelques centimètres) se forme entre le corium et l'acier et un équilibre thermique s'établit dès que l'énergie absorbée par les canaux de refroidissement 20 devient égale à la chaleur dégagée par le corium. Dans le calcul des dimensions de la sole et des caractéristiques du système de refroidissement, on suppose que le corium est entièrement sec et qu'il n'est donc pas refroidi par le haut par l'évaporation d'eau De plus, on néglige le flux de chaleur rayonné par le corium en direction du puits de cuve Le circuit est conçu pour refroidir le corium, soit en circulation naturelle, soit en circulation forcée. En régime permanent, lorsqu'une croûte solidi- fiée s'est formée au contact de la sole, la température à l'interface de la croûte solidifiée et de la surface supérieure de la sole est inférieure à la température de fusion de l'acier, soit 14500 C La totalité de la chaleur dégagée par le corium est évacuée par conduction dans la croûte solidifiée et dans la sole métallique. La puissance dégagée par le corium recueilli par la sole est de l'ordre de 32 MW, cette puissance étant évacuée par le circuit de refroidissement. Dès que le corium entre en contact avec la sole, l'échauffement de cette sole produit une ébullition partielle de l'eau, ce qui entraîne une circulation naturelle si les pompes 17 sont hors service. Il se produit une circulation naturelle de l'eau de refroidissement dans les canaux avec ébullition par- tielle; cependant, les canaux sont conçus de manière qu'il ne puisse y avoir d'obstruction par la vapeur La circulation naturelle de l'eau de refroidissement s'amorce sans aucune intervention extérieure et l'eau traverse les pompes 17 du circuit de refroidissement. A plus long terme, par exemple au bout de trois jours après l'accident ayant entraîné la fusion du coeur, les deux pompes 17 du circuit de refroidissement pourront être remises en marche pour établir une circulation forcée. On obtient alors une circulation continue conduisant à un refroidissement accéléré et à une solidi- fication du corium répandu sur la sole. Les pompes 17 peuvent être entraînées par des moteurs thermiques ou électriques. L'eau en circulation s'échauffe dans la branche inférieure de chacun des canaux de refroidissement avant de passer dans la branche supérieure o elle s'échauffe tout en restant liquide, dans le cas d'une circulation forcée ou en se vaporisant partiellement, dans le cas d'une circulation naturelle d'un mélange à deux phases. Le dispositif suivant l'invention est donc extrêmement sûr et permet une protection efficace du radier du réacteur, dans la mesure o la sole métallique peut supporter la chute du corium sans se déformer, la circulation du fluide de refroidissement dans les canaux de la sole commençant immédiatement après la chute du corium, de manière passive. En outre, le refroidissement à long terme du corium jusqu'à sa solidification complète peut être assuré facilement par circulation forcée d'eau de refroidisse- ment. Le refroidissement du corium est effectué sans qu'il se produise de vapeur à l'intérieur du bâtiment du réacteur. L'invention ne se limite pas au mode de réalisa- tion qui a été décrit. C'est ainsi qu'on peut imaginer d'utiliser des soles métalliques réalisées d'une manière différente de celle qui a été décrite Au lieu de blocs soudés les uns aux autres, on peut utiliser des éléments constitutifs de la sole qui sont assemblés par emboîtement et fixés sur le radier par des plots encastrés et scellés dans le radier et engagés dans des ouvertures prévues dans chacun des éléments de la sole. La sole peut avoir des formes et dimensions variables, suivant les caractéristiques de la cuve et du puits de cuve du réacteur. Le circuit de refroidissement de la sole peut être réalisé d'une manière différente de celle qui a été décrite. Il est cependant préférable de disposer les éléments actifs du circuit de refroidissement tels que les échangeurs de chaleur à l'extérieur de l'enceinte de sécurité du réacteur. La circulation forcée du fluide de refroidisse- ment peut être assurée par tout type de pompes de circula- tion généralement utilisées dans les circuits de refroi- dissement d'un réacteur nucléaire. Enfin, le dispositif de refroidissement et de protection suivant l'invention peut être utilisé dans le cas de tout réacteur nucléaire comportant une cuve renfer- mant le coeur du réacteur disposée dans un puits de cuve dont le fond est constitué par une partie de la structure du réacteur nucléaire tel qu'un radier. REVENDICATIONS 1 Dispositif de refroidissement du coeur ( 4) et de protection de la structure en béton ( 5) d'un réacteur nucléaire dont le coeur ( 4) est entré en fusion à la suite d'un accident, le réacteur comportant une cuve ( 3) de forme globalement cylindrique renfermant le coeur ( 4) du réacteur disposée avec son axe vertical dans un puits de cuve ( 2) ayant un fond inférieur sur lequel repose le dispositif de refroidissement et de protection ( 11), constitué par une partie ( 5) de la structure du réacteur comportant une partie du radier située à l'aplomb de la cuve ( 3), caractérisé par le fait qu'il est constitué par une sole métallique ( 11) recouvrant le fond du puits de cuve dans laquelle sont ménagés des canaux de refroidisse- ment ( 20) par circulation d'un fluide reliés à des moyens d'alimentation et d'évacuation ( 12, 13, 14, 15) du fluide de refroidissement. 2. Dispositif suivant la revendication 1, caractérisé par le fait que la dalle ( 11) est constituée par des blocs ( 30 a, 30 b, 31 a, 31 b,, 31 n) rapportés et soudés les uns aux autres suivant des faces latérales verticales. 3. Dispositif suivant la revendication 2, caractérisé par le fait que les canaux de refroidissement ( 20) sont constitués par des parties usinées des faces rapportées les unes contre les autres des blocs ( 30 a, 30 b, 31 a,, 31 n). 4. Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 2 et 3, caractérisé par le fait que la sole métallique ( 11) comporte deux blocs d'extrémité ( 30 a, 30 b) à ses extrémités longitudinales et des blocs intermédiai- res ( 31 a, 31 n) entre les blocs d'extrémité ( 30 a, 30 b), les blocs d'extrémité ( 30 a, 30 b) comportant des parties supérieures ( 33) en saillie par rapport à la surface supérieure des blocs intermédiaires ( 31 a, 31 n) constituant un muret destiné à contenir le coeur en fusion du réac- teur, lors d'un déversement de ce coeur sur la sole ( 11). 5. Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé par le fait que la sole ( 11) comporte une structure en tôle métallique reposant sur sa surface supérieure horizontale avec un certain écartement et destinée à absorber l'énergie cinétique du coeur en fusion du réacteur, lors d'un déversement sur la sole ( 11). 6 Dispositif suivant la revendication 4, caractérisé par le fait que les parties en saillie ( 43) des blocs d'extrémité ( 30 a, 30 b) de la sole ( 11) compor- tent des faces internes en regard garnies d'une couche de matière réfractaire ( 35). 7 Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 à 6, caractérisé par le fait que les moyens d'alimentation et d'évacuation du fluide de refroi- dissement de la sole ( 11) comportent des collecteurs ( 24, , 36, 37) communiquant avec les parties d'extrémité des canaux de refroidissement ( 20), des conduites d'alimenta- tion et d'évacuation du fluide de refroidissement ( 21 a, 21 b, 22 a, 22 b, 36 a, 37 a) et un circuit de refroidissement comportant au moins un échangeur de chaleur ( 14) et des canalisations ( 12, 13) reliées aux canalisations d'alimen- tation des collecteurs d'alimentation et d'évacuation du fluide de refroidissement de la sole. 8. Dispositif suivant la revendication 7, caractérisé par le fait que le circuit de refroidissement est disposé au moins partiellement à l'extérieur d'une enceinte de sécurité ( 1) constituant une partie de la structure du réacteur à l'intérieur de laquelle est disposée la cuve ( 3) renfermant le coeur ( 4). 9. Dispositif suivant la revendication 8, caractérisé par le fait que le circuit de refroidissement comporte au moins un échangeur de chaleur ( 14), au moins un réservoir d'expansion et de condensation ( 16) et une pompe de circulation ( 17) disposée en série, à l'extérieur de l'enceinte de sécurité ( 1), sur des canalisations ( 12, 13) du circuit de refroidissement. 10 Dispositif suivant l'une quelconque des revendications 1 à 9, caractérisé par le fait qu'un clapet anti-retour ( 38) est disposé sur la partie d'extrémité de chacun des canaux de refroidissement reliées à un moyen d'alimentation ( 36) en fluide de refroidissement.