FR 2506063 A1 19821119 FR 8109615 A 19810514 La présente invention se rapporte à un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide, du type "intégré" c'est-à-dire contenant dans une cuve principale à la fois le coeur nucléaire et un circuit primaire principal d'extraction de chaleur, comprenant au moins une pompe et un échangeur thermique cédant la chaleur produite à un circuit secondaire. Lors de l'arrêt nucléaire du réacteur, l'extraction de la puissance thermique résiduelle décroissante est assurée soit par les mêmes circuits primaire et secondaire, soit par des circuits spéciaux de refroidissement à l'arrêt. Une partie de la chaleur produite par le réacteur est normalement perdue par fuites thérmiques à travers la cuve et sa dalle de fermeture supérieure ; cette fuite est limitée par des revêtements calorifuges fixés autour de la cuve et sous la dalle t la chaleur traversant ces revêtements doit être évacuée vers l'extérieur au moyen de circuits de refroidissement des structures. En cas d'accident grave du réacteur compromettant à la fois le circuit primaire principal d'extraction de chaleur et les circuits de refroidissement à l'arrêt, la température du sodium primaire risque de monter considérablement, ce qui accrolt les fuites thermiques et ce qui assure une certaine évacuation de chaleur par les circuits de refroidissement des structures, dans la mesure où ils restent en fonction. I1 a déjà été proposé d'utiliser des calorifuges dont la fuite thermique s'accroit considérablement lorsque la température s'élève, soit par un accroissement des effets liés au rayonnement thermique (cas du réacteur PHENIX), soit par une destruction et un écroulement de la structure calorifuge.La présente invention, éventuellement associée à l'utilisation de tels calorifu ges, a pour but de procurer un système de refroidissement des structures extrêmement fiable, propre à éviter une élévation exagérée des températures du métal liquide lors de la perte des autres moyens de refroidissement, et d'éviter ainsi des dommages irrémédiables. A cet effet et conformément à la présente invention, il est proposé un réacteur nucléaire comprenant une cuve remplie de métal liquide et contenant le coeur du réacteur, cette cuve étant surmontée d'une dalle de fermeture qui soutient un ensemble de composants permettant le fonctionnement du réacteur, cette dalle reposant sur une jupe de supportage placée autour de la cuve et isolée thermiquement de celle-ci, ladite jupe étant refroidie par l'écoulement d'un flui de, ce réacteur étant caractérisé par le fait que ledit fluide est de l'air circulant de bas en haut autour de la jupe et aboutissant à une cheminée pour procurer une circulation naturelle suffisante en cas d'accident. Conformément à une caractéristique secondaire de l'invention, la dalle de fermeture surmontant la cuve est munie de circuits en circulation naturelle reliant la sous-face de cette dalle, chauffée par le réacteur, à une surface d'échange placée à un niveau supérieur dans le circuit de l'air de refroidissement. Conformément à une autre caractéristique secondaire de l'invention, l'air utilisé est prélevé à l'atmosphère et rejeté à l'atmosphère par la cheminée. Conformément à une autre caractéristique secondaire de l'invention, l'air utilisé est prélevé à la base du bâtiment entourant le réacteur et rejeté par la cheminée dans un grenier surmontant ce bâtiment, ce grenier étant séparé de l'atmosphère par un toit de grande surface permettant l'évacuation de cha leur à l'atmosphère par rayonnement. Relativement à la variante précédente où l'on utilise directement l'air atmosphérique, cette variante permet d'ajouter une paroi de séparation entre le coeur nucléaire et l'extérieur, mais elle oblige à admettre en cas d'accident un air relativement chaud dans le bâtiment, entre la sortie du toit radiant et l'entrée dans les conduits de refroidissement autour de la jupe.Au lieu de ce toit radiant, on aurait pu prévoir des échangeurs airair refroidissant l'air interne en convection naturelle grâce à un circuit d'air extérieur également en convection naturelle, mais il a été calculé que pour les puissances envisagées qui dépassent 10 MW, l'en- combrement de tels échangeurs serait considérable. Le toit radiant métallique, qui assure par ailleurs la fonction nécessaire d'étanchéité du bâtiment, paraît plus économique. Grâce à telle ou telle de ces dispositions, on voit qu'en cas d'accident avec perte totale des énergie électriques et sans aucune intervention humaine, on obtient un certain refroidissement de secours du réacteur ; par des dimensionnements convenables, il est possible d'éviter que le sodium primaire parvienne à l'ébullition sous l'effet de la puissance résiduelle, ce qui empeche l'assèchement du coeur nucléaire et sa fusion avec dispersion de produits dangereux. Avec des dimensionnements moins larges, le résultat pourra etre limité au non-assèchement du coeur après une certaine phase d'ébullition du sodium. On notera que l'invention sera utilement couplée à l'utilisation de calorifuges qui perdent leur efficacité quand les températures s'élèvent mais que ce couplage n'est pas nécessaire en soi, dans la mesure où l'on dispose déjà pour le circuit de métal liquide d'autres systèmes de refroidissement reconnus d'une efficacité et d'une fiabilité suffisantes. L'invention ne procure alors que le refroidissement des structures entourant la cuve et, le cas échéant, de la dalle supérieure, avec une grande fiabilité. Bien entendu, le refroidissement des structures en fonctionnement normal du réacteur peut être intensifié ou réglé par rapport à la simple convection naturelle, de manière en particulier à régulariser les températures de structures vis-à-vis des températures atmosphériques. On pourra utiliser des ventilateurs sur le circuit d'air, d'une part accélérant le débit principal d'air, d'autre part recyclant une partie de l'air échauffé. Dans le souci de limiter encore plus les températures atteintes, les ventilateurs de débit principal peuvent bénéficier d'une alimentation électrique de fiabilité accrue. On décrira maintenant, à titre d'exemple non limitatif, différents modes de réalisation de l'invention en se référant aux dessins annexés dans lesquels - la figure 1 est une vue en coupe schématique d'un réacteur nucléaire réalisé conformément à l'inven tion, dans la variante où l'air est prélevé et reje té à l'atmosphère, - la figure 2 est une vue en coupe à plus grande échelle montrant d'une part le circuit d'air de re froidissement autour de la jupe du réacteur, d'autre part des circuits en circulation naturelle de métal liquide reliant la sous-face de la dalle au circuit d'air, - la figure 3 représente une première variante de réa lisation du circuit de refroidissement, dans sa par tie entourant la jupe de supportage de la dalle de réacteur ; dans cette variante, l'air de refroidis sement circule dans une fente annulaire dans laquel le sont disposées des ailettes verticales solidaires de la jupe, celle-ci étant indépendante du cylindre de béton qui l'entoure. - la figure 4 représente une deuxième variante de réa lisation de ce circuit dans la meme partie ; l'air de refroidissement circule alors dans des canaux verticaux solidaires à la fois de la jupe et du cy lindre de béton qui l'entoure, - la figure 5, à comparer à la figure 1, est une coupe schématique d'un réacteur nucléaire réalisé confor mément à l'invention, dans la variante où l'air est prélevé à la base du bâtiment contenant le réacteur et rejeté dans ùn grenier revêtu d'un toit radiant vers l'extérieur, pour redescendre ensuite dans le bâtiment. Le dessin général d'un réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium et de type intégré est bien connu des spécialistes de la technique et ne sera pas décrit ici en détails. Pour toute précision, on pourra notamment se reporter à la revue "NUCLEAR ENGINEERING INTERNATIONAL", Vol. 23, NO 272 de Juin 1978. Comme l'illustre schématiquement la figure 1 et conformément à la technique connue, l'ensemble du circuit primaire du réacteur est confiné dans une cuve principale 12 à axe vertical et à paroi chaude, suspendue à une dalle froide 20 par une virole 12a (figure re 2) à gradient thermique. Bien entendu, l'invention s'étend sans difficulté à d'autres types de supportage de la cuve 12. La cuve 12 est remplie de sodium liquide primaire 14 et elle contient le coeur 10 du réacteur. La circulation du sodium 14 dans le coeur 10 est commandée par des pompes primaires 16 et la chaleur extraite du coeur par le sodium est transmise à des circuits de sodium secondaires (non représentés) par des échangeurs de chaleur 18. Une jupe cylindrique 26 en acier entoure la cuve principale 12 et assure le supportage de la dalle 20 à partir du radier inférieur 22 d'un puits de cuve cylindrique 24 entourant la jupe 26 et remontant autour de la dalle 20. Le radier 22 et le puits de cuve 24 sont réalisés en béton afin d'assurer la protection neutronique de l'installation. On voit sur la figure 2 que la face interne de la jupe de supportage 26 est revêtue d'un calorifuge 28 d'un quelconque type connu permettant de limiter les fuites thermiques.De façon connue, une cuve de sécurité peut être disposée entre la cuve principale 12 et la jupe de supportage 26 pour doubler la cuve principale afin de recueillir le sodium primaire 14 en cas de fuite de cette dernière. Cette cuve de sécurité est représentée en traits mixtes et désignée par la référence 30 sur les figures 3 et 4. Comme le montre en particulier la figure 2, la jupe de supportage 26 est prévue cylindrique sur toute sa hauteur, de manière à simplifier sa réalisation et les dispositions de son refroidissement. Dans le cas figuré d'une cuve principale de réacteur suspendue à la dalle et comportant un fond arrondi, il apparaît un volume important entre le radier 22 et la cuve 12 ; pour limiter l'écoulement de sodium en cas de fuite de la cuve 12 (et le cas échéant de fuite de la cuve de sécurité qui l'entoureX, et pour limiter la descente de la cuve par fluage en cas de surchauffe accidentelle de cette cuve, on peut juger utile de combler une partie de ce volume par un matériau de remplissage 34, de préférence réfractaire si l'on veut également lutter contre la perspective de percée de ce matériau par un coeur accidenté en fusion.On peut choisir d'utiliser des briques de magnésie ancrées au fond. Ces dispositions sont connues dans leur ensemble et ne font pas partie de l'invention. La particularité vis-à-vis de l'invention est seulement que ce remplissage, auquel on donne une forme de cuvette sous la cuve, permet d'éloigner de la jupe de supportage le sodium chaud ou les matériaux en fusion issus de la cuve ; cette fusion étant bien entendu d'autant moins probable que l'invention a pour objet de l'éviter. Conformément à la présente invention, le refroidissement de la jupe 26 est constitué par un cir cuit d'air prélevé soit directement à l'atmosphère, soit à l'intérieur du bâtiment, entourant la jupe et prolongé par une cheminée de hauteur suffisante. Dans le cas du prélèvement atmosphérique (figure 1), l'air rentre par des baies grillagées 40 dans une enceinte de tranquillisation 42 disposée à l'extérieur du bâtiment réacteur 44. L'air pénètre ensuite dans un conduit d'alimentation 46 qui débouche dans un collecteur annulaire d'entrée 48 formé à la base du puits de cuve 24, entre ce dernier et la jupe 26.Un ventilateur hélicoïde 45, susceptible d'induire une vitesse de l'ordre de 8 m/s sous une pression de 100 Pa dans un conduit présentant un diamètre de 3 m, peut etre placé à l'entrée du conduit d'alimentation 46, celui-ci présentant ensuite une forme divergente jusqu'au collecteur d'entrée 48. L'air admis dans le collecteur annulaire 48 remonte ensuite par au moins un passage 50 défini entre la jupe 26 et le puits de cuve 24 pour pénétrer dans un collecteur annulaire de sortie 52 défini entre l'extrémité supérieure du puits de cuve 24 et la partie externe de la dalle 20. On voit ainsi que la paroi 20"b constitue l'une des parois du collecteur 52. L'air atmosphérique parvenu dans le collecteur 52 est donc échauffé par le léchage de la paroi 20"b avant d'être acheminé par un conduit horizontal de sortie 53 à la base d'une cheminée 54 d'environ 3 mètres de diamètre et dont la hauteur peut être comprise entre 50 et 70 m. Bien entendu, le conduit horizontal 53 traverse le bâtiment réacteur 44 avant de communiquer avec la cheminée 54. Les conduits d'air du circuit de refroidissement externe qui vient d'être décrit doivent être relativement étanches vis-à-vis de l'atmosphère interne du bâtiment 44. Pour le conduit d'entrée 46 qui reste froid, on peut s'accommoder d'une construction non revêtue en béton armé, tandis que le conduit de sortie 53 peut être constitué soit de parois métalli ques découplées du béton et libres en dilatation, soit revêtu d'un calorifuge tapissant les parois, soit revêtu d'une peau d'étanchéité métallique fixée au béton. Les figures 3 et 4 illustrent deux variantes de réalisation du passage 50 défini entre la jupe 26 et le puits de cuve 24 et par lequel l'air de refroidissement remonte du collecteur d'entrée 48 jusqu'au collecteur de sortie 52 afin d'assurer notamment en cas d'accident, le refroidissement de la jupe de supportage 26. Ainsi, la figure 3 montre une première variante selon laquelle ce passage 50 est constitué par une fente annulaire 50a définie entre la paroi interne d'une feuille métallique 24a tapissant l'intérieur du puits de cuve 24 et la paroi externe de la jupe de supportage 26. De plus, la virole de supportage 26 porte des ailettes radiales 56 qui s'étendent verticalement en regard de la paroi interne de la feuille 24a. Si la feuille 24a présentait des plis de flambage thermique, l'intégrité des canaux d'air dans la fente 50a serait préservée grâce à ces ailettes 56. Cellesci permettent encore en cas d'accident explosif dans la cuve 12, l'appui de la jupe 26 contre le béton du puits de cuve sans perte du circuit d'air. La feuille 24a est fixée au béton du puits dè cuve 24 par des goujons soudés 24b. L'étanchéité de cette feuille 24a est désirable mais non essentielle. Le béton du puits de cuve est mis en place contre la feuille d'étanchéité 24a formant coffrage, cette feuille étant ajustée par calage vis-à-vis de la jupe de supportage 26 telle que réalisée. Enfin, des drains 57 sont formés radialement dans le béton du puits de cuve. Dans la variante de réalisation de la figure 4, le passage 50 est constitué par un grand nombre de canaux verticaux 50b présentant une section semi-circulaire. Ces canaux sont constitués par des gouttières en tôle 58 qui sont soudées sur la face externe de la jupe de supportage 26. Des canivaux de drainage 66 sont formés entre les gouttières 58 et communiquent avec des drains 68 formés dans le béton. Dans l'hypothèse très peu probable d'une rupture de la cuve principale 12, la jupe 26 peut être en contact avec le sodium et chauffée jusqu'à environ 850 C. Elle est alors l'objet d'un fluage rapide sous la contrainte liée au supportage de la dalle 20. Ce fluage risquant de conduire à une obturation du circuit de refroidissement externe, il est nécessaire de l'éviter soit en utilisant un acier plus réfractaire pour réaliser la jupe, soit en prévoyant un changement de portage. Ainsi, on voit sur la figure 2 une solution permettant d'envisager une reprise du portage de la dalle par l'anneau en béton du puits de cuve. A cet effet, des chaises en acier 70 de report de charge sont prévues à l'entrée du collecteur de sortie 52 dans le passage séparant la paroi 20"b de la dalle d'une paroi 24'a prolongeant la plaque 24a du puits de cuve 24. Si ce dernier est réalisé en béton ordinaire, les chaises 70 sont disposées radialement vers l'extérieur à partir de la plaque 24a à une distance suffisante pour que le béton échauffé garde des propriétés mécaniques satisfaisantes en cas d'accident. On peut aussi prévoir des inclusions de béton réfractaire en forme de colonnes dans le puits de cuve 24 pour servir d'appui aux chaises 70. Enfin, afin d'éviter l'écrasement des chaises 70 lors de la mise en tension de la jupe 26 intervenant au cours de son refroidissement à la suite d'un fluage, la semelle d'appui 26a de la jupe 26 n'est pas ancrée verticalement sur le radier inférieur 22, comme le montre la figure 2. Dans un mode de réalisation préféré de la présente invention, le refroidissement de la dalle 20 est réalisé en totalité par convection naturelle et sans qu'aucune canalisation ne traverse les parois de la dalle. A cet effet, on utilise des dispositifs fermés de transfert de chaleur par convection naturelle disposés à l'intérieur de la dalle et le circuit de refroidissement disposé à l'extérieur de la jupe de supportage 26. Dans la variante de réalisation représentée sur les figures 1 et 2, les dispositifs de transfert de chaleur montés à l'intérieur de la dalle sont des boucles fermées 38 renfermant un mélange sodium-potassium, dites boucles à Na-K. Ces boucles présentent la forme d'un huit déformé et sont noyées dans le béton 20a assurant le remplissage des espaces internes de la dalle 20 construite en tôles d'acier soudées 20b.Les boucles à Na-K 38 ont pour fonction d'assurer le transfert de chaleur de la sous-face 20'b de la dalle qui surplombe directement le sodium primaire 14 à une paroi 20"b de la dalle qui constitue également une paroi du circuit de refroidissement externe que l'on décrira par la suite. I1 suffit pour le moment de noter que la paroi 20"b constitue la face inférieure de la partie annulaire de la dalle 20 qui fait saillie à l'extérieur de la jupe 26 et que cette paroi est placée à un niveau supérieur à celui de la sous-face 20'b. En outre, dans la variante représentée, on notera que la paroi 20"b est inclinée vers le haut à partir de la jupe de supportage 26. Tenant compte de la chaleur à transférer entre la sous-face 20'b et la paroi 20"b dans les réacteurs existants, on pourra prévoir par exemple entre 100 et 150 boucles 38 disposées sur toute la périphérie de la dalle dans des plans sensiblement radiaux. Comme le montre la figure 2, chacune des boucles à Na-K 38 comprend une partie horizontale 38a en contact direct avec la sous-face 20'b de la dalle et une partie inclinée 38b qui relie l'extrémité de la partie 38a la plus proche du centre de la dalle à la périphérie externe de la dalle. La partie supérieure de la partie inclinée 38b est en contact direct avec la paroi 20"b. Chacune des boucles 38 comprend de plus une partie 38c reliant l'extrémité supérieure de la partie 38b à l'extrémité supérieure d'une partie verticale 38d communiquant avec l'extrémité de la partie horizontale 38a la plus éloignée du centre de la dalle. La partie 38c est inclinée dans le meme sens que la partie 38b mais selon un angle inférieur. Le fonctionnement de telles boucles de transfert de chaleur est bien connu et ne sera pas décrit ici en détail. Rappelons simplement que la différence de température entre la partie inférieure chaude 38a de la boucle et la partie supérieure refroidie de la branche 38b a pour conséquence d'assurer une circulation en convection naturelle du mélange sodium-potassium contenu dans les boucles 38. Le transfert de chaleur entre la sous-face 20'b de la dalle et la paroi 20"b du circuit de refroidissement externe est ainsi assuré automatiquement sans apport d'énergie extérieur et sans aucune traversée des parois de la dalle. Bien entendu, les boucles de transfert de chaleur à Na-K 38 peuvent être remplacées par tout autre dispositif fermé assurant un transfert de chaleur par convection naturelle. Ainsi, on comprendra aisément que ces boucles peuvent être remplacées par des caloducs d'un type connu et notamment par des caloducs à eau. L'air déjà chauffé par son passage autour de la jupe 26 se voit ainsi chauffé de manière supplémentaire par la chaleur en provenance de la sous-face de dalle, l'ensemble des circuits et des isolements thermiques étant bien entendu dimensionnés pour que l'on n'atteigne pas en sous-face de dalle une température prohibitive. En cas d'accident grave conduisant à une importante surchauffe de la jupe 26 et par là de l'air de refroidissement, la sous-face de dalle monte en température et l'on doit vérifier que la résistance de la dalle reste suffisante. En contrepartie, le supplément de chaleur apporté à l'air active sa circulation par convection naturelle. Selon la figure 1, la cheminée 54 débouchant à l'extérieur du bâtiment permet d'assurer le tirage nécessaire, sous réserve, comme il a été dit, d'actions correctrices au moyen notamment du ventilateur. Sur la figure 5, la cheminée équivalente 154 est interne au bâtiment 144. Elle débouche sous un toit métallique 160 auquel on donne la plus grande surface possible, compte tenu de la conceptiongénéra- le du réacteur. Pour évacuer une puissance de 10 KW par m2 par radiation, la température doit être de 3810C mais, compte tenu de l'évolution de température dans l'air interne, les températures peuvent évoluer de 6000C à 2300C par exemple selon les zones. On doit donc donner au toit métallique 160 de grandes possibilités de déformation sans contraintes excessives. La figure montre un dôme raccordé aux structures 144 en béton par une longue manchette thermique cylindrique 162 dont la base est à peu près soustraite à cet échauffement.Un plafond suspendu 164, également métallique, raccordé à la cheminée, permet de canaliser l'air chaud le long du-dôme 160 avec les épaisseurs d'air convenables ; il est avantageusement muni d'un calorifugeage sommaire (non représenté) pour éviter le rayonnement vers l'intérieur du bâtiment 144. L'air refroidi, par exemple de 6300C dans la cheminée 154 à 2300C à son retour dans le bâtiment 144, descend dans celui-ci, pénètre par de larges trappes profilées 166 sous le plancher 168 correspondant à la dalle 120 du réacteur, et rentre par des chicanes convenables 170 dans le distributeur inférieur 148 de refroidissement de la jupe 126 de réacteur. On peut placer au-dessus de l'arrivée de la cheminée 154 un écran suspendu 172 de protection thermique du toit 160, limitant sa température maximale. Compte tenu de la complication de cette solution par rapport à celle de l'utilisation d'air atmosphérique, et de la moindre efficacité puisque l'air est recyclé à une température relativement élevée, on n'y aura recours que si des arguments de sécurité conduisaient à prohiber la première solution. L'ensemble des dispositions ainsi décrites, découlant de l'adoption de la circulation d'air par convection naturelle pour refroidir les structures entourant la cuve d'un réacteur nucléaire, montre qu'il est possible d'obtenir une très haute sûreté vis-à-vis de la fusion accidentelle du coeur et de la dispersion de produits dangereux, grâce à des moyens relativement simples. REVENDICATIONS 1. Réacteur nucléaire comprenant un coeur nucléaire (10) contenu dans une cuve (12), cette cuve étant surmontée d'une dalle (20) qui repose sur une jupe de supportage (26) placée autour de la cuve et isolée thermiquement de celle-ci, ladite jupe étant refroidie par l'écoulement d'un fluide, ce réacteur étant caractérisé par le fait que ledit fluide est de l'air circulant de bas en haut autour de la jupe (26) et aboutissant à au moins une cheminée (54) pour procurer une circulation naturelle de l'air de refroidissement. 2. Réacteur selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit circuit de fluide comporte des moyens de soufflage annexes (45) non indispensables en cas d'accident. 3. Réacteur selon la revendication 1 ou 2, caractérisé en ce que le circuit d'air de refroidissement autour de la jupe (26) comporte un collecteur annulaire d'entrée (48) à la base de la jupe, un col- lecteur (50) de l'air au contact de la jupe entre les susdits collecteurs. 4. Réacteur selon la revendication 3, caractérisé en ce que lesdits moyens (50) sont constitués par la paroi (24a) d'un puits de cuve périphérique (24), formant une fente (50a) entre cette paroi et la jupe, cette dernière portant des ailettes radiales (56) verticales dans cette fente. 5. Réacteur selon la revendication 3, caractérisé en ce que lesdits moyens (50) sont constitués par des gouttières verticales (50b) soudées à ladite jupe (26). 6. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce qu'un calorifuge (28) est disposé entre la jupe (26) et la cuve (12) du réacteur. 7. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que la dalle (20) surmontant la cuve (12) est munie de dispositifs fermés (38) de transfert de chaleur par convection naturelle disposés entre la sous-face (20'b) de dalle et une partie (20"b) du circuit d'air de refroidissement située au-dessus du niveau de cette sous-face. 8. Réacteur nucléaire selon la revendication 7, caractérisé en ce que lesdits dispositifs fermés (38) sont des boucles à mélange sodium-potassium. 9. Réacteur nucléaire selon la revendication 7, caractérisé en ce que lesdits dispositifs fermés (38) sont des caloducs à eau. 10. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications précédentes, caractérisé en ce que ledit collecteur annulaire d'entrée (48) est relié par des canalisations (46) à l'air extérieur et en ce que ladite cheminée (34) débouche dans l'air extérieur. 11. Réacteur nucléaire selon l'une des revendications 1 à 9, caractérisé en ce que ledit collecteur annulaire d'entrée (148) est relié à l'air situé dans les parties basses du bâtiment (144) du réacteur et en ce que ladite cheminée (154) aboutit à un espace situé dans les parties hautes du bâtiment, au contact d'un toit métallique (160) susceptible de céder sa chaleur à l'atmosphère par rayonnement, ledit espace supérieur étant ouvert en partie basse sur l'intérieur du bâtiment du réacteur. 12. Réacteur nucléaire selon la revendciation 11, ledit toit métallique (160) étant raccordé aux parois verticales du bâtiment (144) par l'intermédiaire de parties souples (162) soustraites au contact de l'air chaud et formant manchettes thermiques.