FR 3104311 A1 20210611 FR 1913942 A 20191209 Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR). L’invention concerne un réacteur nucléaire (1) à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, comprenant un système (2) d’évacuation d’au moins une partie à la fois de la puissance nominale et de la puissance résiduelle du réacteur qui garantit à la fois: - une évacuation de la puissance résiduelle de manière totalement passive dès l’instant initial de l’accident ; - une évacuation de la chaleur à travers la cuve primaire ; - la mise en œuvre d’une source froide finale (réservoir avec matériau MCP) autre que les échangeurs du type sodium/air ou NaK/air, utilisés selon l’état de l’art. Figure pour l’abrégé : Fig.2 Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR). La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, notamment avec du sodium liquide dit RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor ») et qui fait partie de la famille des réacteurs dits de quatrième génération. Plus particulièrement, l’invention a trait à une amélioration de la fonction d’évacuation de la puissance résiduelle de ces réacteurs nucléaires. L’invention s’applique en particulier aux réacteurs de petite ou moyenne puissance ou SMR en anglais (acronyme de « Small Modular Reactor »), typiquement d’une puissance de fonctionnement entre 50 et 200 MWe . On rappelle ici que la puissance résiduelle d'un réacteur nucléaire (« decay heat » en anglais) est la chaleur produite par le cœur postérieurement à l'arrêt de la réaction nucléaire en chaîne et constituée par l'énergie de désintégration des produits de fission. Bien que décrite en référence à un réacteur nucléaire refroidi au sodium liquide, l’invention s’applique à tout autre métal liquide, tel que le plomb, comme fluide caloporteur d’un circuit primaire de réacteur nucléaire. Dans les réacteurs nucléaires, les fonctions fondamentales de sûreté qui doivent être assurées en permanence sont le confinement, la maîtrise de la réactivité, l'évacuation de la chaleur et de la puissance résiduelle. Pour l’évacuation de la puissance résiduelle, il est constamment recherché l’amélioration de la passivité et la diversification des systèmes pour garantir une meilleure fiabilité globale. L’objectif est de préserver l’intégrité des structures, à savoir les première (gaine des assemblages de combustible) et deuxième (cuve principale) barrières de confinement, et ce même en cas de manque de tension électrique généralisée sur une longue durée, qui correspond à un scénario de type Fukushima. Plus particulièrement, l’évacuation de la puissance résiduelle d’un réacteur à métal liquide de manière totalement passive au travers de la cuve principale est actuellement envisagée. Si cet objectif apparaît non atteignable pour un réacteur de grosse taille, à cause de la puissance trop élevée, il peut être considéré de manière réaliste pour les réacteurs SMR de petite puissance afin de garantir une amélioration intrinsèque de la sûreté et des systèmes d’évacuation de la puissance résiduelle, ci-après systèmes EPUR, au travers de la cuve principale. Les systèmes EPUR utilisés actuellement dans les réacteurs à sodium ne sont pas totalement passifs, car de fait ils mettent en œuvre un contrôle-commande et/ou des interventions humaines. De plus, ces systèmes utilisent souvent des circuits de circulation de sodium avec une source froide en air qui peuvent présenter des défaillances. En outre, les systèmes actuels ne disposent pas de solutions diversifiées par rapport à la source froide finale et elles peuvent être sensibles aux agressions internes, externes et à la malveillance. De manière générale, on peut classer en trois catégories les systèmes EPUR réalisés ou connus dans la littérature : A/ ceux agencés dans les boucles en amont du système de conversion de l’énergie ; B/ ceux agencés au moins en partie à l’intérieur de la cuve primaire du réacteur ; C/ ceux agencés à l’extérieur de la cuve primaire ou secondaire du réacteur. Les systèmes A/ dégagent la chaleur à des échangeurs de type métal liquide/air : [1]. Leurs inconvénients majeurs sont qu’ils nécessitent la mise en œuvre d’un nombre minimal de deux échangeurs, impliquent un fonctionnement principalement actif par convection forcée avec de faibles performances en convection naturelle, et requièrent l’utilisation d’une source froide finale de type échangeur métal liquide/air avec des risques d’interaction chimique en cas de fuites du métal liquide et d’agression externe à la source froide finale. Les systèmes B/ dégagent également la chaleur évacuée à une source froide finale du type échangeur métal liquide/air. Certains de ces systèmes B/ consistent à agencer soit le collecteur froid, soit le collecteur chaud à l’intérieur de la cuve primaire : [1]. Outre les inconvénients majeurs précités pour les systèmes A/, ils présentent également le risque de contact avec le métal liquide radioactif en cuve, et nécessitent l’arrêt du réacteur nécessaire en cas de manutention des composants constitutifs de ces systèmes B/. La demande de brevet JP2013076675A divulgue également un système B/ qui est présenté comme un système de refroidissement passif dont une partie traverse la dalle. La solution proposée présente de nombreux inconvénient, dont l’étanchéité à réaliser à travers la dalle, un possible transfert de chaleur vers le dôme, la nécessité d’arrêt du réacteur nécessaire en cas de manutention des composants du système et un poids supplémentaire à soutenir par la dalle. Les systèmes C/ comprennent des échangeurs, faisceaux de tuyaux, ou écoulement d’air qui sont agencés à l’extérieur de la cuve primaire ou secondaire. Les systèmes C/ connus à l’extérieur de la cuve secondaire présentent les inconvénients majeurs suivants : - un fonctionnement nécessairement actif, c’est-à-dire par convection forcée ; - une efficacité limitée du fait que le fluide interne utilisé (huile thermique) n’est pas un bon caloporteur ; - une instabilité chimique du fluide caloporteur à des températures supérieures à 300-350°C ; - un refroidissement pas très performant car effectué par le rayonnement de la cuve secondaire. La demande de brevet JP2013076675A précitée divulgue un système C/ à l’extérieur de la cuve secondaire : il comprend un collecteur de chaleur et des passage de flux descendant et ascendant, autour de la cuve primaire, respectivement formés entre le collecteur de chaleur et un silo et entre le collecteur de chaleur et un vase de protection, de l'air extérieur étant introduit dans le passage d'écoulement descendant pour s'écouler vers le bas, puis vers le haut jusqu’au fond du silo pour être finalement évacué vers l'extérieur. La conception de ce système implique les inconvénients mentionnés ci-avant, à savoir une efficacité moindre car l’air n’est pas un bon caloporteur et un refroidissement moins performant car effectué par la cuve secondaire. En outre, il y a un risque d’agression externe à la source froide finale, exposée à l’extérieur La demande de brevet KR20150108999 A divulgue un système C/ à l’extérieur de la cuve secondaire. Ici encore, la source froide finale est exposée à l’extérieur. De plus, la solution divulguée souffre de nombreuses lacunes. Tout d’abord, les composants du système doivent être soudés à la cuve secondaire. En outre, le fonctionnement du système suppose une transition de phase du fluide caloporteur, ce qui enchaine une forte variation de densité, donc efforts mécaniques internes à la tuyauterie et, il est inefficace dans la phase précédant le percement de la cuve et la fusion du cœur. Il existe donc un besoin pour améliorer les systèmes EPUR des réacteurs nucléaires refroidis au métal liquide, notamment afin de pallier les inconvénients des systèmes A/, B/, C/ précités, de préférence en modifiant pas ou à minima les réacteurs nucléaires y compris leurs bâtiments. Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, comprenant : - une cuve dite cuve primaire, remplie d’un métal liquide en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur ; - un puits de cuve agencé autour de la cuve primaire en définissant un espace inter-cuves ; - une dalle de fermeture, pour enfermer le métal liquide à l’intérieur de la cuve primaire ; - un système d’évacuation d’au moins une partie à la fois de la puissance nominale et de la puissance résiduelle du réacteur, le système comprenant : un circuit fermé rempli d’un liquide caloporteur comprenant : une nappe d’une pluralité de tuyaux en U, agencés dans l’espace inter-cuves, en étant répartis autour de la cuve primaire et en s’étendant chacun le long de la cuve primaire avec le fond des U en regard du fond de cette dernière, un premier collecteur, dit collecteur froid, relié à l’une des branches du U, dite branche froide, de chacun des tuyaux de la nappe, le collecteur froid étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture, un deuxième collecteur, dit collecteur chaud, relié à l’autre des branches du U, dite branche chaude de chacun des tuyaux de la nappe, le collecteur chaud étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture, un échangeur monotube dont une extrémité est reliée au collecteur froid et l’autre extrémité est reliée au collecteur chaud, le circuit étant configuré pour que le liquide caloporteur y circule par convection naturelle et reste à l’état liquide à la fois en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et en fonctionnement à l'arrêt du réacteur nucléaire dégageant la puissance résiduelle ; une source froide comprenant au moins un réservoir agencé à distance de la cuve primaire et au-dessus de la dalle de fermeture, le réservoir contenant un matériau à changement de phase (MCP) de type solide-liquide dans lequel est inséré l’échangeur monotube, le matériau MCP étant adapté pour être, lors de l’échange avec le métal liquide de l’échangeur monotube, à l’état solide en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et pour passer à l’état liquide en fonctionnement à l'arrêt du réacteur nucléaire dégageant la puissance résiduelle. Ainsi, le système selon l’invention accomplit la fonction d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) et assure le confinement de la radioactivité en préservant l’intégralité de la première barrière radiologique (gaine du combustible), ainsi que de la deuxième (cuve principale). L’invention consiste donc essentiellement à réaliser un réacteur nucléaire intégrant un système qui garantit à la fois: - une évacuation de la puissance résiduelle de manière totalement passive dès l’instant initial de l’accident ; - une évacuation de la chaleur à travers la cuve primaire ; - la mise en œuvre d’une source froide finale (réservoir avec matériau MCP) autre que les échangeurs du type sodium/air ou NaK/air, utilisés selon l’état de l’art. L’évacuation de la chaleur à travers la cuve primaire est avantageuse pour la sûreté car elle est moins sensible aux agressions internes et externes que des circuits en sodium classiques. Le système EPUR selon l’invention se distingue donc des systèmes selon l’état de l’art par la façon d’évacuer la puissance en manière passive, par l’extérieur de la cuve primaire, en exploitant son rayonnement à hautes températures vers l’espace inter-cuves. Contrairement aux systèmes selon l’état de l’art, il n’y a pas besoin de systèmes auxiliaires pour aider la circulation du fluide interne. Le système EPUR marche en permanence, aussi bien en fonctionnement normal du réacteur à puissance nominale, qu’en fonctionnement accidentel. En fonctionnement nominal, le système EPUR selon l’invention évacue une partie de la chaleur dérivante par la différence de température entre la cuve primaire et la nappe de tuyaux. La diversification de la source froide, ainsi que le fonctionnement passif du système EPUR selon l’invention renforcent le concept de sûreté de l’installation vis-à-vis des agressions externes ainsi que de la défaillance d’un autre système. En outre, la mise en œuvre d’un matériau MCP permet d’atteindre des dimensions plus compactes par rapport à une source froide finale du type métal liquide/air. Si besoin, on peut envisager l’ajout de thermopompes pour améliorer le débit de circulation du liquide caloporteur interne au circuit fermé, ainsi que l’amorçage de la circulation naturelle. L’invention s’applique à tous les réacteurs nucléaires refroidis au sodium liquide, quelle que soit leur configuration, caractérisant le mode du circuit primaire, à savoir : - les RNR intégrés pour lesquels les pompes primaires et les échangeurs sont entièrement contenus à l'intérieur de la cuve principale renfermant le cœur et sont plongés dans le fluide de refroidissement de ladite cuve principale à travers la dalle de fermeture de cette cuve. - les RNR partiellement intégrés (« hybrides ») pour lesquels seules les pompes primaires sont contenues à l'intérieur de la cuve principale renfermant le cœur; - les RNR dits « à boucles » pour lesquels les pompes primaires et les échangeurs de chaleur intermédiaires sont placés dans des cuves dédiées à l'extérieur de la cuve principale du réacteur qui ne contient plus que le cœur et la structure interne, la cuve principale et la cuve composant étant reliées par des tuyauteries primaires. Selon un mode de réalisation avantageux, le réacteur nucléaire comprend une couche d’isolant thermique pour l’isolement thermique du puits de cuve, la couche d’isolant thermique étant agencée de sorte qu’elle isole la branche froide de la branche chaude de chacun des tuyaux de la nappe. Avantageusement, l’espace inter-cuves est rempli d’un gaz conducteur thermique de sorte à refroidir la surface de la cuve primaire. Selon une variante de réalisation avantageuse, les collecteurs chaud et froid sont chacun de forme toroïdale centrée autour de l’axe central (X) de la cuve primaire. De préférence, les collecteurs chaud et froid sont en appui sur des pièces de support, soudées directement à la dalle. Selon un mode de réalisation avantageux, le réacteur comprend deux réservoirs distincts. Selon ce mode, de préférence, un des deux échangeurs monotubes des deux réservoirs distincts est relié à une extrémité du collecteur froid qui est opposée à celle à laquelle est relié l’autre des échangeurs monotubes. Selon une variante de réalisation avantageuse, le(s) échangeur(s) monotube est(sont) un(des) échangeur(s) à serpentin. Selon un mode de réalisation avantageux, le réacteur nucléaire comprend une boucle de circulation comprenant au moins une branche hydraulique reliant le collecteur froid à l’extrémité de l’échangeur monotube et au moins une branche hydraulique reliant le collecteur chaud à l’extrémité de l’échangeur monotube. Avantageusement, le réacteur nucléaire comprend au moins un bâtiment de confinement pour confiner chaque réservoir du système d’évacuation. Le liquide caloporteur du circuit est de préférence un métal liquide choisi parmi un alliage binaire plomb-bismuth (Pb-Bi), un alliage binaire sodium-potassium (NaK) ou d’autres alliages ternaires des métaux liquides. Le matériau MCP remplissant le(s) réservoir(s) est de préférence choisi parmi le plomb, le cadmium ou un mélange de sels composé de 53% KNO3, 40% NaNO2, 7% NaNO en pourcentages massiques. Les tuyaux et collecteurs chaud et froid du circuit, et le cas échéant les composants de la boucle, sont de préférence en un matériau choisi parmi l’acier inoxydable AISI 316L, des aciers ferritiques, le nickel, l’Inconel®, l’Hastelloy®. Le(s) réservoir(s) du système d’évacuation est(sont) de préférence en Hastelloy® N. D’autres avantages et caractéristiques de l’invention ressortiront mieux à la lecture de la description détaillée d’exemples de mise en œuvre de l’invention faite à titre illustratif et non limitatif en référence aux figures suivantes. la figure 1 est une vue schématique en perspective d’un réacteur nucléaire refroidi au sodium liquide (SFR) avec un système EPUR selon l’invention. la figure 2 reprend en vue de coupe partielle une partie de la figure 1. la figure 3 est une vue schématique en perspective de l’ensemble des composants du circuit fermé de métal liquide d’un système EPUR selon l’invention. la figure 4 est une vue en coupe longitudinale partielle montrant la cuve primaire et une partie des assemblages combustibles d’un réacteur nucléaire SFR ainsi qu’une partie de la nappe de tuyaux d’un système EPUR selon l’invention. la figure 5 reprend la figure 4 mais sans la présence d’une couche de matériau isolant thermique. la figure 6 est une vue schématique en perspective de l’intérieur d’un réservoir logeant un matériau MCP et un échangeur monotube du circuit fermé d’un système EPUR selon l’invention. la figure 7 est une vue schématique en coupe longitudinale d’un réservoir logeant un matériau MCP et un échangeur monotube du circuit fermé d’un système EPUR selon l’invention. Description détaillée Dans l’ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur», « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à une cuve primaire remplie de sodium liquide, telle qu’elle est en configuration verticale de fonctionnement. On a représenté en figures 1 et 2, un réacteur nucléaire 1 refroidi au sodium liquide (SFR), avec une architecture de type à boucles, avec un système 2 d’évacuation d’au moins une partie à la fois de la puissance nominale et de la puissance résiduelle du réacteur à la fois selon l’invention. Un tél réacteur 1 comporte une cuve primaire 10 ou cuve de réacteur remplie du sodium liquide, dit liquide primaire, et à l’intérieur de laquelle est présent le cœur 11 où sont implantés une pluralité d’assemblages combustible 110 qui génère l’énergie thermique par les fissions du combustible, et des assemblages 11 de protections neutroniques latérales (PNL). La cuve 10 soutient le poids du sodium du circuit primaire ainsi que des composants internes. Le supportage du cœur 11 est assuré par deux structures distinctes permettant de dissocier les fonctions de supportage et d'alimentation en fluide de refroidissement du cœur : - une première structure mécano-soudée en pression appelée sommier 12 dans laquelle sont positionnés les pieds des assemblages combustibles 110 et qui est alimenté en sodium froid (400°C) par des pompes primaires ; - une seconde structure mécano-soudée appelé platelage 13 sur lequel le sommier vient en appui; le platelage prend généralement appui sur une partie de la paroi interne en partie basse de la cuve primaire 10. Typiquement, le sommier 12 et le platelage 13 sont réalisés en acier inoxydable AISI 316L. Les gaines des assemblages 110 constituent la première barrière de confinement tandis que la cuve 10 constitue la deuxième barrière de confinement. Comme représenté, la cuve primaire 10 est de forme cylindrique d’axe central X prolongé par un fond hémisphérique. Typiquement, la cuve primaire 10 est réalisée en acier inoxydable AISI 316L avec une teneur en bore très faible afin de prémunir les risques de fissuration à haute température. Sa surface externe est hautement émissive pour faciliter le rayonnement de la chaleur vers l’extérieur pendant la phase l’évacuation de la puissance résiduelle. Un bouchon 14, dit bouchon couvercle cœur, est agencé à l’aplomb du cœur 10. Dans un tel réacteur 1, l’extraction de la chaleur produite lors des réactions nucléaires au sein du cœur 11, est réalisée en faisant circuler le sodium primaire grâce à des moyens de pompage 150, agencés dans la cuve de réacteur 10, vers des échangeurs intermédiaires 15 agencés à l’extérieur de la cuve 10 dans l’exemple illustré. Ainsi, l’extraction de la chaleur est réalisée par le sodium secondaire parvenant froid par son conduit d’amenée 152 à un échangeur intermédiaire 15 avant d’en ressortir chaud par son conduit de sortie 151. La chaleur extraite est ensuite utilisée pour produire de la vapeur d’eau dans des générateurs de vapeur non représentés, la vapeur produite étant amenée dans une ou plusieurs turbines et alternateurs également non représentés. La(les) turbine(s) transforme(nt) l’énergie mécanique de la vapeur en énergie électrique. La cuve de réacteur 10 est séparée en deux zones distinctes par un dispositif de séparation constitué d’au moins une cuve 16 agencée à l’intérieur de la cuve réacteur 10. Ce dispositif de séparation est également connu sous l’appellation de redan et est en acier inoxydable AISI 316L. En général, tel qu’illustré en figure 2, le dispositif de séparation est constitué d’une unique cuve intérieure 16 dont la forme est cylindrique au moins dans sa partie haute. Le redan 16 est généralement soudé au sommier 12 comme montré en figure 4. Tel qu’illustré en figure 1, la zone de sodium primaire délimitée intérieurement par la cuve interne 16 collecte le sodium sortant du cœur 11: elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus chaud et elle est donc couramment appelée zone chaude 160 ou collecteur chaud. La zone 161 de sodium primaire délimitée entre la cuve interne 16 et la cuve de réacteur 10 collecte le sodium primaire et alimente les moyens de pompage : elle constitue la zone dans laquelle le sodium est le plus froid et est donc couramment appelée zone froide ou collecteur froid 161. Tel qu’illustré en figure 2, la cuve 10 de réacteur est ancrée et fermée par une dalle de fermeture 17 supportant les différents composants, tels que les moyens de pompage non représentés, certains composants du système d’évacuation 2, comme précisé ci-après, et le bouchon couvercle 18 de cœur. La dalle de fermeture 17 est donc un couvercle supérieur qui enferme le sodium liquide à l’intérieur de la cuve primaire 10. Typiquement, la dalle 17 est en acier non allié (A42). L’étanchéité de la cuve primaire 10 est garantie par un joint métallique entre la dalle de fermeture 17 et le bouchon couvercle de cœur 18. Le bouchon couvercle de cœur 18 est un bouchon tournant qui embarque tous les systèmes de manutention ainsi que toute l’instrumentation nécessaire à la surveillance du cœur comprenant les barres de contrôle dont le nombre dépend du type de cœur et de sa puissance, ainsi que les thermocouples et les autres dispositifs de surveillance. Typiquement, le bouchon couvercle 18 est en acier inoxydable AISI 316L. L’espace compris entre la dalle de fermeture 17 et les niveaux libres du sodium, couramment appelé ciel de pile, est rempli d’un gaz neutre vis-à-vis du sodium, typiquement de l’Argon. Un système de support et de confinement 3 est agencé autour de la cuve primaire 10 et en dessous de sa dalle de fermeture 17. Plus précisément, comme montré en figures 4 et 5, ce système 3 comprend un puits de cuve 30, à l’intérieur duquel sont insérés de l’extérieur vers l’intérieur une couche en matériau isolant thermique 31, un revêtement de type liner 32 et la cuve primaire 10 du réacteur. Le puits de cuve 30 est un bloc de forme générale extérieure de parallélépipède qui soutient le poids de la dalle 17 et donc des composants qu’elle-même supporte. Le puits de cuve 30 a pour fonctions de fournir une protection biologique et contre les agressions externes et également d’assurer un refroidissement de l’environnement externe pour maintenir des faibles températures. Typiquement, le puits de cuve 30 est un bloc de béton. La couche de matériau isolant thermique 31 garantit l’isolation thermique du puits de cuve 30. Typiquement, la couche 31 est en mousse polyuréthane. Le revêtement liner 32 garantit la rétention du sodium primaire en cas de fuite par la cuve primaire 10 et la protection du puits de cuve 30. Le liner 32 est en appui contre le puits de cuve 30 et sa partie haute est soudée à la dalle de fermeture 17. Typiquement, le liner 32 est en acier inoxydable AISI 316L. L’espace E entre le revêtement liner 32 et la cuve primaire, appelé espace inter-cuves, est rempli d’un gaz thermiquement conducteur, comme de l’azote, afin de refroidir la surface de la cuve primaire 10. Il doit être suffisant pour permettre l’emplacement des systèmes d’inspections utilisés. Typiquement, l’épaisseur de l’espace inter-cuves E est d’environ 30 cm. On décrit maintenant le système 2 selon l’invention d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) au travers de la cuve primaire 10, plus particulièrement en référence aux figures 3, 6 et 7. Le système EPUR selon l’invention 2 va permettre d’évacuer de manière complètement passive la puissance résiduelle à l’extérieur de la cuve primaire 10 en captant le rayonnement à hautes températures dans l’espace inter-cuves E. Le système 2 comprend tout d’abord un circuit fermé 4 rempli d’un métal liquide, qui comprend: une nappe 40 d’une pluralité de tuyaux 400 en U, agencés dans l’espace inter-cuves E qui sont répartis autour de la cuve primaire 10 et qui s’étendent chacun le long de la cuve primaire 10 avec le fond des U en regard du fond de cette dernière, un premier collecteur 41, dit collecteur froid, soudé directement à l’une des branches 401 du U, dite branche froide, de chacun des tuyaux de la nappe, le collecteur froid étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture 17, un deuxième collecteur 42, dit collecteur chaud, soudé directement à l’autre des branches 402 du U, dite branche chaude de chacun des tuyaux de la nappe, le collecteur chaud étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture 17, et de préférence à l’aplomb du collecteur froid 41, un échangeur monotube 43 dont une extrémité 431 est reliée au collecteur chaud 42 et l’autre extrémité 432 est reliée au collecteur froid 41. La dalle de fermeture 17 soutient, sur sa partie supérieure les poids des pièces qui supportent les collecteurs froid 41 et chaud 42. La dalle de fermeture 17 présente des ouvertures de différents types pour permettre l’insertion de chaque tuyau 400 de la nappe 40. Ainsi, chaque tube 400 rentre et sort par le haut de la dalle 17. Dans le cas d’un réacteur à boucles comme illustré, certains tuyaux 400 contournent les branches du circuit primaire si elles sortent/rentrent des côtés de la cuve primaire 10. Comme montré en figure 4, la branche froide 401 des tuyaux 400 en U est complètement insérée à l’intérieur de la couche thermiquement isolante 31 afin d’en réduire la température, et d’éviter des phénomènes d’inversion de circulation du fluide et au final de permettre la circulation naturelle du métal liquide à l’intérieur interne de chaque tuyau 400. La nappe 40 de tuyaux a un diamètre qui est fonction du diamètre de la cuve primaire 10 et une hauteur suffisante pour avoir une surface nécessaire pour l’évacuation de la chaleur recherchée. Autrement dit, le nombre total et la dimension des tuyaux 400 en forme de U qui composent la nappe 40 dépend du diamètre de la cuve primaire 10 et de la puissance du cœur 11 du réacteur nucléaire. Par exemple, le pas des tuyaux de la nappe peut être égal à 10 cm, ce qui est un bon compromis pour la fabrication et l’absorption de la chaleur par rayonnement. Par exemple également, le diamètre externe de chaque tuyau 400 est fixée à une dimension standard de 5 cm, afin de minimiser les pertes de charge, réduire l’encombrement des tuyaux dans l’inter-cuves E et maximiser la surface exposée à la cuve primaire 10. L’épaisseur de chaque tuyau dépend des contraintes mécaniques exercées par le métal liquide interne et par son poids. Le matériau de chaque tuyau 400 doit présenter des caractéristiques de bonne émissivité du côté de la branche chaude 402 qui absorbe la chaleur. Typiquement, le matériau des tuyaux est choisi parmi l’acier inoxydable AISI 316L, les aciers ferriques, le nickel, l’Inconel®, l’Hastelloy®. Ce matériau dépend du fluide interne utilisé pour le circuit fermé 4. Ce fluide interne est un métal liquide, stable chimiquement, de faible viscosité, bon conducteur et caloporteur thermique, compatible chimiquement avec toute la tuyauterie du circuit 4 et apte à fonctionner en convection naturelle dans un intervalle de température entre 150-600 °C. Typiquement, le métal liquide du circuit 4, peut être choisi parmi un alliage NaK, Pb-Bi, ou un des alliages ternaires des métaux liquides, … Comme montré en figure 3, les collecteurs froid 41 et chaud 42 ont une forme générale toroïdale centrée autour de l’axe central (X) de la cuve primaire 10. Ces collecteurs 41, 42 sont en appui sur des pièces de support 44 directement soudées à la dalle de fermeture 17. L’échangeur monotube 43 a pour fonction d’évacuer la chaleur absorbée par le fluide interne du système 2 en le refroidissant à sa sortie et en permettant une évacuation de la puissance résiduelle plus performante. Comme illustré, l’échangeur monotube 43 est de préférence un échangeur à serpentin de manière à maximiser la surface d’échange entre le fluide interne et son environnement extérieur comme précisé ci-après. Typiquement, l’échangeur monotube 43 est en acier inoxydable AISI 316. Comme illustré en figures 5 et 6, le système EPUR selon l’invention 2 comprend également une source froide 5 configurée pour absorber la chaleur évacuée par le rayonnement de la cuve primaire 10 à travers la totalité de la nappe 40 de tuyaux 400. Le dimensionnement de la source froide dépend à la fois de la puissance du cœur 11 du réacteur qui détermine de fait la puissance résiduelle à évacuer, et de la durée du transitoire à tenir envisagée, qui nécessite donc d’une inertie thermique proportionnelle. La source froide 5 comprend au moins un réservoir 50, agencé à distance de la cuve primaire 10 et à un niveau supérieur par rapport à la dalle de fermeture 17. Dans l’exemple illustré la source froide 5 est constitué de deux réservoirs distincts 50.1, 50.2. Chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 contient un matériau 51 à changement de phase (MCP) de type solide-liquide dans lequel est inséré l’échangeur monotube 43. Chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 disperse par convection naturelle et rayonnement de ses parois une partie de la chaleur évacuée pendant la phase accidentelle et la totalité de la chaleur évacuée par le système 2 pendant le fonctionnement à puissance nominale du réacteur. Comme illustré, chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 a une forme générale cylindrique et est de préférence posé sur une base de béton pour soutenir son poids ainsi que celui du matériau MCP 51 et de l’échangeur monotube 43. Les parois externes de chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 sont de préférence à haute émissivité pour augmenter la chaleur émise par rayonnement. Typiquement, chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 est en Hastelloy®-N. Le dimensionnement de chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 dépend du matériau MCP qu’il contient et de la puissance à disperser, en fonctionnement normal, ainsi qu’en cas d’accident. Le matériau MCP agit comme un tampon thermique qui est adapté pour être, lors de l’échange avec le métal liquide de l’échangeur monotube, à l’état solide en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et pour passer à l’état liquide en fonctionnement à l'arrêt du réacteur nucléaire dégageant la puissance résiduelle. Autrement dit, pendant la phase de fonctionnement en nominal du réacteur, le MCP est à l’état solide et il transmet par conduction, la chaleur cédée par l’échangeur monotube 43, qui est ensuite dégagée aux parois du réservoir 50, 50.1, 50.2 par convection et rayonnement Pendant une phase accidentelle, le MCP à l’état liquide doit stocker la chaleur cédée par l’échangeur monotube 43 et donc refroidir le métal liquide du circuit 2. De préférence, à l’état solide, le matériau MCP est constitué d’une poudre ou d’un ensemble de sphères des petites dimensions qui améliorent la conduction de la chaleur tout en facilitant leur emplacement dans le réservoir au sein et autour de l’échangeur monotube 43. Pour un bon fonctionnement en état stationnaire, à puissance nominale du réacteur, le MCP doit avoir une conductivité thermique importante. Pour un bon fonctionnement en état accidentel, le matériau MCP présente des caractéristiques à la fois d’inertie thermique élevée (chaleur spécifique ainsi que densité élevées), de point de fusion entre 250 et 400 °C, de température d’utilisation entre 150°C (état solide) et 600°C (état liquide) et de chaleur latente élevée. Le matériau MCP doit bien évidemment aussi être chimiquement compatible avec le fluide interne du circuit fermé 2, de sorte qu’en cas d’interaction, suite à une fuite par l’échangeur monotube 43, aucun problème n’apparaît. Typiquement, le matériau MCP est choisi parmi le cadmium lorsque le fluide caloporteur interne au circuit fermé 2 est un alliage NaK comme ou le plomb, lorsque le fluide caloporteur est un alliage Pb-Bi. De préférence, chaque réservoir 50, 50.1, 50.2 est confiné dans un bâtiment de confinement 51. Ainsi, la source froide finale 5 du système 2 selon l’invention est protégée contre les possibles agressions externes. Les parois internes du bâtiment de confinement 51 présentent de préférence des caractéristiques de forte émissivité, afin d’évacuer plus facilement la chaleur rayonnée par les parois externes du réservoir 50, 50.1, 50.2 qui y est logé. Afin de mettre à distance optimale la source froide 5 de la cuve primaire 10, le circuit hydraulique 2 comprend une boucle de liaison 45, 45.1, 45.2 comprenant un ensemble de tuyauterie et le cas échéant de vannes entre les collecteurs froid 41 et chaud 42 et chaque échangeur monotube 43. Plus précisément, comme illustré en figures 1 à 3 et 6, chaque boucle de liaison 45, 45.1, 45.2 comprend une branche hydraulique 451 qui relie le collecteur froid 41 à l’extrémité froide 431 de l’échangeur monotube 43 et une branche hydraulique 452 qui relie le collecteur chaud 42 à l’extrémité chaude 432 de l’échangeur monotube 43. Ainsi, le collecteur froid 41 distribue l’écoulement du métal liquide interne de la branche froide 451 vers chaque branche froide 401 de chaque tube 400 à fond en U et le collecteur chaud 42 collecte le métal liquide interne qui provient de chaque branche chaude 401 de chaque tube 400 à fond en U pour l’amener à la branche chaude 452. Selon un mode de réalisation avantageux illustré en figure 3, quand la source froide 2 comprend deux réservoirs distincts 50.1, 50.2, les deux branches froides 451 qui y sont reliées sont reliées à des extrémités opposées 410, 411 du collecteur froid 41. Il en va de même avec les deux branches chaudes 452 qui sont reliées à des extrémités opposées 420, 421 du collecteur chaud 42. Avantageusement, on dimensionne les branches froide 451 et chaude 452 pour qu’elles soient de longueur la plus réduite possible afin d’en réduire les pertes de charge et d’augmenter le débit de convection naturelle dans le circuit hydraulique fermé 4. Ainsi, selon l’invention, le circuit hydraulique fermé 4 qui vient d’être décrit est configuré pour que le métal liquide caloporteur y circule par convection naturelle et reste à l’état liquide à la fois en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et en fonctionnement à l'arrêt du réacteur nucléaire dégageant la puissance résiduelle. En fonctionnement en puissance nominale du réacteur, l’échangeur monotube 43 se trouve dans un milieu complétement solide, puisque le matériau MCP est à une température stationnaire inférieure à sa température de fusion. La chaleur dégagée par l’échangeur monotube 43 est transférée par convection au matériau MCP 51 à l’état solide. Pendant la phase accidentelle, le matériau MCP 51 devient liquide et stocke la chaleur cédée par l’échangeur 43 et donc refroidit le métal liquide interne au circuit hydraulique fermé 4. L’invention n’est pas limitée aux exemples qui viennent d’être décrits ; on peut notamment combiner entre elles des caractéristiques des exemples illustrés au sein de variantes non illustrées. D’autres variantes et modes de réalisation peuvent être envisagés sans pour autant sortir du cadre de l’invention. Le système EPUR qui vient d’être décrit en relation avec un réacteur nucléaire à boucles peut tout-à-fait être mis en œuvre dans un réacteur nucléaire de type intégré. Dans un cas de design d’un réacteur de type intégré, la nappe 40 de tuyaux entoure toute la cuve primaire 10 en manière homogène. Dans certains réacteurs de type à boucles, les tuyaux 400 qui se trouvent à côté du circuit primaire peuvent se rejoindre dans un micro-collecteur au niveau de la branche, afin d’éviter des possibles points chauds pour les tuyaux 400 en forme de U impliqués. Liste des références citées [1]: HOURCADE E. et al., “ ASTRID Nuclear Island design: update in French-Japanese joint team development of Decay Heat Removal system ”, 2018, ICAPP. Réacteur nucléaire (1) à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide, comprenant : - une cuve (10) dite cuve primaire, remplie d’un métal liquide en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur ; - un puits de cuve (30) agencé autour de la cuve primaire en définissant un espace inter-cuves ; - une dalle de fermeture (17), pour enfermer le métal liquide à l’intérieur de la cuve primaire ; - un système (2) d’évacuation d’au moins une partie à la fois de la puissance nominale et de la puissance résiduelle du réacteur, le système comprenant : un circuit fermé (4) rempli d’un liquide caloporteur comprenant : une nappe (40) d’une pluralité de tuyaux (400) en U, agencés dans l’espace inter-cuves, en étant répartis autour de la cuve primaire et en s’étendant chacun le long de la cuve primaire avec le fond des U en regard du fond de cette dernière, un premier collecteur (41), dit collecteur froid, relié à l’une (401) des branches du U, dite branche froide, de chacun des tuyaux de la nappe, le collecteur froid étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture, un deuxième collecteur (42), dit collecteur chaud, relié à l’autre (402) des branches du U, dite branche chaude de chacun des tuyaux de la nappe, le collecteur chaud étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture, un échangeur monotube (43) dont une extrémité (431) est reliée au collecteur froid et l’autre extrémité (432) est reliée au collecteur chaud, le circuit étant configuré pour que le liquide caloporteur y circule par convection naturelle et reste à l’état liquide à la fois en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et en fonctionnement à l'arrêt du réacteur nucléaire dégageant la puissance résiduelle ; une source froide (5) comprenant au moins un réservoir (50, 50.1, 50.2) agencé à distance de la cuve primaire et au-dessus de la dalle de fermeture, le réservoir contenant un matériau (51) à changement de phase (MCP) de type solide-liquide dans lequel est inséré l’échangeur monotube, le matériau MCP étant adapté pour être, lors de l’échange avec le métal liquide de l’échangeur monotube, à l’état solide en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et pour passer à l’état liquide en fonctionnement à l'arrêt du réacteur nucléaire dégageant la puissance résiduelle. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1, de type à boucles. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1 ou 2, comprenant une couche d’isolant thermique (31) pour l’isolement thermique du puits de cuve, la couche d’isolant thermique étant agencée de sorte qu’elle isole la branche froide de la branche chaude de chacun des tuyaux de la nappe. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, l’espace inter-cuves (E) étant rempli d’un gaz conducteur thermique de sorte à refroidir la surface de la cuve primaire. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les collecteurs chaud et froid étant chacun de forme toroïdale centrée autour de l’axe central (X) de la cuve primaire. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les collecteurs chaud et froid étant en appui sur des pièces de support, soudées directement à la dalle. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant deux réservoirs distincts (50.1, 50.2). Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 7, un des deux échangeurs monotubes des deux réservoirs distincts étant relié à une extrémité (431) du collecteur froid qui est opposée à celle (432) à laquelle est relié l’autre des échangeurs monotubes. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le(s) échangeur(s) monotube étant un(des) échangeur(s) à serpentin. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant une boucle de circulation (45) comprenant au moins une branche hydraulique (451) reliant le collecteur froid à l’extrémité de l’échangeur monotube et au moins une branche hydraulique (452) reliant le collecteur chaud à l’extrémité de l’échangeur monotube.. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant au moins un bâtiment de confinement (52) pour confiner chaque réservoir du système d’évacuation. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le liquide caloporteur du circuit étant un métal liquide choisi parmi un alliage binaire plomb-bismuth (Pb-Bi), un alliage binaire sodium-potassium (NaK) ou d’autres alliages ternaires des métaux liquides. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le matériau MCP remplissant le(s) réservoir(s) étant choisi parmi le plomb, le cadmium ou un mélange de sels composé de 53% KNO3, 40% NaNO2, 7% NaNO en pourcentages massiques. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les tuyaux et collecteurs chaud et froid du circuit, et le cas échéant les composants de la boucle, étant en un matériau choisi parmi l’acier inoxydable AISI 316L, des aciers ferritiques, le nickel, l’Inconel®, l’Hastelloy®. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le(s) réservoir(s) du système d’évacuation étant en Hastelloy® N.