FR 3127840 A1 20230407 FR 2110509 A 20211005 Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide modulaire. L’invention consiste 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 ; - une réduction du risque d’interaction chimique entre le sodium (ou NaK) et le matériau qui assure la fonction de la source froide finale ; - la présence d’une source froide finale assurant la même fonction que les échangeurs du type sodium/air ou NaK/air, utilisés selon l’état de l’art, mais de nature différente (réservoir avec MCP). Figure pour l’abrégé : Fig. 2 Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système complètement passif d’évacuation de la puissance résiduelle (EPUR) à source froide modulaire. 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 aux puits de chaleur fournissant le refroidissement ultime du réacteur en cas d’accident, que l’on désigne aussi par source froide finale. 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 entraine une forte variation de densité, donc des efforts mécaniques internes à la tuyauterie et il est inefficace dans la phase précédant le percement de la cuve et la fusion du cœur. La demanderesse a proposé dans la demande FR3104311A1 un réacteur nucléaire refroidi au métal liquide intégrant un système EPUR avec source froide à matériau de changement de phase (MCP) qui pallie les inconvénients des systèmes A/, B/, C/ précités, en ne modifiant pas ou seulement à minima les réacteurs nucléaires, y compris leurs bâtiments. La solution proposée pour la source froide dans cette demande de brevet n’est pas complètement satisfaisante pour les raisons suivantes : la répartition de la chaleur dans le matériau MCP est non optimale ; les dilatations thermiques des structures ne sont pas considérées complètement; la mise-en-œuvre est difficile à effectuer ; la manutention, le remplacement et l’inspection du MCP peuvent être difficiles à effectuer ; la compacité de la source froide est insuffisante. Il existe donc un besoin d’ améliorer les systèmes EPUR des réacteurs nucléaires refroidis au métal liquide, notamment afin d’améliorer la solution proposée dans la demande de brevet FR3104311A1. 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 au moins : 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 premier 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 premier 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, une pluralité d’échangeurs monotube dont une extrémité est reliée au premier collecteur froid et l’autre extrémité est reliée au premier 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 modulaire agencé à distance de la cuve primaire et au-dessus de la dalle de fermeture, le réservoir comprenant un troisième collecteur dit deuxième collecteur froid relié au premier collecteur froid, un quatrième collecteur dit deuxième collecteur chaud relié au premier collecteur chaud agencé au-dessus du deuxième collecteur froid et relié à ce dernier par la pluralité d’échangeurs monotube, une pluralité de modules agencés selon au moins une rangée de boîtes, chaque module contenant un matériau à changement de phase (MCP) de type solide-liquide enfermé dans une enveloppe et étant agencé pour être refroidi par un de la pluralité des échangeurs monotube, et une structure-support supportant au moins le deuxième collecteur chaud et la pluralité de boites, le matériau MCP contenu dans chaque module étant adapté pour être, lors de l’échange avec le métal liquide circulant dans l’échangeur monotube, à l’état solide en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et pour passer à l’état liquide en condition accidentelle du réacteur nucléaire dégageant la puissance résiduelle. Selon une variante avantageuse, les tubes des échangeurs monotube sont de forme droite. Selon un mode de réalisation avantageux, la structure-support supporte en outre le deuxième collecteur froid. Avantageusement, chaque module est de forme globalement cubique avec un seul coin ou encoche de forme adaptée pour permettre le passage d’un échangeur monotube. Typiquement, l’enveloppe de chaque module est en acier inoxydable 439 (au moins 17 %Cr et 1 % Ti). Cet acier ferritique est résistant à la corrosion, bon conducteur thermique, présente un faible coefficient de dilatation thermique un plus faible coefficient de dilatation thermique par rapport aux aciers inox de type 304/316. Il est également utilisable pour permettre une bonne fixation d’aimant pour la préhension par des machines de manutention. Selon une variante de réalisation avantageuse, le matériau MCP remplissant chaque module est, à l’état solide, sous la forme d’une ou plusieurs blocs, de préférence en Zamak, agencés en étant de préférence maintenus à l’intérieur de chaque module par un ou plusieurs ressorts. Le Zamak, dont la température de fusion est d’environ 385 °C, permet d’absorber l’essentiel de la puissance, grâce à son inertie thermique et chaleur latente importantes, tout en maintenant la température du fluide caloporteur à une température inférieure à la température critique de fonctionnement de la cuve primaire. De préférence, un espacement entre les parois du module et les blocs de Zamak est prévu, afin de compenser les dilatations pour le fonctionnement en cas accidentel. Selon un mode de réalisation avantageux, un mécanisme de glissement, de préférence sous la forme de roulements, est agencé en-dessous de chaque module et intégré à la structure-support. Un tel mécanisme permet de déplacer automatiquement un module en compensant une dilatation de celle-ci suite à son échauffement pendant une phase accidentelle. Avantageusement, l’agencement entre boîtes délimite des espaces formant des couloirs de manutention. Selon un mode de réalisation avantageux, une double-paroi est intégrée à l’échangeur monotube. Elle se trouve en contact libre avec les modules élémentaires qui vont la refroidir, la double-paroi étant remplie d’un gaz inerte, typiquement de l’hélium. Cette double paroi est avantageusement en acier inoxydable austénitique, de type 316. Sa fonction est d’éviter le contact direct entre le fluide caloporteur et l’air ou fuite caloporteur et MCP liquide en cas de fuite du caloporteur au travers d’un tube d’échangeur. L’espace inter-paroi est rempli d’hélium, afin d’améliorer la conductivité thermique et de permettre la détection de fuites. Ainsi, le système selon l’invention accomplit tout comme celui de la demande FR3104311A1 précitée, 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 ; - une réduction du risque d’interaction chimique entre le sodium (ou NaK) et le matériau qui assure la fonction de la source froide finale ; - la présence d’une source froide finale assurant la même fonction que les échangeurs du type sodium/air ou NaK/air, utilisés selon l’état de l’art, mais de nature différente (réservoir avec MCP). 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. A la différence de la demande FR3104311A1 précitée, la source froide est modulaire et comprend une pluralité de modules remplis chacun d’un matériau MCP regroupés par ensembles refroidis chacun par un échangeur monotube, un collecteur chaud et froid supplémentaires garantissant la distribution du fluide caloporteur dans la pluralité d’échangeurs. Ainsi, le système EPUR selon l’invention comparativement à celui de la demande FR3104311A1 permet d’améliorer la distribution de la chaleur au sein du MCP et d’accroitre la surface d’échange vers l’extérieur, ce qui est utile pour disperser une partie de la chaleur par le rayonnement des parois des boites.Autrement dit, comparativement au système de la demande FR3104311A1 garantit : une répartition de la chaleur dans le MCP plus efficace, avec un couplage d’un nombre fixé et équivalent de modules (et de boîtes) par tube d’échangeur ; une prise en compte des dilatations thermiques des structures et du MCP en cas accidentel et changement de phase ; un matériau MCP (Zamak) qui est avantageusement sous forme de blocs, plus performant en termes d’inertie thermique et chaleur latente volumique par rapport au cadmium ; une mise-en-œuvre plus facile à effectuer, grâce à l’utilisation des modules, à entreposer dans des étages sur une structure-support. L’entreposage est fait à l’aide des machines de manutention, dont le passage est favorisé par des couloirs dégagés par les espaces entre boîtes. L’inspection de chaque module, donc aussi du système global est également plus facile à faire. Le système présente donc des forts aspects de diversifications et rupture par rapport aux autres systèmes d’EPuR connus et utilisés, qui lui donnent des caractéristiques de sûreté passive améliorée et absence de délais d’intervention, étant donné la circulation du fluide interne permanente. L’idée est qu’en cas de manque de tension généralisée (MdTG), la fonction d’EPuR soit assurée sans besoin de contrôle-commande, d’opérateur ou de source froide externe. On parle alors de sûreté intrinsèque ou en anglais de réacteur « walk-away safe ». 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 la chaleur dérivante par la différence de température entre la cuve primaire et la nappe de tuyaux. L’évacuation de la puissance résiduelle de manière totalement passive, dès le début de l’accident est garantie par la circulation naturelle permanente du fluide caloporteur interne qui a également lieu en fonctionnement normal. Cette circulation naturelle permanente est rendue possible grâce à l’importante différence de densité du fluide entre les branches chaudes et froides des tuyaux en U, ainsi qu’à leur hauteur. L’évacuation de la chaleur à travers la cuve primaire est avantageuse car cette fonction peut aussi être garantie à priori en cas d’accident grave ou séisme, ce qui amène à des déformations importantes des structures internes à la cuve. Dans de telles conditions extrêmes, des systèmes internes à la cuve, comme ceux existants ne pourraient pas correctement accomplir cette fonction de sûreté. La présence d’une source froide avec échangeurs de type monotube à double paroi garantit une réduction du risque d’interaction chimique entre sodium (ou NaK) et le matériau assurant la fonction de refroidissement (MCP). 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. L’invention s’applique à tous les réacteurs nucléaires refroidis au sodium liquide, quelle que soit leur configuration, caractérisant le mode du circuit primaire, 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, 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. 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), le sodium 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, le Zamak ou un mélange de sels composé de 53% KNO3, 40% NaNO2, 7% NaNO. 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, des alliages à base nickel, l’inconel, l’Hastelloy. Les applications privilégiées de l’invention sont les réacteurs de petite taille de la filière GenIV, notamment les réacteurs refroidis au sodium et au plomb. En dehors de l’aspect sûreté, l’invention peut également être mise en œuvre pour le fonctionnement normal pour une plus grande flexibilité pour le suivi de charge. 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 est une vue schématique en perspective d’un réacteur nucléaire refroidi au sodium liquide (SFR) avec un système EPUR selon l’invention. la reprend en vue de coupe partielle une partie de la . la 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 reprend la mais sans la présence d’une couche de matériau isolant thermique. la est une vue schématique de côté d’un réservoir modulaire en tant que source froide d’un système EPUR selon l’invention. la est une vue schématique en coupe transversale du réservoir selon la réalisée au niveau d’un étage de modules (boites). la est une vue de détail de la . la est une vue schématique en coupe longitudinale réalisée au niveau d’une colonne de boites sur une structure-support d’un réservoir modulaire selon une variante de l’invention. la est une vue en coupe réalisée d’un module, dont la forme permet le contact libre avec l’échangeur monotube, montrant son agencement relatif par rapport à un bloc en Zamak en tant que matériau MCP. la est une vue schématique en coupe transversale du module, du bloc de MCP à l’intérieur et des ressorts qui en limitent les déplacements latéraux. 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 au moins un : 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 premier 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 premier 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, une pluralité d’échangeurs monotube (43) dont une extrémité (431) est reliée au premier collecteur froid et l’autre extrémité (432) est reliée au premier 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 modulaire (50) agencé à distance de la cuve primaire et au-dessus de la dalle de fermeture, le réservoir comprenant un troisième collecteur (501) dit deuxième collecteur froid relié au premier collecteur froid, un quatrième collecteur (502) dit deuxième collecteur chaud relié au premier collecteur chaud agencé au-dessus du deuxième collecteur froid et relié à ce dernier par la pluralité d’échangeurs monotube, une pluralité de modules (5000) agencés selon au moins une rangée de boîtes (500), chaque module contenant un matériau (50001) à changement de phase (MCP) de type solide-liquide enfermé dans une enveloppe (50000) et étant agencé pour être refroidi par un de la pluralité des échangeurs monotube, et une structure-support (503) supportant au moins le deuxième collecteur chaud et la pluralité de boites, le matériau MCP contenu dans chaque module étant adapté pour être, lors de l’échange avec le métal liquide circulant dans l’échangeur monotube, à l’état solide en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et pour passer à l’état liquide en condition accidentelle 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, les tubes des échangeurs monotube étant de forme droite. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, la structure-support (503) supportant en outre le deuxième collecteur froid (501). Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, chaque module (5000) étant de forme globalement cubique avec un seul coin ou encoche de forme adaptée pour permettre le passage d’un échangeur monotube. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, au moins une partie de paroi externe de chaque module étant revêtue d’une couche en matériau ferromagnétique, de préférence en Fe-Ni. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le matériau MCP remplissant chaque module étant, à l’état solide, sous la forme d’une ou plusieurs blocs, de préférence en Zamak, agencés de préférence en étant maintenus à l’intérieur de chaque module par un ou plusieurs ressorts (50002). Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, un mécanisme de glissement (507), de préférence sous la forme de roulements, étant agencé en-dessous de chaque module et intégré à la structure-support. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, l’agencement entre boîtes délimitant des espaces formant des couloirs de manutention (505). Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, une double-paroi (506) étant agencée entre un échangeur monotube (43) et les modules qu’il refroidit, la double-paroi étant remplie d’un gaz rare, typiquement de l’hélium.