FR 3143827 A1 20240621 FR 2213408 A 20221215 Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide ou à sel(s) fondu(s) intégrant un système d’évacuation de la puissance résiduelle (EPuR) à travers la cuve primaire de réacteur, comprenant un module d’ailettes pivotantes à déclenchement passif ou actif, localisées dans l’espace inter-cuves. L’invention consiste essentiellement à réaliser un réacteur nucléaire intégrant un système d’EPuR qui garantit à la fois: - une évacuation de la puissance résiduelle dès la mise à l’arrêt du réacteur ; - une évacuation de la chaleur à travers la cuve primaire puis derrière la cuve secondaire; - une évacuation de la chaleur améliorée de façon complètement passive (effet Seebeck) par conduction thermique à travers des ailettes distribuées autour de la cuve primaire dans l’espace inter-cuves, qui pivotées dans leur position déployée réalisent en quelque sorte un pont thermique entre cuves primaire et secondaire. Figure pour l’abrégé : fig. 5B Réacteur nucléaire refroidi au métal liquide ou à sel(s) fondu(s) intégrant un système d’évacuation de la puissance résiduelle (EPuR) à travers la cuve primaire de réacteur, comprenant un module d’ailettes pivotantes à déclenchement passif ou actif, localisées dans l’espace inter-cuves. La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à neutrons rapides refroidis avec du métal liquide, notamment avec du sodium liquide, dits RNR-Na ou SFR (acronyme anglais de « Sodium Fast Reactor ») et qui font 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 aussi bien 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 qu’aux réacteurs de forte puissance, typiquement d’une puissance de fonctionnement supérieure à 200MWe. 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 principalement 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. Elle s’applique aussi aux réacteurs à sel(s) fondu(s). L’invention est décrite en référence à un réacteur nucléaire refroidi au métal liquide de type à circuit primaire intégré, c’est-à-dire avec l’ensemble du sodium primaire contenu à l’intérieur de la cuve principale (cuve primaire) dans laquelle sont plongés, à travers la dalle de fermeture de cette cuve, les pompes primaires et les échangeurs intermédiaires (EI). Elle s’applique aussi à un réacteur à circuit primaire à boucles, c’est-à-dire avec les pompes primaires et les échangeurs intermédiaires placés à l’extérieur de la cuve primaire du réacteur, qui ne contient plus que le cœur, qui lui sont reliés par des tuyauteries primaires. Dans les réacteurs nucléaires, les fonctions fondamentales de sûreté qui doivent être assurées en toutes circonstances (fonctionnement normal, incidentel et accidentel) sont le confinement, la maîtrise de la réactivité et l'évacuation de la puissance thermique du cœur. Pour l’évacuation de la puissance résiduelle en situation accidentelle, 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 et de leur géométrie en toutes circonstances, à savoir les première (gaine des aiguilles d’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 la cuve principale est actuellement envisagée. Si cet objectif apparaît non atteignable en totalité 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 dénommés systèmes d’EPUR, au travers de la cuve principale. De manière générale, on peut classer en plusieurs catégories, les systèmes d’EPUR réalisés ou connus dans la littérature pour les réacteurs à sodium de type intégré: - ceux mettant en œuvre un échangeur sodium/sodium (ou sodium/NaK) agencé au sein du collecteur froid du réacteur, dénommés de type RRA (Refroidissement Réacteur de type A) dans la publication [1]. On pourra se référer à l’acronyme DRACS (acronyme anglo-saxon de « Direct Reactor Auxiliary Cooling System ») de la de cette publication [1]; - ceux mettant en œuvre un échangeur sodium/sodium (ou sodium/NaK) agencé au sein du collecteur chaud, dénommés de type RRB (Refroidissement Réacteur de type B) dans la publication [1]. On pourra se référer à l’acronyme DRACS de la de cette publication [1]; - ceux mettant en œuvre un échangeur sodium/sodium (ou sodium/NaK) agencé au niveau des boucles secondaires, d’acronyme IRACS (« Intermediate Reactor Auxiliary Cooling System ») dans la publication [1]. On pourra se référer à l’acronyme BPR de la de cette publication [1]. Pour permettre le fonctionnement de ces systèmes BPR, une fraction de débit du sodium secondaire est prélevé par les boucles secondaires pour le faire échanger thermiquement avec le sodium intermédiaire du circuit de l’EPuR ; - ceux mettant en œuvre un refroidissement par le générateur de vapeur (GV), soit par un courant d’air qui refroidi les parois externes ou par l’eau du système de refroidissement de secours. On pourra se référer respectivement à l’acronyme SGACS (acronyme anglo-saxon pour « Steam Generator Outer Shell Decay Heat Removal ») et ASG (acronyme pour « Alimentation de Secours ») de la de la publication [1] ; - ceux mettant en œuvre des moyens d’évacuation de la chaleur par le rayonnement de la cuve primaire (principale) de réacteur en cas d’accident, dénommés de type RRC (Refroidissement Réacteur de type C à travers la cuve principale) dans la publication [1]. On pourra se référer à l’acronyme RVACS (acronyme anglo-saxon pour « Reactor Vessel Auxiliary Cooling System ») de la de la publication [1] ; - ceux mettant en œuvre un refroidissement par convection naturelle de l’air refroidissant la surface externe de la cuve secondaire de réacteur. On pourra se référer à la figure 15 de la publication [2]. Tous les systèmes précités transfèrent la chaleur évacuée à un fluide réfrigérant de type sodium, ou NaK ou huile thermique qui échange avec une source froide en air ou en eau. Les systèmes DRACS, de type RRA et RRB, présentent le désavantage majeur d’occuper de la place interne à la chaudière, ce qui implique une cuve primaire de diamètre plus large. Cet aspect peut être contraignant pour la transportabilité de la cuve primaire par voie routière ou fluviale, lorsqu’il s’agit d’un design d’un réacteur de petite puissance modulaire (SMR). Les systèmes IRACS et de refroidissement par le GV nécessitent souvent une action de la part d’un opérateur ou une alimentation en électricité. De plus, le fait d’extraire la chaleur plus loin de la chaudière nucléaire n’est pas assuré, en cas d’un dysfonctionnement, tel qu’une fuite de sodium, au niveau du circuit secondaire en cas d’accident de type MdTG (acronyme de « Manque de Tension Généralisé »). Les systèmes de refroidissement de la cuve secondaire par convection naturelle de l’air sont limités à des réacteurs de plus faible puissance. En plus, afin d’avoir un débit de circulation naturelle d’air suffisant pour refroidir la surface externe de la cuve secondaire, un tirage de l’air conséquent doit être assuré. Pour ce faire, une hauteur importante de la chaudière est nécessaire, ce qui impose aussi des contraintes de construction sur la profondeur du puits de cuve et sur le génie civil associé. Les systèmes de type RVACS ont comme avantage principal d’être à la fois à proximité immédiate de la chaudière nucléaire et de ne pas occuper de place à l’intérieur de la cuve primaire. Ainsi, ces systèmes d’EPuR de type RRC favorisent une configuration de la chaudière nucléaire plus compacte ainsi qu’une diversification importante par rapport aux autres systèmes précités. Malgré ces avantages, les systèmes d’EPuR de type RRC présentent un refroidissement peu performant car effectué par le rayonnement de la cuve secondaire. En effet, les composants des systèmes (échangeurs, faisceaux de tuyaux, ou écoulement d’air) sont pour la plupart agencés à l’extérieur de la cuve secondaire, en face de sa surface externe, ce qui limite les performances par la présence de la résistance thermique du gaz dans l’espace inter-cuve (ci-après inter-cuve), c’est-à-dire l’espace entre la cuve primaire et la cuve secondaire. Le volume de l’inter-cuve permet d’assurer la fonction d’accessibilité aux dispositifs d’inspections périodique de l’état de la face externe de la cuve primaire (principale). Pour des raisons de sûreté, cet espace est rempli d’un gaz d’inertage, i.e. avec absence de vapeur d’eau, pour s’affranchir d’une éventuelle réaction avec le sodium en cas de fuite de la cuve principale. Le gaz d’inertage, typiquement de l’azote, présent dans l’inter-cuve a un coefficient de convection très faible, typiquement compris entre 100 et 500 W/m².K, ce qui constitue un facteur limitant : - de perte de puissance thermique à travers la cuve principale du réacteur, en fonctionnement normal. En se comportant comme un isolant, ce gaz contribue ainsi à l’efficacité énergétique globale du réacteur dans la mesure où il permet de valoriser davantage la puissance thermique via le système de conversion d’énergie, - de la montée en température de la cuve secondaire, en fonctionnement accidentel, ce qui limite considérablement le flux d’évacuation de la puissance résiduelle. D’autres systèmes que les systèmes RVACS ont été considérés pour les RRC afin de réduire le plus possible la valeur de la résistance thermique de l’inter-cuve et augmenter la température de la cuve secondaire. En effet, une augmentation de température de la cuve secondaire, entraînerait de fait une augmentation de la puissance thermique P EPuR qu’on peut évacuer en cas d’accident selon l’équation 1 : [Equation 1] dans laquelle T CS désigne la température de la cuve secondaire et T RRC la température du système RRC. Le brevet FR2987487B1 a proposé un système qui améliore le transfert de chaleur dans l’inter-cuve par une circulation forcée du gaz d’inertage. Malgré les avantages qu’il procure, ce système divulgué nécessite une action de l’opérateur, ainsi qu’une alimentation en électricité. Le brevet GB2263188A a également proposé un système RRC améliorant le transfert de chaleur par le remplissage de l’inter-cuve avec un métal, introduit à l’état solide et qui ensuite fond, en améliorant à la fois l’inertie thermique et le transfert de chaleur dans l’inter-cuve. Ce système selon le brevet GB2263188A améliore les performances thermiques d’un système RRC, car la résistance thermique de l’inter-cuve est drastiquement réduite. Cependant, ce type de système présente trois inconvénients majeurs: - la présence d’un réservoir où le matériau solide est stocké en fonctionnement normal du réacteur. Le volume du réservoir est quasi-équivalent à celui de l’inter-cuve, et localisé à proximité de la chaudière, au niveau de la dalle de fermeture du réacteur. Pour des réacteurs de forte puissance, l’empreinte au sol d’un tel système peut être importante, l’aménagement complexe et les études de sûreté doivent prendre en compte les évènements de fuite du réservoir ; - le système n’est pas réversible. Par conséquent, un test de fonctionnement en situation non accidentelle n’est pas possible, car la récupération du métal solide ou fondu est extrêmement difficile une fois qu’il se trouve dans l’inter-cuve ; - dans une situation de démantèlement post-accident les opérations dans l’inter-cuve seraient encore plus difficiles, car gênées par la présence d’une couche ou des résidus de métal solide liés à la cuve primaire et/ou à la cuve secondaire. Il existe donc un besoin d’améliorer les systèmes d’EPuR de type RRC des réacteurs nucléaires refroidis au métal liquide, notamment afin d’augmenter de façon passive le transfert de chaleur en fonctionnement accidentel. Il existe en outre le besoin d’un système qui réponde au besoin précité et qui soit réversible pour permettre: - de maintenir rempli en gaz d’inertage l’espace inter-cuve en fonctionnement normal et donc d’améliorer l’efficacité énergétique de l’installation nucléaire comprenant un réacteur nucléaire refroidi au métal liquide ; - d’en garantir le bon fonctionnement par la réalisation de contrôles périodiques adaptés afin de le tester et de garantir sa disponibilité en fonctionnement accidentel du réacteur; - de revenir en fonctionnement normal du réacteur en cas de déclenchement intempestif du système. Le but de l’invention est de répondre au moins en partie à ces besoins. Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, un réacteur nucléaire à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide ou du sel fondu, comprenant : - une cuve dite cuve primaire, remplie d’un métal liquide ou d’un sel fondu en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur ; - une cuve dite cuve secondaire, agencée autour de la cuve primaire en définissant un espace inter-cuves (E); - un puits de cuve, agencé autour de la cuve secondaire; une dalle de fermeture, pour enfermer le fluide caloporteur 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 et configuré pour que le liquide caloporteur y circule par convection naturelle ou forcée et reste à l’état liquide à la fois en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et dans les situations d’arrêt, le circuit fermé comprenant un serpentin, agencé entre le puits de cuve et la cuve secondaire, en hélice autour de cette dernière ; un module fixé à la dalle de fermeture, comprenant : au moins une enveloppe agencée à l’intérieur de l’espace inter-cuves (E) en étant en contact avec la cuve secondaire, une pluralité d’ailettes thermiquement conductrices, agencées à l’intérieur de l’espace inter-cuves (E) en étant réparties angulairement autour de la cuve primaire selon des colonnes, chaque colonne comprenant plusieurs ailettes espacées les unes des autres sur au moins une partie de la hauteur de la cuve secondaire et montées pivotantes le long de la cuve secondaire entre une position escamotée dans laquelle elles sont à distance de la cuve primaire et une position déployée dans laquelle elles sont en contact avec la cuve primaire, un ou plusieurs thermo-élément(s) à effet Seebeck agencés à l’intérieur de l’enveloppe et s’étendant le long de la cuve secondaire avec leur côté chaud dans la partie basse de l’enveloppe et leur côté froid dans la partie haute de l’enveloppe, le(s) thermo-élément(s) à effet Seebeck étant adapté(s) de sorte qu’en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire, le courant qu’il(s) génère(nt) laisse les ailettes dans leur position escamoté, tandis qu’en fonctionnement accidentel où la puissance résiduelle doit être évacuée, le courant qu’il(s) génère(nt) fait pivoter les ailettes dans leur position déployée. Par « dans les situations d’arrêt », on comprend ici et dans le cadre de l’invention un arrêt normal du réacteur et en cas d’accident (fonctionnement accidentel). Selon un mode de réalisation avantageux, le module est suspendu à la dalle de fermeture. Un montage avec suspension du module sous la dalle de fermeture est avantageux par rapport à un autre mode, comme le soudage, car il est plus aisé à réaliser. Le démontage l’est également. Selon une variante de réalisation avantageuse, le module comprend une pluralité de pivots sur chacun desquels une ailette est montée pivotante, chaque pivot intégrant en son sein un moteur électrique, de préférence à engrenages, alimenté électriquement par le(s) thermo-élément(s) à effet Seebeck. Une telle intégration est compacte et permet un fonctionnement fiable. De préférence, chaque pivot est fixé directement, de préférence encore par soudure à l’enveloppe. Avantageusement, les ailettes sont à la verticale contre la cuve secondaire dans leur position escamotée. Cela permet de dégager au maximum l’espace inter-cuves et ainsi, avec des ailettes de faible épaisseur, typiquement de l’ordre du cm, cela laisse le maximum de possibilités d’inspection dudit espace notamment par un robot, en fonctionnement normal du réacteur nucléaire. Les ailettes peuvent être de forme plane ou incurvée selon une incurvation définissant une surface de contact avec la cuve primaire dans leur position déployée. De manière générale, la forme des ailettes est adaptée pour assurer une surface de contact optimale entre les bouts d’ailettes et la cuve primaire, et donc de conduction thermique entre cette dernière et la cuve secondaire en fonctionnement d’évacuation de puissance résiduelle du réacteur nucléaire. Selon une caractéristique avantageuse, le matériau de type p du(des) thermo-élément(s) à effet Seebeck étant choisi parmi le tellure de plomb (PbTe), un mélange (TAGS) de tellurures d'antimoine (Sb 2 Te 3 ), de germanium (GeTe) et d'argent(Ag 2 Te), un skuttérudite (CeFe 4 Sb 12 ). Ces matériaux sont parfaitement adaptés pour générer un courant en dessous d’un seuil de température souhaité pour le pivotement des ailettes en fonctionnement normal du réacteur, et en dessus de ce seuil de température en situation accidentelle d’évacuation de la puissance résiduelle. Typiquement, ces matériaux sont parfaitement adaptés pour une différence de température entre le bas de la cuve secondaire et la dalle de fermeture, d’environ 250°C et 450°C, en fonctionnement normal et en situation accidentelle d’évacuation de la puissance résiduelle. Selon un mode de réalisation avantageux, le réacteur nucléaire comprend des moyens mécaniques et/ou électriques pour ramener les ailettes de leur position déployée à leur position escamotée. Selon ce mode et une première variante, les moyens électriques peuvent comprendre une source d’alimentation électrique dite de sauvegarde pour générer un courant électrique inverse à celui généré par le(s) thermo-élément(s) à effet Seebeck. Selon ce mode et une deuxième variante, les moyens mécaniques peuvent comprendre un dispositif mécanique à actionner manuellement, tel qu’un treuil. Avec de tels moyens mécaniques et/ou électriques, le fonctionnement du module d’ailettes du système EPuR est réversible et il peut être testé à souhait en fonctionnement normal du réacteur. Selon une configuration avantageuse, chaque colonne d’ailettes s’étend sensiblement sur la hauteur de la partie cylindrique de la cuve secondaire. Ainsi, on optimise la surface de conduction thermique possible entre cuves primaire et secondaire. Selon un mode de réalisation complémentaire, le réacteur comprend un système de remplissage en métal liquide de la partie de l’espace inter-cuves (E) séparant les parties non cylindriques des cuves primaire et secondaire, le système pouvant être actionné en situation accidentelle du réacteur nucléaire ou sur décision d’un opérateur suite à l’arrêt du réacteur. Cela permet de ne pas avoir à implanter des ailettes entre des parties notamment hémisphériques des cuves primaire et secondaire qui peuvent être complexes pour l’agencement desdites ailettes. De préférence, les ailettes et l’enveloppe sont en acier ou en aluminium. De préférence encore, les ailettes peuvent être en acier inoxydable comme l’acier AISI-316L, qui présente une bonne tenue mécanique et résistance à la corrosion. Pour les ailettes, des alliages d’aluminium, par exemple, l’aluminium 1060 peuvent être utilisés de façon privilégiée par rapport à l’acier car l’aluminium a une conductivité plus élevée, jusqu’à 10 fois en plus selon l’alliage, par rapport à celle de l’acier. En plus, l’aluminium est environ 3 fois plus léger que l’acier, ce qui facilite de façon avantageuse l’emplacement des ailettes dans l’espace inter cuves. De plus, l’aluminium et ses alliages sont résistants à la corrosion et peuvent être facilement soudés avec des méthodes standard. La température de fusion, d’environ 650 °C pour l’aluminium 1060, permet de l’envisager pour la réalisation des ailettes en cas de fonctionnement accidentel, avec une température maximale de la cuve de réacteur inférieure à 600-650 °C en cas d’accident. Afin de diminuer au maximum la résistance thermique entre cuves primaire et secondaire en fonctionnement d’évacuation de puissance résiduelle (ailettes en position déployée), le coefficient de distribution annulaire des ailettes dans l’espace inter-cuves, défini comme étant le pourcentage du taux d’occupation de la section transversale de cet espace par les ailettes dans leur position déployée est supérieur à 60%, de préférence supérieur à 80%. Ainsi, le système d’EPuR avec module d’ailettes pivotantes 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). Grâce au module d’ailettes pivotantes, la résistance thermique entre les cuves primaire et secondaire est réduite en situation accidentelle d’évacuation de la puissance résiduelle par le contact, qui peut être direct, des ailettes avec la cuve primaire dans leur position déployée qui permet donc de transmettre directement par conduction la chaleur à la cuve secondaire qui à son tour transmet la chaleur au serpentin du système d’EPuR autour de cette dernière. En outre, l’actionnement des ailettes peut être déclenché de manière active par un opérateur suite à un arrêt normal du réacteur. L’invention consiste donc essentiellement à réaliser un réacteur nucléaire intégrant un système d’EPuR qui garantit à la fois: - une évacuation de la puissance résiduelle dès la mise à l’arrêt du réacteur ; - une évacuation de la chaleur à travers la cuve primaire puis derrière la cuve secondaire; - une évacuation de la chaleur améliorée de façon complètement passive (effet Seebeck) par conduction thermique à travers des ailettes distribuées autour de la cuve primaire dans l’espace inter-cuves, qui pivotées dans leur position déployée réalisent en quelque sorte un pont thermique entre cuves primaire et secondaire. Le système d’EPUR selon l’invention se distingue donc des systèmes selon l’état de l’art par la façon d’évacuer la puissance de manière passive, par l’extérieur de la cuve primaire, en exploitant son rayonnement à hautes températures vers l’espace inter-cuves et sa propagation à la fois par rayonnement et conduction thermique au moyen des ailettes dans leur position déployée dans la cuve secondaire. Le système d’EPUR marche en permanence, aussi bien en fonctionnement normal du réacteur à puissance nominale, qu’en fonctionnement accidentel avec les ailettes qui jouent un rôle de dissipateur thermique actif. L’invention s’applique à tous les réacteurs nucléaires refroidis au sodium liquide ou autres métaux ou sels liquides, 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, ou de forte puissance 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 primaire 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. 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 et au sel. 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 coupe partielle d’un réacteur nucléaire refroidi au sodium liquide (SFR) avec un système d’EPuR de type RRC destiné à mettre en œuvre l’invention. 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 d’EPuR selon l’invention. la est une vue schématique d’un RNR intégré en coupe longitudinale partielle montrant les cuves primaire et secondaire, le cœur du réacteur et une partie d’une nappe de tuyaux d’un système d’EPuR autour de la cuve secondaire d’un réacteur nucléaire SFR de type intégré conforme à l’invention. , , les figures 4A, 5A et 6A sont des vues respectivement de dessus, de côté et de face d’un module dont une colonne d’ailettes d’un système d’EPuR selon l’invention, les ailettes étant dans leur position escamotées à la verticale contre la cuve secondaire qui correspond à un fonctionnement normal de réacteur nucléaire SFR. , , les figures 4B, 5B et 6B sont des vues respectivement de dessus, de côté et de face d’un module dont une colonne d’ailettes d’un système d’EPuR selon l’invention, les ailettes étant dans leur position déployée en contact contre la cuve primaire qui correspond à un fonctionnement accidentel de réacteur nucléaire SFR. , les figures 7A et 7B illustrent la figure de mérite de différents matériaux thermoélectriques de type p, connue sous le nom de z, qui conviennent dans le cadre de l’invention, et la gamme des températures concernées respectivement en fonctionnement normal et en fonctionnement accidentel du réacteur nucléaire SFR ou RNR. la illustre sous forme de courbe l’évolution du ratio de la résistance thermique entre cuves primaire et secondaire en fonction du coefficient de distribution annulaire des ailettes selon l’invention, d’épaisseur égale à 1 cm. la est un agrandissement de la . la illustre sous forme de courbe l’évolution du ratio de la résistance thermique entre cuves primaire et secondaire en fonction de l’augmentation d’épaisseur des ailettes selon l’invention. la illustre sous forme de courbe l’évolution du ratio de la résistance thermique entre cuves primaire et secondaire en fonction du coefficient de distribution annulaire des ailettes selon l’invention, d’épaisseur égale à 10 cm. la est une vue de côté d’un module à d’ailettes d’un système d’EPuR selon une variante de l’invention, les ailettes à surface de contact incurvée étant dans leur position déployée en contact contre la cuve primaire qui correspond à un fonctionnement accidentel de réacteur nucléaire SFR. 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 d’un RNR intégré, telle qu’elle est en configuration verticale de fonctionnement. On a représenté en figures 1 à 3, un réacteur nucléaire 1 refroidi au sodium liquide (SFR), avec une architecture de type intégrée, avec un système 2 d’évacuation de la puissance résiduelle (EPuR) du réacteur à la fois conforme à 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 génèrent l’énergie thermique par les fissions du combustible, et des assemblages 11 de protections neutroniques latérales (PNL). La cuve primaire 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 alimentée en sodium froid (400°C) par des pompes primaires 100 ; - une seconde structure mécano-soudée appelée 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 se prémunir des risques de fissuration à haute température. Sa surface externe est rendue hautement émissive par un traitement de pré-oxydation, effectué pour faciliter le rayonnement de la chaleur vers l’extérieur pendant la phase d’évacuation de la puissance résiduelle. Un bouchon 18, 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 100, agencés dans la cuve de réacteur 10, vers des échangeurs intermédiaires 15 agencés à l’intérieur de la cuve primaire 10 dans l’exemple illustré. Ainsi, en conditions de fonctionnement normal du réacteur, 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 , 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 . Tel qu’illustré en , 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 , la cuve 10 de réacteur est ancrée ou posée en partie supérieure 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 peut être en acier non allié (A42). Cette fermeture étanche permet l’inertage du ciel de cuve. 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 2 et 3, ce système 3 comprend un puits de cuve 30, à l’intérieur duquel sont insérées de l’extérieur vers l’intérieur une couche en matériau isolant thermique 31, une cuve secondaire 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 ou à base de silicates. La cuve secondaire 32 garantit la rétention du sodium primaire en cas de fuite par la cuve primaire 10 et la protection du puits de cuve 30. La cuve secondaire 32 est en appui contre le puits de cuve 30 et sa partie haute est soudée à la dalle de fermeture 17. Typiquement, la cuve secondaire 32 peut être en acier inoxydable AISI 316L. L’espace E entre la cuve secondaire 32 et la cuve primaire 10, appelé espace inter-cuves, est rempli d’un gaz thermiquement conducteur, comme de l’azote. 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 20 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 2 et 3. Le système d’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 : un serpentin 40, agencé en hélice dans l’espace inter-cuves E autour de la cuve primaire 10, un premier collecteur froid 41, soudé directement à l’une des extrémités du serpentin 40, le collecteur froid étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture 17, un premier collecteur chaud 42, soudé directement à l’autre des extrémités du serpentin 40, le collecteur chaud étant agencé à l’extérieur au-dessus de la dalle de fermeture 17, et de préférence à l’aplomb du premier collecteur froid 41. Les collecteurs 41 et 42 sont reliés à la source froide du système 50 par les tuyauteries 451 et 452. 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 du serpentin 40, qui rentre et qui sort par le haut de la dalle 17. Le serpentin 40 a un diamètre qui est fonction du diamètre de la cuve primaire 10 et une hauteur suffisante pour avoir la surface nécessaire à l’évacuation de la chaleur recherchée. Autrement dit, le nombre total de spires, l’écartement et le diamètre de ces spires qui composent le serpentin 40 dépendent du diamètre de la cuve primaire 10 et de la puissance du cœur 11 du réacteur nucléaire. Par exemple, le pas des spires du serpentin 40 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 du serpentin 40 est fixé 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 du serpentin 40 dépend des contraintes mécaniques exercées par le métal liquide interne et par son poids. Le matériau du serpentin 40 doit présenter des caractéristiques de bonne émissivité Typiquement, le matériau du serpentin est choisi parmi l’acier inoxydable AISI 316L, les aciers ferritiques, le nickel, l’inconel, l’Hastelloy. Ce matériau dépend du fluide interne utilisé pour le circuit fermé 4. Ce fluide interne caloporteur C 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 ou forcée 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, le sodium ou un des alliages ternaires des métaux liquides, … Comme montré en , les collecteurs froid 41 et chaud 42 ont une forme générale toroïdale centrée sur l’axe central (X) de la cuve primaire 10. Ces collecteurs 41, 42 sont en appui sur des pièces de support directement soudées à la dalle de fermeture 17. Comme illustré en , le système d’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 du serpentin 40. Le dimensionnement de la source froide 5 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 une inertie thermique sensiblement 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. De préférence, le réservoir 50 est confiné dans un bâtiment de confinement 52. 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 comprenant un ensemble de tuyauterie et le cas échéant de vannes entre les collecteurs froid 41 et chaud 42 et des échangeurs de la source froide 5. Plus précisément, comme illustré en , la boucle de liaison 45 comprend une branche hydraulique 451 qui relie le premier collecteur froid 41 à l’extrémité froide d’un échangeur de la source froide 5 et une branche hydraulique 452 qui relie le premier collecteur chaud 42 à l’extrémité chaude de l’échangeur de la source froide 5. Ainsi, le premier collecteur froid 41 distribue l’écoulement du métal liquide interne de la branche froide 451 vers chaque branche froide 401 du serpentin 40 et le premier collecteur chaud 42 collecte le métal liquide interne qui provient de chaque branche chaude 401 du serpentin 40 pour l’amener à la branche chaude 452. Les branches froide 451 et chaude 452 sont de préférence dimensionnées 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, dans le cas où l’écoulement est prévu d’être passif par la conception du système d’EPuR. Ainsi, le circuit hydraulique fermé 4 qui vient d’être décrit est configuré pour que le métal liquide caloporteur 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. Selon l’invention, le système EPuR 2 de type RRC qui vient d’être décrit comprend un module 6 d’ailettes 60 thermiquement conductrices, à déclenchement passif, agencées dans la partie cylindrique de l’espace inter-cuves E, entre la cuve primaire 10 et la cuve secondaire 32. Avantageusement, le module 6 est pendu à la dalle de fermeture 17 par une enveloppe 61, typiquement en acier, qui épouse la forme de la cuve secondaire 32, comme illustré en figures 5A, 5B. Comme visible aux figures 4A et 4B, les ailettes 60 du module 6, typiquement en acier ou en aluminium, sont regroupées en colonnes 62 agencées à l’intérieur de l’espace inter-cuves (E) et distribuées de préférence de manière régulière autour de la cuve primaire 10. A titre d’exemple, chaque ailette 60 est un parallélépipède droit de dimensions (épaisseur, largeur, longueur) égales à 1*5*25 cm. Dans chaque colonne 62, les ailettes 60 sont espacées les unes des autres sur la hauteur H de la partie cylindrique de la cuve secondaire 32 et sont montées pivotantes autour de pivots 64 le long de la cuve secondaire entre une position escamotée dans laquelle elles sont à la verticale contre la cuve secondaire 32 (figures 4A, 5A, 6A) et une position déployée dans laquelle elles sont chacune en contact avec la cuve primaire 10 selon une surface de contact SC (figures 4B, 5B, 6B). Les pivots 64 sont soudés à l’enveloppe en acier qui se trouve en contact avec la CS. Comme en détail sur la , des thermo-éléments 63 à effet Seebeck sont agencés à l’intérieur de l’enveloppe 61 agencés à l’intérieur de l’enveloppe et s’étendent le long de la cuve secondaire 32 avec leur côté chaud dans la partie basse de l’enveloppe 61 et leur côté froid dans la partie haute de l’enveloppe 61. Pour des thermo-éléments, on pourra se référer à [3]. La publication [4] mentionne PbTe en tant que matériau thermoélectrique pouvant être soudé, et donc avoir des dimensions potentiellement allongées. En fonctionnement du réacteur nucléaire, ces thermo-éléments 63 à effet Seebeck génèrent de façon permanente un courant électrique grâce à la différence de température entre la dalle de fermeture 17 au niveau de laquelle est agencé leur côté froid et le bas de la cuve secondaire 32 au niveau de laquelle est agencé leur côté chaud. Ce courant I généré au sein des thermo-éléments 32 est aussi propagé au sein des pivots 64 électriquement conducteurs. Chacun des pivots 64 loge un moteur électrique, de préférence à engrenage, alimenté directement par le courant électrique. Ainsi, lorsque le courant généré par les thermo-éléments 63 dépasse une valeur seuil, les pivots 64 sont mis en pivotement depuis leur position escamotée verticale vers leur position déployée de contact avec la cuve primaire 10. En fonctionnement normal du réacteur, la différence de température ΔT entre le bas de la cuve secondaire 32 et la dalle de fermeture 17, symbolisé par le flux thermique Q NOM en , implique un courant généré par les thermo-éléments 63 qui est inférieur à la valeur seuil au-delà duquel on déclenche le pivotement des ailettes 60. Dans ces conditions, les ailettes 60 restent dans leur position escamotée verticale (figures 4A, 5A, 6A). Compte tenu de la faible épaisseur possible des ailettes 60, il est toujours possible de pratiquer une inspection, notamment par robot, de l’espace inter-cuves E dans ce fonctionnement normal du réacteur. En situation d’arrêt du réacteur nucléaire, le pivotement des ailettes 60 est entièrement passif et dépend uniquement de l’augmentation de la température. Ainsi, dans ce cas de fonctionnement la différence de température ΔT entre le bas de la cuve secondaire 32 et la dalle de fermeture 17, symbolisé par le flux thermique Q ACC en , implique un courant généré par les thermo-éléments 63 qui est supérieur à la valeur seuil au-delà duquel on déclenche le pivotement des ailettes 60. Le pivotement des ailettes 60, par la rotation de leur pivot 64, est aidé par la force de gravité, qui contribue à faire chuter les ailettes 60 jusqu’à la génération d’un contact physique SC avec la cuve primaire 10 (figures 4B, 5B, 6B). Par-là, le transfert de chaleur par conduction thermique est accéléré entre cuve primaire 10 et secondaire 32 et le flux thermique est plus important qu’avec un système d’EPuR qui ne comporterait pas d’ailettes. Les points de contact générés SC, favorisent la montée en température de la cuve secondaire 32 et l’accroissement de la puissance transférée par rayonnement au système d’EPuR 2. La forme des ailettes 60 est de préférence adaptée, de façon à générer une surface de contact et donc de conduction thermique qui soit maximale entre les cuves primaire 10 et secondaire 32. En même temps, on veille à ce que cette forme adaptée ne génère pas d’efforts mécaniques sur la surface externe de la cuve primaire 10 afin de garantir en toutes circonstances son intégrité. Bien entendu, les dilatations thermiques radiales des cuves primaire 10 et secondaire 32 sont avantageusement prises en compte dans la forme des ailettes 60. Afin que le fonctionnement du module 6 d’ailettes 60 soit réversible, on prévoit des moyens mécaniques et/ou électriques pour ramener les ailettes 60 depuis leur position déployée vers leur position escamotée verticale. Le caractère réversible du module 6 permet de tester son lors d’un fonctionnement normal du réacteur nucléaire. En tant que moyens électriques, on peut prévoir une source électrique de sauvegarde, telle qu’une batterie, qui permettrait de générer un courant inverse à celui généré par l’effet Seebeck des thermo-éléments 63. En tant que moyens mécaniques, on peut prévoir des organes pilotés manuellement, tels qu’un un mécanisme de type treuil actionnable manuellement. Pour améliorer la conduction thermique en fonctionnement accidentel, on peut prévoir au moment du pivotement des ailettes 60, un remplissage en métal liquide de la partie basse de l’espace inter-cuve E qui n’est pas cylindrique. Pour l’application de réacteur SFR à sodium liquide, des thermo-éléments de type en tellure de plomb peuvent parfaitement convenir au fonctionnement requis et le niveau de température inférieur à 650 °C, comme cela ressort des courbes des matériaux thermoélectriques de type p pour un ΔT respectivement de l’ordre de 250°C et de 450°C. Les inventeurs ont réalisé au moyen d’un logiciel de calcul thermique connu, tel que le logiciel COPERNIC: [5], [6] des calculs préliminaires. afin de regarder l’influence des différents paramètres suivants, sur le rapport de la résistance thermique de l’inter-cuves E: - le coefficient de distribution annulaire des ailettes, que l’on peut définir comme étant le pourcentage de surface ou taux d’occupation de la section de l’inter-cuves occupée par les ailettes dans leur position déployée; - l’épaisseur d’une ailette. Des résultats de ces calculs sont illustrés sous forme de courbes aux figures 8 à 11. On précise que sur les figures 8 et 9, l’épaisseur d’ailettes 60 est d’environ 1 cm tandis que sur la , elle est de 10 cm. De ces courbes, on peut voir que l’épaisseur de l’ailette 60 n’est pas un paramètre qui contribue à une diminution importante de la résistance thermique de l’espace inter-cuves E, à la condition d’avoir un faible taux d’occupation des ailettes 60 dans cet espace. En revanche, une distribution annulaire plus dense des ailettes 60 peut favoriser la réduction de cette résistance thermique de l’espace inter-cuves E jusqu’à un facteur 10 ou plus par rapport à une configuration sans ailettes. Comme agrandi sur la , on peut voir par exemple qu’il y a une réduction de 50 % de la résistance thermique globale dans l’espace inter-cuves E, si le facteur de distribution annulaire des ailettes est compris entre 30 % et 40 %. Au-delà de 60% de ce facteur, la réduction est encore plus importante. Cela veut dire que si le flux thermique est imposé à la paroi de la cuve primaire 10, la différence de température entre cette dernière et la cuve secondaire 32 devient 10 fois plus faible, avec pour conséquence favorable une forte augmentation de la puissance évacuée par le système d’EPuR 2 en situation d’arrêt de réacteur. On peut encore augmenter cette puissance, en augmentant la surface de contact (SC) entre la cuve primaire 10 et la cuve secondaire 32. Une possibilité est montrée à la avec des ailettes 60 présentant une forme incurvée 600 qui assure une surface de contact SC plus étendue lors de leur pivotement. On précise ici que les résultats issus des études ci-dessus sont préliminaires et devraient être confirmés par des calculs de conduction thermique 2D ou 3D. 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. Si dans l’ensemble des exemples illustrés, le système d’EPuR 2 avec son module 6 d’ailettes 60 à déclenchement passif qui vient d’être décrit en relation avec un réacteur nucléaire de type intégré peut tout-à-fait être mis en œuvre dans un réacteur nucléaire à boucles avec des échangeurs intermédiaires agencés à l’extérieur de la cuve primaire. Si dans l’ensemble des exemples illustrés, le pivotement des ailettes 60 est exclusivement passif par le courant seuil qui circule dans les thermo-éléments à effet Seebeck 63, on peut envisager une configuration avec un déclenchement actif, notamment dans des cas de fonctionnement d’arrêt (accidentel ou programmé) du réacteur nucléaire, par injection d’un courant ne provenant pas des thermo-éléments 63. D’autres couples de matériaux plus optimales et performants pourront être choisis en fonction du design et du concept de réacteur (les niveaux de température d’exploitation en mode normal et accidentels peuvent varier suivant les configurations). En lieu et place d’un réservoir 50, on peut envisager comme source froide, d’autres moyens. Par exemple, la source froide peut être une piscine d’eau, si le fluide interne au circuit est de l’huile thermique, confinée ou pas dans un bâtiment. Elle peut être aussi une cheminée avec un échangeur NaK/air, si le fluide interne du circuit est du NaK. Liste des références citées [1]: https://www.nrc.gov/docs/ML1914/ML19149A378.pdf [2]: B. S. TRIPLETT et al., « PRISM : A competitive small modular sodium-cooled reactor ,» Nuclear Technology, vol. 178, pp. 186-200, 2012. [3]: Thermoelectrics - Northwest Materials Science and Engineering: http://thermoelectrics.matsci.northwestern.edu/thermoelectrics/index.html. [4]: X. REALES FERRERES “ Fabrication and Characterisation of High Temperature PbTe -based Thermoelectric Modules for Waste Heat Recovery Applications, Thermoelectric Modules for Waste Heat Recovery Applications ”. University of Wollongong Thesis Collection 2017+. https://ro.uow.edu.au/cgi/viewcontent.cgi?article=1325&context=theses1 [5]: F. MORIN et al., “ COPERNIC, A NEW TOOL BASED ON SIMPLIFIED CALCULATION METHODS FOR INNOVATIVE LWRs CONCEPTUAL DESIGN STUDIES ”, ICAPP 2017 Conference, 2017. [6]: P. GAUTHE et al., “ Innovative and inherently safe small SFR as a response to the dilemma 'safety vs cost' ”, ICAPP 2019 Conference, 2019. Réacteur nucléaire (1) à neutrons rapides refroidi avec du métal liquide ou du sel fondu, comprenant : - une cuve (10) dite cuve primaire, remplie d’un métal liquide ou d’un sel fondu en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur ; - une cuve (32) dite cuve secondaire, agencée autour de la cuve primaire en définissant un espace inter-cuves (E); - un puits de cuve (30), agencé autour de la cuve secondaire (32) ; une dalle de fermeture (17), pour enfermer le fluide caloporteur 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 fluide caloporteur et configuré pour que le fluide caloporteur y circule par convection naturelle ou forcée et reste à l’état liquide à la fois en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire et dans les situations d’arrêt du réacteur, le circuit fermé comprenant un serpentin (40), agencé entre le puits de cuve et la cuve secondaire, en hélice autour de cette dernière ; un module (6) fixé à la dalle de fermeture, comprenant : au moins une enveloppe (61) agencée à l’intérieur de l’espace inter-cuves (E) en étant en contact avec la cuve secondaire (32), une pluralité d’ailettes (60) thermiquement conductrices, agencées à l’intérieur de l’espace inter-cuves (E) en étant réparties angulairement autour de la cuve primaire (10) selon des colonnes (62), chaque colonne comprenant plusieurs ailettes espacées les unes des autres sur au moins une partie de la hauteur de la cuve secondaire et montées pivotantes le long de la cuve secondaire entre une position escamotée dans laquelle elles sont à distance de la cuve primaire et une position déployée dans laquelle elles sont en contact avec la cuve primaire, un ou plusieurs thermo-élément(s) (63) à effet Seebeck agencés à l’intérieur de l’enveloppe et s’étendant le long de la cuve secondaire avec leur côté chaud dans la partie basse de l’enveloppe et leur côté froid dans la partie haute de l’enveloppe, le(s) thermo-élément(s) (64) à effet Seebeck étant adapté(s) de sorte qu’en fonctionnement nominal du réacteur nucléaire, le courant qu’il(s) génère(nt) laisse les ailettes dans leur position escamotée, tandis qu’en fonctionnement accidentel où la puissance résiduelle doit être évacuée le courant qu’il(s) génère(nt) fait pivoter les ailettes dans leur position déployée. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1, le module étant suspendu à la dalle de fermeture (17). Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1 ou 2, le module comprenant une pluralité de pivots (64) sur chacun desquels une ailette (60) est montée pivotante, chaque pivot intégrant en son sein un moteur électrique, de préférence à engrenages, alimenté électriquement par le(s) thermo-élément(s) (63) à effet Seebeck. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 3, chaque pivot étant fixé directement, de préférence par soudure à l’enveloppe. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les ailettes étant à la verticale contre la cuve secondaire (32) dans leur position escamotée. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les ailettes étant de forme plane ou incurvée selon une incurvation définissant une surface de contact avec la cuve primaire dans leur position déployée. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le matériau de type p du(des) thermo-élément(s) (63) à effet Seebeck étant choisi parmi le tellure de plomb (PbTe), un mélange (TAGS) de tellurures d'antimoine (Sb 2 Te 3 ), de germanium (GeTe) et d'argent(Ag 2 Te), un skuttérudite (CeFe 4 Sb 12 ). Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant des moyens mécaniques et/ou électriques pour ramener les ailettes de leur position déployée à leur position escamotée. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 9, les moyens électriques comprenant une source d’alimentation électrique dite de sauvegarde pour générer un courant électrique inverse à celui généré par l’(es) thermo-élément(s) (63) à effet Seebeck. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 9, les moyens mécaniques comprenant un dispositif mécanique à actionner manuellement, tel qu’un treuil. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, chaque colonne d’ailettes s’étendant sensiblement sur la hauteur de la partie cylindrique de la cuve secondaire. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant un système de remplissage en métal liquide de la partie de l’espace inter-cuves (E) séparant les parties non cylindriques des cuves primaire et secondaire, le système pouvant être actionné en situation accidentelle du réacteur nucléaire ou sur décision d’un opérateur suite à l’arrêt du réacteur. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les ailettes et l’enveloppe étant en acier ou en aluminium. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le coefficient de distribution annulaire des ailettes (60) dans l’espace inter-cuves, défini comme étant le pourcentage du taux d’occupation de la section transversale de cet espace par les ailettes dans leur position déployée étant supérieur à 60%, de préférence supérieur à 80%. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, de type à boucles ou intégré.