FR 3151424 A1 20250124 FR 2307623 A 20230717 Réacteur nucléaire à assemblages combustibles solides, étanches et refroidis individuellement en fonctionnement nominal par des caloducs. L’invention consiste essentiellement en un réacteur nucléaire fonctionnant dans le spectre neutronique rapide, refroidi par un réseau d’un ou plusieurs caloducs. Au moins une partie de l’évaporateur d’un ou plusieurs caloduc(s) est maintenue et logée partiellement avec un ou plusieurs crayons de pastilles combustible solides confinées dans une gaine dans un assemblage étanche rempli partiellement d’un bain de métal liquide, que l’on peut qualifier de joint thermique entre les gaines de crayons et les caloducs. Le cœur du réacteur est constitué par un réseau de ces assemblages étanches (crayon(s) de combustible et de caloduc(s) immergés dans un bain de métal liquide), agencé au sein d’une cuve entourée d’un réflecteur neutronique. Figure pour l’abrégé : fig.1 Réacteur nucléaire à assemblages combustibles solides, étanches et refroidis individuellement en fonctionnement nominal par des caloducs. La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à combustible solide, refroidis avec un métal liquide, notamment avec du plomb ou plomb-bismuth liquide, dits RNR (Réacteurs à Neutrons Rapides) qui font partie de la famille des réacteurs dits de quatrième génération ou GEN-IV. Plus particulièrement, l’invention a trait à un type de ces réacteurs nucléaires à architecture simplifiée car refroidis au moyen de caloducs et vise principalement à en améliorer la sûreté passive. L’invention s’applique aux réacteurs de petite puissance ou SMR en anglais (acronyme de « Small Modular Reactor »), et plus spécifiquement aux MMR (acronyme de « Micro Modular Reactor ») typiquement d’une puissance de fonctionnement inférieure à 50MWth. Grâce à sa haute concentration d'énergie et à son indépendance vis-à-vis des influences extérieures telles que les variations des cours financiers et commerciaux des vecteurs fossiles et les conditions météorologiques, l'énergie nucléaire a longtemps été une source d'énergie fiable et économiquement attractive. Dans un contexte actuel de transition climatique et énergétique, notamment de décarbonation des sources d'énergie, elle semble devenue indispensable en raison des émissions de CO 2 extrêmement faibles et du caractère non intermittent de son mode de production. Les centrales nucléaires de grandes tailles, et donc de grandes puissances, fournissent de l’énergie nucléaire à travers un réseau électrique bien développé, tandis que les réacteurs de petite puissance (SMR) sont dédiés à la production d'énergie localisée pour des besoins plus limités. Les réacteurs d’encore plus petites tailles (MMR), sont destinés à répondre aux faibles besoins énergétiques, et se présentent donc comme une solution idéale pour décarboner les zones géographiquement isolées ou en dehors du réseau électrique. La conception de réacteurs MMR est plus simple comparativement aux autres installations nucléaires connues, et permet en outre d’améliorer la sûreté d’une installation nucléaire par un recours à des moyens passifs. Une conception sûre offre de grandes marges de sécurité et des délais de grâce importants. On rappelle ici qu’un délai de grâce est une période de temps après un incident ou accident pendant laquelle, en l'absence de toute intervention humaine, une installation nucléaire reste dans un état sûr. Cependant, la prise en compte de la contrainte économique, pénalisée par la petite puissance qu’un réacteur MMR peut fournir, implique d’importantes simplifications au niveau de sa construction, qui doit être modulaire, avec des modules fabriqués en usine et assemblés sur site, et de son exploitation, notamment en ce qui concerne la manutention du combustible nucléaire. Cette contrainte économique et les exigences de disponibilités imposent notamment des cycles de fonctionnement rallongés. L’objectif d’une protection contre l’utilisation malveillante des matières nucléaires du cœur (risque de dissémination) est également à prendre en compte dans la conception. Parmi les technologies de réacteurs nucléaires MMR, celles ayant un cœur avec combustible solide, sous la forme de pastilles de forme cylindrique dans une gaine (crayon), refroidi par un réseau de caloducs, présentent un grand niveau de fiabilité : [1]. Cela est dû au fonctionnement passif des caloducs, qui assurent le transport d’une quantité de chaleur importante, sans avoir besoin de dispositifs nécessitant une alimentation électrique (pompes). On rappelle ici qu’un caloduc est un dispositif thermique permettant de transférer une quantité d’énergie depuis une source chaude vers une source froide, distantes d’une certaine longueur. Un caloduc comporte ainsi une enceinte hermétiquement close, un réseau capillaire et un fluide de travail (fluide caloporteur). Grâce à un changement de phase de ce dernier, la chaleur est prélevée d’un point et transportée vers un autre, de façon complètement passive, i.e. sans utiliser de pompe ou d’autre moyen mécanique. Lors de la fabrication, tout l'air présent dans le tube caloduc est évacué et on introduit une quantité de liquide pur permettant de saturer le réseau capillaire. Une fois l’enceinte close, et soumise à une source chaude, il y a établissement d'un équilibre entre la phase liquide et la phase vapeur, si les conditions thermo-hydrauliques instaurées se placent dans les limites de fonctionnement du caloduc : [2]. Le caloduc est composé de trois zones appelées évaporateur, condenseur et zone adiabatique entre l’évaporateur et le condenseur. Sous l'effet d'une source chaude appliquée dans une zone à l'une des extrémités longitudinales, qui constitue l’évaporateur, une partie de la phase liquide se vaporise et absorbe le flux thermique sous forme latente en induisant une légère surpression qui provoque le mouvement de la vapeur vers une zone à l’autre extrémité longitudinale, désignée condenseur où la source froide s’applique. Au condenseur, la vapeur se condense et repasse en phase liquide. Le fluide condensé (les condensats) circule ensuite dans le réseau capillaire et revient vers l’évaporateur sous l'effet de forces capillaires pour refaire un cycle, lorsque le caloduc n’est pas soumis à la gravité. Avec un réseau capillaire adapté, on peut s’affranchir d’une position de fonctionnement à la verticale : autrement dit, le caloduc peut fonctionner dans toutes les positions et par conséquent hors gravité. Parmi les différentes technologies de réacteurs nucléaires MMR à caloducs, celle présentant une matrice solide en acier ou en graphite garantit une bonne efficacité du transfert thermique entre les pastilles de combustible et les caloducs qui évacuent la chaleur en fonctionnement nominal. Le brevet US11515053 B2 illustre un exemple de cette solution. Malgré l’efficacité thermique de cette solution, elle présente de nombreux inconvénients dont : - la présence d’une résistance de contact entre les pastilles de combustible et la matrice solide, et également entre les caloducs et la matrice solide, ce qui nécessite souvent la présence d’un métal liquide utilisé comme joint thermique. Ce dernier peut complexifier le design de la matrice en métal et de la gaine, ainsi que le choix des matériaux, qui doivent être chimiquement compatibles avec le métal liquide formant le joint thermique; - l’occurrence de dilatations thermiques dans la matrice solide. Ces dilatations peuvent compromettre le fonctionnement du réacteur sur le long terme, car elles peuvent générer des contraintes thermomécaniques importantes au niveau de la gaine de combustible et des caloducs. Les contraintes thermomécaniques peuvent potentiellement engendrer une rupture de la première barrière de confinement radiologique et/ou une perte d’un ou plusieurs caloducs qui assurent le refroidissement du combustible. - une capacité d’inspection réduite, voire absente, au niveau du milieu conducteur thermique entre les crayons de combustible et les caloducs. Une solution pour pallier les inconvénients précités peut consister à remplacer le milieu solide par un liquide, dans un état stagnant, qui peut assurer le transfert thermique de la chaleur depuis les crayons de combustible vers les caloducs. En fait, la présence d’un milieu liquide entre crayons de combustible et caloducs : - assure le transfert continu de la chaleur sans avoir besoin des résistances de contact (joints) à proximité des parois du réseau de caloducs et des crayons ; - fait que les dilatations thermiques sont absorbées par le liquide, qui est libre de se dilater selon la verticale, sans générer d’efforts thermomécaniques au niveau des parois des crayons et caloducs ; - peut garantir, selon le type de liquide, une possibilité d’inspection du milieu. Selon cette solution, les brevets CN112117016B et US10559389B2 divulguent des réacteurs MMR refroidis à l’aide de caloducs, dans lesquels un métal liquide comme le sodium est mis en œuvre pour améliorer le plus possible le transfert thermique au sein du milieu entre crayons et caloducs. Ils présentent cependant comme inconvénient majeur une possibilité de réaction chimique et exothermique avec l’eau et l’air. Cela met en danger l’intégrité des trois barrières de confinement (gaine combustible, cuve primaire, bâtiment réacteur). Pour pallier cet inconvénient, un fluide différent du sodium et qui soit chimiquement inerte vis-à-vis de l’air et de l’eau doit être considéré, comme décrit dans la demande de brevet CN114121314A. Plus précisément, cette demande de brevet divulgue une utilisation du plomb-bismuth (Pb-Bi) ou du plomb (Pb) en lieu et place du sodium, ce qui évite tout risque de réaction chimique entre le milieu liquide et l’atmosphère environnante. En outre, la solution divulguée a pour avantages majeurs : - une conductivité suffisamment élevée, typiquement de l’ordre de 12 à 18 W/(mK) pour le Pb-Bi pour pouvoir transférer la chaleur au sein du milieu liquide entourant les crayons et les caloducs ; - un point d’ébullition très élevé, typiquement d’environ 1560 °C pour le Pb-Bi et 1750 °C pour le Pb; - la possibilité de contrôler localement la chimie du milieu liquide et l’état des crayons et caloducs pendant l’exploitation du réacteur; - à la différence des réacteurs au plomb et plomb-bismuth de forte puissance, la possibilité de réduire drastiquement les risques liés à l’érosion et à la corrosion des matériaux, grâce à l’état stagnant du liquide. Cependant, la solution divulguée dans CN114121314A présente les inconvénients majeurs suivants : - l’absence de tout type de Dispositif Complémentaire de Sûreté à déclencher en cas d’accident, qui soit passif et distinct des tambours rotatifs localisés à la périphérie du cœur; - en cas de défaillance d’un caloduc, la génération très probable d’un point chaud local du fait de l’agencement relatif entre caloducs et crayons de combustible. En effet, l’agencement prévoit un seul caloduc entouré par un nombre de 12 crayons répartis selon une disposition hexagonale ; - même si le plomb est un métal liquide, sa capacité à transférer la chaleur est quand même réduite par rapport à celle du sodium liquide ; - le remplacement d’une partie du cœur et le chargement/déchargement du combustible semblent être difficiles à effectuer, compte tenu de la présence de caloducs au sein des crayons. Il ressort de ce qui précède qu’un réacteur nucléaire MMR refroidi à l’aide de caloducs peut permettre des simplifications de design importantes, comme l’absence de pompes primaires et de dispositifs d’évacuation de la chaleur produite. De plus, les réacteurs MMR à caloducs dont la matrice ou milieu intermédiaire entre les caloducs et le combustible nucléaire, est un liquide constitué de plomb (Pb), ou de plomb-bismuth (Pb-Bi), présentent des avantages significatifs car ils : - garantissent un niveau de sûreté intrinsèque qui est élevé en évitant toute réaction chimique et exothermique avec l’eau et l’air ; - favorisent le contrôle et l’inspection locale du combustible nucléaire ; - permettent un transfert efficace de la chaleur produite au sein du combustible nucléaire vers le réseau de caloducs. Cela étant, il existe un besoin d’améliorer encore ce type de réacteurs MMR à caloducs à matrice en plomb (Pb), ou en plomb-bismuth (Pb-Bi), à l’état liquide, notamment afin d’en augmenter la sûreté passive de sorte également à: - accroître le transfert de chaleur au sein du milieu liquide ; - favoriser une meilleure distribution de la chaleur produite et évacuée au sein du cœur ; - améliorer la maîtrise de la réactivité au niveau local, en fonctionnement normal comme en situation accidentelle ; - améliorer la gestion du combustible, sa mise en place au sein du cœur, sa manutention ; - réduire les conséquences du gel du milieu de transfert liquide. Le but de l’invention est de répondre au moins en partie à ce besoin. Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, un réacteur nucléaire de type microréacteur modulaire (MMR), comprenant : - une cuve d’axe central (X) comprenant : • un cœur comprenant des assemblages étanches, chaque assemblage comprenant : un boîtier rempli partiellement d’un bain de métal à l’état liquide en fonctionnement du réacteur, au moins un crayon de combustible nucléaire, logé et maintenu dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central, chaque crayon contenant une gaine étanche dans laquelle est agencé un empilement de pastilles de combustible nucléaire surmonté d’un plénum, au moins un caloduc, logé et maintenu dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central et en traversant en partie de manière étanche le boîtier tel qu’au moins une partie de son évaporateur est immergée dans le bain et au moins son condensateur s’étend en dehors du boîtier, • un réflecteur neutronique fixe, agencé à la périphérie du cœur pour assurer le maintien du flux neutronique dans le cœur, - une dalle de fermeture pour fermer l’intérieur de la cuve primaire tout étant traversée par au moins une partie du condenseur de chaque caloduc. De préférence, le métal à l’état liquide est chimiquement inerte à l’air et à l’eau, et, de préférence encore, du plomb (Pb) ou du plomb-bismuth (Pb-Bi) ou du mercure. Selon une variante de réalisation avantageuse, le boîtier est de section transversale sensiblement hexagonale régulière, le cas échéant avec au moins un coin présentant un biseau. Chaque assemblage comprend avantageusement une pluralité de crayons et une pluralité de caloducs logés et maintenus dans le boîtier de sorte que chaque caloduc est adjacent à au moins un crayon. Selon une configuration avantageuse, chaque boîtier comprend en son centre un crayon ou un caloduc entouré d’une couronne respectivement d’au moins trois crayons ou de caloducs. Selon cette configuration et une variante de réalisation avantageuse, chaque boîtier comprend en son centre un crayon ou un caloduc entouré d’au moins une première couronne de section hexagonale homothétique à celle du boîtier, respectivement d’au moins trois crayons ou de caloducs, la première couronne étant entourée d’une deuxième couronne de section hexagonale homothétique à celles du boîtier et de la première couronne, d’une alternance d’au moins trois crayons et de caloducs telle que chaque caloduc du centre, de la première ou de la deuxième couronne soit adjacent à un crayon. De préférence, la gaine étanche de chaque crayon loge au moins un absorbant neutronique en-dessous de l’empilement de pastilles de combustible nucléaire. Selon un mode de réalisation avantageux, le(s) crayon(s) est(sont) logé(s) et maintenu(s) par au moins une grille agencée à l’intérieur du boîtier et elle-même fixée au(x) caloduc(s). Selon ce mode et une variante de construction avantageuse, le boîtier comprend: - au moins une grille dite de guidage, dans laquelle le(s) crayon(s) est(sont) monté(s) avec possibilité de déplacement parallèle à l’axe central, - au moins une grille, dite grille fusible, agencée à distance de la grille de guidage et comprenant un(des) élément(s) fusible(s) éléments fusibles et souple(s),souples, le(s) crayon(s) étant, en fonctionnement normal du réacteur, bloqués dans une direction parallèle à l’axe central, , avec un débattement axial possible par l’(les) élément(s) fusible(s) dont la souplesse est adaptée pour compenser les dilatations différentielles axiales, l’(les) élément(s) fusible(s) étant adapté(s) pour fondre au-delà d’une température seuil du bain correspondant à un fonctionnement accidentel, la fusion des éléments entraînant une remontée du(des) crayon(s) par la poussée d’Archimède, de sorte à amener l’absorbant neutronique dans la zone active du cœur. Ainsi, en fonctionnement normal du réacteur, un crayon est fixé et peut avoir un débattement axial par la souplesse/l’effet ressort des moyens fusibles. Le débattement axial est lié aux dilatations thermiques axiales. Un crayon se déplace parallèlement à l’axe central, au-delà du débattement axial, uniquement dans le cas où au moins un moyen fusible fond, ce qui correspond à une situation d’accident. Selon un mode de réalisation avantageux, les boîtiers des assemblages sont agencés en réseau au sein de la cuve en étant jointifs entre eux par au moins une de leurs faces, du fait de leur dilatation à la température de fonctionnement normal du réacteur. Avantageusement, le réacteur nucléaire comprend au moins une barre de contrôle et/ou d’instrumentation, agencée dans l’espace ménagé entre biseaux de boîtiers adjacents. Avantageusement encore, on peut prévoir qu’au moins une partie des assemblages comprend au moins une tige en matériau inerte, logée et maintenue dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central. Ainsi, en fonction des besoins d’une meilleure distribution de chaleur et/ou pour éviter des points chauds au sein du boîtier, une tige, typiquement en acier inerte, peut être mise en place en lieu et place d’un crayon ou d’un caloduc, de mêmes dimensions. De préférence, la cuve du réacteur et/ou la gaine des crayons et/ou le boîtier d’assemblage est(sont) réalisé(s) en acier inoxydable AISI 316L ou en alliage base nickel ou en carbure de silicium (SiC). De préférence encore, un caloduc est de forme cylindrique intégrant une ou des structures en métal solide, tel que l’acier ou le cuivre, et, en tant que fluide de travail, un métal liquide à la température de fonctionnement du réacteur, tel que du potassium ou du sodium. Les combustibles nucléaires des pastilles peuvent être à base de dioxyde d'uranium (UO 2 ) appauvri, faiblement enrichi, de préférence avec un enrichissement 2 ), notamment UPuO 2 . Il peut s’agir aussi de UPuZr 10 ou de (U,Pu)C. Le réacteur nucléaire qui vient d’être décrit est particulièrement destiné à avoir une puissance comprise entre 1 et 50 MWth. Les applications privilégiées de l’invention sont les réacteurs de petite taille de la filière Gen IV. L’invention concerne également un assemblage étanche comprenant : - un boîtier d’axe central, rempli partiellement d’un bain de métal à l’état liquide, qui est de préférence chimiquement inerte à l’air et à l’eau, - au moins un crayon de combustible nucléaire, logé et maintenu dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central, chaque crayon contenant une gaine étanche dans laquelle est agencé un empilement de pastilles de combustible nucléaire surmonté d’un plénum, - au moins un caloduc, logé et maintenu dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central et en traversant en partie de manière étanche le boîtier tel qu’au moins une partie de son évaporateur est immergée dans le bain et au moins son condensateur s’étend en dehors du boîtier. L’invention concerne également une installation nucléaire comprenant : - un réacteur nucléaire tel que décrit précédemment; - au moins un échangeur de chaleur comprenant une enveloppe formant une calandre étanche dans laquelle circule un fluide depuis un orifice d’entrée jusqu’à un orifice de sortie pour évacuer la chaleur dégagée par au moins une partie du condenseur de chaque caloduc agencé de manière étanche dans la calandre. Selon un mode de réalisation avantageux, l’installation comprend au moins un système de stockage thermique et/ou de fourniture de chaleur et/ou de conversion de la chaleur en électricité, relié à l’échangeur de chaleur. L’invention consiste donc essentiellement à réaliser un réacteur nucléaire fonctionnant dans le spectre neutronique rapide, refroidi par un réseau d’un ou plusieurs caloducs. Au moins une partie de l’évaporateur d’un ou plusieurs caloduc(s) est maintenue et logée partiellement avec un ou plusieurs crayons de pastilles combustible solides confinées dans une gaine dans un assemblage étanche rempli partiellement d’un bain de métal liquide, que l’on peut qualifier de joint thermique entre les gaines de crayons et les caloducs. Autrement dit, au sein d’un assemblage étanche, l’espace volumique entre crayon(s) et caloduc(s) est rempli du bain métallique qui forme un milieu de transfert thermique entre le(s) crayon(s) dégageant la chaleur produite par fission nucléaire et le(s) caloduc(s) qui assure(nt) l’évacuation de la chaleur hors de la cuve. L’agencement relatif entre crayon(s) et caloduc(s) au sein de chaque assemblage étanche garantit une répartition homogène de la température en son sein et optimise l’efficacité des caloducs. Le cœur du réacteur est constitué par un réseau de ces assemblages étanches (crayon(s) de combustible et de caloduc(s) immergés dans un bain de métal liquide), agencé au sein d’une cuve entourée d’un réflecteur neutronique. Au moins une partie du condenseur des caloducs traverse la dalle de fermeture de la cuve et est agencée dans un échangeur de chaleur de type à calandre dans laquelle circule un fluide d’évacuation de la chaleur pour l’amener de préférence dans un système de stockage thermique et/ou de fourniture de chaleur et/ou de conversion de la chaleur en électricité, relié à l’échangeur de chaleur. Les avantages de l’invention comparativement aux solutions existantes de réacteurs nucléaires de type MMR à caloducs sont nombreux en matière de sûreté, performances thermiques et gestion du combustible. Un réacteur selon l’invention ne comprend ni un fluide caloporteur, ni des pompes, ni des échangeurs intégrés à l’intérieur de sa cuve. Ces avantages découlent en premier lieu de la constitution du cœur par des assemblages mixtes à boîtier étanche dans lequel des éléments solides mixtes (crayons de combustibles/caloducs) sont maintenus et immergés dans un bain de métal à l’état liquide et stagnant qui joue le rôle d’un milieu de transfert thermique. On peut énumérer comme suit les avantages majeurs d’un assemblage à boîtier étanche selon l’invention : un assemblage peut être fabriqué et conditionné en usine, transporté par voie terrestre et mis en place sur site plus facilement qu’un cœur entier comme selon l’état de l’art; le transport des assemblages est couvert par le cadre règlementaire relatif au transport de matières nucléaires, ce qui n’est pas le cas pour le transport hypothétique d’un cœur complètement assemblé qui est envisagé dans certaines solutions de réacteurs nucléaires MMR, notamment à caloducs, selon l’état de l’art; la manutention, le chargement, le déchargement ou le remplacement d’une partie du cœur peu(ven)t être effectué(s) plus facilement que dans le cas d’un cœur entier de type monolithique selon l’état de l’art; le boîtier d’un assemblage étanche se comporte comme une enveloppe étanche de protection radiologique. Cette enveloppe confine non seulement les produits de fission nucléaire, qui sont confinés en premier lieu dans les gaines des crayons, mais aussi le métal liquide, notamment le Pb ou Pb-Bi le cas échéant. Ce dernier produit conduit, sous irradiation, à l’isotope 210 Polonium, élément à haute radiotoxicité, dont le confinement est un enjeu important afin de réduire les risques pour la santé du personnel dans une installation nucléaire et pour l’environnement ; le confinement local des crayons dans un boîtier étanche permet un niveau de contrôle et d’inspection plus approfondi ; des dispositifs de détection peuvent être placés au niveau supérieur dans chaque boîtier d’assemblage, de façon à pouvoir contrôler localement la chimie (teneur d’oxygène), les températures (risque de gel et/ou de sur-température) et l’intégrité de la première barrière de confinement (gaine de crayon) ; la faible dimension unitaire d’un boîtier d’assemblage permet d’admettre le gel du bain de métal liquide, notamment du Pb (ou Pb-Bi), alors que les grandes dimensions des réacteurs de puissance selon l’état de l’art et des composants qu’ils contiennent dans leur cuve principale obligent à classer le gel comme événement redouté, mettant en péril leur intégrité; le fait d’avoir un cœur de réacteur constitué d’une pluralité d’éléments identiques juxtaposés, les assemblages étanches, permet en principe d’adapter la puissance produite par le réacteur au besoin spécifique de l’utilisateur, en choisissant simplement le nombre d’assemblages étanches à implanter dans la cuve. Cette possibilité accroît le niveau de modularité des réacteurs nucléaires de type MMR et les rend plus attractifs pour plusieurs applications, puisqu’il n’y a pas d’obligation d’un design spécifique de cœur et/ou de chaudière. Par ailleurs, la protection de la cuve de réacteur et des structures environnantes est assurée d’une part par le bain de métal liquide à l’intérieur des boîtiers d’assemblages et en périphérie du cœur par un réflecteur neutronique fixe, de préférence en acier. On s’affranchit ainsi de tambours rotatifs, en tant qu’absorbants/réflecteurs, en périphérie du cœur tels que ceux décrits dans la demande de brevet CN114121314 A. Le contrôle de la réactivité en fonctionnement normal du réacteur, ainsi qu’en situation accidentelle, est assuré par des barres de contrôle qui peuvent être compactes et s’insérer dans des logements ménagés de façon avantageuse entre les boîtiers d’assemblages. De cette façon, un contrôle plus précis et local de la réactivité est possible, tout en simplifiant l’architecture autour du cœur et en accroissant la compacité de la cuve. La variante avantageuse d’une grille fusible pour le maintien des crayons de combustibles présente les avantages suivants : - assure le contact entre les crayons et les caloducs, de façon à pouvoir réduire la résistance thermique et améliorer le transfert de chaleur en fonctionnement normal du réacteur; - accroît les phénomènes de turbulence locale du métal liquide (Pb (ou Pb-Bi)) pouvant circuler en convection naturelle entre les crayons et les caloducs au sein de chaque boîtier étanche; - constitue un dispositif de sûreté passif : lorsqu’un crayon se réchauffe de façon anormale dans une situation accidentelle, le (les) moyen(s) fusible(s) qui connecte(nt) le crayon au(x) caloduc(s) fond(ent). En conséquence, le crayon n’est plus mécaniquement maintenu par la grille et est libre de remonter sous l’effet de la poussée d’Archimède dans le métal liquide de haute densité, typiquement de l’ordre de 10 000 kg/m 3 contenu dans le boîtier. Cela permet à un élément absorbant neutronique logé dans la partie basse du crayon de s’insérer dans la zone active du cœur. De cette façon, un apport d’antiréactivité est automatiquement fourni de manière passive en cas d’accident. Les applications privilégiées de l’invention sont les réacteurs de petite taille de la filière GenIV. 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 transversale d’une installation nucléaire comprenant un réacteur nucléaire à crayons de combustibles solides et refroidi par caloducs selon l’invention, un échangeur de chaleur qui est relié à la partie condenseur des caloducs pour évacuer la chaleur produite et un système de stockage thermique et/ou de conversion de la chaleur évacuée depuis l’échangeur. la est une vue en perspective d’un réacteur nucléaire comme en . la est une vue de détail d’un assemblage étanche mixte selon l’invention. la est une vue schématique en coupe longitudinale d’un assemblage mixte selon un mode de réalisation avantageux de l’invention. la est une vue schématique en coupe transversale au niveau de la grille à fusibles d’un assemblage mixte selon la . la est une vue schématique en coupe transversale au niveau de l’extrémité supérieure du boitier d’un assemblage mixte selon la . la est une vue en coupe transversale d’un réacteur nucléaire selon l’invention, au niveau de la cuve et du cœur à réseau d’assemblages étanches mixtes (crayons de combustibles/caloducs). la est une vue en coupe transversale et en perspective d’une partie du réseau d’assemblages étanches de la . la est la reproduction d’une simulation numérique montrant le champ de températures du bain de métal liquide au sein d’un assemblage étanche 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 d’un réacteur nucléaire à neutrons rapides selon l’invention, telle qu’elle est en configuration verticale de fonctionnement. On précise que sur la , les traversées des caloducs selon l’invention sont volontairement omises. On a représenté à la , une installation nucléaire 100 avec un réacteur nucléaire 1 à neutrons rapides refroidi par caloducs, selon l’invention. De manière générale, dans cette installation 100, le réacteur nucléaire 1 présente une cuve 10 logeant un cœur 11 constitué d’un réseau d’assemblages étanches 2 dont l’axe central X1 est agencé à la verticale, parallèlement à l’axe central (X) de la cuve. Un réflecteur neutronique 12 fixe est agencé à la périphérie du cœur pour assurer le maintien du flux neutronique dans le cœur 11. Typiquement, le réflecteur est en acier 316L ou acier boré. Chaque assemblage étanche 2 comprend un boîtier 20 rempli partiellement d’un bain 21 de Pb ou Pb-Bi, à l’état liquide, et loge à la fois des crayons de combustibles nucléaires 22 et des caloducs 23, comme détaillé par la suite. Un échangeur de chaleur 3 est agencé au-dessus de la cuve 10 et sa calandre 30 loge de manière étanche les condenseurs 230 des caloducs 23 qui traversent également de manière étanche la dalle de fermeture 13 de la cuve 10. Typiquement, la calandre 30 de l’échangeur 3 est en acier (alliage 304 ou 316) ou en un autre métal, comme l’Hastelloy® ou en un alliage à base de nickel. Le fluide caloporteur F qui circule au sein de la calandre peut être choisi parmi un fluide diphasique liquide/vapeur, l’air, l’azote (N 2 ), l’hélium, le CO 2 supercritique. Un système 4 de stockage thermique et/ou de fourniture de chaleur et/ou de conversion de la chaleur en électricité, relié à l’échangeur de chaleur, est relié à l’échangeur de chaleur par un ensemble de conduits, non détaillé, qui est adapté au fluide F de transfert thermique parcourant ledit échangeur. Ainsi, dans l’installation 100, la puissance thermique produite par fission nucléaire est évacuée par les caloducs 23 en fonctionnement normal, incidentel et accidentel vers l’échangeur de chaleur 3 qui, par le fluide caloporteur F qui le parcourt, le transfère en boucle au système 4 qui peut produire de l’électricité ou fournir de la chaleur pour des besoins industriels. La cuve primaire 10 assure la fonction de confinement mécanique du cœur 11 et du réflecteur neutronique ainsi que de barrière radiologique. Elle est posée sur la base d’une structure en béton non représentée qui peut être sous la forme d’un puits de cuve en béton, le cas échéant revêtu d’une couche de matériau isolant thermique. La couche de matériau isolant thermique garantit l’isolation thermique du puits de cuve. Typiquement, cette couche peut être en mousse polyuréthane ou à base de silicates. Le supportage du cœur 11 est assuré par une structure mécano-soudée appelée sommier 14 qui assure le support mécanique des assemblages étanches 2. Typiquement, le sommier 14 est réalisé en acier inoxydable AISI 316L. À la différence des sommiers dans les réacteurs à neutrons rapides et caloporteur à métal liquide selon l’état de l’art, le sommier 14 n’est pas traversé par un fluide caloporteur et donc n’a pas à assurer de répartition du débit. Comme représenté, la cuve primaire 10 est un cylindre droit d’axe central X. Typiquement, la cuve primaire 10 est réalisée en acier inoxydable AISI 316L. La dalle 13 est agencée à l’aplomb du cœur 11 et vient fermer la cuve primaire 10 et également constituer avec cette dernière la troisième barrière de confinement pour les matières contenues dans le cœur 11, les deux premières barrières de confinement étant réalisées par les assemblages étanches détaillés ci-après. La dalle de fermeture 13 est munie de traversées pour les composants des barres de contrôle 15 de forme cylindrique ou prismatique, pour les caloducs 23 et le cas échéant pour les éléments de contrôle et de surveillance du cœur 11, non représentés. La dalle de fermeture 13 est donc une pièce amovible permettant de répondre aux requis d’étanchéité de la cuve 10 tout en permettant les traversées pour les caloducs 23, les barres de contrôle 15 et pour les éléments de contrôle, de mesure et d’inspection éventuellement présents au sein de la cuve. Typiquement, la dalle de fermeture 13 est réalisée en acier inoxydable AISI 316L ou en béton. Typiquement également, le matériau utilisé pour les barres de contrôle 15 est du B 4 C. La cuve de réacteur 10, une fois fermée par la dalle 13 est mise sous vide pour améliorer l’isolation thermique et la détection de perte d’étanchéité d’un assemblage étanche 2. Un assemblage mixte étanche 2 selon l’invention est illustré en détail en figures 3 à 5. Un assemblage 2 est une structure mécano-soudée qui peut être retirée ou insérée individuellement dans le sommier 14. Chaque assemblage 2 peut être fabriqué, conditionné, testé en usine, et transporté. Il doit être résistant au gel/dégel du bain de métal liquide 21 qu’il contient. Le volume libre au-dessus du bain 21 permet d’accommoder les dilatations thermiques du métal liquide, à l’intérieur du boîtier 20. Comme déjà explicité, chaque assemblage étanche 2 contient dans son boîtier 20 de section transversale sensiblement hexagonale, un réseau de crayons de combustible 22 tous identiques et de caloducs 23 tous identiques, agencés avec chaque crayon 23 adjacent à un caloduc 22 et selon une ou plusieurs couronnes de forme générale hexagonale, autour d’un crayon ou caloduc au centre de l’hexagone du boîtier. Cet agencement en couronne(s) des crayons 22 et caloducs 23 garantit une répartition homogène de la température au sein d’un boîtier 20 et optimise l’efficacité de conduction thermique des caloducs. En fonction des besoins d’une meilleure distribution de chaleur et/ou pour éviter des points chauds au sein du boîtier, un ou plusieurs de ces éléments (crayon ou caloduc) peut être remplacé par des tiges ou des tirants, c’est-à-dire des éléments en acier inertes de la même taille que les crayons combustibles ou les caloducs. Dans l’exemple illustré à la , le nombre de couronnes hexagonales est égal à 3 avec la première couronne autour d’un caloduc 23 central qui comprend un nombre de 6 crayons de combustible 22, la deuxième couronne autour de la première couronne qui comprend 12 crayons et de caloducs en alternance tandis que la troisième couronne comprend 18 crayons et de caloducs en alternance. L’espace entre les crayons 22 et caloducs 23 est rempli d’un bain 21 de Pb ou de Pb-Bi liquide, qui fait office de joint thermique entre les crayons qui chauffent et les caloducs qui assurent l’évacuation de la chaleur. Comme illustré à la , le maintien des crayons 22 et caloducs 23 au sein d’un boîtier 20 est assuré par des grilles 24, 25 fixées sur les caloducs 23. Une ou plusieurs grilles 24 agencées dans la partie inférieure du boîtier 20, forment des grilles de guidage car elles permettent le déplacement axial selon l’axe central X1 des crayons 22 pour accommoder la dilatation axiale différentielle entre des crayons 22 et caloducs 23, en fonctionnement normal du réacteur. Une grille 25 agencée dans la partie supérieure du boîtier 20 comprend des moyens fusibles 250, à effet ressort, comme montré à la , qui bloquent les crayons 22 axialement par rapport aux caloducs 23 au sein du boîtier 20, aux dilatations axiales différentielles près. Ces moyens fusibles sont conçus et dimensionnés de sorte qu’ils fondent à une température donnée. Cette température correspond à la température du bain 21 de Pb ou de Pb-Bi au début d’une séquence accidentelle hypothétique. Un boîtier 20 de transversale hexagonale permet d’assurer l’étanchéité et la stabilité mécanique de l’assemblage 2, le passage étanche des caloducs 22 par le dessus, et également d’assurer l’échange de chaleur entre boîtiers 20 adjacents. Typiquement, un boîtier 20 est en acier inoxydable AISI 316L. Chaque crayon de combustible 22 est sous la forme d’un cylindre délimité par une gaine en acier qui est remplie d’un empilement 220 de pastilles de combustible, avec à son extrémité supérieure, un plénum gazeux 221 et à son extrémité inférieure, un absorbant neutronique 222, généralement du carbure de Bore, dont la hauteur est prédéterminée. La gaine est fermée par des bouchons étanches en haut et en bas, non représentés. La gaine de chaque crayon 22 est typiquement en acier 316L. Les gaines des crayons constituent la première barrière de confinement tandis que les boîtiers étanches 20 constituent la deuxième barrière de confinement, et la cuve 10 constitue la troisième barrière de confinement pour les matières radioactives contenues dans le cœur 11. Les pastilles de combustible nucléaire solide peuvent être à base de dioxyde d'uranium (UO2) appauvri, faiblement enrichi, de préférence avec un enrichissement 10 ou de (U,Pu)C. Le volume de plénum sur le dessus de chaque crayon 22 est dimensionné de sorte à limiter la pression des gaz à l’intérieur du crayon à une valeur acceptable, en fonction du comportement sous irradiation du combustible et de la résistance de la gaine dans les situations nominales, incidentelles et accidentelles. La fixation des crayons 22 dans la grille 25 se caractérise soit par la possibilité de déplacement axial des crayons uniquement en cas d’accident, soit par une immobilisation axiale au moyen des moyens fusibles 250 avec possibilité de débattement axial, lié aux dilatations thermiques en fonctionnement normal, de sorte que la rupture d’une partie de ceux-ci entourant un crayon donné permet son déplacement axial. Étant donné que la densité du crayon est inférieure à celle du milieu liquide du bain 21, ce mouvement de déplacement sera dirigé vers le haut. Les moyens fusibles sont typiquement à base de cuivre ou d’alliages de cuivre, solide à la température de fonctionnement. De manière plus générale, le matériau des moyens fusibles 250 est choisi de manière à ce que leur point de fusion corresponde à une limite de température du bain 21 liquide, liée à la sûreté du cœur 11. En cas de dépassement de cette limite, la fusion d’un moyen 250 entraîne la perte de son intégrité et par-là, relâche la contrainte mécanique de maintien axial du crayon, qui se déplace vers le haut sous l’effet de la poussée d’Archimède. Un caloduc 23 est typiquement de forme générale cylindrique étanche, et intègre des structures en métal solide (acier, cuivre), et un fluide caloporteur, de préférence un métal, tel que potassium ou sodium, qui est liquide à température de fonctionnement. Ce métal s’évapore au contact de la paroi du contenant dans l’évaporateur 231 qui est logée dans un boîtier 20 d’assemblage. Cette vapeur de métal parcourt l’intérieur du caloduc 23 en traversant la dalle de fermeture 12 parvenant au condenseur 230 au sein de l’échangeur 3 en se condensant. Le retour du caloporteur du condenseur 230 vers l’évaporateur 231 se fait par force capillaire dans une structure dédiée ou par gravité. L’enveloppe d’un caloduc 23 est un tube métallique, dont la portion traversant un boîtier 20 d’assemblage 2 et celle traversant la calandre 30 de l’échangeur 3 sont agencées à la verticale. Une enveloppe de caloduc peut être en acier inoxydable 316 ou en autres alliages métalliques. Une plaque à trous 200 est soudée à ou constitue l’extrémité longitudinale supérieure du boîtier hexagonal 20. Comme illustré à la , chacun des trous de cette plaque permet le passage d’au moins une partie de l’évaporateur 231 d’un caloduc 23. Chacun des caloducs 23 est soudé de manière étanche à cette plaque 200. Toutes les soudures étanches de caloducs à une plaque 200 sont réalisées lors de la fabrication d’un assemblage étanche 2 de façon à pouvoir transporter cet assemblage 2, qui est implanté sur le site du réacteur 1. L’étanchéité entre au moins une partie du condenseur 230 d’un caloduc et la calandre 30 peut être réalisée de manière analogue, par soudure. Ces soudures à la calandre 30 se font sur le site du réacteur 1, au moment de la construction finale. L’agencement relatif d’assemblages étanches 2 et du réseau qu’il constitue pour former le cœur 11 d’un réacteur 1 est montré en figures 6 et 7. Les assemblages étanches 2 sont agencés en plusieurs couronnes de section générale hexagonale autour d’un assemblage central 2. Dans l’exemple illustré, le nombre de couronnes d’assemblages étanches 2, toutes identiques, est égal à deux avec la première couronne autour de l’assemblage central 2 qui comprend un nombre de six assemblages étanches tandis que la deuxième couronne autour de la première couronne comprend douze assemblages étanches. Le dimensionnement des boîtiers 20 de tous les assemblages 2 est fait de sorte que le réseau formé soit compacté à la température de fonctionnement du réacteur 1 par la dilatation thermique des boîtiers 20 qui sont jointifs (adjacents) et se trouvent en contact direct par l’une de leurs faces hexagonales. Autrement dit, à la température de fonctionnement du réacteur 1, les boîtiers 20 des assemblages étanches 2 sont mis légèrement en compression entre eux. Cette force de contact par compression mutuelle disparaît à une température plus basse, ce qui permet d’extraire et d’insérer à l’unité des assemblages 2 dans le réseau. Les arêtes avec biseau 200 des boîtiers 20 permettent d’aménager des espaces entre eux dans le réseau. Comme illustré en figures 6 et 7, chacun de ces espaces peut loger une barre absorbante neutronique 15 pour le contrôle du réacteur. Il peut s’agir également d’une barre dédiée à l’instrumentation du réacteur. Le fonctionnement du réacteur nucléaire 1 et l’installation 100 est maintenant décrit en relation avec les différentes situations de fonctionnement normal et accidentelles. En fonctionnement normal du réacteur, toute la chaleur générée par les réactions de fission du cœur 11 est évacuée par échange thermique au sein de chaque assemblage étanche 2 depuis les crayons de combustible 22 vers les évaporateurs 231 des caloducs 23 par le biais du bain 21 de Pb ou Pb-Bi à l’état liquide, qui fait office de milieu de transfert thermique par conduction. En fonctionnement normal, les absorbants neutroniques 222 à l’intérieur des crayons se trouvent sous la zone du cœur active, sans exercer d’effet absorbant neutronique significatif. La chaleur est évacuée hors du cœur par les caloducs 23 jusqu’à leur condensateur 230 au sein de l’échangeur de chaleur 3. Le fluide caloporteur F qui parcourt l’intérieur de la calandre 30 de l’échangeur 3 évacue la chaleur dégagée par les condensateurs 230 des caloducs 23 vers le système 4 de stockage thermique et/ou de conversion en électricité. Au début d’une séquence accidentelle, notamment en cas de transitoire avec échauffement anormal du bain 21 de Pb ou Pb-Bi liquide au sein d’un groupe de crayons d’au moins un assemblage 2, l’échauffement de ce bain 21 entraîne la fusion d’au moins une partie des moyens de maintien 250. En conséquence, la grille 25 va libérer mécaniquement certains crayons de combustible 22. Sous la poussée de la force d’Archimède, ces crayons 22 se déplacent parallèlement à l’axe central X1 vers le haut. Ce déplacement vers le haut amène leur absorbant neutronique 222 dans la zone active du cœur. Cet ajout de réactivité neutronique négative peut ainsi arrêter à tout le moins ralentir la réaction nucléaire en chaîne, mettant ainsi un terme au transitoire accidentel. Les inventeurs ont réalisé des études de dimensionnement pour démontrer la faisabilité d’un réacteur nucléaire 1 refroidi par un réseau de caloducs avec un bain de type plomb liquide, tel qu’il vient d’être décrit, et proposent des ordres de grandeur sur ses éléments caractéristiques. Ainsi, les inventeurs ont réalisé les calculs préliminaires au moyen d’un logiciel de calcul thermique, tel que le logiciel COPERNIC: [3], [4]. Dans ces calculs, la présence des grilles et des éléments conducteurs thermiques fusibles a été négligée. En outre, les inventeurs ont fait l’hypothèse que le Pb (ou Pb-Bi) était à l’état liquide et stagnant dans les assemblages. De ce fait, seule la conduction thermique a été considérée dans ces calculs, en gardant une approche simplifiée et pénalisante, car une circulation par convection naturelle dans le milieu liquide pourrait s’établir en raison des gradients axiaux de température dans le cœur du réacteur. Dans ces calculs, les inventeurs se sont basés sur une puissance générée dans le cœur d’environ 5 MWth et sur la géométrie des crayons, caloducs et boîtiers présentée dans le tableau 1, avec une configuration dans laquelle un crayon de combustible est considérée au centre d’un boîtier et des couronnes de caloducs de section hexagonale (configuration 1) et une configuration dans laquelle un caloduc est considéré au centre d’un boîtier et des couronnes de crayons de combustible de section hexagonale (configuration 2). Configurations d’assemblage C onfiguration 1 configuration 2 Caractéristiques/données d’entrée Unité Valeur Puissance thermique nominale du réacteur MWth 5 Type de combustible UPuO 2 Nombre de couronnes de boîtiers 5 Nombre de boîtiers en cœur 61 Hauteur du cœur fissile mm 1500 Nombre de couronnes de crayons par boîtier mm 4 Epaisseur de gaine de crayon 0,3 Taux de remplissage de la gaine (jeu pastille/gaine et porosité éventuelle) % 0,983 Distance surface-surface entre crayons adjacents mm 3,099 Nombre de crayons par boîtier mm 25 24 Pas entre crayons mm 20,454 Diamètre extérieur de gaine mm 15,650 Diamètre intérieur de gaine mm 15,050 Diamètre extérieur de pastille mm 14,920 Diamètre du cœur fissile cm 90,24 Volume du combustible seul dm 3 399,96 Puissance fissile volumique moyenne W/cm 3 3,215 Puissance moyenne produite par boîtier kW 820 Nombre de caloducs 732 793 Puissance par caloduc kW 6,831 6,305 Puissance surfacique kW/m ² 92,62 85,49 Nombre total de crayons en cœur 762 732 Puissance générée par crayon kW 3,28 3,42 Puissance surfacique des crayons kW/m² 44,46 46,31 Température extérieure d’une pastille °C 604 604 Température au centre d’une pastille °C 662 664 Ces calculs permettent de déduire la puissance produite par chaque crayon, la température de la paroi externe du crayon combustible, ainsi que le flux de chaleur par crayon et par caloduc. En imposant ces trois dernières valeurs comme conditions limites, de façon homogène sur la hauteur du bain liquide des assemblages, un calcul de conduction thermique est fait avec le logiciel SolidWorks de la société Dassault Systèmes sur la géométrie issue des calculs de du tableau 1. L’objectif de ce calcul de conduction est de pouvoir déduire un ordre de grandeur de différence de températures entre les crayons et le réseau de caloducs, afin de pouvoir s’assurer que le milieu du bain en Pb (ou Pb-Bi) se trouve à des températures suffisamment élevées par rapport à son point de solidification, respectivement égal à 327 °C et 125 °C. Il faut aussi bien vérifier que le point de fonctionnement se trouve dans une plage admissible, i.e. entre le gel et l’ébullition, et présente une marge suffisante pour les transitoires. Les résultats de ce calcul montrant le champ de températures du bain liquide sont illustrés par la pour une configuration 1. Ils confirment le maintien à l’état liquide du milieu de transfert de chaleur, i.e. le Pb ou Pb-Bi ainsi qu’une condition de fonctionnement compatible avec les limites de sûreté mentionnées précédemment. 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 nombre de couronnes et la disposition de caloducs/crayons dans un assemblage étanche peuvent varier selon la dimension du boîtier et d’autres paramètres de design, notamment la puissance thermique par assemblage, la contrainte sur le diamètre des caloducs, les contraintes de gradient de température axiale ou radiale maximale, au niveau des crayons ou des caloducs, … Dans les exemples illustrés, un caloduc est sous une forme générale de tube droit agencé à la verticale, avec de préférence sa partie adiabatique qui occupe une part importante de la place disponible entre la sortie de chaque boîtier d’assemblage et l’entrée de la calandre de l’échangeur de chaleur, partie du caloduc qui n’est donc pas soumise à un échange thermique en tant que tel. Il va de soi que dans le cadre de l’invention, on peut envisager d’autres types, formes et agencements de caloducs dans la mesure où au moins une partie de leur évaporateur est immergée dans un bain de métal liquide d’assemblages étanches et au moins partie de leur condenseur est à l’intérieur de la calandre d’échangeur de chaleur. Éventuellement, une quatrième barrière est matérialisée par le bâtiment réacteur non représenté. Ce bâtiment pourrait ne pas être classé comme enceinte de confinement au vu des études de sûreté réalisées par les inventeurs. Liste des références citées [1]: B. Zohuri, Heat Pipe Design and Technology. “ Modern applications for practical thermal management ”, Springer, 2016. [2]: B. Zohuri, ” Heat pipe design and technology. Modern applications for practical thermal management ”, Springer, Second edition, 2021. [3]: F. MORIN et al., “ COPERNIC, A NEW TOOL BASED ON SIMPLIFIED CALCULATION METHODS FOR INNOVATIVE LWRs CONCEPTUAL DESIGN STUDIES ”, ICAPP 2017 Conference, 2017. [4]: 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), de type microréacteur modulaire (MMR), comprenant : - une cuve (10) d’axe central (X) comprenant : un cœur (11) comprenant des assemblages étanches, chaque assemblage comprenant : un boîtier rempli partiellement d’un bain de métal à l’état liquide en fonctionnement du réacteur, au moins un crayon de combustible nucléaire, logé et maintenu dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central, chaque crayon contenant une gaine étanche dans laquelle est agencé un empilement de pastilles de combustible nucléaire surmonté d’un plénum, au moins un caloduc, logé et maintenu dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central et en traversant en partie de manière étanche le boîtier tel qu’au moins une partie de son évaporateur est immergée dans le bain et au moins son condensateur s’étend en dehors du boîtier, un réflecteur neutronique fixe, agencé à la périphérie du cœur pour assurer le maintien du flux neutronique dans le cœur, - une dalle de fermeture (15), pour fermer l’intérieur de la cuve primaire tout étant traversée par au moins une partie du condenseur de chaque caloduc. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1, le métal à l’état liquide étant du plomb (Pb) ou du plomb-bismuth (Pb-Bi) ou du mercure. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1 ou 2, le boîtier étant de section transversale sensiblement hexagonale régulière, le cas échéant avec au moins un coin présentant un biseau. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, chaque assemblage comprenant une pluralité de crayons et une pluralité de caloducs logés et maintenus dans le boîtier de sorte que chaque caloduc est adjacent à au moins un crayon. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 4, chaque boîtier comprenant en son centre un crayon ou un caloduc entouré d’une couronne respectivement d’au moins trois crayons ou de caloducs. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 5 en combinaison avec la revendication 3, chaque boîtier comprenant en son centre un crayon ou un caloduc entouré d’au moins une première couronne de section hexagonale homothétique à celle du boîtier, respectivement d’au moins trois crayons ou de caloducs, la première couronne étant entourée d’une deuxième couronne de section hexagonale homothétique à celles du boîtier et de la première couronne, d’une alternance d’au moins trois crayons et de caloducs telle que chaque caloduc du centre, de la première ou de la deuxième couronne soit adjacent à un crayon. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, la gaine étanche de chaque crayon logeant au moins un absorbant neutronique en-dessous de l’empilement de pastilles de combustible nucléaire. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le(s) crayon(s) étant logé(s) et maintenu(s) par au moins une grille agencée à l’intérieur du boîtier et elle-même fixée au(x) caloduc(s). Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 8 en combinaison avec la revendication 7, le boîtier comprenant : au moins une grille dite de guidage, dans laquelle le(s) crayon(s) sont montés avec possibilité de déplacement parallèle à l’axe central, - au moins une grille, dite grille fusible, agencée à distance de la grille de guidage et comprenant un(des) éléments fusibles et souples, le(s) crayon(s) étant en fonctionnement normal du réacteur, bloqués dans la grille fusible dans une direction parallèle à l’axe central avec un débattement axial possible par l’(les) élément(s) fusible(s) dont la souplesse est adaptée pour compenser les dilatations différentielles axiales, l’(les) élément(s) fusible(s) étant adapté(s) pour fondre au-delà d’une température seuil du bain correspondant à un fonctionnement accidentel, la fusion des éléments entraînant une remontée du(des) crayon(s) par la poussée d’Archimède, de sorte à amener l’absorbant neutronique dans la zone active du cœur. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications 3 à 9, les boîtiers des assemblages étant agencés en réseau au sein de la cuve en étant jointifs entre eux par au moins une de leurs faces, du fait de leur dilatation à la température de fonctionnement normal du réacteur. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 10, comprenant au moins une barre de contrôle et/ou d’instrumentation, agencée dans l’espace ménagé entre biseaux de boîtiers adjacents. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant au moins une tige en matériau inerte, logée et maintenue dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, dont la puissance est comprise entre 1 et 50 MWth. Assemblage étanche comprenant : un boîtier d’axe central (X1), rempli partiellement d’un bain de métal à l’état liquide, qui est de préférence chimiquement inerte à l’air et à l’eau, au moins un crayon de combustible nucléaire, logé et maintenu dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central (X1), chaque crayon contenant une gaine étanche dans laquelle est agencé un empilement de pastilles de combustible nucléaire surmonté d’un plénum, au moins un caloduc, logé et maintenu dans le boîtier avec son axe sensiblement parallèle à l’axe central et en traversant en partie de manière étanche le boîtier tel qu’au moins une partie de son évaporateur est immergée dans le bain et au moins son condensateur s’étend en dehors du boîtier. Installation nucléaire (100) comprenant : un réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications 1 à 13 ; au moins un échangeur de chaleur (2) comprenant une enveloppe formant une calandre étanche dans laquelle circule un fluide depuis un orifice d’entrée jusqu’à un orifice de sortie pour évacuer la chaleur dégagée par au moins une partie du condenseur de chaque caloduc agencée de manière étanche dans la calandre. Installation nucléaire selon la revendication 15, comprenant au moins un système (3) de stockage thermique et/ou de fourniture de chaleur et/ou de conversion de la chaleur en électricité, relié à l’échangeur de chaleur.