FR 3151698 A1 20250131 FR 2307969 A 20230725 La présente invention concerne un réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus dont la chaleur produite est transférée par des ailettes caloporteuses pour être utilisée pour produire de l’électricité et/ou de la chaleur. Ce réacteur nucléaire est conçu pour répondre aux critères de sûreté définis pour un réacteur nucléaire de quatrième génération, capable de consommer du combustible nucléaire stockés sous forme de déchets. Réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus comprenant des ailettes caloporteuses et capable de consommer du combustible nucléaire stockés sous forme de déchets. La présente invention concerne un réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus dont la chaleur produite est transférée par des ailettes caloporteuses pour être utilisée pour produire de l’électricité et/ou de la chaleur. Ce réacteur nucléaire est conçu pour répondre aux critères de sûreté définis pour un réacteur nucléaire de quatrième génération, capable de consommer du combustible nucléaire stockés sous forme de déchets, et pour assurer la souveraineté énergétique d’un pays. Etat de l'art: La croissance de la population mondiale au cours des deux derniers siècles tient en grande partie aux progrès de la médecine moderne et à l'amélioration du niveau de vie. Cela a permis de réduire considérablement la mortalité infantile, juvénile et maternelle, contribuant ainsi à l'augmentation de l'espérance de vie. La population mondiale actuelle est de 7,6 milliards. Elle continue d’augmenter mais à un rythme moins soutenu que par le passé. Elle devrait croître de 1 milliard d’ici 15 ans et de 1 milliard supplémentaire d’ici 25 ans, pour atteindre 10 milliards de personnes en 2050. Ces projections sont basées sur des variations moyennes, qui tablent sur un recul du taux de fécondité et un allongement de l’espérance de vie. Cette augmentation de la population va de pair avec un besoin en énergies croissant. Par ailleurs, environ 90% de sa production mondiale provient de combustibles fossiles tels que le charbon, le gaz et le pétrole. Le recours à des sources d’énergie compatibles avec un développement élevé et durable constitue donc un des grands défis du XXI e siècle. Le développement de technologies énergétiques propres qui peuvent réduire la dépendance aux combustibles fossiles présente donc un grand intérêt en particulier en tant que générateur d'électricité et / ou de chaleur. Le concept de réacteur à métal liquide ou à sels fondus a été proposé pour la première fois en 1946 par les USA pour créer un jet supersonique à propulsion nucléaire. La corrosion causée par les canalisations fissurées par le sel chaud et la faible radioactivité du thorium rendaient très difficile le développement des réactions de fission à des niveaux durables sans ajout d’uranium. Il est d’usage en génie des réacteurs (cf docs US, JP, RU, FR, CN) de proposer une utilisation des métaux liquides car ceux-ci sont des alliages à bas points de fusion. Cela permet une plage de température de fonctionnement généralement supérieure à la température ambiante même à pression ambiante. Les métaux liquides ou alliages peuvent être utilisés comme réfrigérants car ils possèdent d’excellentes propriétés de transfert de chaleur et utilisés dans des systèmes à basse pression. C’est le cas dans un réacteur refroidi au sodium (Phénix, Astrid). De plus, les métaux liquides ou alliages absorbent très peu les neutrons ce qui permet au réacteur de fonctionner avec un spectre de neutrons rapides. Par conséquent, un réacteur rapide à métal liquide ou à alliages est un réacteur à haute densité de puissance qui ne nécessite pas forcément de modérateur de neutrons. Les principales différences entre les réacteurs thermiques et les réacteurs rapides résident en fait dans les sections efficaces neutroniques qui présent une dépendance énergétique importante. Cependant, il faut préciser que l’inconvénient de nombreux alliages réside dans leur activité chimique élevée et notamment l’interaction avec l’oxygène et l’eau ou d’autres matériaux. Dans la plupart des réacteurs connus, le cœur est enfermé dans une enceinte réflectrice apte à réfléchir les neutrons générés par la fission nucléaire ; le métal liquide ou à sels fondus / combustible est pompé depuis le cœur vers l’échangeur par une pompe agencée à l’extérieur de l’enceinte du cœur. Par ailleurs, l’utilisation de barres de contrôle reste nécessaire pour éviter tout risque d’échauffement du cœur. Ces barres de contrôle sont montées généralement coulissantes selon la direction longitudinale du réacteur de façon à pouvoir être plus ou moins immergées dans le cœur du réacteur. Elles permettent, en combinaison avec une structure modératrice et selon la longueur de barre de contrôle immergée, de contrôler la température du combustible et la vitesse des neutrons générés par la fission. Le contrôle du réacteur avec de telles barres de contrôle est particulièrement délicat. De plus, la présence de telles barres de contrôle augmente considérablement la hauteur et l’encombrement des réacteurs connus. Enfin, un circuit de refroidissement de secours est généralement prévu dans les réacteurs antérieurs. Ce qui augmente les coûts de fabrication et de maintenance des réacteurs. A titre d’exemple, le brevet US0027536 décrit un concept de réacteur portable à caloduc qui a un noyau monolithique en acier inoxydable solide. Un réacteur à caloduc présente l'avantage de ne pas nécessiter de pompe active. Cependant, la configuration du combustible et du caloduc du monolithe solide peuvent provoquer une fuite de neutrons et une absorption par le monolithe. A titre d’exemple, le brevet JP2014/119429 décrit dans une de ses configurations un réacteur à sels fondus dont le circuit de refroidissement ne traverse pas le coeur du réacteur mais utilise des ailettes solidaires de la cuve et un thermo-syphon qui sont enfermés dans une enceinte commune. Cette configuration présente un mode commun, un risque de désamorcer le thermo-syphon, et elle ne semble pas comprendre de réceptacle de corium pour assurer un niveau élevé de sûreté. A titre d’exemple, le brevet WO2016/197807 décrit un réacteur à sels fondus dont le circuit de refroidissement traverse le coeur du réacteur. Cette configuration présente un risque pour la sûreté, notamment en cas de défaillance du circuit de refroidissement. A titre d’exemple, le brevet GB2543461 décrit une préconisation pour un bâtiment réacteur entre autre le futur projet AP1000 dont des tiges métalliques traverse le bâtiment réacteur pour évacuer la chaleur résiduelle en cas d’accident. Cette configuration est utilisée pour renforcer le Réseau d’Injection de Secours (RIS) mais n’est pas configurée pour être utilisée pour un réacteur qui fonctionne à pleine puissance. A titre d’exemple, le brevet US2018/075931 décrit un réacteur à sels fondus dont le circuit de refroidissement traverse le coeur du réacteur. Cette configuration présente un risque pour la sûreté, notamment en cas de défaillance du circuit de refroidissement. Dans la présente demande nouvelle et inventive, le réacteur nucléaire à haut niveau de sûreté à métal liquide et/ou par sels fondus fonctionne à pression quasi ambiante. Le réacteur nucléaire transfère la chaleur par des ailettes caloporteuses, non solidaires de la cuve de confinement du réacteur ou de la cuve de sûreté ou de la coque de protection, à l’extérieur de celui-ci et/ou de celle-ci sans thermo-syphon. Le réacteur nucléaire peut être exploité pour une utilisation de chauffage et/ou pour produire de l’électricité par un dispositif conventionnel ou supercritique. Comparativement aux technologies actuelles en exploitation (REP, EPR, PWR), dans la présente invention le réacteur nucléaire nécessite moins de composants (pas de circuit primaire ou de circuit qui traverse le réacteur) et permet d’augmenter le rendement et la sûreté. La présente invention permet structurellement de diminuer les coûts d’investissement, de construction, de maintenance, d’exploitation, de combustible. Cette invention est conçue pour répondre aux critères de sûreté définis pour un réacteur nucléaire de quatrième génération, capable de consommer du combustible nucléaire stockés sous forme de déchets, et pour assurer à terme la souveraineté énergétique d’un pays tel que la France. La présente invention a pour objet la réalisation d'un réacteur nucléaire à métal liquide et/ou sel fondu présentant certains avantages en écartant la plupart des inconvénients des circuits à boucles et traversant et permettant de réduire sensiblement le coût d'investissement par rapport aux réacteurs actuels. La présente invention consiste principalement en un réacteur nucléaire à haut niveau de sûreté qui peut comprendre une cuve de confinement, un cœur de réacteur nucléaire logé à l'intérieur de la cuve de confinement, un réflecteur de neutrons espacé de la cuve de confinement et positionné entre le cœur et la cuve de confinement, un combustible composé d'un matériau de fission nucléaire dissous dans un métal liquide /ou un sel fondu constituant principal du cœur du réacteur nucléaire, une pluralité d’ailettes caloporteuses de transfert de chaleur, un éventuel échangeur de chaleur externe au réacteur pour recevoir le transfert de chaleur, au moins un système d'arrêt du réacteur nucléaire, une cuve de sûreté / rétention sûreté entourant la cuve de confinement pour récupérer le corium et assurer ainsi une autre barrière de confinement, éventuellement une coque de protection assurant une autre barrière de confinement. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus de la présente invention sera mieux compris à partir des figures : La est une vue en coupe d'un mode de réalisation du réacteur nucléaire dans un état de fonctionnement normal. La est une vue en coupe d'un autre mode de réalisation du réacteur nucléaire dans un état de fonctionnement normal. La est une vue de dessus d'un mode de réalisation du réacteur nucléaire dans un état de fonctionnement normal. La est une vue schématique d'un mode d’utilisation du réacteur nucléaire. La est une vue schématique d'un autre mode d’utilisation du réacteur nucléaire. La est une vue de dessus d'un dispositif de transfert de chaleur sous le réacteur. Description de l’invention : Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut générer une énergie fiable, sûre et sans émission pour la production de chaleur et d'électricité dans des sites décentralisés. La production décentralisée d'énergie sans émission peut compléter ou même dépasser la capacité de production d'électricité centralisée, augmentant ainsi la distribution et la disponibilité d'une énergie propre et fiable à des économies de coûts significatives. En effet, le coût de combustible est réduit. Le combustible est fondu, il n'est donc pas nécessaire d'avoir une usine de fabrication de combustible, ce qui peut représenter une importante économie notamment en exploitation. Par exemple, le thorium à un faible coût, environ 0,03 €/MWh électrique. Comparativement à l’uranium, à environ 10 €/MWh électrique, le thorium reviendrait environ 300 fois moins cher. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus a le potentiel de générer une quantité beaucoup plus faible de déchets radioactifs à très longue durée de vie. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut éventuellement permettre de réduire le risque de prolifération d’armes nucléaires. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut potentiellement jouer un rôle vital dans le déploiement d'un cycle fermé du combustible et réduire les déchets à vie longue. Le cycle nucléaire au thorium produit des traces d'uranium 232, quand des neutrons rapides éjectent un neutron par réaction (n, 2n) des noyaux de thorium 232. L'uranium 232 subit une désintégration alpha et rejoint la chaîne de désintégration du thorium 228. Il est à noter qu’à cette occasion des éléments émettent un rayonnement gamma important, comme le radium 224. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut brûler de l’Uranium ou du Thorium ou du Plutonium et transformer des actinides mineurs, déchets nucléaires à vie longue, en déchets nucléaires à vie plus courte par transmutation. Les déchets ultimes se limitent alors aux produits de fission des actinides mineurs dont le stockage est plus simple. Dans ce cas, le niveau de radioactivité est proche de 300 ans. Par ailleurs, en utilisant les stocks d’uranium appauvri et le combustible usé des réacteurs actuellement installés sur le territoire Français, ce réacteur nucléaire est capable de fournir de l’énergie de façon autonome à un pays tel que la France pendant 500 ans. Compte tenu de la densité de puissance élevée, il est possible de concevoir et de construire un très petit réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus pour une production d'énergie décentralisée de chaleur et/ou d'électricité hors du réseau de transport. Il est possible de concevoir et de construire un très petit réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus pour une production d'énergie sur la Terre, sur la Lune, sur Mars. Les dimensions et les matériaux utilisés pour la conception et la construction sont précisés pour une exploitation sur la Terre mais peuvent très bien être adaptés à chaque cas de figure. Il est également possible d’avoir un petit cœur de réacteur sans enrichissement très élevé. De plus, le comportement neutronique du combustible fondu améliore la capacité de commande requise pour un fonctionnement autonome. Par construction, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut produire autant ou plus de matière fissile qu’il n’en consomme. En d’autres termes à chaque fois qu’un neutron rapide provoque la fission d’un atome de plutonium 239, d’autres neutrons transforment dans le même temps de l’uranium 238 en plutonium 239. La condition nécessaire de la régénération continue du plutonium est de ne pas ralentir les neutrons. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut fonctionner différemment selon les usages : en générateur (égalité entre la production et la consommation de matière fissile) en sous-générateur (consommation nette de matières fissiles) pour consommer du plutonium en surgénérateur (production de plutonium supérieure à la consommation). Le combustible est intégré à un métal liquide et/ou sel fondu et refroidi par évacuation de la chaleur à l’extérieur de la cuve de confinement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus par transfert de chaleur. Il intègre donc une nouveauté et une innovation qui vise à renforcer la sûreté d’une installation nucléaire de base. Le combustible employé se présente sous forme de mélange d’uranium 238 (à 80% environ) et de plutonium (à 20% environ) ou de Thorium. Le combustible baigne dans un métal liquide ou sels fondus. Le métal liquide ou sels fondus sert de réfrigérant. La température dans le cœur du réacteur nucléaire est comprise entre 600°C et 800°C. Le combustible transmet les calories créées par la fission à un circuit externe par des ailettes caloporteuses dans lesquelles peut circuler un fluide caloporteur. Pour répondre aux exigences de sûreté, une cuve de sûreté / récupération de corium (cœur fondu) est placé sous /ou autour de la cuve de confinement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus pour récupérer le corium en cas de fusion du cœur du réacteur nucléaire. L'objectif est de récupérer le corium de l'étaler, de le refroidir et de confiner la radioactivité. Une coque de protection ou une autre enceinte en acier ou en béton peut servir de barrière supplémentaire de confinement pour augmenter la sûreté du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus. Une approche déterministe complétée d’une approche probabiliste permet d’envisager quasiment tous types d’accidents possibles même si la probabilité de réalisation de l’évènement est faible. L'hypothèse d'un accident grave est prise en compte. La géométrie du cœur est conçue de façon à avoir un coefficient de vide négatif, permettant un arrêt de la réaction en chaîne dans une situation de perte de métal liquide, même dans la situation hypothétique où aucun système de protection ne fonctionnerait. Les actes de malveillance sont pris en compte dans la conception, dont la chute intentionnelle d'un avion. Le système de conversion d'énergie peut utiliser un échangeur à gaz (azote). Le rendement net global du réacteur peut être supérieur à 50 %. La puissance thermique résiduelle peut être évacuée de manière passive, en situation de perte des sources électriques, par des échangeurs gaz/air, par convection naturelle. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus n’a pas besoin d’être construit à proximité des grands cours d’eau. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus présente une configuration géométrique qui permet d’inspecter les structures internes. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus peut être exploité pour une utilisation de chauffage et/ou pour produire de l’électricité par un dispositif conventionnel ou surcritique. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus à haut niveau de sûreté est conçu pour que le combustible soit réfrigéré par métal liquide et ou par sels fondus. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus est conçu pour fonctionner à pression quasi ambiante. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus est conçu pour transférer la chaleur à l’extérieur du coeur du réacteur nucléaire par des ailettes caloporteuses non solidaires de la cuve de confinement du réacteur nucléaire et ce sans thermo-syphon. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus n'est pas limité aux quelques exemples de réalisation décrits, il est au contraire susceptible de variantes et de modifications. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un dispositif de génération nucléaire d’énergie thermique de quelques kW à quelques MW thermiques et peut fournir de l’énergie fiable, durable, flexible, sûre, à un coût modéré. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) a son coeur logé dans une cuve de confinement. Le coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus est le lieu des réactions nucléaires de fission et donc le lieu de dégagement de chaleur et de rayonnements. Cette conception présente plusieurs avantages, notamment sous l'angle de la sûreté, puisqu'elle assure un excellent confinement des matières radioactives, une grande inertie thermique et un fonctionnement relativement simple. Par ailleurs, il est à noter qu’avec une telle configuration, une grande latitude est possible pour le calcul des caractéristiques thermiques et des échanges de chaleur, notamment tout ce qui concerne les dimensions des tuyauteries et des ailettes caloporteuses ou des pertes de charge associées. Dans ces conditions, le réacteur nucléaire est beaucoup plus facile à dimensionner et à optimiser pour réduire le coût d’une installation. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) se stabilise lui même. En effet, lors d’une augmentation de réactivité, la température s’élève. La forte dilatation thermique du mélange métal liquide / combustible pousse celui-ci en dehors de la région active du cœur lorsqu’il chauffe, diminuant ainsi sa densité dans la région active du cœur, et réduisant la réactivité dans le réacteur. La température descend aussitôt. A l’inverse lorsque le mélange métal liquide / combustible refroidit, la densité au cœur augmente, la probabilité de fission augmente, tout comme la capacité à générer de la chaleur. Ces deux effets donnent au réacteur son caractère de stabilité, et lui permettent de suivre la demande de puissance appelée (extraction de chaleur par les ailettes). La température du cœur du réacteur et donc la puissance thermique produite par le réacteur, sont ainsi régulées par l’extraction de la chaleur. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est prévu pour une longue durée de vie. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) ne nécessite aucune maintenance planifiée. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) permet une production d'énergie autonome pour des besoins décentralisés. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un réacteur nucléaire modulaire avec un haut degré de sûreté qui intègre des critères de sûreté de la quatrième génération de réacteur. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un système de transport de chaleur passif. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend au moins un système d'arrêt. Le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend une cuve de sûreté / rétention, pour récupérer le corium en cas de fusion de la cuve de confinement. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le réacteur comprend un réservoir tampon de gaz neutre et des moyens d’injection dudit gaz neutre dans le ciel gazeux aux fins de compensation de variations de volume combustible. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), des gaz de fission, tels que l'hélium, le xénon, le krypton et le radon, sont générés par la réaction de fission nucléaire dans le cœur du réacteur. Les gaz de fission volatils sont toxiques pour les réacteurs, notamment pour augmenter la durée de vie utile du réacteur, il est donc préférable de les éliminer. Aussi, il peut être approprié d’installer un dispositif qui adsorbera les gaz de fission, tels que les tamis moléculaires, pour piéger et retenir ces gaz afin de réduire la pression de la cuve. Dans ce cas, le refroidissement des tamis moléculaires peut être réalisé de manière passive par les ailettes convectives ou caloporteuses. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le métal liquide /ou sel fondu est de l'halogénure fondu. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que de l'oxyhalogénure d'uranium est dissous dans le métal /ou le sel fondu (1010). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que UO 2 CI 2 / UO 4 / Plutonium / Thorium est dissous dans KC1 (1010). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que UO 2 CI 2 / UO 4 / Plutonium / Thorium est dissous dans MgCi 2 (1010). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que UO 2 CI 2 / UO 4 / Plutonium / Thorium est dissous dans NaCl (1010). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible tel que UO 2 CI 2 / UO 4 / Plutonium / Thorium est dissous dans un sel d'halogénure de métal alcalin ou alcalino-terreux tel qu'un mélange de chlorure de sodium, de chlorure de potassium, de chlorure de magnésium, de chlorure de calcium (1010). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les fluorures peuvent également être utilisés à la place des chlorures. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le combustible peut être du chlorure d'uranium ou du fluorure d'uranium, de l'oxyde d'uranium ou des oxyhalogénures d'uranium, avec d'éventuels mélanges d'halogénures de thorium et de transuraniens. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est un réacteur rapide à métal liquide / sels fondus dans lequel le combustible liquide est conservé et n'est pas pompé. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est un réacteur thermique dans lequel des modérateurs peuvent être introduits dans le coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est fonctionnellement couplé à un échangeur de chaleur qui est utilisé pour chauffer un fluide qui peut être un gaz surchauffé ou pour générer de la vapeur à utiliser dans une turbine à vapeur, pour entraîner un alternateur, similaire à ceux des réacteurs conventionnels refroidis à l'eau. Ces dispositifs sont bien connus dans l'industrie de la production d'énergie. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est utilisé pour chauffer directement un fluide qui peut être un gaz surchauffé pour entraîner une turbine, et/ou un alternateur. Ces dispositifs sont bien connus dans l'industrie de la production d'énergie. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un miroir ou réflecteur à neutrons (1020) est disposé à l’intérieur d’une cuve de confinement (1040). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un miroir ou réflecteur de neutrons (1020) peut être annulaire et avoir des parois, un plancher et un plafond. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un miroir ou réflecteur de neutrons (1020) peut être réalisé en oxyde d'alumine (Al 2 O 3 ), en oxyde de béryllium (BeO), ou en carbure de béryllium (Be 2 C). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un miroir ou réflecteur à neutrons (1020) permet de réfléchir les neutrons vers le coeur du réacteur nucléaire, afin d’améliorer le processus de fission, de stabiliser le point de fonctionnement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, d’optimiser la bonne répartition de flux de neutrons à l’intérieur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus en fonction de ses dimensions géométriques et de la quantité de combustible souhaitée pour obtenir la puissance thermique désirée. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est un réacteur rapide ayant un miroir ou réflecteur de neutrons épais (1020) espacé de l'intérieur des parois de la cuve de confinement (1040). Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend une cuve de confinement (1040) ayant des parois latérales par exemple, sous la forme d'un cylindre, d’un plancher / fond de cuve et d’un plafond / couvercle de cuve. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend, un plancher / fond de cuve de confinement (1200) et un plafond / couvercle de cuve de confinement (1100) qui peuvent être boulonnés afin de faciliter le montage et le démontage de la cuve de confinement et assurer également une bonne étanchéité. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un plafond / couvercle de cuve de confinement (1100) qui comprend des orifices pour les tiges rotatives du système d’arrêt et pour le système de gestion des gaz de fission. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un plancher / fond de cuve de confinement (1200) qui comprend un ou des orifices pour faciliter l’écoulement du corium dans la cuve de sûreté / rétention (1060). Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) le / un plafond / couvercle de cuve de sûreté / rétention (1060) comprend des orifices pour les tiges rotatives du système d’arrêt et pour le système de gestion des gaz de fission. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une cuve de confinement (1040) contient le coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus est le lieu des réactions nucléaires de fission et donc le lieu de dégagement de chaleur et de rayonnements. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une cuve de confinement (1040) contient le combustible dissout dans le métal liquide /ou sels fondus, le réflecteur / le miroir, le modérateur, les tiges rotatives. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une cuve de confinement (1040) peut être constituée d'un matériau structurel pour satisfaire la fonction de confinement. Le matériau peut également avoir de bonnes propriétés conductrices. Des exemples de matériaux comprennent l'acier inoxydable et d'autres alliages structuraux bons conducteurs. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) est dimensionnée pour faciliter le processus de fission, stabiliser le point de fonctionnement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, optimiser la bonne répartition de flux de neutrons en fonction des caractéristiques géométriques et de la quantité de combustible souhaitée pour obtenir la puissance thermique désirée. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) peut être logée dans une coque de protection (1080) qui sert de barrière confinement ou de protection externe. La coque de protection participe à l’obtention d’un haut niveau de sûreté. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) peut être logée dans une cuve de sûreté / rétention (1060) qui sert de barrière confinement. La cuve de sûreté / rétention participe à l’obtention d’un haut niveau de sûreté. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) peut être logée dans une coque de protection (1080) qui sert de barrière confinement ou de protection externe. La coque de protection participe à l’obtention d’un haut niveau de sûreté. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une coque de protection (1080) peut fournir une autre fonction de confinement contre les fuites de matières de fission et de rayonnement. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une coque de protection (1080) peut fournir une barrière sûre contre les menaces extérieures au cœur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une coque de protection (1080) peut être constituée de béton d'une épaisseur appropriée ou d’un matériau réfractaire ou d'un métal structurel approprié qui satisfait les fonctions souhaitées. Selon une configuration de l’invention, le refroidissement /ou le transfert de chaleur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) peut être réalisé de manière passive par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1050) entre la cuve de confinement (1040) et la cuve de sûreté / rétention (1060), puis par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1070) entre la cuve de sûreté / rétention (1060) et la coque de protection (1080), puis par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1090) à l’extérieur de la coque de protection (1080). Selon une configuration de l’invention, le refroidissement /ou le transfert de chaleur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) peut être réalisé de manière passive par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1050) entre la cuve de confinement (1040) et la coque de protection (1080), puis par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1070) entre la cuve de sûreté / rétention (1060) et la coque de protection (1080), puis par des ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1090) à l’extérieur de la coque de protection (1080). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses (1050, 1070, 1090) peuvent être constituées de plaques d'acier inoxydable, de cuivre, de tungstène ou de caloduc. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1090) peuvent comporter des tubes de transfert de fluide en leurs intérieurs et être ainsi parcourues par un fluide caloporteur. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1090) parcourues par un fluide caloporteur peuvent être reliées à un caloduc. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1090) parcourues par un fluide caloporteur participent à l’obtention d’un haut niveau de sûreté. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes convectives ou conductrices ou caloporteuses sont similaires à celles connues dans l'art et peuvent être construites de la même manière. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), l'intérieur de la cuve de confinement ou de la cuve de rétention du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus et toutes les autres structures peuvent être fabriquées à partir de matériaux résistants à la corrosion tels que des alliages d'acier au nickel ou au molybdène, des céramiques, telles que l'alumine ou enrobées par un matériau résistant à la corrosion/érosion, tel que l'acier à haute teneur en nickel, d'autres métaux ou céramiques. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est conçu pour s'adapter à l'état liquide du combustible déjà fondu afin qu'il n'y ait aucun risque de fusion du combustible comme c'est le cas lorsque le combustible solide peut potentiellement fondre à des températures élevées dans certains scénarios d'accidents graves. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) est de préférence réalisée avec un matériau réflecteur de neutrons tel que l'alumine, qui a un point de fusion très élevé de l’ordre 2000°C, et a très peu de chance de défaillance due à la température. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le plafond de la cuve de confinement (1100) est de préférence réalisée avec un matériau qui a un point de fusion très élevé de l’ordre 2000°C. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le plancher de la cuve de confinement (1200) est de préférence réalisée avec un matériau qui a un point de fusion très élevé de l’ordre 2000°C. Dans ce cas, le plancher de la cuve de confinement (1200) comporte une plaque métallique / des plaques métalliques (1300) et boulonnée (s) au plancher avec un point de fusion de l’ordre 1200°C qui obture (ent) le ou les orifices. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le plancher de la cuve de confinement (1200) est de préférence réalisée avec un matériau qui a un point de fusion de l’ordre 1200°C. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) est de préférence réalisée avec un matériau qui a un point de fusion très élevé de l’ordre de 2000°C, et a très peu de chance de défaillance due à la température. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), le plafond de la cuve de confinement (1100), le plancher de la cuve de confinement (1200), la / les plaques métalliques (1300) et les boulons peuvent être constitués d'un matériau structurel pour satisfaire la fonction de confinement. Le matériau peut également avoir de bonnes propriétés conductrices. Des exemples de matériaux comprennent l'acier inoxydable et d'autres alliages structuraux bons conducteurs. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend au moins un obturateur fusible /ou bouchon de fusion qui peut être positionné pour boucher, dans des conditions de fonctionnement normales, un passage dans la paroi du réflecteur de neutrons et de la cuve de confinement (1040) menant à une cuve de sûreté / rétention (1060) qui sert à récupérer le corium. Selon une configuration de l’invention, dans le cas où le transfert de chaleur ne fonctionne pas correctement ou s'il existe une cause d’augmentation de la température du cœur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, l’obturateur /le bouchon / le plancher / la plaque / les plaques boulonnée (s) de la cuve de confinement fond (ent) en réponse à l'augmentation de température prédéterminée, drainant le combustible fondu vers la cuve de sûreté / rétention (1060). Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un système d'arrêt du réacteur. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la réaction de fission nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus doit débuter avec un source radioactive. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un matériau absorbant les neutrons peut être utilisé dans le système d’arrêt sous la forme de sphères absorbantes, telles que des sphères de carbure de bore. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) se trouve sous la cuve de confinement (1040). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) se trouve autour de la cuve de confinement (1040). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) comprend des éléments de dissipation thermique qui dissipent la chaleur pour refroidir le combustible fondu. La cuve de sûreté / rétention (1060) sert à récupérer le corium, et permet au corium de refroidir. La cuve de sûreté / rétention (1060) participe à l’obtention d’un haut niveau de sûreté. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) sert de barrière de confinement. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) peut comprendre par construction un matériaux absorbant les neutrons. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) peut comporter des ailettes de dissipation thermique (non décrit) à l’intérieur de / sous la coque de protection pour mieux refroidir le corium. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) comprend, un plancher / fond de cuve de rétention (non décrit) et un plafond / couvercle de cuve de rétention (non décrit) qui peuvent être boulonnés afin de faciliter le montage et le démontage de la cuve de rétention et assurer également une bonne étanchéité. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une cuve de sûreté / rétention (1060) peut être constituée d'un matériau structurel pour satisfaire la fonction de confinement. Le matériau peut également avoir de bonnes propriétés conductrices. Des exemples de matériaux comprennent l'acier inoxydable et d'autres alliages structuraux bons conducteurs. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) comprend un système d’arrêt composé de plusieurs tiges rotatives et dont chaque tige rotative (1030) est constituée de matériaux absorbants utilisée pour contrôler la réaction de fission. Si les tiges rotatives du système d’arrêt sont tournés de sorte que leurs matériaux absorbants soit face au cœur du réacteur, les neutrons du combustible sont absorbés dans le matériau absorbant (par exemple du carbure de bore), amenant le réacteur à atteindre des niveaux de neutrons sous-critiques, de sorte que la réaction nucléaire s’arrête. Lorsque le réacteur nucléaire est activé, les tiges rotatives (1030) du système d’arrêt sont progressivement tournés pour déplacer la matière absorbante. Lorsque le réacteur atteint le niveau de puissance souhaité, la rotation des tiges rotatives (1030) est arrêtée. Lorsque le combustible est épuisé, les tiges rotatives (1030) du système d’arrêt réfléchissent davantage de neutrons vers le cœur du réacteur nucléaire. Lorsqu'il y a une accumulation de produits de fission, la réaction de fission s'arrête et le réacteur nucléaire s'arrête. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les / des tiges rotatives (1030) du système d’arrêt peuvent être actionnés par un dispositif non détaillé (2000) pneumatique plus efficace que des moteurs électriques, notamment en cas de coupure de courant. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les / des tiges rotatives (1030) du système d’arrêt peuvent être actionnés par un dispositif non détaillé (2000) composé de moteurs électriques. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), un écran de protection de rayons gamma (non décrit) peut être positionné à l'extérieur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus pour agir comme un bouclier de protection pour les personnes à proximité du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) peut avoir une coque de protection (1080) à double paroi. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) peut avoir une cuve de sûreté / rétention (1060) à double paroi. Selon une configuration de l’invention, dans toutes conditions transitoires normales ou anormales, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est conçu pour s'autoréguler afin d'assurer la sécurité des biens et des personnes. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) est équipé de capteurs (non décrit ici) afin d’optimiser le fonctionnement et d’assurer la sécurité du celui-ci. Selon une configuration de l’invention, le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000) a un diamètre compris entre 0,1 et 2 mètres, et une hauteur comprise entre 0,2 et 2,5 mètres. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de confinement (1040) a une épaisseur comprise entre 0,02 et 0,5 mètres et une hauteur comprise entre 0,1 et 1 mètre (calculée en fonction de la puissance thermique délivrée par le réacteur et des règles de sûreté préconisées localement pour exploiter une Installation Nucléaire de Base). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la cuve de sûreté / rétention (1060) a une épaisseur comprise entre 0,02 et 0,5 mètres et une hauteur comprise entre 0,1 et 1 mètre (calculée en fonction de la puissance thermique délivrée par le réacteur et des règles de sûreté préconisées localement pour exploiter une Installation Nucléaire de Base). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la coque de protection (1080) a une épaisseur comprise entre 0,1 et 0.5 mètres et une hauteur comprise entre 0,1 et 2,5 mètres (calculée en fonction de la puissance thermique délivrée par le réacteur et des règles de sûreté préconisées localement pour exploiter une Installation Nucléaire de Base). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la température de fonctionnement du réacteur nucléaire est comprise entre 600 et 800 °C et la pression de fonctionnement est proche de la pression ambiante. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une pluralité d’ailettes caloporteuses (1050, 1070, 1090) non soudées aux cuves de confinement et de sûreté / rétention, ou à la coque de protection du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus transfèrent la chaleur sans thermo-syphon à l’extérieur du coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1050, 1070, 1090) ont une épaisseur comprise entre 1 et 10 cm, une largeur comprise entre 5 et 50 cm, et une longueur qui s’adapte en fonction de l’épaisseur de la coque de protection (1080). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1050, 1070) touchent la cuve de confinement (1040) mais ne sont pas soudées à celle-ci. Ce qui permet de démonter la cuve de confinement (1040) sans difficulté. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), les ailettes caloporteuses (1070, 1090) touchent la cuve de sûreté / rétention (1060) et la coque de protection (1080) mais ne sont pas soudées à celle-ci. Ce qui permet de démonter la cuve de rétention (1060) sans difficulté. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la pluralité d’ailettes caloporteuses touchent la cuve de confinement, la cuve de sûreté / rétention, la coque de protection. La fonction de confinement est alors assurée par contact entre métaux. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), une couche de céramique (non décrite) peut être installée partiellement entre la cuve de sûreté / rétention et la coque de protection. La fonction de confinement est alors assurée par contact entre métaux. Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la pluralité d’ailettes caloporteuses (1070) est en contact avec au moins un échangeur de chaleur extérieur (non décrit ici). Selon une configuration du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus (1000), la pluralité d’ailettes caloporteuses (1090) est en contact avec au moins un échangeur de chaleur extérieur (non décrit ici) à la coque de protection dans le cas ou celle-ci est mise en œuvre pour assurer une autre barrière de confinement. Selon une configuration possible, le réacteur cède de la chaleur à du dioxyde de carbone en phase supercritique ; ce qui permet d’alimenter directement une turbine à dioxyde de carbone et une génératrice électrique, par exemple une génératrice à haute vitesse. Selon une configuration possible, le réacteur peut être placé au dessus d’un dispositif de transfert de chaleur dans le sol, notamment dans le cas accidentel d’une fusion de la cuve de confinement. Ce dispositif permet de refroidir plus facilement le corium qui est dans la cuve de sûreté / rétention. Selon une configuration possible, la cuve de sûreté / rétention après une élévation de température peut être démontée et découpée en copeaux par exemple par laser et réutilisée dans un autre réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus. Selon une configuration possible, la cuve de confinement dans son ensemble endommagée après une élévation de température peut être démontée et découpée en copeaux par exemple par laser et réutilisée dans un autre réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus. Selon une configuration possible, la cuve de confinement dans son ensemble non endommagée après une élévation de température peut être réutilisée dans le réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus. La présente invention a été décrite en référence à divers modes de réalisation. Dans la mesure du possible, un ou plusieurs éléments, composants, constituants, structures, modules des modes de réalisation décrits peuvent être combinés, séparés, interchangés, réarrangés avec un ou plusieurs autres éléments, composants, constituants, structures, modules des modes de réalisation sans s'écarter de la portée de l'invention divulguée. La présente invention n'est pas limitée par la description des différents modes de réalisation. L'homme de l’art peut obtenir d'autres manières de mise en œuvre à partir des solutions techniques de la présente invention. , Réacteur nucléaire (1000) exploité, pour une utilisation de chauffage et/ou pour produire de l’électricité par un dispositif conventionnel ou surcritique, hors du réseau de transport, à haut niveau de sûreté, capable de consommer du combustible nucléaire stockés sous forme de déchets intégré à un métal liquide, fonctionne à pression quasi ambiante, transfère la chaleur à l’extérieur du coeur du réacteur nucléaire par des ailettes caloporteuses non solidaires de la cuve de confinement du réacteur nucléaire, avec au moins un système d'arrêt du réacteur nucléaire, et comprenant, - une cuve de confinement (1040), contient le coeur du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, lieu des réactions nucléaires de fission et donc le lieu de dégagement de chaleur et de rayonnements logé à l’intérieur du réacteur nucléaire, contient le combustible dissout dans le métal liquide /ou sels fondus, contient un réflecteur de neutrons espacé de la cuve de confinement et positionné entre le cœur et la cuve de confinement / le miroir, contient le modérateur, contient les tiges rotatives du système d’arrêt, et dimensionnée pour faciliter le processus de fission, stabiliser le point de fonctionnement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, optimiser la bonne répartition de flux de neutrons en fonction des caractéristiques géométriques et de la quantité de combustible souhaitée pour obtenir la puissance thermique désirée, et constituée de matériaux choisis parmi des alliages d'acier au nickel pour satisfaire la fonction de confinement ; - un combustible sous forme de mélange d’uranium, de plutonium ou de Thorium, intégré à un métal liquide et/ou sel fondu (1010), conservé et pas pompé et refroidi par évacuation de la chaleur à l’extérieur de la cuve de confinement ; - un miroir à neutrons (1020) permet de réfléchir les neutrons vers le coeur du réacteur nucléaire, afin d’améliorer le processus de fission, de stabiliser le point de fonctionnement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, d’optimiser la bonne répartition de flux de neutrons à l’intérieur du réacteur ; - des tiges rotatives (1030) du système d’arrêt actionnés par un dispositif pneumatique notamment en cas de coupure de courant ; - une pluralité d’ailettes caloporteuses (1050, 1070, 1090) non solidaires de la cuve de confinement du réacteur nucléaire à métal liquide ou alliages ou sels fondus, constituées de plaques d'acier inoxydable, de cuivre, de tungstène ou de caloduc, peuvent comporter des tubes de transfert de fluide en leurs intérieurs et être ainsi parcourues par un fluide caloporteur, participent à l’obtention d’un haut niveau de sûreté, les ailettes (1050) touchent la cuve de confinement (1040) mais ne sont pas soudées à celle-ci, les ailettes (1070) touchent la cuve de confinement (1040) et la cuve de rétention (1060) mais ne sont pas soudées à celle-ci ce qui permet de démonter la cuve de confinement (1040) et la cuve de rétention (1060) sans difficulté ; - une cuve de sûreté / rétention (1060) à double paroi sert à récupérer le corium, participe à l’obtention d’un haut niveau de sûreté, sert de barrière de confinement, peut comprendre par construction un matériaux absorbant les neutrons ; - une coque de protection (1080) à double paroi peut fournir une barrière sûre contre les menaces extérieures. , Réacteur nucléaire (1000) selon la revendication 1, le réacteur a un diamètre compris entre 0,1 et 2 mètres, et une hauteur comprise entre 0,2 et 2,5 mètres. , Réacteur nucléaire (1000) selon les revendications 1 à 2, les structures sont fabriquées à partir de matériaux choisis parmi les alliages d'acier au molybdène. , Réacteur nucléaire (1000) selon les revendications 1 à 3, le combustible tel que UO 2 Cl 2 (chlorure d’uralyne) / UO 4 / Plutonium / Thorium est dissous dans KCl (chlorure de potassium) (1010). , Réacteur nucléaire (1000) selon les revendications 1 à 3, le combustible tel que UO 2 Cl 2 (chlorure d’uralyne) / UO 4 / Plutonium / Thorium est dissous dans MgCl 2 (chlorure de magnésium) (1010). , Réacteur nucléaire (1000) selon les revendications 1 à 3, le combustible tel que UO2Cl2 (chlorure d’uralyne) / UO4 / Plutonium / Thorium est dissous dans NaCl (chlorure de sodium) (1010).