FR 3164053 A1 20260102 FR 2406909 A 20240627 Centrale nucléaire à bâtiment nucléaire logeant au moins deux réacteurs nucléaires à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides et à moyens de transfert de liquide combustible à sel(s) fondu(s) entre les deux cuves de réacteur ; Procédé afférent de démarrage et de fonctionnement de l’installation. L’invention concerne une centrale nucléaire comprenant : - un bâtiment réacteur (10) ; - au moins deux puits de cuve, implantés à l’intérieur du bâtiment réacteur, - au moins deux cuves (2) de réacteurs nucléaires (1) à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, axisymétriques autour d’un axe central, délimitant intérieurement un circuit primaire d’un combustible sous forme liquide dans laquelle est fondu au moins un sel, l’intérieur de la cuve étant dénué d’un matériau modérateur; chacune des cuves étant logée dans un des deux puits de cuve ; - des moyens de transfert du combustible à sel(s)fondu(s) de l’intérieur d’une des deux cuves à l’intérieur de l’autre des deux cuves. Figure pour l’abrégé : fig. 4 Centrale nucléaire logeant deux réacteurs à sel(s) fondu(s), à moyens de transfert de liquide combustible entre les deux cuves de réacteur ; Procédé de démarrage et de fonctionnement de la centrale. La présente invention concerne le domaine des réacteurs nucléaires à sel(s) fondu(s) (acronyme RSF ou MSR acronyme anglais pour « Molten Salt Reactor »). Plus particulièrement, elle concerne le domaine des réacteurs MSR dits de petite ou moyenne puissance ou AMR en anglais (acronyme de « Advanced Modular Reactor »). L’invention a ainsi pour objectif principal de proposer une installation nucléaire avec de tels réacteurs, plus particulièrement ceux à neutrons rapides, qui garantisse une continuité de service en exploitation. Par « réacteur à sel(s) fondu(s) », on entend ici et dans le cadre de l’invention, le sens technologique usuel, à savoir un réacteur nucléaire dans lequel le combustible nucléaire se présente sous forme liquide, dissous dans un sel fondu, à une température typiquement comprise entre 500 et 900 °C, qui joue le rôle de caloporteur. Les réacteurs à sel(s) fondu(s) reposent sur l'utilisation d'un sel fondu, par exemple de fluorure de lithium (LiF) et de fluorure de béryllium (BeF2) ou encore de chlorure de sodium (NaCl) et de magnésium (MgCl 2 ), servant à la fois de fluide caloporteur et de modérateur en tant que fluide primaire au sein de la cuve de réacteur, qui est métallique ou céramique, telle qu’en SiC. La cuve contient le sel fondu à haute température, typiquement entre 500 à 900 °C, généralement à pression ambiante. Le combustible fissile peut être de l'uranium 235, du plutonium ou encore de l'uranium 233, ce dernier étant alors issu de la conversion du thorium. Un réacteur à sel(s) fondu(s) peut assurer lui-même sa surgénération à l'aide d'une couverture fertile contenant l'isotope fertile à irradier. La réaction nucléaire est déclenchée par la concentration en matière fissile du combustible au sein de la cuve de réacteur ou par le passage dans un bloc modérateur en graphite. Un réacteur à sel(s) fondu(s) peut donc être modéré par du graphite, produisant des neutrons thermiques, ou sans modérateur produisant des neutrons rapides. La présence ou non de modérateurs définit ainsi les deux grandes familles de réacteurs à sel(s) fondu(s), respectivement à neutrons thermiques et à neutrons rapides. À partir des années 2000, les réacteurs à sel(s) fondu(s), ont été évalué, puis retenus dans le cadre du Forum international Génération IV. Ils font l’objet désormais de recherches à l’international en vue d'un déploiement comme réacteurs de quatrième génération, notamment en tant que petits réacteurs modulaires (SMR) qui sont des réacteurs nucléaires avancés (acronyme anglo-saxon AMR pour « Advanced Nuclear Reactors »), dont la capacité de puissance peut aller jusqu'à 300 MWe par unité. Bien que prometteurs en termes de potentiel de sécurité, les réacteurs à sel(s) fondu(s) peuvent nécessiter des systèmes et des composants coûteux et complexes. En effet, dans un réacteur à sel(s) fondu(s), le circuit primaire de combustible, contenant de l’uranium ou du plutonium dissous, constitue la première barrière de sûreté, et doit donc répondre à des critères de conception très exigeants en termes d’étanchéité. Ce circuit primaire doit comporter une zone dite cœur, dans lequel les réactions nucléaires de fission se déroulent en chaîne et une zone d’échange thermique reliée fluidiquement au cœur, dans laquelle la chaleur générée dans le cœur est transmise à un circuit secondaire. Dans les conceptions classiques, le cœur est relié à une pluralité de boucles de circulation fluidique comportant chacune un échangeur et une pompe adaptée pour assurer la circulation de et vers l’échangeur associé. Par exemple, parmi les programmes retenus pour la génération IV, le réacteur homogène à refroidissement indirect issu des recherches du laboratoire LPSC de Grenoble, qui est désigné sous l’acronyme anglo-saxon MSFR (pour « Molten Salt Fast Reactor ») dont le combustible est un sel fluoré liquide avec une surgénération assurée par le Thorium, comprend un nombre de douze ou seize boucles de circulation fluidique. Chacun des composants des boucles ajoute une complexité à l’ensemble du circuit fluidique : [1]. Pour la conception d’un réacteur à sel(s) fondu(s), en particulier de type SMR, les inventeurs de la présente invention ont cherché initialement à mettre au point une conception réduisant au maximum le nombre de conduites et de composants, notamment pour conserver l’avantage majeur inhérent aux SMR, à savoir la capacité de modularité accrue par une fabrication des composants en usine pour un transport sur site de construction, et en outre accroître la sûreté de fonctionnement. Ils ont ainsi conçu un réacteur nucléaire à sel(s) liquide(s) fondu(s) de type à neutrons rapides, décrit et revendiqué dans la demande de brevet 19 décembre 2022 sous le n° FR2213882, intitulée « Réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, dont le circuit primaire est à circulation par convection naturelle ». Le réacteur proposé peut présenter une cuve de réacteur intégrant un circuit primaire combustible de taille réduite, typiquement avec un diamètre inférieur à 2.5m, et une hauteur hors tout inférieure à 5m, ce qui rend le réacteur conforme aux exigences des réacteurs modulaires AMR. Ainsi, un circuit primaire avec une cuve de réacteur, la virole cylindrique intérieure et son échangeur primaire/secondaire selon cette demande de brevet peut être fabriqué en usine, transporté sur site, puis utilisé dans la durée de vie du réacteur. En théorie, les réacteurs à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides ont l’avantage de bénéficier d’une grande versatilité à la fois en termes de combustible qui peut être mis en œuvre (uranium, plutonium, thorium, actinides mineurs) et en mode de fonctionnement (brûleur ou régénérateur). On rappelle ici qu’un mode « brûleur » correspond à un fonctionnement du réacteur où il y a une consommation des isotopes fissile de façon intensive avec une régénération limitée de matière fissile. Un mode « régénérateur » d’un réacteur nucléaire est un fonctionnement selon lequel il produit à partir de matière fertile tout ou partie du combustible fissile qu’il consomme. Ainsi des neutrons, générés par une fission dans le cœur du réacteur, sont absorbés par une matière fertile qui à son tour produit de nouveaux fissiles. En mode brûleur, un réacteur à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides peut utiliser comme isotopes fissiles : l’uranium 235, l’uranium 233, les isotopes fissiles du plutonium et les isotopes fissiles des actinides mineurs. En mode régénérateur, un réacteur à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides peut utiliser les mêmes isotopes fissiles listés ci-avant et comme isotopes fertiles : l’uranium 238, le thorium 232, les isotopes fertiles de plutonium et les isotopes fissiles des actinides mineurs. Avec la conception que les inventeurs ont proposé dans la demande de brevet FR2213882 précitée, l’exploitation de la grande versatilité des réacteurs à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides est rendue possible. En particulier, un réacteur selon cette conception peut être conçu avoir une taille suffisante pour fonctionner en mode iso-générateur, mode selon lequel pour chaque fission produite, un noyau fissile est produit par capture fertile. Une des exigences principales d’industriels importants susceptibles d’utiliser des réacteurs à sel(s) fondu(s), en particulier de type SMR, est la continuité de service. En effet, ces acteurs économiques, tels que les datas centers, les usines sidérurgiques, chimiques ont besoin d’énergie en continu pour éviter les problèmes sur leurs outils de production. A titre d’exemple, un four à arc s’arrêtant pour une raison quelconque s’arrête définitivement. Dans les pays où le réseau électrique est peu stable, les industriels utilisent des stratégies de contingence peu logiques et peu efficaces mais pragmatiques, comme la mise en place de solutions de sauvegarde, comme de grandes quantités de batteries électrochimiques associées à des onduleurs. Il est donc raisonnable de penser qu’une solution robuste et intégrée permettrait à ces industriels de se passer de ces solutions de sauvegarde. Or, un seul réacteur à sel(s) fondu(s), en particulier de type SMR fonctionnant sur site ne permet pas la continuité de service, en cas d’arrêt d’urgence. Dans un tel cas, l’approvisionnement énergétique du site industriel relié à cet unique réacteur serait interrompu. De fait, une centrale nucléaire doit posséder au moins deux réacteurs pour garantir une production d’énergie permanente. En outre, des opérations de maintenance peuvent avoir lieu sur un réacteur, ce qui, avec le risque d’arrêt d’urgence, demande in fine la mise en œuvre d’un troisième réacteur sur un site d’une centrale nucléaire. La demanderesse envisage donc des centrales nucléaires avec un ou plusieurs ensembles de trois réacteurs. Avec le mode de fonctionnement iso-générateur envisagé comme indiqué ci-avant, un réacteur fonctionne dans la limite de la présence de noyaux fertiles. La durée maximale de fonctionnement correspond alors à l’épuisement de la matière fertile, ce équivaut à environ 25 ans de fonctionnement à pleine puissance pour un réacteur tel qu’envisagé par les inventeurs. Cependant, les sels fondus utilisés en réacteur sont corrosifs. Ainsi, il est peu probable qu’au moins une partie des cuves de réacteur de la demanderesse soient capables de supporter la corrosion sur une exposition aussi longue. Parallèlement à cela, les exigences de sûreté sont extrêmement contraignantes dans le cas d’équipements durant plusieurs dizaines d’années. Par conséquent, les inventeurs ont fait le choix de remplacer la cuve de réacteur après une période moindre de fonctionnement. Cela permet de garantir sa tenue à la corrosion tout en étant techno-économiquement avantageux. Avec ce choix, la problématique de continuité de service est encore plus critique. Il existe donc un besoin pour améliorer les réacteurs de type à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, notamment lorsqu’ils sont envisagés en tant que réacteurs AMR, afin de pallier les inconvénients évoqués ci-avant, plus particulièrement pour garantir la continuité de service d’une centrale nucléaire qui les intègre. Le but de l’invention est donc de répondre au moins en partie à ce besoin. Pour ce faire, l’invention concerne, sous l’un de ses aspects, une centrale nucléaire comprenant Un bâtiment réacteur; au moins deux puits de cuve, implantés à l’intérieur du bâtiment réacteur, au moins deux cuves de réacteurs nucléaires à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, axisymétriques autour d’un axe central, délimitant intérieurement un circuit primaire d’un combustible sous forme liquide dans laquelle est fondu au moins un sel, l’intérieur de la cuve étant dénué d’un matériau modérateur ; chacune des cuves étant logée dans un des deux puits de cuve ; des moyens de transfert du combustible à sel(s)fondu(s) de l’intérieur d’une des deux cuves à l’intérieur de l’autre des deux cuves. Par « bâtiment réacteur », on entend le sens usuel, à savoir un bâtiment qui contient le réacteur proprement dit et au moins une partie des circuits et systèmes assurant le fonctionnement et la sûreté du réacteur. Ces systèmes peuvent comprendre un ou des systèmes d’évacuation de la puissance résiduelle, usuellement dénommé systèmes EPUR, et/ou de système(s) de la gestion des gaz de fission. Par « cuve de réacteur usée », on entend une cuve de réacteur qui est considérée comme devoir être changée en raison de son niveau d’irradiation et/ou de corrosion. Typiquement, une cuve de réacteur selon l’invention irradiée pendant une période de 5 à 10 ans peut être considérée comme usée. Selon une variante de réalisation avantageuse, la centrale nucléaire comprend: au moins trois puits de cuve, implantés à l’intérieur du bâtiment réacteur, - au moins trois cuves de réacteurs nucléaires à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, - des moyens de transfert du combustible à sel(s)fondu(s) de l’intérieur d’une des trois cuves à l’intérieur d’une autre des trois cuves. Selon un mode de réalisation avantageux, la centrale nucléaire comprend : -au moins un puits supplémentaire, distinct des puits de cuve et implanté dans le bâtiment réacteur, adapté pour loger un conteneur, dit château de transport, adapté pour contenir une cuve de réacteur nucléaire ; au moins un premier couloir de manutention, reliant une entrée du bâtiment réacteur au puits supplémentaire ; au moins un deuxième couloir de manutention, reliant le puits supplémentaire jusqu’à chaque puits de cuve ; une chaîne de manutention soit pour amener, par les premier et/ou deuxième couloirs de manutention, une cuve de réacteur neuve jusqu’à l’intérieur d’un puits de cuve ou un château de transport dans le supplémentaire ou une cuve de réacteur usée et dénuée de son combustible jusqu’à l’intérieur d’un château de transport ouvert et logé dans le puits supplémentaire, soit pour évacuer, par le premier couloir de manutention, un château de transport fermé et logeant une cuve de réacteur usée et dénuée de son combustible jusqu’à l’entrée du bâtiment réacteur. Selon ce mode, l’entrée du bâtiment réacteur comprend de préférence un sas implanté dans une porte dite à camion, par laquelle un château de transport contenant une cuve de réacteur usée peut être manutentionner sur un véhicule routier, de type camion. Avantageusement, la chaîne de manutention comprend au moins un pont roulant, dit pont polaire, intégré à l’intérieur en haut du bâtiment réacteur. Par « pont polaire », on entend ici et dans le cadre de l’invention, le sens usuel, à savoir un pont de manutention situé sous le dôme du bâtiment réacteur et qui repose sur des consoles fixées à la structure du bâtiment réacteur. Selon une première configuration avantageuse, le bâtiment réacteur est de forme générale cylindrique, le puits supplémentaire étant agencé au centre du bâtiment réacteur, trois puits de cuve étant agencés à 120° l’un de l’autre autour du puits supplémentaire et reliés chacun à ce dernier par un des deuxièmes couloirs de manutention. Selon cette première configuration, la chaîne de manutention est avantageusement adaptée pour évacuer à la verticale un château de transport logeant une cuve de réacteur dans les deuxièmes puis dans le premier couloir de manutention. Selon une deuxième configuration avantageuse, le bâtiment réacteur est de forme générale parallélépipédique droite, trois puits de cuve étant agencés parallèles entre eux et reliés chacun à un puits supplémentaire par un des deuxièmes couloirs de manutention, les trois puits supplémentaires étant reliés par un premier couloir de manutention commun à l’entrée du bâtiment réacteur. Selon cette deuxième configuration, la chaîne de manutention est adaptée pour évacuer à la verticale un château de transport logeant une cuve de réacteur dans les deuxièmes couloirs, pour la faire basculer puis l’évacuer à l’horizontale dans le premier couloir de manutention. Ainsi, dans cette configuration, la chaîne de manutention, notamment son pont roulant, amène, à la verticale, la cuve de réacteur usée dans l’emplacement, le puits supplémentaire, prévu pour un château de transport. Une fois, le château contenant cette cuve, fermé de manière étanche, l’ensemble est sorti de ce puits supplémentaire pour être mis à l’horizontale, ce basculement ayant lieu dans le couloir de manutention. Puis l’ensemble est évacué vers une entrée du bâtiment réacteur, où un sas permet d’accéder à un camion pour un transport routier. Plusieurs alternatives pour le transfert de combustible entre deux cuves peuvent être envisagées. Pour un transfert sous forme liquide, les moyens de transfert peuvent comprendre soit une ou plusieurs conduites reliant deux cuves de réacteurs pour transférer le combustible sous forme liquide soit ou un ou plusieurs fûts dans lequel(lesquels) le combustible sous forme liquide est évacué d’une cuve de réacteur pour être déversé dans une autre cuve de réacteur. Pour un transfert sous forme solide, les moyens de transfert comprenant au moins une lingotière dans laquelle le combustible sous forme liquide évacué d’une cuve de réacteur est figé puis refondu pour être déversé dans une autre cuve de réacteur. Selon une application privilégiée, chaque réacteur nucléaire de la centrale est selon l’enseignement de la demande de brevet FR2213882 précitée. Ainsi, chaque réacteur nucléaire comprend avantageusement : au moins un échangeur de chaleur entre le circuit primaire du réacteur et un circuit secondaire, agencé à l’intérieur de la cuve de réacteur ; une virole sous la forme d’au moins un cylindre creux, d’axe central confondu avec celui de la cuve de réacteur, la virole étant agencée dans la cuve de réacteur pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique dans laquelle est agencé l’échangeur de chaleur de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, le liquide combustible à sel(s) fondu(s), circule par convection naturelle selon une boucle depuis le bas de la zone centrale définissant le cœur de réacteur (C) au sein duquel les réactions de fission se produisent, à partir duquel il s’élève par échauffement jusqu’au haut de la zone centrale où il est dévié vers le haut de la zone périphérique pour traverser l’échangeur (Z.E) puis descend vers le bas de la zone périphérique où il est dévié vers le cœur du réacteur. Dans le cadre de l’invention, on entend par « dénué de matériau modérateur », tout matériau qui permet de qualifier un réacteur nucléaire étant que réacteur nucléaire à neutrons thermiques. Au sens usuel, l’énergie cinétique d’un neutron rapide est supérieure à 1eV, tandis que celle d’un neutron thermique est inférieur à 1eV, typiquement de l’ordre de 0,025eV. On pourra se référer à la publication [2], et en particulier la FIG. 4 , qui indique, pour plusieurs types de réacteurs, la fraction thermique et la fraction rapide du flux neutronique. Ainsi, un réacteur à sel(s) fondu(s) conforme à l’invention est qualifié de neutrons rapides. Typiquement, un réacteur à sel(s) fondu(s) selon l’invention peut présenter une fraction de neutrons thermiques de 0 à 0,05 et une fraction rapide de 0,6 à 0,65. Un réacteur nucléaire peut présenter l’une et/ou l’autre des caractéristiques dimensionnelles suivantes pour une puissance typiquement de 150MWth: le diamètre de la cuve de réacteur est compris entre 1,5 et 2m ; la hauteur du circuit primaire à l’intérieur de la cuve de réacteur est comprise entre 2,5 et 4m. Les plus grands châteaux de transports existants et qualifiés ont des dimensions internes utiles de 2,5 m de diamètre et de 7 m de long. La cuve d’un réacteur doit donc rentrer dans cet espace. Les dimensions de la cuve du réacteur ne peuvent donc être plus larges que 2,5 m de diamètre et 7 m de hauteur, ce qui est respecté avec les dimensions précitées. Le poids de la cuve de réacteur est faible par rapport à celui d’un château de transport, ce qui est idéal car l’ensemble est limité par les considérations de radioprotection qui induisent la présence d’un blindage. Or, celui-ci, en général en plomb, est très lourd. De plus, cette radioprotection augmente en poids si le diamètre de la cuve augmente. Avec les dimensions et poids envisagées pour une cuve de réacteur avec les composants en son sein, le transport par camion de l’ensemble château de transport et cuve de réacteur. De préférence, le liquide combustible à sel(s) fondu(s) du circuit primaire est choisi parmi un mélange de NaCl-UCl 3 , de préférence en proportions de 25 à 30% mol pour l’UCl 3 , et de PuCl 3 , de préférence en proportions de 5 à 36% mol, en tant que sels, avec de l’uranium appauvri U235, de préférence inférieur à 0,3%, atomique, ou un mélange de NaCl-UCl 3 , de préférence à 34% mol, en tant que sel avec de l’uranium enrichi U235 (HALEU), de préférence en proportions de 5 à 20%. Le(s) sel(s) fondu(s) peu(ven)t également comporter du ThCl4. En fonctionnement du réacteur, la température du liquide combustible à sel(s) fondu(s) du circuit primaire peut être comprise entre 500 et 750°C. La puissance d’un réacteur nucléaire est avantageusement comprise entre 10 et 500 MWth, ce qui correspond à une gamme de puissance recherchée pour des réacteurs de type AMR. L’invention a encore pour objet un procédé de démarrage et de fonctionnement d’une centrale nucléaire telle que décrite précédemment, comprenant les étapes suivantes : i/ manutention d’une cuve de réacteur d’un premier réacteur dans un premier des trois puits de cuve ; ii/ divergence et fonctionnement en mode iso-générateur du premier réacteur ; iii/ manutention d’une cuve de réacteur d’un deuxième réacteur dans un deuxième des trois puits de cuve ; iv/ à la fin d’une première durée prédéterminée, divergence et fonctionnement en mode iso-générateur du deuxième réacteur ; v/ avant ou à la fin d’une deuxième durée prédéterminée où la cuve de réacteur du premier réacteur est usée, arrêt du premier réacteur et manutention d’une cuve de réacteur d’un troisième réacteur dans un troisième des trois puits de cuve; vi/ transfert du combustible de la cuve de réacteur du premier réacteur dans celle du troisième réacteur ; vii/ divergence et fonctionnement en mode iso-générateur du troisième réacteur ; viii/ à la fin d’une troisième période prédéterminée où la réactivité au sein de la cuve de réacteur usée du premier réacteur a décru, et ladite cuve a été inspectée et nettoyée, manutention de ladite cuve jusque à l’intérieur dans un château de transport logé dans le puits supplémentaire, fermeture étanche du château de transport puis évacuation du château de transport contenant la cuve de réacteur usée, inspectée et nettoyée hors du bâtiment réacteur ; ix/ manutention d’une cuve de réacteur neuve dans le premier des trois puits de cuve ; x/ avant ou à la fin de la deuxième durée prédéterminée où la cuve de réacteur du deuxième réacteur est usée, arrêt du deuxième réacteur ; xi/ transfert du combustible de la cuve de réacteur du deuxième réacteur dans celle neuve du premier réacteur ; xii/ divergence et fonctionnement en mode iso-générateur du premier réacteur ; les étapes v/ à xii/ pouvant être réitérées de sorte à prolonger le fonctionnement nominal permanent d’au moins deux réacteurs nucléaires. La première période prédéterminée peut être de l’ordre de 2 ans, la deuxième égale à 5 an, la troisième de l’ordre de 1 an. Ainsi, l’invention consiste essentiellement à réaliser une centrale nucléaire avec un bâtiment réacteur comprenant au moins deux puits de cuve dédiés chacun à loger une cuve de réacteur d’un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s) de type à neutrons rapides destiné à fonctionner en mode iso-générateur, et des moyens de transfert combustible d’une cuve à une autre. En couplant cela au remplacement de cuve de réacteur considérée comme « usée », dans des délais raisonnables, on peut garantir la continuité de service en exploitation de la centrale. Dans le mode de réalisation à trois réacteurs nucléaires, la continuité de service de la centrale nucléaire est garantie, même en cas d’opérations de maintenance peuvent avoir lieu sur un réacteur, et/ou d’un risque d’arrêt d’urgence d’un réacteur. En effet, avec un fonctionnement en mode iso-générateur, un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s) (RSF) fonctionne dans la limite de la présence de noyaux fertiles. Autrement dit, la durée maximale de fonctionnement théorique d’un tel réacteur correspond alors l’épuisement de la matière fertile, ce équivaut à 25 ans de fonctionnement à pleine puissance. Or, les RSF sont connus pour le caractère corrosif de leurs sels. Ainsi, le choix de la Demanderesse a été retenir un système où la cuve de réacteur est remplaçable avant la durée maximale. Cela permet de garantir sa tenue à la corrosion tout en étant techno-économiquement avantageux. Dès lors pour garantir l’approvisionnement énergétique d’un site industriel placé en aval d’une centrale nucléaire ou la stabilité du réseau, les inventeurs ont pensé à un bâtiment réacteur à trois puits de cuve, destinés chacun à loger une cuve d’un réacteur nucléaire, avec une durée de vie nominale prédéterminée, de préférence de 5 ans en première approche, avec deux charges de sel(s) à fondre à acheminées sur site à un intervalle de temps, également prédéterminé, de préférence égal à 3 ans. Le fonctionnement selon ce mode est en substance le suivant. Un premier réacteur dans un premier puits de cuve diverge et fonctionne en mode iso-générateur pour commencer à produire de l’énergie. Après une période prédéterminée, typiquement un an plus tard, le deuxième réacteur dans un deuxième puits de cuve. Après une période prédéterminée, typiquement bout de cinq ans à compter de la divergence du premier réacteur, sa cuve est considérée comme usée et doit être remplacée. Une cuve neuve est donc installée dans le troisième puits de cuve et le sel combustible du premier réacteur est transféré depuis la cuve usée vers ladite cuve neuve. Le troisième réacteur diverge immédiatement et fonctionne en mode iso-générateur pour prendre le relais pour la production d’énergie. La cuve usée peut être laissée dans le premier puits de cuve pour laisser décroitre sa radioactivité, y être inspectée et nettoyée. Elle est alors évacuée mise dans un château de transport lui-même logé dans un puits supplémentaire, et est remplacée pour laisser sa place à une cuve neuve. Cette dernière accueillera le sel du deuxième réacteur du deuxième puits de cuve lorsque la cuve de celui-ci sera considérée comme usée. Ce mode de fonctionnement cyclique permet de minimiser les transports nucléaires tout en garantissant la continuité de service d’exploitation de la centrale. En effet, les cuves sont transportées vides entre l’usine où elles sont fabriquées et l’assemblage d’au moins une partie des composants est réalisée et le site où est installé la centrale nucléaire. Elles sont ensuite installées et remplies par le(s) sel(s) combustible(s) une fois logée dans leur puits de cuve. Au bout d’une période de fonctionnement, typiquement 5 ans, le(s) sel(s) est transvasé dans une autre cuve, neuve, et la cuve d’origine, considérée comme usée est maintenue logée dans son puits de cuve pour réaliser la décroissance de radioactivité. Après une période, typiquement d’un an, la radioactivité de la cuve a diminué au point d’être désormais transportable, et donc évacuée hors du bâtiment réacteur puis du site de la centrale. Le sel combustible, est amené sur site avec la volumétrie et le conditionnement compatible avec les exigences de l’autorité de sûreté locale. Il fait partie d’un transport nucléaire et ce dernier doit respecter les directives concernant la sécurité nucléaire. Ces dernières imposent la présence de personnels spécifiquement qualifiés pour l’accompagnement des convois. Une des limites envisagées pour le développement des SMR est la disponibilité de ses personnels car dans les réacteurs classiques, un tiers du cœur est remplacé tous les 12 à 18 mois. Grâce à l’invention, les transports sont limités à l’approvisionnement d’origine en deux fois espacé d’une période prédéterminée, typiquement de 3 ans pour le retour avec le remplacement de la matière fissile et fertile 25 ans plus tard, ou plus rapidement si nécessaire. L’invention permet donc une réduction du nombre de transports de combustible comparativement aux solutions de réacteurs SMR actuellement envisagées, ce qui est, en plus d’être un avantage logistique, un facteur d’acceptation sociale. Au final, une centrale à réacteurs nucléaires à sel(s) fondu(s), à neutrons rapides selon l’invention présente de nombreux avantages parmi lesquels on peut citer : la garantie d’une continuité de service d’exploitation, même en cas d’opérations de maintenance conséquentes et/ou d’arrêt intempestif ; une mise en place rapide et aisée par des moyens de manutention qui peuvent être standards des réacteurs au sein du bâtiment réacteur ; un chargement rapide et aisé d’une cuve de réacteur considérée comme usée et une fois la radioactivité à un faible niveau dans un château de transport directement au sein du bâtiment réacteur. 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. FIG. 1 la FIG. 1 est une vue issue d’une simulation couplant la mécanique des fluides numérique (CFD) et la neutronique 3D, montrant la circulation du fluide primaire avec le champ des températures au sein d’un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides mis en place au sein d’un bâtiment réacteur d’une centrale selon l’invention. FIG. 2 la FIG. 2 est une vue schématique en perspective partielle d’un bâtiment réacteur d’une centrale nucléaire, selon une première configuration de bâtiment en forme cylindrique selon l’invention. FIG. 3 la FIG. 3 est une vue en perspective partielle d’un bâtiment réacteur d’une centrale nucléaire, selon une deuxième première configuration de bâtiment, en forme parallépipédique droite selon l’invention. FIG. 4 la FIG. 4 est une vue en coupe longitudinale d’un bâtiment réacteur d’une centrale selon l’invention, réalisé au niveau d’un des puits de cuve destiné à loger un réacteur nucléaire et un puits supplémentaire logeant un château de transport destiné à loger et transporter une cuve de réacteur usée. 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 un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s) à neutrons rapides, tel qu’il est prévu en configuration verticale de fonctionnement dans une centrale nucléaire selon l’invention. On précise que les différentes températures, puissances, volumes, débits …indiqués le sont uniquement à titre indicatif. Par exemple, d’autres températures peuvent être envisagées selon les configurations notamment de puissance de réacteur à sel(s) fondu(s), de volume de liquide combustible à sel(s) fondu(s) de besoin de puissance pour l’application envisagée… On décrit en référence à la FIG. 1 , un réacteur nucléaire 1 à sel(s) fondu(s) de type à neutrons rapides, selon une configuration de circuit primaire comme décrit et revendiqué dans la demande de brevet FR2213882. Cette FIG. 1 est une vue de simulation numérique obtenue par un couplage de mécanique des fluides numériques (MFN ou CFD acronyme anglo-saxon pour « Computational Fluid Dynamics ») et de neutronique en 3D, comme explicité ci-après. Le réacteur 1 d’axe central X comprend une cuve 2 à enveloppe métallique en acier inoxydable préférentiellement ou en alliage à base nickel, d’une épaisseur de l’ordre de 10 à 20mm, et formée d’un fond de cuve hémisphérique et d’un cylindre vertical. Cette cuve de réacteur 2 délimite intérieurement un circuit primaire de combustible sous forme liquide dans laquelle est fondu au moins un sel. L’intérieur de la cuve 2 est dénué de matériau modérateur. Autrement dit, le liquide combustible à sel(s) fondu(s) remplit et circule à l’intérieur de la cuve sans être modéré. Un unique échangeur de chaleur 3 annulaire entre le circuit primaire du réacteur et un circuit secondaire est agencé à l’intérieur de la cuve de réacteur 2. Une première virole 4 sous la forme d’au moins un cylindre creux, d’axe central confondu avec celui de la cuve de réacteur, est agencée dans la cuve de réacteur 2 pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique dans laquelle est agencé l’échangeur de chaleur 3. L’épaisseur du bas de la virole 4, dans la zone du cœur C, peut être réduite comparativement à celle du haut de la virole 4. A titre d’exemple, pour une hauteur totale H égale à 2,5m, la hauteur H1 réduite du bas de la virole 4 est égale à 1m. Une deuxième virole 5 est agencée de manière concentrique à l’intérieur de la première virole 4. L’intérieur de la deuxième virole 5 définit un espace dans lequel peuvent s’étendre des barres de contrôle et/ou de sûreté des réactions nucléaires. Les viroles 4, 5 peuvent être en acier inoxydable ou en alliage à base nickel. Les viroles 4, 5 sont avantageusement fixées par suspension au bouchon-couvercle fermant la cuve de réacteur 2. En bas de la cuve de réacteur 2, au-dessous de la première virole 4, un premier déflecteur 6, sous la forme d’une portion de tore. En haut de la cuve de réacteur 2, au-dessus de la première virole 4, un deuxième déflecteur 7, également sous la forme d’une portion de tore. Comme symbolisé par les flèches en FIG. 1 , avec les viroles 4, 5 et les déflecteurs 6, 7 tels qu’agencés, en fonctionnement du réacteur, le liquide combustible à sel(s) fondu(s), circule uniquement par convection naturelle selon une boucle depuis le bas de la zone centrale définissant le cœur de réacteur C au sein duquel les réactions de fission se produisent, à partir duquel il s’élève par échauffement jusqu’au haut de la zone centrale entre les viroles 4 et 5 où il est dévié par le déflecteur 7 vers le haut de la zone périphérique pour traverser l’échangeur 3 puis descend vers le bas de la zone périphérique où il est dévié par le déflecteur 7 vers le cœur du réacteur C. La virole 5 permet de guider le liquide combustible qui s’élève entre les deux zones où il est dévié, c’est-à-dire dans la zone centrale du réacteur depuis la zone de déviation par le déflecteur 6 en passant par le cœur C jusqu’à la zone de déviation par le déflecteur 7. Les déflecteurs 6, 7 par leurs formes et leur agencement permettent chacun de répartir le débit du liquide combustible à sel(s) fondu(s) dévié. Comme montré à la FIG. 1 , l’épaisseur de la partie de la première virole, agencée au-dessus de l’échangeur 4 peut être supérieure à celle de sa partie agencée au-dessous de l’échangeur, c’est-à-dire au niveau du cœur C. Les caractéristiques dimensionnelles, de température et de puissance, et de liquide combustible à sels fondus obtenus sont les suivantes : dimensions : diamètre de cuve 2 compris entre 1,5 et 2m, hauteur du circuit primaire comprise entre 2,5 et 4m ; puissance comprise entre 10 et 300 MWth ; température de fonctionnement du circuit primaire entre 550 et 750°C ; Liquide combustible à sels fondus du circuit primaire à choisir parmi un mélange de NaCl-UCl 3 de 25 à 30% mol-PuCl 3 de 9 à 11% mol avec de l’uranium appauvri U235 à 0,7%, ou un mélange de NaCl-UCl 3 à 34% mol avec de l’uranium naturel U235 enrichi à 20%. Avantageusement, des éléments comme le MgCl 2 , des chlorures d’actinides mineures ou encore d’autres éléments du tableau périodique des éléments pourront être ajoutés en proportions variables. Un réacteur nucléaire 1 tel qu’il vient d’être décrit, qui fonctionne seul ne permet pas la continuité de service d’exploitation d’une centrale nucléaire. En effet, si un arrêt d’urgence sur ce réacteur unique devait survenir, l’approvisionnement énergétique d’un site industriel placé en aval de la centrale serait interrompu. Pour pallier cet inconvénient, une centrale nucléaire selon l’invention possède au moins deux réacteurs pour garantir une production d’énergie permanente. Néanmoins, des opérations de maintenance peuvent avoir lieu sur un réacteur. Aussi, les inventeurs ont donc pensé à réalise une centrale nucléaire comprenant un ou plusieurs ensembles de trois réacteurs nucléaires 1 logés par bâtiment réacteur. Pour réaliser la fonction de continuité de l’approvisionnement énergétique de la centrale nucléaire, la centrale nucléaire selon l’invention combine les aspects suivants : un fonctionnement de chaque réacteur 1 en mode isogénérateur ; un transfert de sel combustible d’une cuve à une autre ; un remplacement d’une cuve considérée comme usée dans des délais raisonnables. Ainsi, comme illustré aux figures 2 à 4, la centrale 10 comprend un bâtiment réacteur 11 à l’intérieur duquel sont implantés trois puits de cuve 12. A titre d’exemple, le diamètre Ø d’un bâtiment réacteur de forme générale cylindrique peut être de l’ordre de 22m. Chacun de ces trois puits de cuve 12 peut loger une cuve de réacteur 2 telle qu’illustrée à la FIG. 1 . Un puits de cuve 12 qui est une structure de béton dans le bâtiment réacteur 11 peut comprendre un réflecteur à neutrons 101. Et pour garantir la continuité de service d’exploitation de la centrale, il est prévu des moyens de transfert du combustible à sel(s)fondu(s) de l’intérieur d’une des trois cuves à l’intérieur d’une autre des trois cuves, comme détaillé ci-après. Ce transfert du sel combustible peut se faire soit sous sa forme liquide soit sous une forme solide. Pour le transfert liquide, le bâtiment réacteur 11 peut intégrer une ou plusieurs conduites reliant deux cuves de réacteur pour transférer le combustible sous forme liquide. On peut aussi envisager de prévoir un ou plusieurs fûts de transfert dans lequel(lesquels) le combustible sous forme liquide est évacué d’une cuve de réacteur pour être déversé dans une autre cuve de réacteur. Pour le transfert solide, on peut prévoir au moins une lingotière dans laquelle le combustible sous forme liquide évacué d’une cuve de réacteur est figé puis refondu pour être déversé dans une autre cuve de réacteur. Selon un mode de réalisation avantageux, le bâtiment réacteur 11 intègre au moins un puits supplémentaire 13, distinct des puits de cuve, adapté pour loger un château de transport 100, adapté pour contenir une cuve de réacteur nucléaire 2. Les plus grands châteaux de transports existants et qualifiés ont des dimensions internes utiles de 2,5 m de diamètre et de 7 m de long. La cuve d’un réacteur 2 doit donc rentrer dans cet espace. Le poids de la cuve est faible devant celui du château, l’ensemble est en effet limité par les considérations de radioprotection qui induisent la présence d’un blindage. Un premier couloir de manutention 14 est implanté dans le bâtiment réacteur 11 et relie une entrée 15 du bâtiment réacteur au puits supplémentaire13. Un deuxième couloir de manutention 16 relie le puits supplémentaire 13 jusqu’à chaque puits de cuve 12. Une chaîne de manutention est prévue au sein du bâtiment réacteur 11 soit pour amener, par les premier 15 et/ou deuxième 16 couloirs de manutention, une cuve de réacteur neuve jusqu’à l’intérieur d’un puits de cuve ou un château de transport dans le supplémentaire ou une cuve de réacteur usée et dénuée de son combustible jusqu’à l’intérieur d’un château de transport ouvert et logé dans le puits supplémentaire, soit pour évacuer, par le premier couloir de manutention, un château de transport fermé et logeant une cuve de réacteur usée et dénuée de son combustible jusqu’à l’entrée 15 du bâtiment réacteur. Comme illustré à la FIG. 4 , la chaîne de manutention comprend de préférence un pont roulant polaire 102 intégré à l’intérieur en haut du bâtiment réacteur 11. L’entrée 15 du bâtiment réacteur 11 comprenant avantageusement un sas 17 implanté dans une porte à camion 18, par laquelle un château de transport contenant une cuve de réacteur usée peut être manutentionner sur un véhicule routier, de type camion. Plusieurs configurations de bâtiment réacteur 11 peuvent être envisagées. Une première consiste à réaliser le bâtiment réacteur 11 selon une forme cylindrique, comme illustré à la FIG. 2 . Un avantage important de cette configuration est que la forme cylindrique du bâtiment réacteur permet de minimiser la longueur des manutentions et de ne réaliser que des trajectoires de manutention rectilignes. Un autre avantage est que le puits supplémentaire 13 pouvant accueillir un château de transport est central, c’est-à-dire au centre du diamètre du bâtiment réacteur 11. L’évacuation d’un ensemble constitué d’une cuve usée 2 logée est réalisée à la verticale par le couloir de manutention 14. Ainsi, lors d’une manutention d’un tel ensemble, ce dernier ne survole pas de composants nucléaires ce qui est un facteur de sûreté de la centrale. Une deuxième configuration consiste à réaliser le bâtiment réacteur 11 selon une forme générale parallélépipédique droite, comme illustré à la FIG. 3 . Les trois puits de cuve 12 sont alors agencés parallèles entre eux et reliés chacun au puits supplémentaire 13 par un des deuxièmes couloirs de manutention 16, les trois puits supplémentaires 13 étant reliés par un premier couloir de manutention 14 commun à l’entrée 15 du bâtiment réacteur. Dans cette configuration, le pont polaire 102 peut évacuer à la verticale un château de transport 100 logeant une cuve de réacteur 2 dans les deuxièmes couloirs 16, pour la faire basculer puis l’évacuer à l’horizontale dans le premier couloir de manutention 14. Ainsi, dans cette configuration, le pont polaire 102 amène, à la verticale, la cuve de réacteur 2 usée le puits supplémentaire 13, prévu pour un château de transport 100. La FIG. 4 illustre le transfert d’une cuve usée 2 depuis son puits de cuve 12 vers le puits supplémentaire 13 contenant un château de transport 100. Une fois, le château contenant cette cuve 2, fermé de manière étanche, l’ensemble est sorti de ce puits supplémentaire pour être mis à l’horizontale, ce basculement ayant lieu dans le couloir de manutention. Puis l’ensemble est évacué vers une entrée 15 du bâtiment réacteur, où le sas 17 permet d’accéder à un camion pour un transport routier. Rapidement une nouvelle cuve neuve 2, donc non irradiée, peut être manutentionner et faire le trajet inverse et être connectée aux circuits de refroidissement, de chauffage et de sel combustible. La divergence des réacteurs nucléaires 1 et le fonctionnement en continuité de service de la centrale nucléaire 10 sont réalisés selon les étapes suivantes. Etape i/ : on réalise la manutention d’une cuve de réacteur 2 d’un premier réacteur 1 dans un premier des trois puits de cuve 12. Etape ii/ : Le premier réacteur 1 diverge et fonctionne en mode iso-générateur. Etape iii / : on réalise la manutention d’une cuve de réacteur 2 d’un deuxième réacteur 1 dans un deuxième des trois puits de cuve 12. Etape iv/ à la fin d’une première durée prédéterminée, le deuxième réacteur diverge et fonctionne en mode iso-générateur. Etape v/ : avant ou à la fin d’une deuxième durée prédéterminée où la cuve de réacteur du premier réacteur est usée, on arrête du premier réacteur et manutention d’une cuve de réacteur d’un troisième réacteur dans un troisième des trois puits de cuve. Etape vi/ : on réalise le transfert du combustible de la cuve de réacteur du premier réacteur dans celle du troisième réacteur. Etape vii/ : le troisième réacteur diverge et fonctionne en mode iso-générateur. Etape viii/ : à la fin d’une troisième période prédéterminée où la réactivité au sein de la cuve de réacteur usée du premier réacteur a décru, et ladite cuve a été inspectée et nettoyée, on réalise la manutention de ladite cuve jusque à l’intérieur dans un château de transport 100 logé dans le puits supplémentaire, puis la fermeture étanche du château de transport puis l’évacuation du château de transport contenant la cuve de réacteur usée, inspectée et nettoyée hors du bâtiment réacteur. Etape ix/ : on réalise la manutention d’une cuve de réacteur neuve 2 dans le premier des trois puits de cuve 12. Etape x/ : avant ou à la fin de la deuxième durée prédéterminée où la cuve de réacteur du deuxième réacteur est usée, on arrête le deuxième réacteur. Etape xi/ : on réalise le transfert du combustible de la cuve de réacteur du deuxième réacteur dans celle neuve du premier réacteur. Etape xii/ : Le premier réacteur diverge et fonctionne en mode iso-générateur. Toutes les étapes v/ à xii/ peuvent être réitérées autant de fois que l’on souhaite de sorte à prolonger le fonctionnement nominal permanent d’au moins deux réacteurs nucléaires. 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. Un bâtiment réacteur 11 peut loger divers autres composants. On peut d’ailleurs prévoir à cet effet d’autres puits dans la structure du bâtiment. A titre d’exemple, comme illustré à la FIG. 2 , on peut prévoir pour chaque réacteur nucléaire, un puits 110 dédié à l’implantation d’un dispositif actif ou passif d’évacuation de la puissance résiduelle, un puits 111 dédié à l’implantation d’un échangeur, un puits 112 dédié à l’implantation d’un système de gestion des gaz de fission. Liste des références citées [1]: E. Merle-Lucotte, M. Allibert, M. Brovchenko, D. Heuer, V. Ghetta, A. Laureau, P.Rubiolo, Chapitre “ Introduction to the Physics of Thorium Molten Salt Fast Reactor (MSFR) Concepts ”, Thorium Energy for the World, Springer International Publishing, Switzerland (2016). [2]: Jiri Krepel et al. “ Self-Sustaining Breeding in Advanced Reactors: Characterization of Selected Reactors ”, Encyclopedia of Nuclear Energy 2021, Pages 801-819. https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/B9780128197257001239?via%3Dihub Centrale nucléaire comprenant : un bâtiment réacteur (10) ; au moins deux puits de cuve, implantés à l’intérieur du bâtiment réacteur, au moins deux cuves (2) de réacteurs nucléaires (1) à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, axisymétriques autour d’un axe central, délimitant intérieurement un circuit primaire d’un combustible sous forme liquide dans laquelle est fondu au moins un sel, l’intérieur de la cuve étant dénué d’un matériau modérateur; chacune des cuves étant logée dans un des deux puits de cuve ; des moyens de transfert du combustible à sel(s)fondu(s) de l’intérieur d’une des deux cuves à l’intérieur de l’autre des deux cuves. Centrale nucléaire selon la revendication 1, comprenant : au moins trois puits de cuve, implantés à l’intérieur du bâtiment réacteur, - au moins trois cuves de réacteurs nucléaires à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, - des moyens de transfert du combustible à sel(s)fondu(s) de l’intérieur d’une des trois cuves à l’intérieur d’une autre des trois cuves. Centrale nucléaire selon la revendication 1 ou 2, comprenant : au moins un puits supplémentaire, distinct des puits de cuve et implanté dans le bâtiment réacteur, adapté pour loger un conteneur, dit château de transport, adapté pour contenir une cuve de réacteur nucléaire ; au moins un premier couloir de manutention, reliant une entrée du bâtiment réacteur au puits supplémentaire ; au moins un deuxième couloir de manutention, reliant le puits supplémentaire jusqu’à chaque puits de cuve ; une chaîne de manutention soit pour amener, par les premier et/ou deuxième couloirs de manutention, une cuve de réacteur neuve jusqu’à l’intérieur d’un puits de cuve ou un château de transport dans le supplémentaire ou une cuve de réacteur usée et dénuée de son combustible jusqu’à l’intérieur d’un château de transport ouvert et logé dans le puits supplémentaire, soit pour évacuer, par le premier couloir de manutention, un château de transport fermé et logeant une cuve de réacteur usée et dénuée de son combustible jusqu’à l’entrée du bâtiment réacteur. Centrale nucléaire selon la revendication 3, l’entrée du bâtiment réacteur comprenant un sas implanté dans une porte dite à camion, par laquelle un château de transport contenant une cuve de réacteur usée peut être manutentionner sur un véhicule routier, de type camion. Centrale nucléaire selon la revendication 3 ou 4, la chaîne de manutention comprenant au moins un pont roulant, dit pont polaire, intégré à l’intérieur en haut du bâtiment réacteur. Centrale nucléaire selon l’une des revendications 3 à 5, le bâtiment réacteur étant de forme générale cylindrique, le puits supplémentaire étant agencé au centre du bâtiment réacteur, trois puits de cuve étant agencés à 120° l’un de l’autre autour du puits supplémentaire et reliés chacun à ce dernier par un des deuxièmes couloirs de manutention. Centrale nucléaire selon la revendication 6, la chaîne de manutention étant adaptée pour évacuer à la verticale un château de transport logeant une cuve de réacteur dans les deuxièmes puis dans le premier couloir de manutention. Centrale nucléaire selon l’une des revendications 3 à 5, le bâtiment réacteur étant de forme générale parallélépipédique droite, trois puits de cuve étant agencés parallèles entre eux et reliés chacun à un puits supplémentaire par un des deuxièmes couloirs de manutention, les trois puits supplémentaires étant reliés par un premier couloir de manutention commun à l’entrée du bâtiment réacteur. Centrale nucléaire selon la revendication 8, la chaîne de manutention étant adaptée pour évacuer à la verticale un château de transport logeant une cuve de réacteur dans les deuxièmes couloirs, pour la faire basculer puis l’évacuer à l’horizontale dans le premier couloir de manutention. Centrale nucléaire selon l’une des revendications précédentes, les moyens de transfert comprenant une ou plusieurs conduites reliant deux cuves de réacteurs pour transférer le combustible sous forme liquide. Centrale nucléaire selon l’une des revendications 1 à 9, les moyens de transfert comprenant un ou plusieurs fûts dans lequel(lesquels) le combustible sous forme liquide est évacué d’une cuve de réacteur pour être déversé dans une autre cuve de réacteur. Centrale nucléaire selon l’une des revendications 1 à 9, les moyens de transfert comprenant au moins une lingotière dans laquelle le combustible sous forme liquide évacué d’une cuve de réacteur est figé puis refondu pour être déversé dans une autre cuve de réacteur. Centrale nucléaire selon l’une des revendications précédentes, chaque réacteur nucléaire (1) comprenant : au moins un échangeur de chaleur (3) entre le circuit primaire du réacteur et un circuit secondaire, agencé à l’intérieur de la cuve de réacteur ; une virole (4) sous la forme d’au moins un cylindre creux, d’axe central confondu avec celui de la cuve de réacteur, la virole étant agencée dans la cuve de réacteur pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique dans laquelle est agencé l’échangeur de chaleur de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, le liquide combustible à sel(s) fondu(s), circule par convection naturelle selon une boucle depuis le bas de la zone centrale définissant le cœur de réacteur (C) au sein duquel les réactions de fission se produisent, à partir duquel il s’élève par échauffement jusqu’au haut de la zone centrale où il est dévié vers le haut de la zone périphérique pour traverser l’échangeur (Z.E) puis descend vers le bas de la zone périphérique où il est dévié vers le cœur du réacteur. Procédé de démarrage et de fonctionnement d’une centrale nucléaire selon l’une des revendications 2 à 13, comprenant les étapes suivantes: i/ manutention d’une cuve de réacteur d’un premier réacteur dans un premier des trois puits de cuve ; ii/ divergence et fonctionnement en mode iso-générateur du premier réacteur ; iii/ manutention d’une cuve de réacteur d’un deuxième réacteur dans un deuxième des trois puits de cuve ; iv/ à la fin d’une première durée prédéterminée, divergence et fonctionnement en mode iso-générateur du deuxième réacteur ; v/ avant ou à la fin d’une deuxième durée prédéterminée où la cuve de réacteur du premier réacteur est usée, arrêt du premier réacteur et manutention d’une cuve de réacteur d’un troisième réacteur dans un troisième des trois puits de cuve; vi/ transfert du combustible de la cuve de réacteur du premier réacteur dans celle du troisième réacteur ; vii/ divergence et fonctionnement en mode iso-générateur du troisième réacteur ; viii/ à la fin d’une troisième période prédéterminée où la réactivité au sein de la cuve de réacteur usée du premier réacteur a décru, et ladite cuve a été inspectée et nettoyée, manutention de ladite cuve jusque à l’intérieur dans un château de transport logé dans le puits supplémentaire, fermeture étanche du château de transport puis évacuation du château de transport contenant la cuve de réacteur usée, inspectée et nettoyée hors du bâtiment réacteur ; ix/ manutention d’une cuve de réacteur neuve dans le premier des trois puits de cuve ; x/ avant ou à la fin de la deuxième durée prédéterminée où la cuve de réacteur du deuxième réacteur est usée, arrêt du deuxième réacteur; xi/ transfert du combustible de la cuve de réacteur du deuxième réacteur dans celle neuve du premier réacteur ; xii/ divergence et fonctionnement en mode iso-générateur du premier réacteur ; les étapes v/ à xii/ pouvant être réitérées de sorte à prolonger le fonctionnement nominal permanent d’au moins deux réacteurs nucléaires.