FR 3164055 A1 20260102 FR 2406912 A 20240627 Centrale nucléaire à bâtiment nucléaire logeant au moins un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides et un système de gestion des gaz de fission accumulés dans le ciel de pile du réacteur. L’invention concerne une centrale nucléaire comprenant : un bâtiment réacteur (10) ; au moins un puits de cuve (9), implanté à l’intérieur du bâtiment réacteur, au moins une cuve (2) de réacteur nucléaire (1) remplie d’un bain de liquide combustible à sel(s) fondu(s) et délimitant en son sein un espace de gaz au-dessus du niveau libre du bain, dit ciel de pile; une autre cuve (8), agencée autour de la cuve de réacteur et à l’intérieur du puits de cuve en définissant un espace inter-cuves (E) avec la cuve de réacteur ; au moins un système (100) gestion des gaz de fission (PF gazeux) accumulés dans le ciel de pile de cuve de réacteur en fonctionnement normal du réacteur. Figure pour l’abrégé : fig. 2 Centrale nucléaire à bâtiment nucléaire logeant au moins un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides et un système de gestion des gaz de fission accumulés dans le ciel de pile du réacteur. 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 au moins un tel réacteur, plus particulièrement à neutrons rapides, qui garantisse une gestion des gaz de fission qui s’accumulent dans le ciel de pile du réacteur de sorte à avoir un fonctionnement normal du réacteur à faible pression limitée. 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. Par « ciel de pile », on entend ici et dans le cadre de l’invention, le sens technologique usuel, à savoir la partie supérieure du volume interne de la cuve principale d'un réacteur à sel(s) fondu(s), située au-dessus du volume liquide de sel(s) fondu(s) et usuellement remplie d’un gaz neutre (argon ou hélium). 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 2m, et une hauteur hors tout inférieure à 4m, 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. Quel que soit le mode de fonctionnement, pendant le fonctionnement normal, les atomes lourds (uranium, plutonium et actinides mineurs) sont fissionnés produisant ainsi de l’énergie et des produits de fissions (PF). Ces derniers sont constitués des restes des demi-atomes fissionnés. Ils sont répartis statistiquement sur une grande partie du tableau de Mendeleïev avec des espèces restant en solution dans le sel combustible (PF liquides), d’autres se déposant sur les parties structurelles de la cuve (PF solides), et le reste qui s’échappe et rejoint le ciel de pile du réacteur en s’y accumulant (PF gazeux). Les PF gazeux vont donc graduellement faire augmenter la pression dans le ciel de pile et donc dans la cuve de réacteur. Or, pour éviter les règlementations contraignantes des appareils à pression nucléaire (ESPN) et par-là les coûts associés, il est impératif de garder cette dernière à une valeur inférieure à 1,5 bar absolu. Il est à noter que les réacteurs à eau pressurisée (REP) du parc existant ne sont pas soumis à cette contrainte car la première barrière de confinement, à savoir la gaine d’un combustible solide n’est pas soumise à la règlementation ESPN. Par ailleurs, ces réacteurs REP fonctionnent à haute pression et la gaine de combustible est naturellement soumise à des pressions élevées. Cela s’applique à tous les concepts de réacteurs à combustible solide. Autrement dit, les réacteurs à combustible solide acceptent une montée en pression graduelle des gaines de combustible formant la première barrière de confinement. A titre d’exemple, un crayon combustible de REP commence une période de fonctionnement normal avec une pression interne de 30 bar et la finit à une pression interne de 60 bar. Ainsi, dans ce type de réacteurs, la question de gestion des gaz de fission (PF gazeux) dans le ciel de pile ne se pose pas. 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, et plus particulièrement ceux destinés à fonctionner en convection naturelle comme envisagé dans la demande FR2213882, afin de gérer les gaz de fission (PF gazeux) dans le ciel de pile de sorte à ce que le fonctionnement normal des réacteurs soit à pression limitée, typiquement inférieure à 1,5 bar absolu. 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 un puits de cuve, implanté à l’intérieur du bâtiment réacteur, au moins une cuve de réacteur nucléaire remplie d’un bain de liquide combustible à sel(s) fondu(s) et délimitant en son sein un espace de gaz au-dessus du niveau libre du bain, dit ciel de pile ; une autre cuve, agencée autour de la cuve de réacteur et à l’intérieur du puits de cuve en définissant un espace inter-cuves (E) avec la cuve de réacteur ; au moins un système de gestion des gaz de fission (PF gazeux) accumulés dans le ciel de pile de cuve de réacteur en fonctionnement normal du réacteur, comprenant : au moins un piège froid, agencé dans l’espace inter-cuves et relié au ciel de pile de la cuve de réacteur par une première ligne fluidique, le piège froid étant adapté pour condenser les chlorures et le cas échéant des aérosols, au moins un premier réservoir, dit réservoir tampon, agencé dans l’espace inter-cuves et relié au piège froid par une deuxième ligne fluidique, le réservoir tampon étant adapté pour stocker les PF gazeux purifiés dans le piège froid, pendant une première période de décroissance radioactive, au moins un deuxième réservoir, dit réservoir de stockage, agencé dans l’espace entre le puits de cuve et le bâtiment réacteur et relié au réservoir tampon par une troisième ligne fluidique, le réservoir de stockage étant adapté pour stocker les PF gazeux purifiés dans le piège froid, pendant une deuxième période de décroissance radioactive, consécutive à la première période et au bout de laquelle les PF gazeux sont susceptibles d’être évacués à l’extérieur du bâtiment réacteur. 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. De préférence, le réacteur nucléaire est de type à neutrons rapides, la cuve de réacteur est axisymétrique 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. 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 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. Avantageusement encore, au moins un échangeur de chaleur entre le circuit primaire du réacteur et un circuit secondaire est agencé à l’intérieur de la cuve de 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 peut être 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. Selon une variante de réalisation avantageuse, la centrale nucléaire comprend au moins un filtre à Très Haute Efficacité (THE) et/ou au moins un piège à Iode (PAI), agencé(s) dans l’espace entre le puits de cuve et le bâtiment réacteur et relié(s) au réservoir tampon et au réservoir de stockage. Le ou les filtres permettent de filtrer le ciel de pile et d’éviter l’entrainement d’aérosols lors du dégonflage du ciel de pile vers le ou les réservoirs tampon. Selon un mode de réalisation avantageux, la centrale nucléaire comprend une unité de test et de contrôles des gaz présents dans le réservoir de stockage avant rejet à l’extérieur, par une cheminée. Selon un autre mode de réalisation avantageux, la centrale nucléaire comprend au moins un filtre à Très Haute Efficacité (THE) et/ou au moins un piège à Iode (PAI), relié(s) au réservoir de stockage et à l’unité de test et de contrôles des gaz. Avantageusement, la centrale nucléaire comprend au moins trois réservoirs tampon par réacteur nucléaire, de préférence entre trois et dix réservoirs tampon, de volume unitaire compris entre 0,06 m 3 et 0,2 m 3 . Avantageusement encore, la centrale nucléaire comprend au moins trois réservoirs de stockage par réacteur nucléaire, de préférence entre trois et huit réservoirs de stockage, de volume unitaire compris entre 0,5 m 3 et 3 m 3 . De préférence, la centrale nucléaire comprend un dispositif de refroidissement de chaque réservoir tampon et/ou un dispositif de refroidissement de chaque réservoir de stockage. Avantageusement, la centrale nucléaire comprend au moins une vanne d’arrêt sur chacune des première, deuxième et troisième lignes fluidiques. 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. 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 également pour objet un procédé de fonctionnement d’une centrale nucléaire telle que décrite précédemment, comprenant les étapes suivantes, pendant un fonctionnement normal du réacteur nucléaire : i/ fermeture des vannes d’arrêt sur les première, deuxième et troisième lignes fluidiques jusqu’à atteindre une valeur seuil prédéterminée de pression au sein du ciel de pile du réacteur ; ii/ ouverture des vannes d’arrêt sur les première et deuxième lignes fluidiques et maintien de la fermeture de la vanne d’arrêt sur la troisième ligne fluidique de sorte que le gaz neutre et les gaz de fission au sein du ciel de pile traversent le ou les pièges froids où les chlorures et les aérosols sont condensés, puis sont évacués dans le ou les réservoirs tampons ; iii/ fermeture des vannes d’arrêt sur les première et deuxième lignes fluidiques ; iv/ une fois la première période de décroissance radioactive achevée, maintien de la fermeture des vannes d’arrêt sur les première et deuxième lignes fluidiques et ouverture de la vanne d’arrêt sur la troisième ligne fluidique de sorte que les gaz présents dans le ou les réservoirs tampon sont évacués dans le ou les réservoirs de stockage ; v/ fermeture de la vanne d’arrêt sur la troisième ligne fluidique ; vi/ une fois la deuxième période de décroissance radioactive achevée, ouverture d’une vanne d’arrêt sur une quatrième ligne reliant le ou les réservoirs de stockage à l’extérieur du bâtiment réacteur, de sorte à évacuer les gaz à l’extérieur du bâtiment réacteur, de préférence à travers une cheminée de rejet à l’air extérieur. Ainsi, l’invention consiste essentiellement à réaliser une centrale nucléaire à réacteur à sel(s) fondu(s) avec un bâtiment réacteur qui loge un système de gestion des gaz de fission radioactifs en pression qui est fluidiquement connecté au ciel de pile et permet le transfert de ces derniers vers des réservoirs de tampon et de stockage dans lesquels les gaz présents subissent des décroissances radioactives consécutives. Dans la mesure où il faut aussi réduire la quantité d’équipements soumis à la réglementation nucléaire ESPN, les réservoirs dédiés à la décroissance radioactive ont pour fonction de stocker des produits gazeux à température et à pression ambiante. C’est pourquoi, le système de gestion des gaz comprend au moins un piège froid, typiquement refroidi à 60°C, pour condenser les chlorures et les aérosols. En outre, pour minimiser le volume du ou des réservoirs de stockage et permettre leur intégration dans le l’espace entre cuve de sécurité et bâtiment réacteur, on agence un ou des réservoir tampons en aval du ou des pièges froids. Au bout de la dernière période de décroissance au sein du ou des réservoirs de stockage, typiquement au bout de plusieurs semaine, l’activité de ces gaz s’est fortement réduite et ils peuvent être rejetés à l’extérieur du bâtiment réacteur, dans l’environnement, en accord avec les réglementations en vigueur. Du fait de leur radioactivité, les gaz de fission doivent être maintenus dans un confinement, avant leur rejet dans l’environnement. Pour ce faire, le circuit fluidique et les réservoirs tampon et de stockage doivent être séparés de l’environnement par plusieurs barrières de confinement. Le ou les réservoirs tampon des gaz de fission sont ainsi logés dans l’espace entre la cuve de réacteur et une cuve de sécurité autour de la cuve de réacteur. Le ou les réservoirs de stockage de plus grosse capacité, qui permettent une décroissance radioactive pendant une période plus longue que celle des réservoirs tampon sont logés dans à l’extérieur du puits ce cuve pour des raisons d’encombrement. Avantageusement, on peut prévoir de les loger dans un boitier formant une casemate. Ainsi, l’invention permet d’éviter les fonctionnements en pression du réacteur à sel(s) fondu(s) en diminuant à pas de temps régulier la pression des gaz au sein du ciel de pile. Le fonctionnement de la centrale selon l’invention doit permettre de laisser s’accumuler des produits de fission gazeux dans le ciel de pile jusqu’à ce qu’une valeur seuil prédéterminée, de préférence égale à 1,35 bar absolu, soit atteinte. .Au final, une centrale à réacteurs nucléaires à sel(s) fondu(s), notamment à neutrons rapides selon l’invention présente de nombreux avantages parmi lesquels on peut citer : un coût moindre car le système de gestion des gaz de fission évite des équipements sous pression complexes et coûteux spécifiques pour répondre aux réglementations nucléaires ; un encombrement restreint car complètement intégré au sein du bâtiment réacteur ; une sûreté élevée car toute ouverture intempestive de vanne sur un des circuits, ou toute défaillance d’un circuit ou d’un réservoir/piège froid, ne conduit pas à une dispersion de produits radioactifs dans le bâtiment réacteur ou à l’extérieur de celui-ci. 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 coupe longitudinale d’un bâtiment réacteur d’une centrale nucléaire, logeant un système de gestion des gaz de fission selon l’invention. FIG. 2 la FIG. 2 est une vue schématique en coupe longitudinale illustrant un échangeur à tube baïonnette, avec ses collecteurs d’entrée et de sortie, tel qu’il peut être agencé dans un réacteur de la centrale selon la FIG. 2 . FIG. 3 la FIG. 3 est une vue schématique reprend les différents éléments d’un système de gestion des gaz de fission ainsi que leurs dispositifs de refroidissement associés et leur agencement relativement au bâtiment réacteur et aux cuves qu’il abrite. FIG. 4 la FIG. 4 est une vue schématique d’une variante de réalisation de l’étage des pièges à froid du système de gestion des gaz de fission selon l’invention. FIG. 5 la FIG. 5 est une vue schématique d’une variante de réalisation de l’étage des réservoirs tampon du système de gestion des gaz de fission selon l’invention. FIG. 6 la FIG. 6 est une vue schématique d’une variante de réalisation de l’étage des réservoirs tampon du système de gestion des gaz de fission selon l’invention. Description détaillée Dans l’ensemble de la présente demande, les termes « vertical », « inférieur », « supérieur», « bas », « haut », « dessous » et « dessus » sont à comprendre par référence par rapport à 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. De même, les termes « entrée », « sortie », « amont », « aval », sont à comprendre par référence au circuit de gaz de fission selon l’invention depuis leur évacuation du ciel de pile de réacteur jusqu’à leur extraction dans l’environnement extérieur au bâtiment réacteur. 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… Sur les figures 4 à 6, les acronymes MT et MP désignent au moins un capteur respectivement de température et de pression des gaz traversant le composant concerné. 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 450 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. Comme illustré à la FIG. 2 , la cuve de réacteur 2 comprenant un ciel, usuellement appelé ciel de pile 20, rempli d’un gaz inerte, tel que de l’argon ou l’hélium, au-dessus du liquide combustible à sel(s) fondu(s). Selon la puissance du réacteur 1, le volume libre du ciel de pile peut être typiquement compris entre 1 et 4 m 3 . Comme illustré à la FIG. 2 , le ou les échangeurs de chaleur 3 peuvent comprendre un faisceau de tubes à baïonnette définissant la partie d’échange avec le circuit secondaire. Le fluide secondaire circulant dans l’(les) échangeur(s) 3 peut être à base d’un mélange de sels fondus NaCl-MgCl2 ou NaCl-MgCl2-KCl ou NaCl-MgCl2-KCl-ZnCl2. Chaque tube à baïonnette comprend un tube creux 30 débouchant chacun à l’intérieur d’un tube borgne 31. Chaque tube 30, 31 est plongé sensiblement à la verticale dans le liquide combustible à sel(s) fondu(s) selon une hauteur partielle d’immersion Hi. Chaque tube creux débouchant 30 est relié à un collecteur d’entrée 32 tandis que chaque tube borgne est relié à un collecteur de sortie 33 du fluide secondaire. Les collecteurs d’entrée 32 et de sortie 33 du fluide secondaire sont avantageusement agencés dans le ciel de pile 20. Un réacteur nucléaire 1 tel qu’il vient d’être décrit, fonctionne avec un(des) sel(s) fondu(s) dont la température varie entre 450°C et 750°C. Ainsi, mécaniquement le gaz de couverture au-dessus du bain du liquide combustible à sel(s) fondu(s) se trouve aussi à cette température. Cette température élevée induit donc la présence dans le gaz de couverture de tous les produits de fission possédant une température d’ébullition inférieure. Le tableau 1 ci-dessous donne une liste non exhaustive des températures d'ébullitions des principaux gaz de fission que l’on peut retrouver dans le ciel de pile 20 pour un bain liquide combustible à sels fondus du circuit primaire à choisir parmi un mélange de NaCl-UCl3 de 25 à 30% mol-PuCl3 de 9 à 11% mol avec de l’uranium appauvri U235 à 0,7%, ou un mélange de NaCl-UCl3 à 34% mol avec de l’uranium naturel U235 enrichi à 20%. Elément chimique Température d’ébullition Chlorure Ge 83 GeCl 4 As 130 AsCl 3 Se 127 Se 2 Cl 2 Br 5 BrCl Zr 331 ZrCl 4 Sn 623 SnCl 2 Sb 223 SbCl 3 Te 380 TeCl 4 I 97 ICl Tb 180 TbCl 3 Pour gérer l’ensemble des gaz de fission présents dans le ciel de pile, les inventeurs ont pensé à implanter dans le bâtiment réacteur 10 du réacteur nucléaire un système 100 adapté pour dégonfler régulièrement le ciel de pile 20 de sorte que la pression en son sein reste inférieure à 1,5 bars, de préférence à environ 1,35 bars. Le dégonflement se fait pendant des périodes de décroissance radioactive dans des réservoirs 102, 103. Les gaz de fission (PF gazeux) étant radioactifs et leur transfert demande le maintien de leur confinement. Aussi pour garantir ce confinement, les connexions fluidiques et les réservoirs doivent être séparés de l’environnement extérieur par plusieurs barrières de confinement. Ainsi, les inventeurs ont choisi une architecture avec une autre cuve 8, dite de sécurité agencée autour de la cuve de réacteur et à l’intérieur du puits de cuve 9 en définissant un espace inter-cuves (E) avec la cuve de réacteur. Par conséquent, le réacteur selon l’invention met en œuvre quatre barrière de confinement des gaz de fission, à savoir la cuve de réacteur 2 en tant que première barrière, la cuve de sécurité 8 en tant que deuxième barrière, le puits de cuve 9 en tant que troisième barrière et enfin le bâtiment réacteur 10 comme quatrième bâtiment réacteur. Et cette architecture à quatre barrières de confinement permet une implantation judicieuse des réservoirs 102, 103 de décroissance de radioactivité au sein du bâtiment réacteur 20, comme détaillé ci-après. Dans la mesure où il faut aussi réduire la quantité d’équipement soumis à la réglementation ESPN, les réservoirs de décroissance 102, 103 ne doivent servir que pour les produits gazeux à température et à pression ambiante. Il est donc judicieux de faire passer les produits de dégonflage du ciel de pile dans des pièges à froid pour condenser les chlorures et le cas échéant les aérosols. Plus précisément, comme illustré aux figures 2 et 3, le système de gestion des gaz de fission 100 accumulés dans le ciel de pile de cuve de réacteur en fonctionnement normal du réacteur, comprenant au moins un piège froid 101, agencé dans l’espace inter-cuves et relié au ciel de pile de la cuve de réacteur 20 par une première ligne fluidique 104 sur laquelle une vanne V1 à deux voies est montée. Typiquement, le piège froid refroidit les gaz évacués du ciel de pile 20 à une température de 60°C. Chaque piège froid 101 est équipé d’un dispositif de refroidissement 105 qui permet de refroidir la température des gaz entrant en son sein et de maintenir la température de refroidissement souhaitée. Pour minimiser le volume d’un ou plusieurs réservoirs de stockage 103 et permettre leur intégration dans l’espace annulaire inter-cuves, au moins un réservoir tampon 102 est placé en aval du piège froid 101. Plus précisément le réservoir tampon 102 est agencé dans l’espace inter-cuves et relié au piège froid 101 par une deuxième ligne fluidique 106 sur laquelle une vanne V2 à deux voies est montée. Ce réservoir tampon 102 adapté pour stocker les PF gazeux purifiés dans le piège froid 101, pendant une première période de décroissance radioactive. Chaque réservoir tampon 102 est équipé d’un dispositif de refroidissement 107 qui permet de refroidir la température des gaz entrant en son sein et de maintenir la température de refroidissement souhaitée. Au moins un autre réservoir, dit réservoir de stockage 108 est agencé dans l’espace entre le puits de cuve 8 et le bâtiment réacteur 10 et est relié au réservoir tampon 101 par une troisième ligne fluidique 109 sur laquelle est montée au moins une vanne V3 à deux voies. Ce réservoir de stockage 108 est adapté pour stocker les PF gazeux purifiés dans le piège froid 101, pendant une deuxième période de décroissance radioactive, consécutive à la première période et au bout de laquelle les PF gazeux sont susceptibles d’être évacués à l’extérieur du bâtiment réacteur 10. Cette deuxième période est plus longue que la première période au sein du ou des réservoirs tampons 102. Chaque réservoir de stockage 108 est équipé d’un dispositif de refroidissement 110 qui permet de refroidir la température des gaz entrant en son sein et de maintenir la température de refroidissement souhaitée. De préférence, chaque réservoir de stockage 108 est agencé sont placés dans un boitier étanche formant une casemate à l’extérieur du puits de cuve 8, pour des raisons d’encombrement. De préférence, entre un réservoir tampon 102 et un réservoir de stockage 103 on peut prévoir d’implanter au moins un filtre Très Haute Efficacité (THE) et/ou un piège A Iode (PAI) 111. Ainsi, ces gaz sont préalablement aux rejets, filtrés par ce(s) filtre(s) et/ou ce(s) pièges à iode 111. Sur la ligne fluidique 109, on peut prévoir en aval ce(s) filtre(s) et/ou ce(s) pièges à iode 111, une vanne V4 à deux voies. La centrale comprend avantageusement une unité 112 de test et de contrôles des gaz présents dans le réservoir de stockage 103 avant rejet à l’extérieur, par une cheminée 113. Des vannes V5, V6 peuvent être prévues sur la ligne fluidique de part et d’autre de l’unité 112. Un mode de réalisation avantageux est d’avoir trois réservoirs de stockage 103. En effet, un tel mode permet de pouvoir en remplir un tout en ayant un autre dans lequel une décroissance radioactive a lieu et un dernier en réserve de sécurité. Ainsi, trois réservoirs 103 et de stockage permettent de garantir un fonctionnement avec sûreté du système de gestion des PF gazeux. Les figures 4 à 6 illustrent un tel mode avantageux avec plusieurs possibilités de réalisation des étages respectivement de piège froid 101, réservoir tampon 102, réservoir de stockage 103. Sur la FIG. 4 , un étage unique de trois pièges à froid 101.1, 101.2 , 101.3 indépendants et en parallèle fluidique les uns aux autres, est prévu en sortie du ciel de pile 20. Les condensats peuvent être évacués de chaque piège froid par un circulateur fluidique 114 qui leur est propre et être retournés par une ligne fluidique, le cas échéant comprenant une vanne V8 à deux voies dans le ciel de pile 20 par traversée du couvercle de la cuve de réacteur 2. A titre d’exemple indicatif un piège froid peut avoir un volume unitaire de 60 l, être réalisé en Inconel®. Le circulateur fluidique 114 peut être une pompe étanche à entraînement magnétique. Le débit de fonctionnement de la pompe peut être de l’ordre de 1m 3 /h. Sur la FIG. 5 , un étage unique de quatre réservoirs tampons 102.1, 102.2 , 102.3, 102.4 indépendants et en parallèle fluidique les uns aux autres, est prévu en sortie de l’étage de pièges à froid. Plus précisément, chaque réservoir tampon est relié à un seul piège froid 101.1, 101.2 , 101.3, 101.4. On peut prévoir avantageusement d’implanter un réservoir de sécurité 115 en by-pass des pièges à froid, en cas de surpression trop importante de ciel de pile 20. Ainsi, ce réservoir de sécurité 115, sous vide en permanence, est directement relié au ciel de pile 20 à travers le couvercle 200 de cuve de réacteur 20. De préférence, une ou des vannes V9 d’isolement avec consigne d’ouverture par défaut et/ou un ou des disques de rupture D sont agencés en parallèle le cas échéant sur la ligne fluidique reliant le ciel de pile 20 et ce réservoir de sécurité 115. A titre d’exemple indicatif, un piège froid peut avoir ici un volume unitaire de 5 l, être réalisé en Inconel®. Un réservoir tampon peut avoir un volume unitaire de 140 l, tandis que le réservoir de sécurité unique 155 peut avoir un volume de 300 l. Sur la FIG. 6 , un étage unique de trois réservoirs de stockage 103.1, 103.2, 103.3 indépendants et en parallèle fluidique les uns aux autres, est prévu en sortie de l’étage de réservoirs tampon. Au moins une pompe de circulation 116.1, 116.2, de préférence à vide, qui peut être doublée et dans ce cas fonctionner en parallèle fluidique, permet d’alimenter les réservoirs de stockage 103.1, 103.2, 103.3 en PF gazeux ayant déjà subi la première décroissance radioactive dans les réservoirs tampon. Les gaz en sortie de chacun des réservoirs de stockage 103.1, 103.2, 103.3 sont analysés dans l’unité de test et de contrôle 112. Cette unité 112 peut avantageusement intégrer une cartouche à iode, un filtre à papier et un détecteur de mesure radioactive. Une fois les gaz analysés et avec un taux de radioactivité satisfaisant aux normes de rejet en vigueur, les gaz sont rejetés avec l’environnement extérieur par une cheminée 113 via les effluents gazeux (EG). A titre d’exemple indicatif, un réservoir de stockage peut avoir un volume unitaire de 2m 3 . A titre d’exemple indicatif, correspondant au mode détaillé des figures 4 à 6, on peut envisager pour un réacteur à sel(s) fondu(s) d’une puissance de 100MW, avec un ciel de pile 20 d’un volume de l’ordre de 1 à 4m 3 , une configuration optimale peut être comme suit : La configuration optimale considérée ici utilise les données suivantes : - un piège froid 101 en amont d’un réservoir tampon, refroidissant à 60°C ; - quatre réservoirs tampon 102 de volume unitaire égal à 0,2 m 3 ; - trois réservoirs de stockage 103 de volume unitaire égal à 2 m 3 ; - durée de décroissance radioactive de 1 mois dans les réservoirs tampon et de 6 mois dans les réservoirs de stockage. On décrit maintenant brièvement, le fonctionnement du système de gestion des gaz de fission d’une centrale avec un réacteur 1 tel qu’ils viennent d’être décrits. Le réacteur 1 en fonctionnement produit des gaz de fission, qui s’accumulent dans le ciel de pile 20 jusqu’à atteindre une valeur seuil prédéterminée, typiquement égale à 1,35 bar absolu. La température dans le ciel de pile est élevée, typiquement entre 620 et 750°C. A cet instant toutes les vannes V1 à V9 sont fermées. Lors du dégonflage du ciel de pile 20, la ou les vannes V1, V2, V3 séparant le ciel de pile et le ou les pièges à froid 101, le ou les réservoirs tampons 102 ainsi que les filtres, sont ouvertes. Il se produit alors un équilibrage des pressions dans ces volumes précédemment tirés au vide. Les gaz du ciel de pile, gaz neutres et gaz de fission traversent les pièges à froid où les chlorures et le cas échéant les aérosols sont condensés. Les gaz sont alors suffisamment purifiés pour être introduits dans un ou les réservoirs tampon 102. Les vannes sont alors refermées et le réacteur 1 recommence à gonfler le ciel de pile 20 puisque les gaz de fission sont à nouveau accumulés dans ce volume. La radioactivité des gaz dans le ou les réservoirs tampon 102 décroit pendant une première période, typiquement égale à une trentaine de jours. Les décroissances radioactives produisent de la chaleur et il est nécessaire de refroidir les réservoirs tampon 102 par leur dispositifs dédiés 107. Un réservoir tampon 102 permet de découpler complètement le dégonflage et ainsi d’éviter l’emploi de systèmes actifs nécessitant précautions et entretien comme des soufflantes. En effet, celles-ci pourraient être encrassées et corrodées par les aérosols de sel. Des pompes à vide peuvent être néanmoins mises en œuvre pour permettre de tirer au vide les circuits fluidiques, avant l’ouverture des vannes. Après la première période de décroissance dans le ou les réservoirs tampon 102, les gaz sont transférés dans les réservoirs de stockage 103, à l’extérieur du puits de cuve 8. On peut mettre en œuvre le même procédé de mise sous vide des circuits. Les gaz transitent alors par les filtres Très Haute Efficacité (THE) et/ou les Pièges A Iode (PAI) 111 avant de parvenir dans le ou les réservoirs de stockage 103. Après une deuxième période de décroissance radioactive, typiquement de plusieurs mois, les gaz sont dirigés vers le circuit des Effluents Gazeux pour être rejetés à la cheminée 113. De préférence, ils sont préalablement au rejet, repassés au travers de filtres THE et PAI. Des mesures sont ensuite réalisées dans l’unité 112 pour valider la conformité des rejets vis-à-vis de la réglementation de vigueur. Un système 100 qui vient d’être décrit permet de réduire l’activité des gaz de fission après décroissance d’une durée totale de 7 mois à celle du krypton (85Kr) pour 92% du total et à celle du tritium (3H) pour 8% du total. De tels rejets induisent avec une cheminée de 30 m de haut, une dose efficace de 1 µSv en dehors du site, ce qui est acceptable du point de vue de la réglementation. 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. On peut envisager différentes variantes envisagées pour le système de gestion des gaz de fission avec une mise à l’échelle suivant la taille du réacteur et une composition des filtres en fonction des sels employés en tant que liquide combustible dans le réacteur. Ainsi, il est possible d’augmenter la taille et le nombre des réservoirs pour extraire les gaz de fission produit par un réacteur à sel(s) fondu(s) de 1 000 MW ou de réduire le volume pour un réacteur de 50 MW. Si dans les exemples illustrés, le réacteur nucléaire fonctionne avec un sel combustible à base de chlorure de Plutonium, d’uranium et d’actinides mineurs, l’invention peut être mise en œuvre pour un liquide combustible à partir de sels fluorures, iodures et bromures. Un grand nombre de configurations de pièges à froids, réservoirs tampon et réservoirs de stockage autres que celles illustrées aux figures 4 à 6, peut être envisagé, comme: - un plus grand nombre de réservoirs tampons. La multiplication des réservoirs peut avoir un intérêt pour la dispersion des risques mais est vecteur de complexité dans l’espace contraint de la deuxième barrière. Il est néanmoins possible de prévoir jusqu’à une dizaine de réservoirs ; - un volume de réservoirs tampon lié à leur nombre. Toutes les configurations entre une avec un nombre de trois réservoirs de 0,2 m 3 et une avec un nombre de dix réservoirs de 0,06 m 3 sont considérées viables par les inventeurs ; - des pièges à froid fonctionnant à une température plus froide sont possibles. Des pièges froids plus chauds ne sont pas souhaitables car ils ne condenseraient pas toutes les espèces. - la durée de décroissance des gaz de fission extraits des réservoirs de stockage est directement liée à la règlementation sur les rejets dans l’environnement. Des législations strictes entraineront des durées de rétention longues et donc de gros réservoirs. Toutes les tailles de réservoirs sont compatibles avec les réacteurs mais pas avec les réglementations. Un nombre de trois réservoirs de 2 m 3 chacun fonctionnent avec la réglementation française. Il serait aussi possible de multiplier les petits réservoirs. Ainsi les configurations entre un nombre de trois réservoirs de 0,5 m 3 chacun et huit réservoirs de 3 m 3 fonctionnent. Par ailleurs, pour des raisons de sureté, toutes les vannes du circuit fluidique du système 100 selon l’invention sont avantageusement doublées. 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 un puits de cuve (9), implanté à l’intérieur du bâtiment réacteur, au moins une cuve (2) de réacteur nucléaire (1) remplie d’un bain de liquide combustible à sel(s) fondu(s) et délimitant en son sein un espace de gaz au-dessus du niveau libre du bain, dit ciel de pile; une autre cuve (8), agencée autour de la cuve de réacteur et à l’intérieur du puits de cuve en définissant un espace inter-cuves (E) avec la cuve de réacteur ; au moins un système (100) gestion des gaz de fission (PF gazeux) accumulés dans le ciel de pile de cuve de réacteur en fonctionnement normal du réacteur, comprenant : au moins un piège froid (101), agencé dans l’espace inter-cuves et relié au ciel de pile de la cuve de réacteur par une première ligne fluidique, le piège froid étant adapté pour condenser les chlorures et le cas échéant des aérosols, au moins un premier réservoir (102), dit réservoir tampon, agencé dans l’espace inter-cuves et relié au piège froid par une deuxième ligne fluidique, le réservoir tampon étant adapté pour stocker les PF gazeux purifiés dans le piège froid, pendant une première période de décroissance radioactive, au moins un deuxième réservoir (103), dit réservoir de stockage, agencé dans l’espace entre le puits de cuve et le bâtiment réacteur et relié au réservoir tampon par une troisième ligne fluidique, le réservoir de stockage étant adapté pour stocker les PF gazeux purifiés dans le piège froid, pendant une deuxième période de décroissance radioactive, consécutive à la première période et au bout de laquelle les PF gazeux sont susceptibles d’être évacués à l’extérieur du bâtiment réacteur. Centrale nucléaire selon la revendication 1, le réacteur nucléaire étant de type à neutrons rapides, la cuve de réacteur étant axisymétrique autour d’un axe central (X), 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. Centrale nucléaire selon la revendication 1 ou 2, le réacteur nucléaire (1) comprenant 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. Centrale nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant au moins un filtre (111) à Très Haute Efficacité (THE) et/ou au moins un piège à Iode (PAI), agencé(s) dans l’espace entre le puits de cuve et le bâtiment réacteur et relié(s) au réservoir tampon et au réservoir de stockage. Centrale nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant une unité de test et de contrôles des gaz présents dans le réservoir de stockage avant rejet à l’extérieur, par une cheminée. Centrale nucléaire selon la revendication 5, comprenant au moins un filtre à Très Haute Efficacité (THE) et/ou au moins un piège à Iode (PAI), relié(s) au réservoir de stockage et à l’unité de test et de contrôles des gaz. Centrale nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant au moins trois réservoirs tampon par réacteur nucléaire, de préférence entre trois et dix réservoirs tampon, de volume unitaire compris entre 0,06 m 3 et 0,2 m 3 . Centrale nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant au moins trois réservoirs de stockage par réacteur nucléaire, de préférence entre trois et huit réservoirs de stockage, de volume unitaire compris entre 0,5 m 3 et 3 m 3 . Centrale nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant un dispositif de refroidissement de chaque réservoir tampon. Centrale nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant un dispositif de refroidissement de chaque réservoir de stockage. Centrale nucléaire selon l’une des revendications précédentes, comprenant au moins une vanne d’arrêt (V1, V2, V3, V4) sur chacune des première, deuxième et troisième lignes fluidiques. Procédé de fonctionnement d’une centrale nucléaire selon la revendication 11, comprenant les étapes suivantes, pendant un fonctionnement normal du réacteur nucléaire : i/ fermeture des vannes d’arrêt sur les première, deuxième et troisième lignes fluidiques jusqu’à atteindre une valeur seuil prédéterminée de pression au sein du ciel de pile du réacteur ; ii/ ouverture des vannes d’arrêt sur les première et deuxième lignes fluidiques et maintien de la fermeture de la vanne d’arrêt sur la troisième ligne fluidique de sorte que le gaz neutre et les gaz de fission au sein du ciel de pile traversent le ou les pièges froids où les chlorures et les aérosols sont condensés, puis sont évacués dans le ou les réservoirs tampons ; iii/ fermeture des vannes d’arrêt sur les première et deuxième lignes fluidiques ; iv/ une fois la première période de décroissance radioactive achevée, maintien de la fermeture des vannes d’arrêt sur les première et deuxième lignes fluidiques et ouverture de la vanne d’arrêt sur la troisième ligne fluidique de sorte que les gaz présents dans le ou les réservoirs tampon sont évacués dans le ou les réservoirs de stockage ; v/ fermeture de la vanne d’arrêt sur la troisième ligne fluidique ; vi/ une fois la deuxième période de décroissance radioactive achevée, ouverture d’une vanne d’arrêt sur une quatrième ligne reliant le ou les réservoirs de stockage à l’extérieur du bâtiment réacteur, de sorte à évacuer les gaz à l’extérieur du bâtiment réacteur, de préférence à travers une cheminée de rejet à l’air extérieur.