FR 3164052 A1 20260102 FR 2406913 A 20240627 Réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides à cuve de sécurité autour de la cuve de réacteur et réservoir de vidange en-dessous des cuves. L’invention concerne un réacteur nucléaire (1) comprenant : - au moins une cuve (2) de réacteur nucléaire (1) remplie d’un bain de liquide combustible à sel(s) fondu(s) et munie d’au moins une ouverture débouchante dans son fond; - une autre cuve (8), dite cuve de sécurité, agencée autour de la cuve de réacteur en définissant un espace inter-cuves (E) avec la cuve de réacteur ; - un réservoir (10), dit réservoir de vidange, agencé en-dessous des cuves, et relié à l’espace inter-cuves par au moins une conduite (11) et à l’ouverture débouchante de la cuve de réacteur par au moins une conduite (12); - un dispositif (13) d’obturation sélective de l’ouverture débouchante de la cuve de réacteur, en position fermée en fonctionnement normal du réacteur et en position ouverte pour réaliser la vidange de la cuve de réacteur. Figure pour l’abrégé : fig.3 Réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides à cuve de sécurité autour de la cuve de réacteur et réservoir de vidange en-dessous des cuves. 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 la sûreté, en cas de fuite de la cuve de réacteur contenant le bain de liquide combustible. 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 fissiles 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. Dans un réacteur à sel(s) fondu(s), la cuve de réacteur, qui contient le(s) sel(s) fondu(s) en tant que liquide combustible, constitue la première barrière de confinement du point de vue de la sûreté nucléaire. Les sels fondus sont des produits très corrosifs. La problématique de la corrosion et du percement de la première barrière de confinement, susceptible d’entrainer une fuite du liquide combustible, est donc un sujet important pour la sûreté du réacteur. En cas de fuite, il doit pouvoir être possible de contenir cette fuite à une zone délimitée, de récupérer le liquide combustible, de changer la cuve de réacteur et de redémarrer le réacteur. Une fuite de la première barrière de confinement doit donc être prévue dans l’exploitation du réacteur, c’est à dire ne pas entrainer la perte du réacteur, ni son fonctionnement. Autrement dit, elle doit pouvoir être traitée comme un incident d’exploitation du point de vue de la sûreté, et non comme un accident. Par ailleurs, les opérations d’exploitation du réacteur doivent permettre de faire une vidange de la cuve de réacteur afin de pouvoir la retirer, en mettre une nouvelle, récupérer le liquide combustible à sel(s) fondu(s) et en remettre dans la cuve pour redémarrer le réacteur. A ce jour, il existe un concept, dit bouchon cristallisé, pour faire une vidange de la cuve dans certains concepts de réacteurs à sels fondus : [1]. Dans cette conception, la cuve de réacteur est percée d’un trou débouchant en son fond. Ce trou est bouché par un bouchon de sel combustible solide empêchant le sel combustible liquide remplissant la cuve de s’écouler durant le fonctionnement du réacteur. Le sel combustible constituant le bouchon cristallisé est rendu solide à cet endroit par un dispositif de refroidissement dédié. En cas de problème, le refroidissement peut être interrompu, le sel combustible solide du bouchon cristallisé fond du fait de la chaleur du sel combustible liquide au-dessus, et tout le sel combustible liquide peut alors s’écouler vers un réservoir de vidange. Cette solution présente plusieurs inconvénients majeurs comme suit : elle ne permet pas de gérer les fuites en cas de trous non souhaités apparaissant dans la cuve de réacteur ; la formation pratique du bouchon cristallisé n’est pas connue ; il est difficile de déterminer et prévoir le temps que va durer la fonte du bouchon cristallisé. Or, en cas d’accident et de vidange d’urgence, connaitre la durée de ce temps de fonte est important voire crucial. 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 garantir la sûreté notamment en cas de fuite du liquide combustible à sel(s) fondu(s). 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, un réacteur nucléaire comprenant : au moins une cuve de réacteur nucléaire remplie d’un bain de liquide combustible à sel(s) fondu(s) et munie d’au moins une ouverture débouchante dans son fond; une autre cuve, dite cuve de sécurité, agencée autour de la cuve de réacteur en définissant un espace inter-cuves (E) avec la cuve de réacteur ; un réservoir, dit réservoir de vidange, agencé en-dessous des cuves, et relié à l’espace inter-cuves par au moins une conduite et à l’ouverture débouchante de la cuve de réacteur par au moins une conduite ; un dispositif d’obturation sélective de l’ouverture débouchante de la cuve de réacteur, en position fermée en fonctionnement normal du réacteur et en position ouverte pour réaliser la vidange de la cuve de réacteur. 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, le réacteur nucléaire est selon l’enseignement de la demande de brevet FR2213882 précitée. Ainsi, le 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 figure 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 réacteur à 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, comprenant un réflecteur à neutrons, sous la forme d’une enveloppe agencée autour de la cuve de réacteur. Avantageusement, le matériau du réflecteur neutronique est choisi parmi le plomb (Pb) ou le monoxyde de plomb (PbO). Ces matériaux ont pour avantages d’être faiblement absorbant neutronique et ils modèrent très peu les neutrons. De préférence, l’épaisseur du réflecteur autour de la cuve de réacteur étant comprise entre 50 et 70cm. Selon une variante avantageuse de réalisation, les conduites et/ou le réservoir de vidange est(sont) à double-enveloppe. Ces double-enveloppes permettent de garantir une continuité à la deuxième barrière de confinement. De préférence, les conduites et/ou le réservoir de vidange étant en acier inoxydable préférentiellement ou en alliage à base nickel. 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’un réacteur nucléaire comprenant l’étape suivante, à la fin d’un cycle combustible de fonctionnement normal du réacteur nucléaire : i/ mise en position ouverte du dispositif d’obturation sélective de sorte à provoquer le remplissage du réservoir de vidange par vidange gravitaire du liquide combustible à sel(s) fondu(s) contenu dans la cuve de réacteur. Avantageusement, le procédé comprend, une fois l’étape i/ achevée, les étapes suivantes : ii/ mise en position fermée du dispositif d’obturation sélective ; iii/ remplissage de la cuve de réacteur par un liquide combustible à sel(s) fondu(s) neuf ou évacuation de la cuve de réacteur. Ainsi, l’invention consiste essentiellement à réaliser un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s) dont le liquide combustible est contenu dans une cuve, elle-même doublée d’une cuve de sécurité agencée autour de la cuve de réacteur, cette cuve de sécurité constituant donc une deuxième barrière de confinement du point de vue de la sûreté. Chacune des deux cuves, de réacteur et de sécurité, est reliée par une conduite à un réservoir de vidange. La solution selon l’invention permet une gestion: des opérations normales d’exploitation de vidange de la cuve de réacteur ; des fuites susceptibles de se produire à travers la cuve de réacteur, en tant qu’incidents d’exploitation du point de vue de la sûreté, et non comme des accidents ; du liquide combustible en vue du remplissage d’une autre cuve de réacteur. Au final, un réacteur nucléaire à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides, selon l’invention présente de nombreux avantages parmi lesquels on peut citer : une sûreté accrue à la fois pour des opérations de vidange en exploitation et de récupération de fuites de liquide combustible en tant qu’incidents d’exploitation; un encombrement restreint des différents composants (cuve de sécurité, réservoir de vidange, conduites de liaison) car complètement intégrés au sein du bâtiment réacteur. - une simplicité accrue des opérations de maintenance : après déconnexion des conduites reliant les cuves au réservoir de vidange, celles-ci peuvent être remplacées en les levant à l’aide d’un pont de manutention, limitant ainsi au maximum les opérations à mener en environnement radioactif. 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 nucléaire. 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. 1 . FIG. 3 la FIG. 3 est une vue schématique d’un réacteur à sel(s) fondu(s), de type à neutrons rapides avec une cuve de sécurité et un réservoir de vidange sel(s) fondu(s) 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 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 500 MWth ; température de fonctionnement du circuit primaire entre 500 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. La cuve de réacteur 2 comprenant un ciel, usuellement appelé ciel de pile, 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. 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. Pour garantir le confinement du liquide combustible, 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, non représenté, en définissant un espace inter-cuves (E) avec la cuve de réacteur 2. L’espace inter-cuves E est rempli d’argon ou d’un autre gaz neutre, de préférence en légère surpression par rapport à la pression dans la cuve du réacteur 2. Un réflecteur à neutrons 9 sous la forme d’une enveloppe est agencée autour de la cuve de réacteur 2. Le réflecteur 9 est de préférence axisymétrique autour de la cuve de réacteur 2. Ce réflecteur est avantageusement en Pb et a une épaisseur comprise entre 50 et 70 cm. Un réservoir de vidange 10 est agencé en-dessous de la cuve de réacteur, et est relié à l’espace inter-cuves (E) par au moins une conduite 11 et à une ouverture débouchante 20 dans le fond de la cuve de réacteur par au moins une conduite 12. Le réservoir de vidange du liquide combustible à sel(s) fondu(s) est conçu pour être en configuration sous-critique du point de vue de la réactivité et permettre l’évacuation de la puissance résiduelle du combustible. Un dispositif 13 d’obturation sélective de l’ouverture débouchante 20 est en position fermée en fonctionnement normal du réacteur et en position ouverte pour réaliser la vidange de la cuve de réacteur 2. Les conduites 11, 12 et le réservoir de vidange 10 sont à double-enveloppe pour constituer une continuité de la deuxième barrière de confinement qu’est la cuve de sécurité 8. Les conduites 11, 12 et/ou le réservoir de vidange 10 peuvent être en acier inoxydable préférentiellement ou en alliage à base nickel. A la fin d’un cycle combustible de fonctionnement normal du réacteur nucléaire, c’est-à-dire quand il n’y a plus assez de matière fissile pour maintenir la réaction en chaine dans le(s) sel(s) combustible contenu dans la cuve de réacteur 2, on met en position ouverte le dispositif 13 d’obturation sélective. Cela provoque le remplissage du réservoir de vidange 10 par vidange gravitaire du liquide combustible à sel(s) fondu(s) contenu dans la cuve de réacteur 2. Une fois la cuve de réacteur 2 vidée, cela permettant les opérations d’exploitation comme le changement de la cuve de réacteur 2 qui peut être considérée comme irradiée. Le réservoir de vidange 10 permet de gérer indépendamment d’une part la maintenance ou le remplacement de la cuve de réacteur 2 et d’autre part dans le(s) sel(s) combustible. Lorsque dans le liquide combustible à sel(s) fondu(s) est dans le réservoir de vidange 10, il est dans un état sûr du point de vue de la criticité et de l’évacuation de la puissance thermique. Une fois l’étape de vidange achevée, on peut réaliser les étapes suivantes ii/ mise en position fermée du dispositif d’obturation sélective 13 ; iii/ remplissage de la cuve de réacteur 2 par un liquide combustible à sel(s) fondu(s) neuf ou évacuation de la cuve de réacteur. Par ailleurs, la conduite 11 permet l’écoulement gravitaire du liquide combustible à sel(s) fondu(s) en cas de fuites de la cuve de réacteur 10. Ainsi, les fuites de la cuve de réacteur 2 peuvent être considérées en tant qu’incidents d’exploitation du point de vue de la sûreté, et non comme des accidents. La surpression de gaz dans l’espace inter-cuves n’empêche pas l’écoulement gravitaire. 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 pour le réservoir de vidange avec une mise à l’échelle suivant la taille du réacteur. Ainsi, il est possible d’augmenter la taille du réservoir de vidange pour évacuer par vidange gravitaire le liquide combustible à sel(s) fondu(s) en fin de cycle pour 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. 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 Réacteur nucléaire (1) comprenant : au moins une cuve (2) de réacteur nucléaire (1) remplie d’un bain de liquide combustible à sel(s) fondu(s) et munie d’au moins une ouverture débouchante dans son fond; une autre cuve (8), dite cuve de sécurité, agencée autour de la cuve de réacteur en définissant un espace inter-cuves (E) avec la cuve de réacteur ; un réservoir (10), dit réservoir de vidange, agencé en-dessous des cuves, et relié à l’espace inter-cuves par au moins une conduite (11) et à l’ouverture débouchante de la cuve de réacteur par au moins une conduite (12); un dispositif (13) d’obturation sélective de l’ouverture débouchante de la cuve de réacteur, en position fermée en fonctionnement normal du réacteur et en position ouverte pour réaliser la vidange de la cuve de réacteur. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1, 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. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 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. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant un réflecteur neutronique (9), sous la forme d’une enveloppe agencée autour de la cuve de réacteur. Réacteur nucléaire selon la revendication 4, le matériau du réflecteur neutronique étant choisi parmi le plomb (Pb), le monoxyde de plomb (PbO). Réacteur nucléaire selon l’une des revendications 4 ou 5, l’épaisseur du réflecteur autour de la cuve de réacteur étant comprise entre 50 et 70cm. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les conduites et/ou le réservoir de vidange étant à double-enveloppe. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les conduites et/ou le réservoir de vidange étant en acier inoxydable préférentiellement ou en alliage à base nickel. Procédé de fonctionnement d’une réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant l’étape suivante, à la fin d’un cycle combustible de fonctionnement normal du réacteur nucléaire : i/ mise en position ouverte du dispositif d’obturation sélective de sorte à provoquer le remplissage du réservoir de vidange par vidange gravitaire du liquide combustible à sel(s) fondu(s) contenu dans la cuve de réacteur. Procédé selon la revendication 9, comprenant, une fois l’étape i/ achevée, les étapes suivantes : ii/ mise en position fermée du dispositif d’obturation sélective ; iii/ remplissage de la cuve de réacteur par un liquide combustible à sel(s) fondu(s) neuf ou évacuation de la cuve de réacteur.