Réacteur nucléaire (1) refroidi par métal liquide ou un (des) sel(s) liquide(s) inerte (s), comprenant : - une cuve (10), dite cuve primaire, axisymétrique autour d’un axe central (X), remplie d’un premier fluide caloporteur à au moins un métal liquide ou au moins un sel liquide inerte en tant que fluide caloporteur du circuit primaire du réacteur, comprenant : un cœur (11) constitué d’assemblages contenant de la matière nucléaire combustible à l’état solide, confinée, confinée dans au moins une enveloppe; au moins une pompe de circulation (100) du premier fluide caloporteur ; une structure formant un redan (14), d’axe central confondu avec celui de la cuve primaire, la structure étant agencée dans la cuve primaire pour séparer l’intérieur de celle-ci en une zone centrale et une zone périphérique de sorte qu’en fonctionnement du réacteur, la(les) pompe(s) fait(font) circuler par convection forcée le caloporteur à métal liquide ou sel(s) liquide(s) inerte(s), selon une boucle depuis le bas de la zone centrale où est agencé 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 descendre vers le bas de la zone périphérique où il est dévié vers le cœur du réacteur ; - une cuve (22) dite cuve secondaire, agencée autour de la cuve primaire; - un puits de cuve (20), agencé autour de la cuve secondaire (22) ; un bouchon-couvercle de fermeture (15), pour enfermer le premier fluide caloporteur à l’intérieur de la cuve primaire ; un système (3) d’évacuation de la puissance thermique à la fois en fonctionnement nominal et dans les situations d’arrêt du réacteur nucléaire, le système comprenant : une virole (30) agencée entre la cuve primaire et la cuve secondaire, délimitant un volume avec la cuve primaire rempli de métal liquide (31) ; un circuit fermé (32), dit circuit secondaire, rempli d’un deuxième fluide caloporteur et adapté pour évacuer la chaleur elle-même évacuée par conduction à travers la cuve primaire et transférée par le métal liquide, vers un système de conversion d’énergie et/ou un réseau de chaleur; un système d’évacuation de la puissance thermique résiduelle (EPuR) dans les situations accidentelles du réacteur nucléaire, le système comprenant : au moins un matériau à changement de phase (MCP) de type solide/liquide (23) agencé à l’intérieur de l’espace délimité entre la virole et la cuve secondaire, le(s) matériau(x) MCP étant adapté(s) pour fondre en emmagasinant par chaleur latente au moins une partie, de préférence la totalité, de la puissance résiduelle émise par le cœur dans les situations accidentelles, pendant une durée prédéterminée. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1, la (les) pompe(s) de circulation étant des pompes centrifuges (100) agencées à la verticale et montées en tant que traversées du bouchon-couvercle (15) de la cuve primaire avec leurs pales (101) agencées au-dessus du redan. Réacteur nucléaire (1) selon la revendication 1 ou 2, la hauteur de matériau(x) MCP entre la virole et la cuve secondaire étant supérieure à la hauteur de sel(s) liquide(s) inerte(s) entre la cuve primaire et la virole. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les cuves primaire et secondaire ainsi que la virole étant des cylindres droits agencés de manière concentrique entre eux. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le sel liquide inerte étant choisi parmi des sels à base de chlore, enrichi éventuellement en Chlore 37, de préférence NaCl, KCl, MgCl 2 , CaCl 2 , ZnCl 2 ou un mélange de ceux-ci, notamment un mélange de sels fondus NaCl-MgCl2, NaCl-MgCl2- KCl ou encore le NaCl-MgCl2- KCl-ZnCl 2 . Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le circuit fermé comprenant un serpentin (32), dont la périphérie est de préférence munie d’ailettes de dissipation thermique; le serpentin étant agencé entre la cuve primaire et la virole, en hélice autour de cette dernière. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le métal liquide du bain entre la cuve primaire et la virole étant constitué d’aluminium pur. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le(s) matériau(x) MCP entre la virole et la cuve secondaire étant sous la forme d’une poudre. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, le(s) matériau(x) MCP entre la virole et la cuve secondaire étant en aluminium pur. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, la cuve primaire étant réalisée en acier inoxydable AISI 316L ou en alliage base nickel ou en carbure de silicium (SiC). Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, la cuve secondaire et la virole étant chacune réalisée en acier inoxydable AISI 316L ou en alliage base nickel ou en carbure de silicium (SiC). Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, la cuve primaire étant dénuée de matériau modérateur de sorte à ce que le fonctionnement du réacteur soit à neutrons rapides. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications 1 à 10, le cœur de réacteur logeant au moins un matériau modérateur de sorte à ce que le fonctionnement du réacteur soit à neutrons thermiques ou à neutrons épithermiques. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les combustibles nucléaires solides étant des assemblages combustibles nucléaires et/ou des particules de combustible, dites TRISO, et/ou des pastilles de combustible logées individuellement dans des alvéoles séparées d’une plaque. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, les combustibles nucléaires solides étant à base de dioxyde d'uranium (UO 2 ) appauvri, faiblement enrichi, de préférence avec un enrichissement 2 ), ou à base d’uranium enrichi U235 (HALEU, acronyme anglo-saxon pour « High-Assay Low-Enriched Uranium », de préférence avec un enrichissement entre 5 % et 20 %. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, comprenant un système de contrôle de la réactivité constitué soit par des barres de contrôle internes à la cuve primaire, soit par des tambours rotatifs externes à la cuve primaire. Réacteur nucléaire (1) selon l’une des revendications précédentes, dont la puissance comprise entre 20 et 100 MWth.