La présente invention concerne un système d'étanchéité pour réacteurs nucléaires et plus particulière- ment un système destiné à assurer l'étanchéité de l'espace annulaire entourant un bloc tournant d'un réacteur nucléai- re refroidi par un métal liquide, dans lequel la surface supérieure du bloc tournant est maintenue sensiblement à la température ambiante. Un réacteur nucléaire produit de la chaleur par fission de matériaux nucléaires qui sont mis sous forme d'éléments combustibles et assemblés dans un coeur situé dans une enceinte sous pression ou caisson. Dans la plupart des réacteurs nucléaires industriels, la chaleur produite est utilisée pour engendrer de l'électricité. En général, un réacteur nucléaire comprend un ou plusieurs circuits primaires de circulation et de transmission de chaleur et un nombre correspondant de circuits secondai- res de circulation et de transmission de chaleur auxquels sont reliés un générateur de vapeur, une turbine et une génératrice électrique qui sont tous classiques. Ainsi, un processus typique de conversion nucléaire pour un réac- teur industriel implique la transmission de la chaleur engendrée dans le coeur du réacteur nucléaire à un circuit primaire de circulation d'un fluide caloporteurpuis à un circuit secondaire de circulation d'un fluide calopor- teur pour produire finalement de la vapeur d'eau à partir de laquelle l'électricité est engendrée. Dans un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquidetel qu'un réacteur surrégénérateur refroidi par du sodium, le sodium liquide est mis en circulation dans le circuit primaire. Le circuit primaire comprend le coeur du réacteur nucléaire logé dans un caisson, un échangeur de chaleur, une pompe de circulation primaire et des canalisation associées de liaison. Dans certains réacteurs surrégénérateurs dans lesquels il y a plus d'un circuit primaire, le coeur et le caisson sont communs à chacun des circuits primaires. La chaleur engendrée dans le coeur du réacteur est extraite par le sodium liquide qui circule dans le caisson et à travers le coeur. Le sodium chauffé sort alors du caisson et circule dans l'échangeur de chaleur qui transmet la chaleur à un cir- cuit secondaire qui lui est associé. Le sodium refroidi quittant l'échangeur de chaleur est acheminé vers une pompe et est ramené dans le caisson. Dans la plupart des constructions de réacteurs nucléaires, une partie supérieure du caisson du réacteur comporte également un ou plusieurs blocs tournants. Par exemple, il est prévu un grand bloc tournant ainsi que d'autres de diverses dimensions qui sont disposés excentri- quement l'un dans l'autre et dans le grand bloc tournant. La présence de blocs tournants a pour but de constituer un support pour une machine de chargement et un dispositif pour positionner convenablement cette dernière. Etant donné que ces blocs doivent tourner librement, il est essentiel de prévoir un intervalle entre eux. L'intervalle définit un espace annulaire entre les blocs et entre le plus grand bloc et le caisson. L'espace annulaire, tout en permettant une rotation libre des blocs, établit également un trajet permettant aux particules radioactives de s'échapper de l'intérieur du réacteur. En conséquence, des joints sont prévus à divers endroits de l'espace annulaire pour empê- cher les particules radioactives de s'échapper. Les joints ont également pour fonction d'empêcher l'oxygène de l'at- mosphère,en dehors du caisson du réacteur,de passer par l'espace annulaire et d'entrer en contact avec le fluide caloporteur, par exemple le sodium liquide, contact qui pourrait se traduire par la formation d'impuretés dans le sodium liquide, par exemple des oxydes de sodium. Dans le but d'empêcher encore la possibilité d'une infiltration d'oxygène dans le caisson du réacteur, il est courant de prévoir une couverture de gaz inerte qui emplit l'espace compris entre la surface supérieure de la masse du fluide caloporteur et la surface inférieure des blocs tournants> ainsi que l'espace annulaire,au moins jusqu'aux joints disposés en travers de ce dernier. Un type de joint fréquemment utilisé dans les réacteurs nucléaires est un joint immergé dans un liquide. Le bloc tournant ou le corps environnant est profilé pour constituer une rigole; l'autre élément comporte une lame qui se prolonge de haut en bas dans la rigole et qui plonge dans la masse de sodium liquide qu'elle contient, en divisant ainsi l'espace annulaire en deux parties, l'une audessus du sodium liquide contenu dans la rigole et l'autre au-dessous. Le gaz de couverture contenu dans le réacteur, qui peut renfermer des particules radioactives, ne se propage donc que de la surface supérieure de la masse du fluide caloporteur à travers l'espace annulaire jusqu'au joint immergé dans le sodium liquide. Le problème que pose l'utilisation de ce type de joint est que, au moins pendant la rotation des blocs, le sodium peut être maintenu à l'état liquide par chauffage. Ainsi, une grande quantité de chaleur est transmise à travers le bloc. De plus, en cas de brusque élévation de la pression du gaz de couverture, le sodium pourrait être expulsé hors de la rigole. Ainsi, un joint immergé seul ne serait pas efficace dans certaines conditions hypothétiques. Un autre type de joint pour des blocs tournants ou la dalle de fermeture,qui est bien connu en pratique, comprend un joint gonflable, un ou plusieurs joints gonflables étant placés en série en travers de l'espace annulaire. Pendant le chargement du réacteur, les joints gonflables sont légèrement dégonflés pour faciliter la rotation des blocs tournants; pendant le fonctionnement normal du réacteur, les joints peuvent être gonflés à la pression maximale pour accroître leur pouvoir d'étanchéité. Un exemple de ce type de joint est décrit dans le brevet des Etats-Unis d'Amérique n0 3 514 114. Aucun des joints des types susmentionnés, soit seul, soit en combinaison, n'a donné entière satisfaction. En conséquence, des conceptions plus récentes impliquent à la fois deux joints gonflables ou davantage disposés en série et un joint immergé, et comportent en outre une autre caractéristique destinée à améliorer l'effi- cacité et la fiabilité du système d'étanchéité. Le brevet des Etats-Unis d'Amérique n0 4 026 763 décrit une telle combinaison de joints gonflables et d'un joint immergé en-série, le joint immergé dans un métal liquide étant d'un type perfectionné. La rigole du joint immergé présente deux branches de largeurs différentes reliées entre elles par une communication passant sous une lame d'étanchéité. La bran- che large communique avec le gaz de couverture du réacteur et la branche étroite communique avec un joint gonflable placé dans l'espace annulaire au-dessus du joint immergé. L'espace annulaire contient un gaz inerte de couverture qui joue le rôle d'un ressort pneumatique. Une augmentation de la pression-du gaz de couverture abaisse le niveau du sodium dans la branche large et provoque une forte élévation du niveau dans la branche étroite. Le gaz inerte est comprimé et ces deux caractéristiques s'opposent ensemble à d'importants changements du niveau du sodium dans le joint immergé. Le brevet des Etats-Unis d'Amérique n0 4 078 969 décrit un joint marginal contre les accidents de rupture du coeur. L'appareillage qui y est décrit est destiné à assurer l'étanchéité de l'espace annulaire compris entre les ensembles de refoulement et comporte un élément flexible disposé dans l'espace annulaire et fixé à un mécanisme d'actionnement. Ce dernier est capable de tirer l'élément flexible au contact des composants des ensembles de refoulement pour fermer hermé- tiquement l'espace annulaire. Un dispositif analogue est également décrit dans le brevet des Etats-Unis d'Amérique n0 4 113 564. Le brevet des Etats-Unis d'Amérique nu 4 135 973 concerne un autre appareil destiné à assurer l'étanchéité d'un espace annulaire entourant un bloc tournant. L'appareil com- prend un mécanisme d'étanchéité gonflable disposé dans l'espace annulaire ou près de ce dernier. Le mécanisme d'étanchéité gon- flable est en communication avec le gaz de couverture du réac- teur, de sorte qu'en cas de surpression dudit gaz de couverture, le mécanisme d'étanchéité gonflable est déployé pour améliorer l'étanchéité de l'espace annulaire. Le brevet des Etats-Unis d'Amérique né 4 069 100 décrit un système destiné à maîtriser l'échappement des par- ticules radioactives. Le système décrit dans ce brevet atténue la fuite des gaz de fission à partir du gaz de couverture à travers un joint entre une enceinte sous pression et un bloc ou bouchon en plaçant une matière absorbante entre deux éléments d'étanchéité placés dans les joints. La matière absorbante est destinée à imposer un temps de retard suffisantpour permettre à tous les isotopes radioactifs, à l'exception des nuclides à longue durée de vie, de se désintégrer à des niveaux de radiation inoffensifs, avant qu'ils ne s'échappent de l'en- ceinte sous pression. Les dispositifs d'étanchéité de l'art antérieur posent divers problèmes. En particulier, lorsqu'un joint immergé dans du sodium liquide est utilisé, le sodium liquide présente une tension de vapeur qui résulte de la formation de givre de sodium sur les parois de l'espace annulaire. En outre, il s'est avéré que les éléments radioactifs contenus dans le gaz de couverture s'inflitrent également à travers le joint immergé ainsi qu'à travers les joints gonflables classi- ques. Ainsi, il serait donc utile de disposer d'un système perfectionné d'étanchéité qui pourrait assurer un fonctionne- ment fiable et sans risque du réacteur dans toutes les condi- tions et qui pourrait minimiser le risque d'échappement de tous gaz radioactifs. Il devrait également pouvoir empêcher toute infiltration importante de l'oxygène de l'extérieur de l'enceinte ou caisson à l'intérieur du réacteur o l'oxygène pourrait entrer en contact avec le sodium liquide caloporteur. La présente invention concerne un système destiné à assurer l'étanchéité d'un espace annulaire délimité par des premier et second composants d'une dalle de fermeture d'un réacteur nucléaire, système qui comporte un dispositif d'iso- lement à proximité d'une surface inférieure des composants et au-dessus du métal liquide caloporteur pour maintenir au moins une surface supérieure desdits composants sensiblement à la température ambiante. Le système d'étanchéité comporte au moins des premier et second joints gonflables placés dans une partie supérieure de l'espace annulaire pour assurer l'étanchéité de ce dernierlorsqu'ils sont gonflés)et pour permettre la rotation de l'un des composantslorsque lesdits joints sont partiellement dégonflés. Il est également prévu un joint immergé dans le métal liquide qui est placé dans l'espace annulaire et qui se prolonge dans le dispositif d'isolement. Le joint immergé comporte une rigole ménagée sur l'un des composants et une lame d'étanchéité suspendue à l'autre composant et se prolongeant vers le bas dans la rigole. Une masse de métal liquide est contenue dans la rigole et submerge une partie de la lame d'étanchéité. Cette dernière présente au moins un orifice au-dessus du métal liquide pour établir une communication entre les deux côtés de la lame. Il est prévu un passage pour établir une communication entre la région située au-dessus de la rigole d'un côté de la lame d'étanchéité et le gaz de couverture contenu dans le caisson du réacteur nucléaire. Selon l'invention, un gaz de purge est introduit dans l'espace annulaire entre les joints gonflables et l'autre côté de la lame d'étan- chéité, le gaz de purge étant introduit en quantité suffisante pour atténuer sensiblement la diffusion du gaz de couverture radioactif ou de la vapeur de sodium de bas en haut jusqu'aux joints gonflables. Le gaz de purge se mélange avec le gaz de couverture et est évacué du caisson pour être traité et recy- clé dans ce dernier. L'invention sera décrite plus en détail en regard des dessins annexés à titre d'exemple nullement limitatif et sur lesquels: la figure 1 est une vue en élévation avec coupe transversale partielle d'un réacteur nucléaire représentatif; la figure 2 est une vue en plan du réacteur nu- cléaire représenté sur la figure 1; la figure 3 est une coupe verticale d'une forme de réalisation d'un système d'étanchéité de la dalle de fermeture selon la présente invention; et la figure 4 est une vue à grande échelle du joint immergé représenté sur la figure 3 et entouré du cercle dési- gné par 4. Les réacteurs nucléaires qui utilisent des bou- chons ou blocs tournants dans la dalle de fermeture du caisson du réacteur, doivent comporter obligatoirement un passage annulaire définissant un intervalle entre le bloc tournant et l'appareillage associé pour permettre la rotation des blocs. Afin d'éviter l'échappement des gaz radioactifs de l'intérieur du caisson et d'empêcher l'air de s'infiltrer dans ce dernier, il faut utiliser des joints pour obturer le passage annulaire. La présente invention concerne un système destiné à assurer l'étanchéité de tels passages annulaires dans des réacteurs refroidis par un métal liquide. On va examiner les figures 1 et 2 qui représentent un réacteur nucléaire représentatif1I. Ledit-réacteur 10 comporte une enceinte ou caisson 12 qui renferme une masse de fluide caloporteur 14. Dans ce fluide caloporteur 14 est immergé un coeur (non représenté) qui est constitué par un groupement d'assemblages combustibles qui produisent de la chaleur. Le caisson 12 comporte une entrée 16 et une sortie 18 par lesquel- les le fluide caloporteur 14 est mis en circulation en relation de transmission de chaleur avec les assemblages combustibles. Le caisson 12 est fermé à son extrémité supérieure par une dalle qui comprend un élément externe fixe 20, un grand bloc tournant 22, un bloc intermédiaire tournant 24 et un petit bloc tournant 26. Dans le bloc intermédiaire 24 sont également disposées plusieurs barres de commande et un mécanisme d'en- trainement 28 destiné à régler la quantité de chaleur produite dans le coeur du réacteur nucléaire. On voit que la bordure intérieure de l'élément fixe 20 délimite avec la périphérie du grand bloc tournant 22 un espace annulaire 30. De la même manière, la surface interne du grand bloc tournant 22 délimite aussi avec la surface externe du bloc intermédiaire 24 un espace annulaire 32. De même, le bloc intermédiaire 24 et le petit bloc tournant 26 délimitent aussi un espace annulaire. Il convient aussi de noter que le bloc intermé- diaire 24 est excentré à l'intérieur du grand bloc 22 et que le petit bloc 26 est disposé d'une manière analogue dans le bloc intermédiaire 24. Généralement, le petit bloc 26 présente en outre un moyen d'accès tel qu'un collier 34 pour permettre à une machine de transfert (non représentée) d'accéder à l'in- térieur du caisson. Lorsqu'un chargement devient nécessaire, une machine de transfert à l'intérieur du caisson est placée sur l'alésage du collier 34. Dès que la machine est en place, une combinaison appropriée des rotations des blocs 22,24 et 26 aligne la machine de transfert en relation appropriée avec le coeur du réacteur dans le but d'enlever et de remplacer des assemblages combustibles déterminés. Le réacteur 10 contient en outre une grande masse ou corps d'isolant 36 qui est situé à proximité de la partie inférieure de la dalle de couverture et au-dessus de la masse du liquide caloporteur 14. Dans la forme de réalisation parti- culière représentée, l'isolant comprend plusieurs plaques réfléchissantes, toutefois, de nombreux autres équivalents sont évidents pour les spécialistes. L'isolant 36 a pour but de maintenir'les surfaces externes des blocs tournants sensible- ment à la température ambiante. En maintenant ces surfaces externes ou régions d'accès de la dalle à la température ambiante, l'accès à ces régions pour la maintenance par le personnel est grandement facilité. De plus, cela assure également un environnement plus froid pour les paliers et les divers mécanismes d'entraînement, ce qui permet ensuite d'utiliser une plus grande gamme de matériaux pour les paliers, les joints et les mécanismes d'entraînement. Comme on l'a décrit plus haut, lorsque le fluide caloporteur 14 du réacteur est un métal liquide tel que le sodium, comme c'est généralement le cas pour les réacteurs surrégénérateurs à neutrons rapides, il est indispensable d'empêcher l'oxygène de l'air de s'infiltrer dans le caisson et de venir au contact du sodium liquide. Un tel contact pour- rait se traduire par la formation d'impuretés gênantes à base d'oxyde de sodium, étant donné que l'oxyde de sodium, qui a un point de fusion supérieur, serait sous la forme de parti- cules solides qui pourraient obturer les canaux traversant le coeur du réacteur et provoquer un refroidissement irrégu- lier dudit coeur. Par ailleurs, la présence de telles impuretés solides pourrait avoir un effet nuisible sur diverses autres parties du circuit primaire de refroidissement, telles que les pompes et les vannes. En conséquence, il est devenu courant de prévoir une couverture de gaz inertetel que l'argon,dans le caisson 12, de manière à emplir une zone 38 au-dessus du fluide caloporteur 14. Tout en empêchant l'oxygène d'entrer en contact avec le fluide caloporteur 14, le gaz de couverture est exposé au rayonnement émis par le coeur et est ainsi contaminé par les particules et les gaz radioactifs. Ainsi, il est également nécessaire de faire circuler le gaz de couver- ture-entre le caisson du réacteur et un appareil d'épuration afin d'éliminer la plus grande partie de la radioactivité avant de décharger le gaz ou de le ramener dans le réacteur. La façon dont la radioactivité est éliminée est bien connue en pratique. Egalement, comme on l'a indiqué plus haut, il est nécessaire d'empêcher le gaz de couverture de s'échapper du caisson du réacteur en passant par les espaces annulaires. On va se référer maintenant à la'figure 3 qui illustre un système représentatif d'étanchéité d'un espace annulaire selon la présente invention. Un espace annulaire 40 est délimité par un bloc tournant 42 et un composant adjacent 44. Ce dernier pourrait être la face interne d'un élément fixe du caisson du réacteur ou un bloc tournant adjacent. L'étanchéité de l'espace annulaire 40 est assurée à son extré- mité supérieure par deux joints gonflables 46 qui sont main- tenus en place par un organe de retenue 48. Les surfaces supérieures des joints gonflables 46 sont en contact avec un patin 50 qui est relié-au bloc tournant 42 par un élément 52 de retenue d'un palier. Dans l'espace annulaire 40 est égale- ment situé, au-dessous des joints 46, un palier 54 destiné à faciliter le mouvement rotatif entre le bloc tournant 42 et le composant adjacent 44. L'extrémité inférieure de l'espace annulaire 40 se termine dans un joint immergé qui est repré- senté plus en détail sur la figure 4. Le joint immergé com- prend une rigole 56 formée par l'extrémité inférieure du com- posant adjacent 44. Dans la rigole pénètre une lame 58 formée par l'extrémité inférieure du bloc tournant 42 et suspendue à ce dernier. La rigole 56 contient une masse de métal liquide telle qu'une masse de sodium liquide 60 qui submerge la partie inférieure de la lame 58. Contrairement aux joints immergés utilisés jusqu'à présent, la lame 58 présente, selon la pré- sente invention, au moins un orifice 62 qui établit une commu- nication d'un côté à l'autre de la lame 58. L'autre côté de cette dernière communique avec le gaz de couverture contenu dans une région 64 (qui se trouve au-dessus d'une masse de métal liquide caloporteur 66) par un canal 68 qui est un pro- longement de l'espace annulaire 40. En revenant à la figure 3, on voit qu'il est prévu entre les joints gonflables 46 et le palier 54, un con- duit 70 destiné à introduire un gaz de purge dans l'espace annulaire 40. Avantageusement, il est également prévu un moyen permettant d'accéder à l'espace annulaire 40. Comme le montre la figure 3, ce moyen est constitué par un bouchon amovible (non représenté) et par un canal 72 ménagé dans l'élément 52 de retenue du palier. L'évacuation du gaz de purge et du gaz de couverture pour les traiter, est assurée par l'un quel- conque des divers moyens d'extraction de gaz connus en pratique. Selon une caractéristique particulière de la présente invention, le joint immergé est situé au-dessus du métal liquide caloporteur 66 et dans le corps de l'isolant 76 à une hauteur suffisante pour que, en cas de variation normale de la température au cours du fonctionnement du réacteur, la masse du sodium liquide 60,contenue dans la rigole 56, reste dans la plage de températures comprises entre 1490C et 2601C environ. Il s'est avéré que, si la température dépasse sensiblement la limite supérieure, la tension de vapeur du sodium provoque une formation excessive de givre de sodium dans l'espace annulaire , tandis que les températures inférieures peuvent ne pas être suffisantes pour maintenir sûrement le sodium à l'état liquide. Afin de réduire davantage la probabilité d'une migra- tion de la vapeur de sodium de bas en haut dans l'espace annulaire 40, la largeur de l'espace annulaire est maintenue de préférence entre environ 12,7 et 38,0 mm. Habituellement, il est préférable de maintenir la largeur de l'espace annulaire à environ 25,4 mm. Dans certains cas, il peut être souhaitable de disposer d'un moyen tel que des canaux 74 et 80 pour accé- der à la rigole 56 du joint immergé, soit en vue d'examiner le sodium liquide qu'il contient, soit dans le cas peu pro- bable o il est nécessaire de remouiller la lame 58. En particulier, aux températures préférées susmentionnées, le sodium ne remouille pas facilement la lame 58 et ainsi une certaine quantité de gaz de couverture pourrait migrer à travers le joint immergé. En conséquence, en prévoyant un canal supplémentaire 74, il est possible d'introduire un élément chauffant pour élever la température du sodium ou il bien, en variante, pour introduire une sonde à ultrasons qui provoque aussi efficacement le remouillage de la lame 58. En fonctionnement, un gaz de purge est introduit (à partir d'une source non représentée) par le canal 70 d'o il passe par le palier 54 et de haut en bas dans l'espace an- nulaire 40. La vitesse d'écoulement du gaz de purge dans. l'espace annulaire 40 et la longueur de ce dernier (dans le sens d'écoulement du gaz) sont choisis de manière à régler la vitesse de diffusion du gaz radioactif de couverture à travers l'espace annulaire. Naturellement, il est évident que le gaz radioactif de couverture diffuse d'autant moins de bas en haut à travers l'espace annulaire 40, que la vitesse d'écoulement du gaz est plus grande. Toutefois, compte tenu du prix du gaz de purge et de la nécessité de l'évacuer et de le traiter, il est souhaitable de maintenir le débit du gaz de purge aussi faible que possible, tout en restant compatible avec le réglage du degré voulu de diffusion du gaz radioactif de couverture. En conséquence, la vitesse d'écoulement du gaz de purge est déterminée de façon que la diffusion du gaz radioactif de couverture passant à travers l'espace annulaire ne soit pas suffisante pour nuire aux joints gonflables 46 et en outre que la quantité diffusée à travers les joints gonflables ne dépasse pas le niveau de radioactivité tolérable dans la région située à l'extérieur du caisson. Le gaz radioactif de couverture qui est diffusé de bas en haut à travers l'espace annulaire est dilué par le courant descendant de gaz de purge qui favorise en outre l'atténuation de sa radioactivité. De plus, la durée de passage du gaz de couverture à travers l'espace annulaire avant qu'il n'atteigne les joints gonflables 46, permet un degré impor- tant de désintégration des éléments radioactifs de vie ou période plus courte. Ces deux caractéristiques peuvent être réglées de façon que la radioactivité du gaz de couverture atteignant les joints gonflables soit suffisamment faible pour qu'elle n'endommage pas ces derniers de manière à les rendre inopérants, et la radioactivité de tout gaz de couver- ture,qui diffuse à travers les joints gonflables,est réduite de manière que sa contribution à l'intensité des radiations tolérables soit maintenue dans des limites spécifiques. Le gaz de purge descendant à travers l'espace annulaire 40 continue à descendre le long de ce dernier, passe par l'orifice 62 de la lame 58 et de là se mélange avec le gaz de couverture passant par le canal 68. Simultanément, un mélange de gaz de couverture et de gaz de purge est évacué pour être traité selon des modes opératoires connus. Un autre avantage de la présente invention réside dans le fait que la quantité de vapeur de sodium déposée sur les parois de l'espace annulaire 40 sous la forme d'un givre, est également réglable. La quantité du givre formé dépend, entre autres choses, de la température du sodium, de la tem- pérature des parois délimitant l'espace annulaire et de la largeur de ce dernier. Selon la présente invention, la tem- pérature du sodium liquide 60 contenu dans la rigole 56 est réglée dans une certaine mesure par la position de ladite rigole 56 dans l'isolant 76, de façon que, aux températures normales de fonctionnement du réacteur, le sodium contenu dans la rigole soit maintenu à une température inférieure à environ 260 C et supérieure à environ 1490C pour minimiser la tension de vapeur du sodium. En outre, le taux de convection est ramené en outre à des niveaux acceptables en maintenant la largeur de l'espace annulaire 40 à environ 25,4 mm au moins. Bien que la présente invention n'élimine pas totalement la formation et le dépôt de givre de sodium dans l'espace annu- laire, elle permet de les réduire dans une mesure telle que les intervalles de temps entre les opérations de nettoyage de l'espace annulaire puissent être portés à des périodes de dix ans ou plus avant que la rotation des blocs tournants soit entravée. Selon une forme de réalisation préférée de l'in- vention, dans laquelle il est prévu un conduit 72 à des fins d'examen et d'accès à la partie la plus étroite de l'espace annulaire 40, un nettoyage et un examen périodiques sont pos- sibles. De plus, au cours de l'opération de nettoyage, toutes les particules d'oxyde de sodium qui ont pu se former tombent au fond de la rigole 56 o elles peuvent être dissoutes lentement et sont empêchées d'obturer les trajets normaux d'écoulement du métal liquide caloporteur. Il va de soi que de nombreuses modifications peu- vent être apportées au système décrit et représenté, qui est considéré comme une forme de réalisation préférée de l'inven- tion, sans sortir du cadre de cette dernière. Par exemple, la présente invention a été décrite par rapport au sodium liquide comme métal liquide caloporteur et comme liquide à utiliser dans le joint immergé; il serait possible d'utiliser d'autres matières liquides qui ne sont pas obligatoirement des métaux alcalins. En outre, la configuration précise des divers com- posants illustrés n'a pas besoin d'être exactement celle représentée sur les dessins et il en est de même de la façon dont les divers composants sont assemblés et fixés les uns aux autres, qui dépend d'une question de choix. 14 2496959 REVENDICATIONS 1. Système d'étanchéité d'un réacteur nucléaire refroidi par un métal liquide, qui comporte un caisson conte- nant un gaz de couverture, une masse de métal liquide calopor- teur située dans la partie inférieure du caisson, des assem- blages combustibles immergés dans la masse de métal liquide caloporteur, au moins un circuit primaire pour la circulation du métal liquide caloporteur en relation d'échange de chaleur avec les assemblages combustibles et une dalle de fermeture placée sur la partie supérieure du caisson en contact étanche au fluide avec ce dernier, ledit système étant caractérisé en ce que la dalle de fermeture comporte: des premier et second composants (42,44) délimi- tant un espace annulaire (40) entre eux; un dispositif d'isolement (76) disposé près de la surface inférieure desdits composants (42,44) et audessus du métal liquide caloporteur (66), pour maintenir la surface supérieure desdits composants sensiblement à la température ambiante; au moins des premier et second joints gonflables (46) disposés dans la partie supérieure de l'espace annulaire (40) pour assurer l'étanchéité de ce dernier lorsqu'ils sont gonflés pendant le fonctionnement normal du réacteur et pour permettre la rotation de l'un (42) desdits composants lorsqu'ils sont partiellement dégonflés; un joint immergé dans le métal liquide, qui est disposé dans l'espace annulaire (40) et qui se prolonge dans le dispositif d'isolement (76), ledit joint immergé comprenant une rigole (56) sur l'un (44) desdits composants et une lame d'étanchéité (58) suspendue à l'autre composant (42) et se prolongeant vers le bas dans la rigole (56), une masse de métal liquide (60) qui est contenue dans la rigole (56) et qui submerge une partie de la lame d'étanchéité (58), cette dernière présentant au moins un orifice (62) au-dessus du métal liquide (60) pour établir une communication d'un côté de la lame (58) à l'autre; un moyen(68) pour établir une communication entre la région située au-dessus de la rigole (56) d'un côté de la lame d'étanchéité (58) et le gaz de couverture; un moyen (70) pour introduire un gaz de purge entre les joints gonflables (46) et l'autre côté de la lame d'étanchéité (58), ledit moyen permettant d'introduire une quantité suffisante de gaz de purge pour empêcher sensiblement la migration du gaz radioactif de couverture ou des vapeurs de sodium de bas en haut jusqu'au joints gonflables (46); et un moyen pour évacuer le gaz de purge et le gaz de couverture du caisson dans le but de les purifier et de les ramener dans ce dernier. 2. Système selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comporte des moyens (74,80) permettant d'accéder à la rigole (56) du joint immergé dans le métal liquide. 3. Système selon la revendication 1, caractérisé en ce qu'il comporte un palier (54) placé dans l'espace annu- laire (40) pour faciliter le mouvement rotatif -entre les pre- mier et second composants (42,44), ledit palier (54) étant situé entre le joint immergé dans le liquide et les joints gonflables (46). 4. Système selon la revendication 3, caractérisé en ce que ledit moyen (70) destiné à introduire un gaz de purge assure l'introduction dudit gaz entre les joints gonflables (46) et le palier (54). 5. Système selon la revendication 1, caractérisé en ce que le métal liquide caloporteur (66) et le métal liquide (60) du joint immergé sont constitués par du sodium. 6. Système selon la revendication 1, caractérisé en ce que l'espace annulaire (40) a une largeur comprise entre 12,7 et 38,0 mm. 7. Système selon la revendication 1, caractérisé en ce que le gaz de couverture et le gaz de purge sont cons- tutués par-de l'argon.