Brevet FR2864325A1 — publié le 20050624

L'invention concerne le coeur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant des assemblages de combustible maintenus dans le coeur sans dispositif de compression axiale et un assemblage de combustible du coeur dont le maintien dans le coeur peut être assuré sans dispositif de compression axiale. Les réacteurs nucléaires à eau sous pression comportent un coeur constitué par des assemblages de combustible de forme générale prismatique allongée suivant une direction axiale et par une structure de support et de maintien des assemblages de combustible du coeur dans des positions juxtaposées, à l'intérieur de la cuve du réacteur nucléaire. La structure de support et de maintien des assemblages de combustible à l'intérieur de la cuve du réacteur comporte en particulier une plaque inférieure de coeur et une plaque supérieure de coeur disposées horizontalement à l'intérieur de la cuve avec un espacement dans la direction verticale correspondant à la hauteur du coeur dans lequel les assemblages de combustible sont disposés avec leur direction longitudinale axiale verticale. La structure de support et de maintien des assemblages de combustible comporte également une enveloppe de coeur ayant la forme d'une virole cylindrique disposée à l'intérieur de la cuve dans une disposition coaxiale à la cuve et, à l'intérieur de l'enveloppe de coeur, un cloisonnement assurant le maintien des assemblages de combustible disposés à la périphérie du coeur. Chacun des assemblages de combustible comporte un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux et une ossature de maintien du faisceau de crayons comportant en particulier un embout inférieur et un embout supérieur aux extrémités correspondantes de l'assemblage de combustible, par l'intermédiaire desquels est assuré en particulier le positionnement des assemblages de combustible à l'intérieur du coeur. Pour cela, la plaque inférieure de coeur et la plaque supérieure de coeur comportent, sur des sur- faces respectives supérieure et inférieure dirigées vers l'intérieur du coeur, des pions de positionnement en saillie vers l'intérieur du coeur, et les embouts des assemblages de combustible comportent des ouvertures de posi- tionnement destinées à être engagées sur les pions de positionnement respectifs de la plaque inférieure de coeur et de la plaque supérieure de coeur. L'ossature de maintien des assemblages de combustible comporte de plus un ensemble de grilles-entretoises de maintien transversal des crayons de combustible et une pluralité de tubes-guides parallèles aux crayons combustibles du faisceau répartis à l'intérieur du faisceau qui sont généralement assemblés à leurs extrémités à l'embout inférieur et à l'embout supérieur de l'assemblage de combustible. Les tubes-guides engagés dans certaines cellules des grilles-entretoises de l'ossature peuvent être fixés sur les grille- entretoises. L'embout supérieur de l'assemblage de combustible comporte un dis-positif de maintien élastique de l'assemblage de combustible constitué par des ressorts à lames fixés sur la surface supérieure de l'embout dans des positions inclinées et comportant une partie d'extrémité pour leur appui sur la plaque supérieure du coeur qui exerce une force de pression sur les assemblages de combustible du coeur. La plaque inférieure de coeur est fixée à la partie inférieure d'équipements internes inférieurs du réacteur nucléaire comportant en particulier l'enveloppe de coeur et le cloisonnement et la plaque supérieure de coeur constitue l'extrémité inférieure d'équipements internes supérieurs du réacteur qui sont enlevés de la cuve, après ouverture d'un couvercle fermant la cuve pour donner accès aux assemblages de combustible du coeur, par exemple pour des opérations de rechargement du coeur. Après rechargement du coeur par mise en place d'assemblages de combustible sur la plaque inférieure de coeur, les équipements internes supérieurs sont remis en place et la plaque supérieure du coeur vient reposer sur les parties supérieures des assemblages de combustible constituées par les ressorts à lames de maintien. Une force de pression est exercée sur les assemblages du coeur, du fait du poids des équipements internes supérieurs et du serrage du couvercle de cuve sur la cuve du réacteur nucléaire. Une force de serrage de direction longitudinale axiale est exercée sur l'ossature de chacun des assemblages de combustible par l'intermédiaire du dispositif de maintien fixé sur l'embout supérieur. Le dispositif de maintien élastique des embouts supérieurs d'assemblages de combustible permet d'autre part des déplacements des assemblages de combustible par rapport à la structure de support et de maintien et par rapport à la cuve, sous l'effet de dilatations différentielles, pendant certaines phases de fonctionnement du réacteur nucléaire. En outre, des forces hydrauliques importantes sont exercées sur les assemblages de combustible par l'eau de refroidissement du réacteur qui circule à l'intérieur du coeur dans la direction verticale et de bas en haut. Les ossatures des assemblages de combustible sont donc soumises à différen- tes sollicitations et en particulier à la force de compression du système de maintien, ce qui se traduit par des contraintes qui peuvent être importantes dans les éléments de l'ossature de l'assemblage de combustible. En particulier, les tubes-guides et les grilles-entretoises peuvent être soumis à des contraintes importantes. Ces éléments sont réalisés généralement en un matériau absorbant faiblement les neutrons, tel qu'un alliage de zirconium. De tels matériaux ainsi que le matériau combustible des crayons (générale-ment de l'oxyde d'uranium) subissent des transformations dans le coeur du réacteur qui se traduisent par exemple par des gonflements ou grandissements. Le fait que les éléments de l'ossature devant résister à la compres- sion et à d'autres contraintes dans le coeur du réacteur nucléaire sont en des matériaux tels que les alliages de zirconium choisis pour leur faible absorption des neutrons présente des inconvénients quant à la conception et à l'utilisation de longue durée des assemblages de combustible. En outre, des études effectuées sur le comportement des assembla- ges de combustible dans le coeur de réacteurs nucléaires en service et dans le but d'optimiser les systèmes de maintien axiaux des assemblages de combustible ont montré qu'il était essentiel d'éviter tout risque de vibration des assemblages de combustible sous l'effet de la circulation du fluide de refroidissement à l'intérieur du coeur, plutôt que d'imposer un effort minimum de compression sur chacun des assemblages de combustible. Bien entendu, le maintien par compression des assemblages de combustible à l'intérieur du coeur diminue les risques de mise en vibration des assemblages de combustible qui sont maintenus entre la plaque inférieure de coeur et la pla- que supérieure de coeur dans une position déterminée par les pions de positionnement de ces plaques introduits dans les ouvertures de positionnement correspondantes de l'embout inférieur et de l'embout supérieur des assemblages de combustible. Toutefois, on n'a jamais imaginé jusqu'ici la réalisa- tion de coeurs de réacteur nucléaire à eau sous pression et d'assemblages de combustible permettant de s'affranchir de tout effort de compression sur les assemblages de combustible du coeur. Dans les FR-2.519.178, EP-0.193.923 et FR-2.514.188, on a proposé des assemblages de combustible pour des réacteurs nucléaires comportant une ossature renforcée par des éléments de renfort longitudinaux tels que des cornières ou des tirants. Ces assemblages de combustible ne sont cependant pas conçus pour être maintenus dans le coeur du réacteur nucléaire sans dispositifs de compression axiale. Le but de l'invention est donc de proposer un coeur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant une pluralité d'assemblages de combustible de forme générale prismatique allongée suivant une direction axiale et une structure de support et de maintien des assemblages de combustible du coeur dans des positions juxtaposées, à l'intérieur d'une cuve du réacteur, comportant en particulier une plaque inférieure de coeur sur laquelle reposent les assemblages de combustible avec leur direction axiale dans une position verticale et une plaque supérieure de coeur placée au-dessus des assemblages de combustible du coeur, disposées l'une et l'autre horizontalement dans la cuve du réacteur, la plaque inférieure de coeur et la plaque supérieure de coeur comportant des pions de positionne- ment des assemblages de combustible verticaux et en saillie respectivement vers le haut et vers le bas, chacun des assemblages de combustible comportant un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux et une os-sature de maintien des crayons combustibles ayant un embout supérieur reposant sur la plaque inférieure de coeur et un embout supérieur en- dessous de la surface inférieure de la plaque supérieure de coeur comportant des ouvertures de positionnement pour l'engagement d'au moins deux pions de positionnement de la plaque inférieure de coeur et de la plaque supérieure de coeur, respectivement, le coeur du réacteur et les assemblages 2864325 5 de combustible étant réalisés de manière à éviter d'exercer des forces de compression sur les assemblages de combustible à l'intérieur du coeur. Dans ce but, l'ossature de maintien de chacun des assemblages de combustible comporte: - une structure résistante rigide constituée par l'embout inférieur et l'embout supérieur de l'assemblage de combustible reliés entre eux par au moins deux éléments longitudinaux de liaison rigide, dont la longueur totale dans la direction axiale de l'ossature est inférieure à la distance verticale entre la plaque inférieure de coeur et la plaque supérieure de coeur de la structure de support et de maintien du coeur, de manière que les embouts supérieurs des assemblages du coeur ne se trouvent pas en contact permanent avec la face inférieure de la plaque supérieure de coeur, la structure résistante rigide étant réalisée de manière à présenter des caractéristiques de dilatation en service sensiblement analogues à celles de la structure de support et de maintien du coeur et de la cuve du réacteur nucléaire, l'embout inférieur et l'embout supérieur de chacun des assemblages de combustible comportant, à l'intérieur de leurs ouvertures de positionnement, des moyens de serrage élastiques des pions de positionnement correspondants de la plaque inférieure de coeur et de la plaque supérieure de coeur, respective- ment, et l'embout inférieur comportant des moyens de maintien transversal et axial de la partie inférieure des crayons de l'assemblage de combustible, et - à l'intérieur de la structure résistante: une première pluralité de tubes-guides parallèles aux crayons du faisceau de l'assemblage de combustible répartis dans le faisceau qui sont montés glissants à l'une au moins de leurs extrémités axiales dans l'un au moins des embouts, et une seconde pluralité de grilles-entretoises de maintien transversal des crayons réparties suivant la longueur des tube-guides et montées glissantes sur les éléments de liaison longitudinaux de la structure résistante de l'ossature. De préférence, un jeu (j) est ménagé entre une surface d'extrémité supérieure des embouts supérieurs des assemblages de combustible et une surface inférieure de la plaque supérieure de coeur, dont la valeur est comprise entre 2 mm et 10 mm. L'invention est également relative à un assemblage de combustible d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant un faisceau de crayons combustibles parallèles entre eux et une ossature de maintien du faisceau de crayons comportant une première pluralité de tubes-guides parallèles aux crayons du faisceau de l'assemblage de combustible répartis dans le faisceau, une seconde pluralité de grillesentretoises de maintien transversal des crayons du faisceau réparties suivant la longueur des tubes-guides et un embout inférieur et un embout supérieur comportant des ouvertures de positionnement pour l'engagement de pions de positionnement de l'assemblage de combustible en position de service dans le coeur du réacteur nucléaire, dont le maintien dans le coeur d'un réacteur nucléaire peut être assuré sans dispositif de compression axiale. Dans ce but: - l'ossature de l'assemblage de combustible comporte une structure résistante rigide constituée par l'embout inférieur et l'embout supérieur reliés entre eux par au moins deux éléments longitudinaux de liaison rigide, - des moyens de serrage élastique des pions de positionnement cor- respondants sont fixés à l'intérieur de chacune des ouvertures de l'un au moins de l'embout inférieur et de l'embout supérieur, - l'embout inférieur comporte des moyens de maintien transversal et axial d'une partie inférieure de chacun des crayons combustibles, - les tubes-guides sont montés glissants à l'une au moins de leurs ex- trémités axiales dans l'un au moins des embouts, et - les grilles-entretoises sont montées glissantes sur les éléments de liaison longitudinaux de la structure résistante de l'ossature. L'assemblage de combustible selon l'invention peut présenter de manière isolée ou en combinaison les caractéristiques suivantes: - la structure résistante de l'ossature comporte quatre tubes de renfort fixés à leurs extrémités longitudinales, respectivement sur l'embout inférieur et sur l'embout supérieur de l'assemblage combustible de manière rigide, disposés au voisinage des arêtes de l'assemblage de combustible de forme prismatique à section carrée et montés glissants dans des cellules d'angles des grilles-entretoises, dans des positions de quatre crayons combustibles de l'assemblage de combustible; - quatre crayons de combustible sont disposés dans des emplace- ments du faisceau de crayons de combustible, à la place de quatre tubes- guides de l'ossature de l'assemblage de combustible; - la structure résistante de l'ossature de l'assemblage de combustible est entièrement en acier et de préférence en acier inoxydable; - les dispositifs de serrage élastique à l'intérieur des ouvertures de positionnement des embouts supérieur et inférieur de l'assemblage de combustible sont des bagues élastiques fendues fixées dans les ouvertures de positionnement; - chacun des embouts inférieur et supérieur de l'assemblage de combustible comporte deux ouvertures de positionnement suivant deux angles de l'embout à section transversale de forme carrée disposés suivant une diagonale de la section de forme carrée; - les grilles-entretoises comportent des cellules dans lesquelles les crayons de combustible de l'assemblage de combustible sont maintenus transversalement mais avec une possibilité de glissement dans la direction axiale. Les assemblages de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire suivant l'invention peuvent présenter de manière isolée ou en combinaison les caractéristiques énumérées ci-dessus. Afin de bien faire comprendre l'invention, on va décrire à titre d'exempie, en se référant aux figures jointes en annexe, le coeur d'un réacteur nucléaire selon l'art antérieur, le coeur d'un réacteur nucléaire selon l'invention et un assemblage de combustible d'un coeur d'un réacteur nucléaire suivant l'invention. La figure 1 est une vue en coupe par un plan vertical d'une cuve d'un réacteur nucléaire à eau sous pression renfermant le coeur du réacteur. La figure 2 est une vue en élévation et en coupe d'un assemblage de combustible du coeur d'un réacteur nucléaire suivant l'art antérieur. La figure 3 est une vue en élévation et en coupe partielle d'une partie du coeur d'un réacteur nucléaire, suivant l'invention. La figure 4 est une vue en élévation d'un assemblage de combustible du coeur de réacteur nucléaire suivant l'invention. La figure 5A est une vue en coupe transversale suivant 5-5 de la figure 4, dans le cas d'un assemblage de combustible suivant une première variante de réalisation. La figure 5B est une vue en coupe transversale suivant 5-5 de la figure 4, dans le cas d'une seconde variante de réalisation de l'assemblage 10 de combustible. La figure 6 est une vue en élévation et en coupe d'un assemblage de combustible suivant l'invention comportant des moyens de serrage élastiques des pions de positionnement de la plaque inférieure et de la plaque supérieure de coeur. La figure 7 est une vue en coupe plus détaillée d'un moyen de serrage élastique d'un pion de positionnement. Sur la figure 1, on a représenté la cuve 1 d'un réacteur nucléaire à eau sous pression de forme générale cylindrique fermée par un fond bombé à son extrémité inférieure et comportant un couvercle de fermeture 2 à son extrémité supérieure. La cuve 1 du réacteur nucléaire renferme le coeur 4 du réacteur constitué par des assemblages de combustible 5 dans des positions juxtaposées, disposés et maintenus à l'intérieur de la cuve dans une structure de support et de maintien qui sera désignée de manière générale par le repère 6. La structure de maintien et de support 6 des assemblages de combustible dans la cuve 1 du réacteur comporte en particulier une plaque inférieure de coeur 7 et une plaque supérieure de coeur 8 dans des dispositions horizontales espacées l'une de l'autre dans la direction verticale d'une hauteur correspondant à la hauteur du coeur 4 du réacteur. Les assemblages de combusti- ble 5 du coeur du réacteur reposent, par leur partie inférieure, sur la plaque inférieure de coeur 7. La plaque inférieure de coeur 7, ou plaque de support du coeur, constitue un élément des équipements internes inférieurs 3 du ré- acteur nucléaire, la plaque supérieure de coeur 8 constituant la partie inférieure des équipements internes supérieurs 9 du réacteur nucléaire. Les équipements internes inférieurs 3 comportent en particulier une enveloppe de coeur 10 ayant la forme d'une virole cylindrique suspendue à l'intérieur de la cuve dans une disposition coaxiale par son extrémité supérieure et solidaire de la plaque inférieure de coeur 7 à son extrémité inférieure. L'enveloppe de coeur 10 renferme un cloisonnement 11 reposant sur la plaque inférieure de coeur 7 et comportant des plaques verticales de délimitation du coeur et de maintien des assemblages de combustible 5 à la pé- riphérie du coeur. Les équipements internes supérieurs 9 comportent une plaque supérieure d'appui 12 par l'intermédiaire de laquelle les équipements internes supérieurs sont fixés à l'intérieur de la cuve à l'intérieur de la partie supérieure de l'enveloppe de coeur 10, un ensemble de tubes de guidage de bar- res de commande de la réactivité du réacteur nucléaire, la plaque supérieure du coeur 8 disposée au-dessus du coeur 4 et des colonnesentretoises assurant l'assemblage de la plaque d'appui 12 sur laquelle sont fixées les parties supérieures des tubes de guidage des barres de commande et la plaque supérieure de coeur 8. Les assemblages de combustible présentent une forme générale parallélépipédique à section transversale carrée allongée suivant une direction axiale, les assemblages de combustible ayant une grande longueur (supérieure à 4 m) et une section dont le côté a une longueur de l'ordre de 0,20 m. Les assemblages de combustible 5 du coeur 4 du réacteur reposant par leur partie d'extrémité inférieure sur la plaque de support de coeur 7 sont disposés de manière que leurs axes soient verticaux, les assemblages de combustible 5 étant dans des dispositions adjacentes à l'intérieur du cloisonnement 11 des équipements internes inférieurs 3. Les assemblages de combustible 5 comportent chacun un faisceau de crayons de combustible parallèles entre eux maintenus dans une ossature constituant la structure de l'assemblage de combustible. Sur la figure 2, on a représenté un assemblage de combustible 5 d'un coeur de réacteur suivant l'art antérieur et ses moyens de positionnement et de maintien sur la plaque inférieure de coeur 7 et sous la plaque supérieure de coeur 8. L'assemblage de combustible 5 est constitué par des crayons combustibles 13 maintenus sous la forme d'un faisceau dans lequel les crayons sont parallèles entre eux, par une ossature de l'assemblage de combustible. Chacun des crayons combustibles 13 de l'assemblage de combustible est constitué par un tube ayant une longueur de l'ordre de 4 m et un diamètre de l'ordre de 0,01 m renfermant un empilement de pastilles de combustible nucléaire (généralement de l'oxyde d'uranium UO2) et fermé à ses extrémités de manière étanche par des bouchons. L'ossature de l'assemblage de combustible 5 comporte en particulier des grilles-entretoises 14 réparties à égale distance les unes des autres suivant la direction axiale de l'assemblage de combustible suivant laquelle sont disposés les crayons 13 et délimitant des cellules de passage des crayons, pour assurer, par l'intermédiaire de moyens de maintien tels que des ressorts et des bossettes, le maintien des crayons 13 de l'assemblage de combustible sous la forme d'un faisceau. Certaines cellules des grilles-entetoises 14 permettent le passage de tubes-guides 15 parallèles aux crayons de combustible 13 du faisceau et de plus grande longueur, les tubes-guides 15 comportant des parties d'extrémité en saillie par rapport au faisceau de crayons de combustible 13, dans la direction axiale longitudinale, par l'intermédiaire desquelles les tubes-guides sont fixés sur un embout inférieur 16 de l'assemblage de combustible et sur un embout supérieur 17. L'assemblage de combustible 5 repose sur la plaque inférieure de coeur 7, par l'intermédiaire de l'embout 16 qui comporte des pieds 16a. L'embout 16 comporte quatre pieds suivant les angles de l'embout inférieur 16 de forme carrée. Généralement, les embouts inférieurs et supérieurs de l'assemblage de combustible et les grilles-entretoises ont une section trans- versale de forme carrée. L'embout inférieur 16 et l'embout supérieur 17 comportent, suivant deux angles disposés suivant une diagonale de l'embout, des trous de positionnement, respectivement 16b et 17b. Sur la face supérieure de la plaque inférieure de coeur 7 et sur la face inférieure de la plaque supérieure de coeur 8 sont montés en saillie, dans la direction axiale, des pions de positionnement respectifs 18 et 19 permettant d'assurer le positionnement et le maintien des assemblages de combustible 5. Générale-ment, la plaque inférieure de coeur 7 et la plaque supérieure de coeur 8 comportent deux pions de positionnement 18 (ou 19) à l'aplomb de chacun des emplacements d'un assemblage de combustible 5, les pions 18 de la plaque inférieure de coeur 7, au niveau d'un emplacement d'assemblage de combustible 5, étant introduits dans deux ouvertures de positionnement 16b de l'embout inférieur de l'assemblage de combustible et les pions 19 de la plaque supérieure de coeur situés à l'aplomb d'un emplacement d'assemblage de combustible étant introduits dans deux ouvertures 17b de l'embout supérieur 17 de l'assemblage de combustible. De plus, sur la surface supérieure de l'embout supérieur 17, est fixé un ensemble de maintien de l'assemblage de combustible 20 constitué par des lames de ressort fixées dans un angle de l'embout 17 et inclinées par rapport à la surface supérieur de l'embout 17 de manière à présenter une partie d'appui située à leur extrémité à un niveau supérieur à celui des plots de l'embout supérieur 17 dans lesquels sont ménagées des ouvertures de positionnement 17b. Lorsqu'on met en place l'assemblage de combustible 5 dans le coeur du réacteur nucléaire, on engage les ouvertures de positionnement 16b des pieds de l'embout inférieur 16 sur deux pions de positionnement 18 de la plaque inférieure de coeur à l'emplacement voulu pour l'assemblage de combustible 5. Lorsque le chargement du coeur par mise en place successive des assemblages de combustible sur la plaque inférieure de coeur 7 a été réalisé, on met en place les équipements internes supérieurs dans la cuve, la plaque supérieure de coeur 8 venant reposer sur la partie d'extrémité des ressorts à lames 20 des assemblages de combustible et les pions de positionnement 19 de la plaque supérieure de coeur 8 venant s'engager dans les ouvertures 17b des embouts supérieurs d'assemblages de com- bustible ménagées dans les plots des embouts 17. Le poids des équipements internes supérieurs et la force de pression exercée sur les internes supérieurs par le couvercle de la cuve, lors de sa fermeture, produisent une compression des ressorts à lames 20, de sorte que les ressorts à lames des embouts supérieurs d'assemblages de combustible subissent une flexion et qu'une force de compression est imposée aux assemblages de combustible. Lors de la remise en service du réacteur nucléaire, après recharge-ment du coeur, et pendant le fonctionnement du réacteur, les assemblages de combustible sont portés à la température de fonctionnement du réacteur nucléaire qui est supérieure à 300 C. II se produit des dilatations différentiel-les entre les ossatures des assemblages de combustible qui sont réalisées au moins partiellement en alliage de zirconium et la structure de support et de maintien du coeur du réacteur et de la cuve qui sont en acier. En outre, les assemblages de combustible subissent, dans le coeur du réacteur nucléaire, des contraintes et des effets d'irradiation qui peuvent entraîner une déformation et un grandissement de l'assemblage de combustible. Les dé- placements relatifs entre l'ossature de l'assemblage de combustible et la structure de support et de maintien du coeur du réacteur sont absorbés par déformation des ressorts à lames 20 des assemblages de combustible. Les ossatures des assemblages de combustible comportant en particulier les tubes-guides fixés à leurs extrémités sur les embouts inférieurs 16 et supé- rieurs 17 et les grilles-entretoises 14 subissent des efforts de compression de la part des ressorts à lames 20. Le refroidissement du coeur du réacteur nucléaire est assuré par une circulation d'eau de refroidissement sous pression à très grande vitesse dans la direction verticale, au contact des crayons 13 des faisceaux des as- semblages de combustible. Cette circulation à grande vitesse est susceptible d'induire des vibrations dommageables pour les assemblages de combustible. Le maintien des assemblages de combustible en compression par les ressorts à lames 20 assure une certaine limitation des vibrations des assemblages de combustible mais l'effort de compression exercé sur l'ossature des assemblages de combustible par les ressorts peut être néfaste pour la tenue au fluage des ossatures d'assemblages de combustible dans le réacteur en fonctionnement. Sur la figure 3, on a représenté une partie du coeur d'un réacteur nucléaire suivant l'invention. Les éléments correspondants du coeur et des assemblages de combustible représentés sur les figures 1 et 2, d'une part, et sur la figure 3, d'autre part, sont affectés des mêmes repères. Le coeur du réacteur 4 suivant l'invention comporte une pluralité d'assemblages de combustible 5 reposant par leur partie inférieure sur une plaque inférieure de coeur 7 et comportant une partie supérieure endessous de la plaque supérieure de coeur 8 de la structure de support et de maintien du coeur 4. Les assemblages de combustible 5 reposent sur la surface supérieure de la plaque inférieure de coeur 7, par l'intermédiaire des pieds des embouts inférieurs 16 des assemblages de combustible, de telle sorte que les assemblages de combustible 5 soient disposés avec leurdirection axiale verticale. Les assemblages de combustible 5 dans des dispositions adjacen- tes viennent en contact suivant leur face latérale verticale par l'intermédiaire des grille-entretoises 14. Une différence essentielle entre le coeur 4 de réacteur nucléaire réalisé suivant l'invention et représenté sur la figure 3 et le coeur d'un réacteur nucléaire réalisé suivant l'art antérieur est que la plaque supérieure de coeur 8 n'est pas en contact permanent avec la partie supérieure des assemblages du coeur constituée par les embouts 17, un jeu j étant ménagé entre l'extrémité supérieure des embouts supérieurs 17 des assemblages de combustible et la surface inférieure de la plaque supérieure de coeur 8, les embouts supérieurs 17 des assemblages de combustible ne comportant pas de ressorts à lames (tels que les ressorts 20 représentés sur la figure 2) pour le maintien par compression des assemblages de combustible. La hauteur maximale de l'ossature des assemblages de combustible 5 du coeur suivant l'invention, entre la surface d'appui des pieds de l'embout inférieur 16 et la surface supérieure des plots de l'embout supérieur 17, est inférieure à la distance verticale nominale entre la surface supérieure de la plaque inférieure de coeur 7 et la surface inférieure de la plaque supérieure de coeur 8. En outre, comme il sera expliqué plus loin, le jeu j, entre la partie supérieure de l'embout supérieur 17 des assemblages de combustible et la plaque supérieure de coeur 8, qui peut être par exemple de l'ordre de 6 mm, reste pratiquement constant, lorsque le coeur 4 du réacteur nucléaire passe d'une température d'intervention (par exemple 20 C) à une température de fonctionnement supérieure à 300 C et pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire. Comme dans le cas d'un coeur de réacteur suivant l'art antérieur, la plaque inférieure de coeur 7 et la plaque supérieure de coeur 8 comportent sur leur face dirigée vers les assemblages de combustible, des pions de positionnement 18 et 19 destinés à être introduits dans des ouvertures de positionnement respectives des embouts inférieurs et des embouts supérieurs des assemblages de combustible 5. Comme il sera expliqué plus loin, en particulier en regard des figures 6 et 7, les ouvertures de positionnement des embouts inférieurs 16 et des embouts supérieurs 17 destinés à recevoir les pions de positionnement 18 et 19 comportent des bagues de serrage élastiques permettant d'exercer une force élastique de frottement sur les pions de positionnement 18 et 19, ce qui permet de supprimer ou de limiter à un niveau très faible la mise en vibration des assemblages de combustible sous l'effet de la circulation de l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire. D'autres caractéristiques des assemblages de combustible 5 du coeur de réacteur suivant l'invention permettent également de limiter ou de supprimer la mise en vibration des assemblages de combustible. On va maintenant se reporter à la figure 4 et à la figure 6 pour décrire l'ossature d'un assemblage de combustible 5 suivant l'invention permettant d'obtenir un comportement optimisé des assemblages de combustible sans ressort de compression, à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire en fonctionnement. L'assemblage de combustible 5 représenté sur la figure 4 comporte un faisceau de crayons combustibles 13 parallèles entre eux maintenus dans une ossature qui sera désignée dans son ensemble par le repère 5a. A la différence d'une ossature d'assemblage de combustible d'un coeur de réacteur suivant l'art antérieur comportant des grilles-entretoises 14 des tubes-guides 15 et les embouts 16 et 17 de l'assemblage de combustible reliés entre eux par les tubes-guides 15, l'ossature 5a d'un assemblage de combustible 5 d'un coeur de réacteur nucléaire suivant l'invention comporte une structure résistante rigide 21 comprenant les embouts 16 et 17 et des éléments longitudinaux 22 de liaison des embouts 16 et 17 à l'intérieur de laquelle est monté, avec une certaine latitude de déplacement dans la direction axiale, un ensemble de maintien transversal et de guidage compor- tant les entretoises 14 et les tubes-guides 15 pouvant assurer en particulier le maintien transversal des crayons 13 de l'assemblage de combustible et le guidage de crayons absorbants d'une grappe de commande. La structure résistante rigide 21 de l'ossature de l'assemblage de combustible est réalisée entièrement en acier et généralement en acier inoxydable, de telle sorte que ses caractéristiques de dilatation thermique dans le réacteur nucléaire en fonctionnement soient sensiblement analogues aux caractéristiques de dilatation de la structure de support et de main-tien du coeur qui est en acier. De préférence, comme il est visible sur la figure 5A, la structure résistante rigide 21 comporte quatre tubes de renfort 22 disposés suivant quatre positions de crayons de combustible 13 du faisceau dans les angles de l'assemblage de combustible à section carrée. Les tubes 22 qui ont un diamètre extérieur sensiblement égal au dia-mètre extérieur d'un tube-guide 15 sont des tubes en acier inoxydable qui peuvent être fixés à leurs extrémités dans des ouvertures ménagées dans les embouts 16 et 17, par soudage ou par un moyen mécanique. Les tubes de renfort 22 qui présentent une épaisseur sensiblement supérieure à l'épaisseur des tubes-guides 15 et qui sont en acier présentent une rigidité et une résistance mécanique très supérieure à celle des tubesguides. Les tubes de renfort 22 dans les angles de l'assemblage de combustible pourraient être remplacés par des cornières. Dans certains cas, on peut envisager l'utilisation de seulement deux éléments de renfort longitudinaux, disposés par exemple dans deux angles de la section de l'assemblage de combustible suivant une diagonale. L'embout inférieur 16 de l'assemblage de combustible 5 est réalisé de manière à assurer le maintien axial et transversal des crayons 13 du faisceau. Cet embout 16 peut comporter par exemple des éléments de maintien dans lesquels sont engagées les extrémités inférieures des crayons de combustible 13, par l'intermédiaire de leurs bouchons. Les éléments de maintien 30 peuvent être par exemple des logements pour les bouchons prévus dans une plaque transversale de l'embout inférieur 16 (figure 6). Comme représenté en particulier sur la figure 5A, les tubes de renfort 22 sont engagés à l'intérieur des cellules d'angle des grilles-entretoises 14 de l'assemblage de combustible. Les tubes-guides 15 de l'assemblage de combustible qui peuvent être disposés de la même manière que dans un assemblage de combustible suivant l'art antérieur, comme représenté sur la figure 5A, sont rendus solidaires des grilles-entretoises et sont montés glissants à l'intérieur de l'un au moins des embouts 16 et 17. Les tubes-guides sont, de préférence, montés glissants à l'intérieur de l'embout supérieur et fixés à l'embout inférieur. Lors de la montée en température du coeur du réacteur nucléaire, au moment de la mise en service du réacteur et pendant le fonctionnement du réacteur nucléaire, la structure résistante 21 de l'ossature 5a de l'assemblage de combustible 5 se dilate de la même manière que la structure de support et de maintien du coeur du réacteur nucléaire. Le jeu j entre la partie supérieure de l'embout supérieur 17 de l'assemblage de combustible et la surface inférieure de la plaque supérieure du coeur reste sensiblement cons-tant. En outre, la structure résistante de l'ossature 5a de l'assemblage de combustible qui est en acier n'est pas susceptible de grandir à l'intérieur du coeur du réacteur nucléaire en fonctionnement. En revanche, la partie de l'ossature comportant les tubes-guides 15 et les grilles-entretoises 14 se dilate et grandit dans le réacteur en fonctionne-ment, de sorte qu'elle se déplace par rapport à la structure résistante 21. Ces déplacements sont possibles grâce au montage glissant des tubes-guides 15 dans l'un au moins des embouts 16 et/ou 17 et au montage glis- sant des grilles-entretoises 14 sur les tubes de renfort 22. Les crayons de combustible 13 qui ne sont maintenus qu'à leur partie inférieure sur l'embout inférieur 16 peuvent se dilater et grandir à l'intérieur de l'ossature 5a de l'assemblage de combustible. Toutefois, le maintien des crayons de combusti- ble à leur partie inférieure limite ou empêche la mise en vibration des crayons sous l'effet de la circulation de l'eau de refroidissement du réacteur nucléaire. Lorsque la température du coeur du réacteur nucléaire passe d'une température d'arrêt à froid à une température de fonctionnement du réacteur nucléaire (par exemple de 20 C à plus de 300 C) , la structure résis- tante 21 des assemblages de combustible du coeur se dilate comme la structure de support et de maintien du coeur et la cuve du réacteur mais l'os-sature en alliage de zirconium montée à l'intérieur de la structure résistante 21 peut subir des dilatations et des grandissements dans le réacteur en fonctionnement si bien que cette ossature comportant les grilles-entretoises 14 et les tubes-guides 15 se déplace par rapport à la structure résistante. Les grilles-entretoises 14 peuvent coulisser dans la direction longitudinale sur les tubes de renfort 22 et les tubes-guides 15 peuvent se déplacer longitudinalement à l'intérieur des embouts. Toutefois, les grilles sont immobilisées en rotation par les tubes de renfort 22 et les tubes-guides 15 doivent être arrêtés par des butées limitant leur déplacement à l'intérieur de l'un au moins des embouts 16 et/ou 17 et, de préférence, à l'intérieur de l'embout inférieur 16. Sur la figure 6, on a représenté, dans une vue partielle en élévation et en coupe, en particulier, un dispositif de positionnement de l'embout inférieur et un dispositif de positionnement de l'embout supérieur d'un assemblage de combustible d'un coeur suivant l'invention. Ces dispositifs sont réalisés d'une manière analogue aux moyens de positionnement d'un assemblage de combustible d'un coeur suivant l'art antérieur tel que représenté sur la figure 2. L'embout inférieur 16 de l'assem- blage de combustible comporte des ouvertures 16b traversant deux pieds de l'embout disposés suivant une diagonale dans chacun desquels est introduit un doigt de positionnement 18 en saillie par rapport à la face supérieure de la plaque inférieure de coeur 7 et l'embout supérieur 17 comporte des ouver- tures 17b usinées dans des plots de l'embout supérieur 17 disposées suivant une diagonale et destinées à recevoir chacune un pion de positionne-ment 19 en saillie sous la plaque supérieure de coeur 8. Dans le cas d'un coeur de réacteur nucléaire suivant l'invention, à l'intérieur des ouvertures 16b de l'embout inférieur 16 et 17b de l'embout supérieur 17 qui ne comporte pas de ressort à lames de compression, sont dis-posés des moyens de serrage élastique respectifs 26 et 27 dans lesquels le pion de positionnement respectif 18 ou 19 est introduit pour assurer le positionnement et le maintien de l'assemblage de combustible. L'embout infé- rieur et l'embout supérieur des assemblages de combustible sont alésés à un diamètre suffisant pour pouvoir recevoir un dispositif de serrage élastique dans lequel on puisse introduire le pion de positionnement avec un serrage élastique parfaitement déterminé. De préférence, comme représenté sur la figure 7, les dispositifs de serrage élastique tels que 26 sont constitués par une bague fendue en un matériau à haute limite élastique tel qu'un alliage de nickel, les surfaces de contact de la bague élastique avec le pion de positionnement étant durcies par un procédé tel que le microbillage. Le procédé de maintien d'un assemblage de combustible par des ba- gues élastiques fait l'objet d'une demande de brevet déposée le même jour que la présente demande. Chacun des assemblages de combustible peut être équipé ainsi de deux bagues élastiques sur son embout inférieur et de deux bagues élastiques dans des ouvertures de son embout supérieur qui seront engagées sur des pions de positionnement de la plaque inférieure de coeur et de la plaque supérieure de coeur, respectivement. Les bagues élastiques d'un assemblage de combustible assurent, par frottement sur les pions de positionne-ment correspondants, un effort axial de maintien de l'assemblage de combustible de l'ordre de 400 daN. Dans le cas d'assemblages de combustible d'un coeur de réacteur suivant l'invention, les embouts supérieurs d'assemblages de combustible ne comportent pas de ressort à lames, de sorte que les seuls efforts de maintien dans la direction axiale sont exercés par les bagues élastiques frottant sur les pions de positionnement. L'effort axial de retenue, dans le cas d'un assemblage de combustible suivant l'invention, est d'à peu près la moitié de l'effort axial exercé par les ressorts à lames comprimés à la partie supérieure de l'assemblage de combustible, dans le cas d'un coeur suivant l'art antérieur. Dans le cas d'un coeur suivant l'invention, l'effort axial n'est pas suffisant pour empêcher l'assemblage de combustible de se soulever dans certaines phases de fonctionnement du réacteur nucléaire (par exemple arrêt à froid), dans les limites du jeu j entre l'embout supérieur et la plaque supérieure de coeur. Ce déplacement n'a pas d'inconvénient, du fait que la retombée des assemblages de combustible est freinée par les bagues de serrage élastique. On a pu observer que l'utilisation de bagues de serrage élastiques à l'intérieur des ouvertures de positionnement des embouts d'assemblages de combustible tels que décrits permet de supprimer ou de limiter à un niveau très faible la mise en vibration des assemblages de combustible à l'intérieur du coeur. Il est donc possible de concevoir un coeur de réacteur nucléaire dont les assemblages ont des embouts supérieurs ne comportant pas de ressort à lames de maintien. Les déplacements par soulèvement et retombée dans la direction axiale des assemblages de combustible du coeur ainsi que la dilatation différentielle et les déplacements de la structure flottante de l'ossature sont suffisamment limités pour que les assemblages de combustible du coeur suivant l'invention restent parfaitement en contact par l'intermédiaire des bords périphériques des grilles entretoises dans toutes les phases de fonctionnement. De préférence, les grille-entretoises 14 présentent des cellules dans lesquelles les crayons de combustible 13 sont introduits librement, sans dis-positif de serrage. Toutefois, les crayons de combustible qui sont maintenus à leurs extrémités inférieures par l'embout inférieur 16 sont également main-tenus dans des directions transversales par les parois de cellules des grilles- entretoises, de sorte que les crayons ne sont pas susceptibles d'être mis en vibration. La réalisation d'une structure résistante 21 comportant des tubes de renfort 22 introduits dans les cellules d'angle des grilles-entretoises néces- site de supprimer quatre crayons de combustible dans le faisceau de l'assemblage de combustible. Sur la figure 5A, on a représenté, en coupe transversale, un assemblage de combustible suivant l'invention comportant vingt-quatre tubes- guides 15 disposés de la même manière que dans le cas d'un assemblage de combustible suivant l'art antérieur, quatre tubes de renfort 22 et deux cent soixante crayons combustibles (au lieu de deux cent soixante quatre crayons dans le cas d'un assemblage de combustible suivant l'art antérieur). La légère perte de réactivité due à la diminution du nombre de crayons de combustible dans chacun des assemblages du coeur peut être compensée par un sur-enrichissement de 0,13 % en uranium 235 des pastilles de combustible nucléaire. Toutefois, selon un second mode de réalisation représenté sur la figure 5B, on peut prévoir de maintenir le nombre de crayons de combustible dans l'assemblage de combustible en supprimant quatre tubes-guides 15 dans quatre emplacements qui correspondent aux cellules de grilles 25 sur la figure 5B. Quatre crayons de combustible 13 peuvent être introduits dans les emplacements libérés par les tubes-guides. De manière à maintenir dans ce cas l'anti-réactivité de chacune des grappes de crayons absorbants introduites dans un assemblage de combustible, on peut prévoir des grappes de crayons absorbants constitués par des barreaux pleins en hafnium qui ne nécessitent pas de gainage, de sorte que le barreau de matériau absorbant peut présenter un diamètre supérieur à celui d'un crayon absorbant, par exemple en alliage argent indium cadmium qui nécessite un matériau de gainage. La réalisation d'un coeur de réacteur nucléaire et d'assemblages de combustible suivant l'invention permet non seulement d'éliminer l'une des causes de déformation par fluage des assemblages de combustible en diminuant les contraintes s'exerçant dans la direction axiale sur l'ossature des assemblages de combustible et de renforcer l'ossature des assemblages de combustible par une structure mécanique résistante, mais encore de fournir une protection supplémentaire des assemblages de combustible contre des chocs lors de leur manutention, grâce aux éléments de renfort de la struc- ture résistante qui sont placés légèrement en saillie vers l'extérieur par rapport au faisceau de crayons de combustible. L'utilisation d'éléments de renfort creux, tels que des tubes, permet d'améliorer la fonction de modération, par introduction d'eau de refroidisse- ment du réacteur dans les éléments de renfort. L'embout supérieur des assemblages de combustible selon l'invention qui ne comporte pas de ressort de maintien et donc de clé de guidage et de retenue des ressorts de maintien peut être réalisé sous une forme simplifiée avec une longueur axiale plus faible. On peut en conséquence augmenter la longueur des crayons de combustible des assemblages, ce qui permet d'accroître le taux d'épuisement des assemblages de combustible ou la quantité de matière fissile par assemblage, tout en réduisant la pression interne des gaz dans les crayons de combustible. L'invention permet également de simplifier considérablement les cal- culs de conception du coeur du réacteur nucléaire en faisant abstraction des efforts de maintien axiaux sur les assemblages de combustible. D'autres avantages du coeur suivant l'invention sont relatifs à une réduction de la quantité de déchets irradiés produite dans le réacteur, à la standardisation de la fabrication des embouts supérieurs sans système de maintien axial et à l'économie réalisée par la suppression des ressorts à la-mes. L'invention ne se limite pas strictement aux modes de réalisation qui ont été décrits. C'est ainsi qu'on peut réaliser la structure résistante de l'ossature des assemblages de combustible sous une forme différente de celle qui a été décrite, les éléments de renfort pouvant être différents de tubes ou de cornières disposés suivant les angles de l'assemblage de combustible. L'embout inférieur assurant le maintien axial et radial des crayons peut être réalisé sous des formes différentes et en particulier sous la forme d'un embout faisant l'objet d'une demande de brevet déposée le même jour que la pré-sente demande. De même, les grilles-entretoises de l'assemblage de combustible assurant un maintien radial des crayons peuvent avoir toute forme autorisant un glissement des crayons dans la direction axiale. Les assemblages de combustible suivant l'invention qui sont mainte- nus dans le coeur d'un réacteur nucléaire à eau sous pression sans dispositif de compression axiale, tels que des ressorts, peuvent être utilisés non seulement pour constituer un coeur de réacteur nucléaire suivant l'invention dont la plaque supérieure de coeur ne vient pas reposer sur les parties supérieures des assemblages mais encore pour remplacer des assemblages de combustible isolés, dans un coeur de réacteur nucléaire comportant des assemblages de combustible pourvus de ressorts d'appui de la plaque supérieure de coeur. Un assemblage de combustible selon l'invention peut être chargé dans un coeur de réacteur suivant l'art antérieur en remplacement d'un assemblage dont les ressorts sont défaillants ou cassés. De manière générale, l'invention s'applique à tout réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression. REVENDICATIONS 1.- Coeur d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant une pluralité d'assemblages de combustible (5) de forme générale prismatique allongée suivant une direction axiale et une structure de support et de maintien des assemblages de combustible du coeur dans des positions juxtaposées, à l'intérieur d'une cuve (1) du réacteur nucléaire, comportant en particulier une plaque inférieure de coeur (7) sur laquelle reposent les assemblages de combustible (5) avec leur direction axiale verticale et une plaque supérieure de coeur (8) placée au-dessus des assembla- ges de combustible du coeur, disposées horizontalement dans la cuve du réacteur, la plaque inférieure de coeur (7) et la plaque supérieure de coeur (8) comportant des pions de positionnement respectifs (18, 19) des assemblages de combustible (5) verticaux et en saillie respectivement vers le haut et vers le bas, chacun des assemblages de combustible (5) comportant un faisceau de crayons combustibles (13) parallèles entre eux et une ossature (5a) de maintien du faisceau de crayons (13) comportant un embout inférieur (16) reposant sur la plaque inférieure de coeur (7) et un embout supérieur (17) engagés par des ouvertures de positionnement sur au moins deux pions de positionnement (18, 19) de la plaque inférieure de coeur (7) et de la plaque supérieure de coeur (8), respectivement, caractérisé par le fait que l'ossature de maintien (5a) de chacun des assemblages de combustible (5) comporte: - une structure résistante rigide (21) constituée par l'embout inférieur (16) et l'embout supérieur (17) de l'assemblage de combustible reliés entre eux par au moins deux éléments longitudinaux de liaison rigide (22), dont la longueur totale dans la direction axiale de l'ossature (5a) est inférieure à la distance verticale entre la plaque inférieure de coeur (7) et la plaque supérieure de coeur (8) de la structure de support et de maintien du coeur, de manière que les embouts supérieurs des assemblages de combustible (5) du coeur (4) ne se trouvent pas en contact permanent avec la plaque supérieure de coeur (8), la structure résistante rigide (21) étant réalisée de manière à présenter des caractéristiques de dilatation thermique en service sensiblement analogues à celles de la structure de support et de maintien du coeur et de la cuve (1) du réacteur nucléaire, l'un au moins de l'embout inférieur (16) et l'embout supérieur (17) de chacun des assemblages de combustible (5) comportant, à l'intérieur de leurs ouvertures de positionne-ment (16b, 17b), des moyens de serrage élastique (26) des pions de posi- tionnement (18, 19) correspondants de la plaque inférieure de coeur (16) et de la plaque supérieure de coeur (8), respectivement, et l'embout inférieur (16) comportant des moyens de maintien transversal et axial (30) de la partie inférieure des crayons (13) de l'assemblage de combustible (5), et - à l'intérieur de la structure résistante (21) : 10. une première pluralité de tubes-guides (15) parallèles aux crayons (13) du faisceau de l'assemblage de combustible (5) répartis dans le faisceau qui sont montés glissants, à l'une au moins de leurs extrémités axiales, dans l'un au moins des embouts (16, 17), et une seconde pluralité de grilles-entretoises (14) de maintien trans- versai des crayons réparties suivant la longueur des tubes-guides (15) et montées glissantes sur les éléments de liaison longitudinaux (22) de la structure résistante (21) de l'ossature (5a). 2.- Coeur de réacteur nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé par le fait qu'un jeu (j) est ménagé entre une surface d'extrémité supérieure des embouts supérieurs (17) des assemblages de combustible et une sur-face inférieure de la plaque supérieure de coeur (8), dont la valeur est comprise entre 2 mm et 10 mm. 3.- Assemblage de combustible d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau sous pression comportant un faisceau de crayons combustibles (13) parallèles entre eux et une ossature (5a) de maintien du faisceau de crayons (13) comportant une première pluralité de tubes-guides (15) parallèles aux crayons (13) du faisceau de l'assemblage de combustible (15) répartis dans le faisceau, une seconde pluralité de grillesentretoises (14) de maintien transversal des crayons du faisceau réparties suivant la longueur des tubes- guides (15) et un embout inférieur (16) et un embout supérieur (17) comportant des ouvertures de positionnement (16b, 17b) pour l'engagement de pions de positionnement (18, 19) de l'assemblage de combustible en position de service dans le coeur du réacteur nucléaire, caractérisé par le fait: - que l'ossature (5a) de l'assemblage de combustible comporte une structure résistante rigide (21) constituée par l'embout inférieur (16) et l'embout supérieur (17) reliés entre eux par au moins deux éléments longitudinaux de liaison rigide (22), - que des moyens de serrage élastique (26) des pions de positionne-ment (18, 19) correspondants sont fixés à l'intérieur de chacune des ouvertures (16b, 17b) de l'un au moins de l'embout inférieur (16) et de l'embout supérieur (17), - que l'embout inférieur (16) comporte des moyens de maintien transversai et axial (30) d'une partie inférieure de chacun des crayons combusti- bles (13), - que les tubes-guides (15) sont montés glissants à l'une au moins de leurs extrémités axiales dans l'un au moins des embouts (16, 17), et - que les grilles-entretoises (14) sont montées glissantes sur les élé- ments de liaison longitudinaux de la structure résistante (21) de l'ossature (5a). 4.- Assemblage de combustible suivant la revendication 3, caractérisé par le fait que la structure résistante (21) de l'ossature (5a) comporte quatre tubes de renfort (22) fixés à leurs extrémités longitudinales, respectivement sur l'embout inférieur (16) et sur l'embout supérieur (17) de l'assemblage combustible de manière rigide, disposés au voisinage des arêtes de l'assemblage de combustible de forme prismatique à section carrée et montés glissants dans des cellules d'angles des grillesentretoises (14), dans des positions de quatre crayons combustibles (13) de l'assemblage de combus- tible. 5.- Assemblage de combustible suivant la revendication 4, caractérisé par le fait que quatre crayons de combustible (13) sont disposés dans des emplacements du faisceau de crayons de combustible, à la place de quatre tubes-guides (15) de l'ossature (5a) de l'assemblage de combustible. 6.- Assemblage de combustible suivant l'une quelconque des revendications 3 à 5, caractérisé par le fait que la structure résistante (21) de l'ossature (5a) de l'assemblage de combustible (5) est entièrement en acier et de préférence en acier inoxydable. 7.- Assemblage de combustible suivant l'une quelconque des revendications 3 à 6, caractérisé par le fait que les dispositifs de serrage élastique (26) à l'intérieur des ouvertures de positionnement (16b, 17b) des embouts supérieur et inférieur (16, 17) de l'assemblage de combustible sont des ba- gues élastiques fendues fixées dans les ouvertures de positionnement (16b, 17b). 8.- Assemblage de combustible suivant l'une quelconque des revendications 3 à 7, caractérisé par le fait que chacun des embouts inférieur (16) et supérieur (17) de l'assemblage de combustible (5) comporte deux ouvertures de positionnement (16b, 17b) suivant deux angles de l'embout à section transversale de forme carrée disposés suivant une diagonale de la section de forme carrée. 9.- Assemblage de combustible suivant l'une quelconque des revendications 3 à 8, caractérisé par le fait que les grilles-entretoises (14) comportent des cellules dans lesquelles les crayons de combustible (13) de l'assemblage de combustible sont maintenus transversalement mais avec une possibilité de glissement dans la direction axiale. 10.- Coeur de réacteur nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1 et 2, caractérisé par le fait que les assemblages de combustible (5) du coeur (4) du réacteur nucléaire sont réalisés suivant l'une quelconque des revendications 4 à 9.