FR 2564228 A1 19851115 FR 8507116 A 19850510 Assemblage combustible de réacteur nucléaire. La présente invention se rapporte aux réacteurs nucléaires et elle concerne plus particulièrement les assemblages combustibles pour réacteurs à eau sous pression. La production d'une quantité élevée d'énergie thermique par fission nucléaire dans un réacteur nucléaire est bien connue. Cette énergie est dissipée sous forme de chaleur dans des barres allongées de combustible nucléaire. Une pluralité de barres de combustible nucléaire sont groupées de manière caractéristique en faisceaux afin de consti- tuer des assemblages combustibles qui peuvent être déchargés séparé- ment. Un certain nombre de ces assemblages de combustible nucléaire sont généralement disposés en réseau pour former le coeur nucléaire capable de produire une réaction de fission nucléaire auto-entretenue. De manière caractéristique, le coeur est immergé dans un fluide, tel que de l'eau légère, qui sert de fluide de refroidissement pour évacuer la chaleur des barres de combustible du réacteur nucléaire, ainsi que de modérateur de neutrons. Dans un assemblage combustible caractéristique, les barres de combustible contiennent une zone de combustible qui est constituée, de manière caractéristique, d'un empilement de pastilles de combustible nucléaire enrichi, enfermées dans une longueur de matériau tubulaire formant gaine. Une zone formant chambre d'expansion des gaz de fission est prévue de manière caractéristique dans la gaine, au-dessus de la zone de combustible, afin de recueillir les produits gazeux de fission dégagés dans les barres de combustible pendant la combustion nu- cléaire. Dans certaines conceptions antérieures, telles que celle que décrit le brevet américain n 3 425 908, les barres de combustible sont maintenues en faisceau à espacement latéral mais décalées axialement l'une par rapport à l'autre afin de constituer une section transversale en forme de paraboloide ou de calotte sphérique. Dans cette configura- tion, les zones formant chambre d'expansion des gaz de fission sont décalées axialement l'une par rapport à l'autre mais elles sont toutes situées à la partie supérieure des barres de combustible lorsque celles-ci sont maintenues dans l'assemblage combustible. Le brevet américain n 3 586 603 décrit un assemblage combusti- ble comportant des zones formant chambre d'expansion des gaz de fis- sion, qui sont excentrées latéralement et permettent de réduire les exigences de pompage du fluide de refroidissement. Dans cette configu- ration, toutes les zones formant chambre d'expansion des gaz de fission restent contiguës les unes aux autres à la partie supérieure de l'assemblage combustible. Les brevets américains n 5s4 125 433 et 4 130 460 décrivent des assemblages combustibles pour réacteurs nucléaires qui comportent des barres de combustible disposées au centre et dont les chambres d'expan- sion des gaz de fission se prolongent dans un sens axial depuis la zone de combustible, tandis que les zones formant chambre d'expansion des gaz de fission des barres périphériques sont groupées et se prolongent dans le sens axial opposé. Les zones de combustible de toutes les bar- res de combustible des assemblages combustibles, dans les deux brevets mentionnés, sont de même étendue et non excentrées. Le brevet américain n 3 679 545 décrit une conception de bar- res de combustible nucléaire ou de barres de commande, qui utilise des éléments élastiques et ondulés d'espacement, disposés à l'intérieur d'un tube de gainage pour constituer des zones formant chambre d'expan- sion. Ces zones formant chambre d'expansion peuvent être situées à la partie supérieure, à la partie inférieure, dans une région centrale ou dans une combinaison quelconque de ces parties et région à l'intérieur de la barre de combustible ou de la barre de commande. Le brevet britannique n 923 633 décrit un procédé de chargment d'un réacteur nucléaire hétérogène, permettant d'obtenir une meilleure utilisation du combustible en divisant le réseau du combustible en zones axiales et en déplaçant les barres de combustible de zone en zone afin d'équilibrer la combustion nucléaire du combustible. La présente invention a pour objet principal de fournir un assemblage combustible pour réacteur à eau sous pression, dans lequel l'utilisation du combustible est améliorée et la fuite de neutrons réduite et qui présente un effet réduit de pointe de la puissance axia- le. Afin de réaliser cet objet, la présente invention réside dans un assemblage de combustible nucléaire comprenant une pièce d'extrémité supérieure, une pièce d'extrémité inférieure espacée de la pièce d'extrémité supérieure, une pluralité de tubes-guides qui se prolongent entre ces pièces d'extrémité et relient la pièce d'extrémité supérieure à la pièce d'extrémité inférieure, une pluralité de grilles de maintien axialement espacées le long des tubes-guides et fixées à ceux-ci, et une pluralité de barres de combustible maintenues en faisceaux à espa- cement latéral entre la pièce d'extrémité supérieure et la pièce d'extrémité inférieure par les grilles de maintien, chacune de ces bar- res de combustible comprenant une zone de combustible et une zone for- mant chambre d'expansion des gaz de fission. Cet assemblage de combus- tible nucléaire est caractérisé en ce qu'un premier groupe de ces bar- res de combustible est disposé dans l'assemblage combustible de telle manière que la zone formant chambre d'expansion des gaz de fission se trouve près de la pièce d'extrémité supérieure, et en ce qu'un second groupe de ces barres de combustible est disposé dans l'assemblage combustible de telle manière que les chambres d'expansion des gaz de fission se trouvent près de la pièce d'extrémité inférieure, de sorte que les zones de combustible du premier groupe de barres de combustible sont décalées axialement par rapport aux zones de combustible du second groupe de barres de combustible. Il est préférable que l'extrémité de la zone de combustible la plus éloignée des zones formant chambre d'expansion des gaz de fission, comprenne une zone de couverture pour diminuer la fuite axiale des neu- trons. On peut former cette zone de couverture axiale par substitution d'un combustible nucléaire appauvri, d'uranium naturel ou d'uranium d'enrichissement moindre que le combustible enrichi. Grâce à cette disposition conforme à la présente invention, les zones de combustible du premier groupe de barres de combustible sont décalées axialement par rapport aux zones de combustible du second groupe de barres de combustible, d'une valeur correspondant sensible- ment à la longueur axiale de la zone formant chambre d'expansion des gaz de fission, ce qui augmente la longueur effective de combustible actif de l'assemblage combustible d'une valeur correspondant à la lon- gueur axiale de la zone formant chambre d'expansion des gaz de fis- sion. Des zones alternées formant chambre d'expansion des gaz de fis- sion dans les barres de combustible à la partie Inférieure de l'assem- blage combustible et des zones alternées intermédiaires formant chambre d'expansion des gaz de fission à la partie supérieure, permettent de crier des régions d'environ 15 à 20 cm de longueur à la partie supé- rieure et à la partie inférieure de l'assemblage combustible dans les- quelles le rapport H/U est sensiblement doublé. Ceci a pour résultat une plus grande utilisation du combustible et une répartition améliorée de la puissance axiale. Dans les assemblages combustibles classiques, la production d'énergie à la partie supérieure et à la partie inférieure de l'assem- blage est très faible et le combustible nucléaire à ces endroits est loin d'être épuisé, ce qui constitue un gaspillage. En enlevant environ la moitié du combustible nucléaire enrichi aux extrémités de l'assem- blage combustible, on améliore le rapport H/U et davantage de neutrons sont mis en équilibre thermique avec le milieu ambiant, ce qui augmente la probabilité de fission avec, comme conséquence, la production d'une plus grande quantité d'énergie dans les régions supérieure et inférieu- re de l'assemblage combustible. En outre, du fait que, dans la présente invention, les zones de combustible actif s'étendront depuis le voisinage de la pièce d'extré- mité inférieure jusqu'au voisinage de la pièce d'extrémité supérieure, la présente invention a pour résultat un coeur nucléaire qui est effec- tivement prolongé de la longueur de la zone formant chambre d'expansion des gaz de fission, sans aucune augmentation de la longueur axiale phy- sique de l'assemblage combustible. La présente conception de l'assemblage a également pour résul- tat une diminution de la fuite de neutrons à partir du coeur pendant la durée de vie de l'assemblage combustible. Du fait que la production d'énergie à la partie supérieure et à la partie inférieure du coeur augmentera, au fur et à mesure que la combustion nucléaire se poursui- vra, la partie supérieure et la partie inférieure du coeur atteindront une énergie supérieure et leur combustion se fera dans une mesure plus grande que dans les assemblages combustibles classiques. Par consé- quent, (lorsqu'aucune couverture axiale n'est prévue), bien que la fuite initiale de neutrons puisse être légèrement supérieure, au fur et à mesure que la combustion nucléaire se poursuivra, il y aura en fait une diminution de la fuite de neutrons. L'augmentation de la longueur axiale de la zone de combustible actif sert également à réduire la fuite de neutrons. Comme le comprendra facilement l'homme de l'art, lorsque les régions excentrées "B", illustrées à la figure 3, sont rem- plies d'uranium naturel ou d'uranium apprauvi au lieu d'un combustible nucléaire enrichi, ces régions peuvent remplir la fonction de couver- ture axiale de manière à améliorer l'économie des neutrons en absorbant les neutrons en fuite des parties surenrichies du coeur. Ces neutrons en fuite sont mis en équilibre thermique avec le milieu ambiant par le fluide de refroidissement, et sont absorbés par le combustible nucléaire de la zone de couverture. Ils peuvent produire une énergie supplémentaire ainsi que du plutonium auquel on peut donner ensuite une utilisation industrielle. La présente invention sera bien comprise à la lecture de la description suivante faite en relation avec les dessins ci-joints, dans lesquels: - la figure 1 est une vue en coupe interrompue d'une barre de combustible comportant à sa partie supérieure une zone formant chambre d'expansion des gaz de fission; - la figure 2 est une vue en coupe interrompue d'une barre de combustible comportant à sa partie inférieure une zone formant chambre d'expansion des gaz de fission; et - la figure 3 est une vue en coupe partielle interrompue d'un 6 4228 exemple d'assemblage combustible dans lequel sont utilisées des barres de combustible analogues à celles des figures 1 et 2. Deux types de barres de combustible sont utilisées en rapport avec la présente invention. Les figures i et 2 illustrent respective- ment une barre de chacun de ces types. Les barres de combustible représentées à la figure 1 et à la figure 2 sont analogues, la différence principale résidant dans l'emplacement de la zone formant chambre d'expansion des gaz de fission. On utilisera donc des références numé- riques similaires pour repérer des éléments similaires sur les deux figures. Pour plus de commodité, la barre de combustible de la figure 1 sera repérée par la référence 100 et la barre de combustible de la figure 2 par la référence 102. La majeure partie de la longueur axiale de chaque barre de combustible comprend un empilement de pastilles 104 de combustible. Les pastilles 104 peuvent être constituées d'une poudre d'oxyde d'uranium (U02) légèrement enrichi, qui a été comprimée par pressage à froid de manière à former des cylindres droits qui sont ensuite frittés à la densité exigée. Il est préférable que les faces d'extrémité des pastilles 104 présentent une légère concavité pour per- mettre une plus grande dilatation axiale aux extrémités des pastilles. Les pastilles 104 sont enfermées dans une gaine tubulaire 106 qui est constituée, de préférence, d'un alliage de zirconium généralement connu sous le nom de "Zircaloy". Chaque barre de combustible est obturée à ses extrémités par un bouchon inférieur 108 et par un bouchon supérieur 110. Il est préférable que les bouchons 108 et 110 d'extrémité soient soudés à la gaine 106 afin de sceller les pastilles 104 de combustible et empêcher tout contact de ces dernières avec le fluide de refroidis- sement du réacteur pendant son fonctionnement. Des chambres 112 d'expansion des gaz de fission sont aménagées à l'extrémité supérieure des barres 100 de combustible, tandis que des chambres 114 d'expansion des gaz de fission sont prévues à l'extrémité inférieure des barres 102 de combustible. Ces zones 112 et 114 formant chambres d'expansion des gaz de fission ont pour rôles de recueillir les gaz de fission libérés par le combustible pendant la combustion nucléaire, et de permettre la dilatation thermique des pastilles 194 de combustible ainsi que les variations de densité du combustible pendant l'irradiation. Un espace 116 peut également être prévu entre les pastilles 104 de combustible et la gaine 106 pour permettre les modifi- cations du combustible et de la gaine pendant l'irradiation et éviter d'imposer des contraintes excessives à la gaine. Des ressorts 118 de compression sont prévus pour maintenir les zones 112 et 114 formant chambres d'expansion des gaz de fission. A la figure 1, le ressort 118 de compression porte contre le bouchon 110 d'extrémité supérieure et contre une pastille céramique 120. Cette pas- tille céramique 120 est, de préférence, constituée d'oxyde de zirconium (ZrO2) et elle est prévue pour empêcher un contact direct entre le res- sort 118 de compression et les pastilles 104 de combustible. Il est préférable que les dimensions et la forme de la pastille céramique 120 soient analogues à celles des pastilles 104 de combustible. Le ressort 118 est de préférence un ressort hélicoïdal en acier inoxydable, qui est introduit dans la barre de combustible après que les pastilles 104 de combustible ont été empilées à la hauteur requise et surmontées de la pastille céramique 120. Il est bien entendu que la pastille cérami- que 120 peut être omise si on le désire. Après l'introduction du res- sort 118 de compression, il est préférable d'introduire le bouchon d'extrémité (110 à la figure 1 et 108 à la figure 2) dans la gaine 106, de le pousser en place et de le souder. Les barres 100 et 102 de combustible peuvent être soumises à une pression interne au moyen d'hélium, ou d'un autre gaz analogue, pendant le soudage afin que soient réduites au minimum les contraintes de compression de la gaine et que l'aplatissement de celle-ci pendant le fonctionnement, du fait des pressions de travail du fluide de refroidissement, soit empêché. On doit bien voir que les ressorts 118 de compression empêchent également le déplacement des pastilles 104 de combustible dans la gaine 106 pendant les opérations de transport et de manutention. On se reportera maintenant à la figure 3 qui illustre un exem- ple d'assembalge combustible utilisant respectivement les barres 100 et 102 de combustible des figures 1 et 2. Outre les barres 100 et 102 de combustible, les éléments fondamentaux de structure de l'assemblage combustible 122 comprennent une pièce 124 d'extrémité inférieure, une pièce 126 d'extrémité supérieure, des tubes-guides 128 et une ou plu- sieurs grilles 130 de maintien. Un assemblage combustible caractéristi- que, constitué en réseau de 17x17, peut comprendre plus de 260 barres et 102 de combustible, et environ 25 tubes-guides 128 dont l'un peut recevoir l'instrumentation. On charge' les barres 100 et 102 de combustible dans l'assemblage combustible 122 en ménageant un jeu respectivement entre les barres de combustible et les pièces 126 d'extrémité supérieure et 124 d'extrémité inférieure. La pièce 124 d'extrémité inférieure sert d'élément structurel de fond de l'assemblage combustible 122 et dirige la répartition du fluide de refroidissement s'écoulant à travers l'assemblage. Une pièce caractéristique d'extrémité inférieure a une forme généralement carrée et est fabriquée, de préférence, en acier inoxydable de nuance réac- teur. La pièce d'extrémité inférieure comprend, de préférence, une pla- que perforée 132 et quatre pieds 134 dans les angles, chacun de ces pieds comportant une plaque d'appui 136 destinée à supporter l'assem- blage combustible 122 sur la plaque inférieure (non représentée) du coeur. Les charges axiales imposées à l'assemblage combustible 122 et le poids de l'assemblage combustible sont transmis, par l'intermédiaire de la pièce 124 d'extrémité inférieure, à la plaque inférieure du coeur. Les pieds 134 dans les angles forment une chambre 138 d'écoule- ment servant à l'entrée du fluide de refroidissement dans l'assemblage combustible. La plaque perforée 132 permet au fluide de refroidissement de s'élever à travers l'assemblage combustible mais elle empêche toute éjection accidentelle des barres 100 et 102 de combustible vers le bas, à partir de l'assemblage combustible 122. La pièce 124 d'extrémité inférieure est fixée, de préférence, aux tubes-guides 128 des barres de commande par des vis de blocage soudées, ou des dispositifs analogues, (non représentées) qui pénètrent dans la pièce 124 d'extrémité infé- rieure et sont fixées à travers les tubes-guides 128. Le fluide de refroidissement s'écoulant depuis la chambre 138, traverse la plaque perforée 132 et les canaux formés entre les barres contiguës 100 et 102 de combustible. La pièce 126 d'extrémité supérieure sert d'élément structurel supérieur de l'assemblage combustible 122 et constitue un bottier par- tiel de protection pour un assemblage 140 de commande de la grappe de barres de contrôle et pour d'autres éléments du coeur. La pièce d'extrémité supérieure comprend une plaque 142 de montage et une paroi 144 d'enceinte, une plaque supérieure 146 et des brides 148 d'appui. Des ressorts 150 de maintien sont généralement montés sur la plaque supérieure 146 au moyen de boulons ou d'étriers ou de dispositifs analogues. Les ressorts 150 de maintien sont de préférence en acier de nuance réacteur, généralement connu sous le nom d'"Inconel". Les brides 148 d'appui sont placées aux angles de la pièce 126 d'extrémité supé- rieure, à côté des ressorts de maintien 150. Les brides 148 d'appui peuvent comporter des trous de centrage qui permettent de localiser l'extrémité supérieure des assemblages combustibles 122 dans le coeur. La plaque 142 de montage est généralement de forme carrée et elle est percée d'une pluralité de passages ou trous pour permettre l'écoulement du fluide de refroidissement vers le haut, à travers la pièce 126 d'extrémité supérieure. Des passages peuvent également être prévus pour recevoir des manchons ou des dispositifs analogues (non représentés) qui peuvent être soudés à la plaque 142 de montage et auxquels sont fixés les tubes-guides 128. La plaque de montage empêche également l'éjection accidentelle des barres 100 et 102 de combustible vers le haut, à partir de l'assemblage combustible 122. La paroi 144 d'enceinte est, de manière caractéristique, une structure en caisson dont la hauteur détermine la distance entre la plaque 142 de montage et la plaque supérieure 146. Cette dernière est percée d'un trou central de grand diamètre pour recevoir des barres 152 de commande et une arai- gnée 154 de maintien des barres de commande. Les tubes-guides 128 sont des éléments struturels qui consti- tuent également des canaux utilisables pour les barres 152 de commande ou d'autres éléments tels que des barres de poison consommable, des sources de neutrons, des assemblages de bouchons de tubes ou autres éléments analogues. Les tubes-guides 128 sont, de préférence, fabriqués à partir de tubes de "Zircaloy" de deux diamètres différents, le diamè- tre le plus grand se trouvant à la partie supérieure du tube. Le diamè- tre le plus grand à la partie supérieure du tube fournit la surface annulaire nécessaire pour permettre une introduction rapide de la barre de commande pendant la mise en route du réacteur. La partie inférieure des tubes-guides est, de préférence, formée à un plus petit diamètre afin de réduire les jeux diamétraux et produire un effet d'amortisse- ment vers la fin du déplacement des barres de commande, au cours de l'opération normale de mise en route du réacteur. Des trous peuvent être prévus le long des tubes-guides 128 au-dessus de la partie formant amortisseur, afin de réduire le temps de chute des barres de commande. Comme on l'a mentionné plus haut, l'extrémité supérieure des tubes- guides peut être fixée à un manchon tubulaire qui est introduit et soudé dans la plaque 142 de montage de la pièce d'extrémité supérieure. Comme on l'a mentionné également plus haut, l'extrémité inférieure des tubes-guides 123 peut être munie d'un bouchon d'extrémité qui est fixé à la plaque perforée 132 de la pièce 124 d'extrémité inférieure par une vis de blocage soudée ou un dispositif analogue. Les grilles 130 de maintien peuvent être fixées aux tubes- gui- des 128 d'une manière connue afin de former une structure monobloc. Les barres 100 et 102 de combustible sont supportées par intervalles sur toute leur longueur par les grilles 130 qui maintiennent l'espacement latéral entre les barres 100 et 102 de combustible. Chaque barre 100 et 102 de combustible est supportée de manière bien connue à l'intérieur de chaque grille 130 par une combinaison de cannelures de support et de ressorts. L'intensité de la force de retenue exercée par les grilles sur les barres 100 et 102 de combustible, est réglée suffisamment haut pour réduire au minimum la corrosion éventuelle de contact sans imposer à la gaine 106 des contraintes excessives aux points de contact entre les grilles 130 de maintien et les barres 100 et 102 de combustible. Les grilles 130 de maintien permettent également une dilatation thermi- que axiale différentielle des barres de combustible. Les grilles 130 de maintien peuvent également posséder des ailettes 156 de mélange qui se prolongent dans le courant de fluide de refroidissement pour contribuer au mélange de ce dernier. Un assemblage combustible suivant la présente invention comprend une zone centrale "A" de combustible dans laquelle se chevau- chent les zones 158 de combustible des barres 100 et 102 de -combusti- ble. En outre, l'assemblage combustible 122 comprend à ses extrémités axiales des régions périphériques "B" dans lesquelles une chambre 112 ou 114 d'expansion des gaz de fission est située de manière contiguë à une partie de la zone 158 de combustible. Dans un assemblage combusti- ble caractéristique, la longueur totale d'une barre de combustible est de l'ordre de 380 à 390 cm environ, la zone formant chambre d'expansion des gaz de fission occupant environ 15 à 20 cm de cette longueur. Compte tenu des dimensions axiales des bouchons 108 et 110 d'extrémité inférieure et d'extrémité supérieure, la longueur axiale de la zone 158 de combustible actif sera de l'ordre de 360 à 375 cm environ. Dans la présente invention, la longueur axiale effective du coeur est prolongée d'environ 15 à 20 cm (c'est-à-dire la longueur de la zone formant cham- bre d'expansion des gaz de fission) ou d'environ 4 à 5 % par rapport aux assemblages combustibles classiques dans lesquels toutes les zones formant chambre d'expansion des gaz de fission se trouvent contiguës les unes aux autres ou orientées toutes à la partie supérieure ou à la partie inférieure de l'assemblage combustible. Alors que, dans l'exemple illustré de réalisation, on prolonge effectivement la hauteur du milieu multiplicateur en inversant la posi- tion des zones 112 et 114, formant chambre d'expansion des gaz de fis- sion, des barres contiguës 100 et 102 de combustible, il est bien entendu qu'on peut utiliser d'autres groupements de barres 100 et 102 de combustible qui, pour une conception particulière d'assemblage combustible, fourniront un rendement nucléaire optimum tout en réali- sant un coeur effectivement prolongé. Par exemple, au lieu d'alterner l'orientation de barres contiguës de combustible, on peut alterner l'orientation de rangées contiguës de barres de combustible ou grouper les barres 100 et 102 de combustible en sous-groupes de 2x2. Les grou- pements particuliers d'inversion dépendront des caractéristiques nucléaires d'un assemblage combustible déterminé. Ainsi, la conception d'assemblage de barres de combustible inversées suivant la présente invention permet une meilleure utilisa- tion du combustible en réalisant un coeur effectivement plus long, bien que la longueur physique du coeur reste la même. Le rapport H/U plus élevé aux extrémités de l'assemblage combustible contribue également à une utilisation plus complète du combustible. En outre, les régions "B" d'extrémité des assemblages combustibles peuvent être formées de maniè- re à jouer le rôle de couvertures axiales qui capturent les neutrons et réduisent au minimum les effets de pointe de la puissance axiale. On doit bien voir que l'assemblage combustible 122 suivant la présente invention "semble" seulement plus long, au sens nucléaire, qu'un assemblage combustible classique; en fait, ses dimensions physi- ques restent les mêmes. Par conséquent, des assemblages combustibles conformes à la présente invention sont interchangeables, dans un coeur de réacteur, avec des assemblages combustibles suivant l'art antérieur, au cours d'un rechargement. De plus, du fait que le fluide de refroi- dissement s'écoulera le long d'une zone chauffée effectivement plus longue, étant donnée la longueur plus grande de combustible actif, le transfert de chaleur à partir du coeur sera augmenté. Seules des modi- fications mineures des barres de combustible sont nécessaires pour obtenir les avantages et bénéfices mentionnés ci-dessus, en particulier l'inversion de la moitié environ des zones formant chambre d'expansion des gaz de fission. Afin d'obtenir un effet de couverture axiale, on doit remplacer de l'ordre de 10 à 25 cm, et plus précisément environ de 15 à 20 cm, de pastilles 104 de combustible contiguës au bouchon 108 d'extrémité des barres 100 de combustible et contiguës au bouchon 110 d'extrémité des barres 102 de combustible, par des pastilles d'uranium naturel, d'uranium appauvri ou d'une matière analogue qui absorbera les neutrons provenant du centre du coeur. La présente invention n'est pas limitée aux exemples de réali- sation qui viennent d'être décrits, elle est au contraire susceptible de variantes et de modifications qui apparaîtront à l'homme de l'art. REVENDICATIONS 1. Assemblage de combustible nucléaire comprenant une pièce d'extrémité supérieure, une pièce d'extréméité inférieure espacée de la pièce d'extrémité supérieure, une pluralité de tubes-guides qui se pro- longent entre ces pièces d'extrémité supérieure et d'extrémité infé- rieure et les relient l'une à l'autre, une pluralité de grilles de maintien axialement espacées le long des tubes-guides et fixées à ceux-ci, et une pluralité de barres de combustible maintenues en fais- ceaux à espacement latéral entre la pièce d'extrémité supérieure et la pièce d'extrémité inférieure par les grilles de maintien, chacune de ces barres de combustible comprenant une zone de combustible et une zone formant chambre d'expansion des gaz de fission, cet assemblage de combustible nucléaire étant caractérisé en ce qu'un premier groupe de ces barres de combustible est disposé dans l'assemblage combustible de telle manière que la zone formant chambre d'expansion des gaz de fis- sion est contiguë à la pièce d'extrémité supérieure, et en ce qu'un second groupe de ces barres de combustible est disposé dans l'assembla- ge combustible de telle manière que les chambres d'expansion des gaz de fission sont contiguës à la pièce d'extrémité inférieure, de sorte que les zones de combustible du premier groupe de barres de combustible sont décalées axialement par rapport aux zones de combustible du second groupe de barres de combustible. 2. Assemblage de combustible nucléaire suivant la revendication 1, caractérisé en ce qu'une extrémité (B) de la zone de combustible comprend une zone de couverture axiale afin de diminuer la fuite axiale des neutrons. 3. Assemblage de combustible nucléaire suivant la revendication 2, caractérisé en ce que cette zone de combustible contient un combus- tible nucléaire enrichi, et en ce que cette zone de couverture axiale contient un combustible nucléaire appauvri ou de l'uranium naturel ou de l'uranium d'enrichissement moindre que le combustible nucléaire enrichi. 4. Assemblage de combustible nucléaire suivant l'une quelconque des revendications 1, 2 ou 3, caractérisé en ce que le premier groupe de barres de combustible comprend sensiblement une barre de combustible sur deux de l'assemblage de combustible nucléaire, et en ce que le second groupe de barres de combustible comprend en alternance les autres barres intermédiaires de combustible de l'assemblage de combustible nucléaire. 5. Assemblage de combustible nucléaire suivant la revendication 4, caractérisé en ce que les barres de combustible du premier et du second groupes ont sensiblement la même longueur axiale, de sorte que les zones de combustible du premier groupe de barres de combustible sont axialement décalées, par rapport aux zones de combustible du second groupe de barres de combustible, d'une longueur qui correspond sensiblement à la longueur axiale de la zone formant chambre d'expansion des gaz de fission.