On connaît, dans les réacteurs nucléaires refroidis à l'eau légère, la disposition1 par exemple en parallèle sur la poupe à réfrigérant principal, d'une installation de traitement d'eau de refroidissement primaire parcourue constamment par une petite partie de l'eau de refroidissement présente dans le réacteur, cela afin de produire un dégage et une éliaination de produits de corrosion et de fission. La présente invention concerne de tels réacteurs nucléaires, en particulier à eau pressurisée, refroidis à l'eau légère. Elle a pour objet de diminuer la cession de radioactivité par les eaux usées du réacteur afin que, même dans des conditions difficiles, il n'en résulte pas d'influeace inadmissible sur l'entourage. L'invention est caractérisée par le fait que l'installation de traitement d'eau de refroidissement coi- prend un dispositif d'extraction de tritium. Ce dispositif maintient au total le niveau du tritium dans l'eau de refroi dissonent à des valeurs tellement faibles que l'eau de refroidissement sortant en cas de fuites peut être évacuée sans traitement particulier. L'invention periet donc de se dispenser de toute épuration spécifique des eaux usées quant au tritium et de satisfaire en même temps à des prescriptions d'ambiance des plus sévères posant de fortes exigences de pureté aux eaux usées. Le dispositif d'extraction de tritium est avantageusement agencé en colonne rectificatrice à eau et peut en particulier colporter deux étages. Il est en outre pos- sible d'agencer ce même dispositif en système échangeur à deux températures. De tels dispositif s sont bien connus de l'homme de l'art. Le dispositif d'extraction de tritium peut Stre monté en parallèle, avec l'installation de traitement d'eau de refroidissement, sur une pompe à réfrigérant principal et au besoin rester constamment en fonction. I1 doit être calculé en sorte que la teneur maximale en tritium de l'eau de refroidissement ne dépasse pas des valeurs de rayonnement de 2 à 0,1 Ci/m .On maintien de préférance cette teneur à moins dé 0,3 Ci/s3. I1 est à remarquer à ce sujet que la teneur en tritium augnente avec le temps de fonctionnement. Les riac- teurs nucléaires à eau de refroidissament pure qui entrent en service se tiennent tout d'abord en dessous des valeurs préci tées. Àu bout d'un certain temps de fonctionnement, il s'établit, dans les réacteurs nucléaires refroidis à l'eau légère précédemment usuels, des valeurs de rayonnement pouvant atteindre 5 Ci/m au lieu que l'on s'en tiens selon l'invention à 2 au plus et de préférance moins de 0,3 Ci/m . Le dispositif d'extraction de tritium devrait être établi pour un débit de 0,2 à 1 * de la quantité totale d'eau de refroidissement, cela permettant d'atteindre, en travail continu, la réduction voulue de la teneur en tritium sans que la dépense nécessaire pour un tel dispositif sorte de limites économiques acceptables. L'invention sera mieux comprise à l'aide de la description détaillée d'un mode de réalisation pris comme exemple non limitatif et illustré par le dessin annexé, sur lequel la figure 1 représente schématiquement un réacteur nucléaire à refroidissement à l'eau légère selon ladite invention la figure 2 est un schéma détaillé du dispositif d'extraction de tritium correspondant. On voit sur la figure 1 un réacteur de puissance d'environ 1000 Ne à eau pressurisée refroidi à l'eau légère dont le coeur est placé dans un circuit de refroidissement 3 . Ce circuit comprend avant tout un générateur de vapeur 4 et une pompe à réfrigérant principal 5 ; les autres détails ont été négligés dans un but de simplification. I1 se trouve en dérivation sur la pompe à réfrigérant principal 5 une installation de traitement d'eau de refroidissement isolable par une soupape 7 et recevant cons tangent une quantité horaire d'environ 10 pu par exemple de l'eau de refroidissement en mouvement dans le circuit 3. Jus qu'à présent, le traitement de l'eau de refroidissement consistait essentiellement dans la séparation de l'eau et de L'acide borique ajouté à l'eau de refroidissement aux fins de régulation chimique de la réactivité : on peut se reporter à ce FUJ3t à la prépublication du brevet allemand nO 2 Q64 321. Dans le réacteur nucléaire selon l'in- vention, l'installation de traitement de l'veau de refroidissement comprend un dispositif d'extraction de tritium 10 relié à elle par une soupape 9 et tne pompe 11 . On peut se régler ainsi à un débit de par exemple ,5% de la quantité globale d'eau derefroidissement, maintenue constante en fonctionnement normal. La sortie du concentrat de tritium est désignée par la référence 27. La figure 2 fait apparaître les détails d'une forme de réalisation du dispositif d'extraction de tritium 10. On distingue l'amenés 12, conduisant par un évaporateur 13 à une colonne 14 avec condenseur 16. Une conduite de retour 15 se détache, en aval, de ce condensateur 16. La colonne 14 est en outre munie d'une pompe à vide 17 pour le maintien d'une dépression et l'aspiration de gaz nuisibles. Une deuxième colonne 23 est reliée à l'extrémité inférieure de la colonne 14 à travers l'évaporateur 20 et une pompe auxiliaire 21. Cette colonne 23 fournit, à travers un évaporateur 24 et une pompe 25, un produit final formé d'eau de refroidissement à forte concentration de tritium qui présente une radioactivité d'un moins 100 Ci/m . Le produit final représente pour le réacteur de puissance à eau pressurisée précité environ 3 à 5 m3 par an et peut pat conséquent être facilement stocké dans un réservoir 26. Le dispositif d'extraction de tritium 10 faisant partie de l'installation de traitement d'eau de refroidissement 8 permet de maintenir la teneur en tritium de l'eau de refroidissement à 0,2 Ci/m3 par exemple, cela indé pendamment du'temps de fonctionnement du réacteur 1. aussi le réfrigérant sortant en cas de faibles fuites qui n'obligent pas interrompre le fonctionnement du réacteur peut-il être laissé tranquillement dans les eaux usées, sans qu'un traitement sup plémentaire de celles-ci soit nécessaire. REVENICÂTIONS 1. Réacteur nucléaire, en particulier à eau pressurisée, refroidi à l'eau légère et comportant une installation de traitement de l'eau de refroidissement caractérisé par le fait que l'installation de traitement d'eau de refroidissement comprend un dispositif d'extraction de tritium. 2. Réacteur nucléaire selon la revendication 1 caractérisé par le fait que le dispositif d'extraction de tritium est agencé en colonne rectificatrice à eau. 3. Réacteur-nucléaire selon la revendication 1 caractérisé par le fait que le dispositif d'extraction de tritium est agencé en système échangeur à deux températures. 4. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 à 3 caractérisé par le fait que le dispositif d'extraction de tritium est monté en dérivation sur une pompe à réfrigérant principal. 5. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 à 4 caractérisé par une teneur maximale en tritium de l'eau de refroidissement correspondant à des valeurs de rayonnement de 2 à 0,1 Ci/m3 et représentant par exemple moins de 0,3 Ci/m3 6. Réacteur nucléaire selon l'une quelconque des revendications 1 à 5 caractérisé par le fait que le dispositif d'extraction de tritium est établi pour un débit de 0,2 à 1 % de la quantité totale d'eau de refroidissement.