le succès des réacteurs thermiques ou à eau légère utilisant de l'uranium comme combustible s'est traduit par des prévisions d'investissements assez importants pour de telles installations dans le futur. les engagements pris par ces installations pour commander de l'uranium ne peuvent plus être considérés comme étant négligeables par rapport aux réserves estimées d'uranium. En conséquence, il est évident qu'il faut prendre des mesures pour garantir une réserve de combustible de longue durée si lton veut que la production d'énergie nucléaire progresse ou même subsiste. les grands réacteurs nucléaires du type sur-régénérateur à neutrons rapides sont ceux qui ont l'avenir le plus prometteur pour produire de l'énergie nucléaire. Les sur-régénérateurs àà neutrons rapides sont des réacteurs qui utilisent le plutonium comme combustible et qui produisent à partir de l1U-238 plus de plutonium qu'ilsnten consomment.letemps de doublement d'un tel réacteur est le temps qu'il faut pour que le sur-régénérateur produise une quantité de plutonium en excès suffisamment grande pour constituer la réserve de matière fissile destinée à un second réacteur surrégénérateur identique au premier. Dès qu'ils sont en fonctionnement, les réacteurs sur-r8gén8- rateurs produisent le plutonium en excès à utiliser dans d'autres réacteurs, mais une source externe de plutonium est ndoessalre pour constituer la charge initiale des-réacteurs sur-régénérateurs avant qu'il existe suffisamment de sur-régénérateurs auto-entretenus. Cette source doit être importante si l'on veut mettre rapidement en fonctionnement une chaîne importante de sur-régénérateurs. La principale source de plutonium est constituée par des régénérateurs- convertisseurs utilisant 1'U-235 comme combustible et qui transforment l'U-238 en plutonium. Des analyses ont révélé que les réac- teurs-convertisseurs produisant du plutonium seront nécessaires pendant de nombreuses années après l'introduction des réacteurs sur-régénérateurs à neutrons rapides pour fournir la quantité suffisante de plutonium destiné à satisfaire aux besoins croissants des sur-régénérateurs à neutrons rapides.Par exemple, le convertisseur peut constituer la principale source de plutonium jusqu'8 l'an 2000 environ, mgme si des sur-régénérateurs à neutrons rapides ayant un temps de doublement de 7,2 années sont introduits dans l'industrie en 1985. Si les sur-régénérateurs ne parviennent pas en moyenne à un temps de doublement inférieur à 20 ans, les convertisseurs constitueront la source principale de plutonium jusqu'en 2040 environ. la totalitdu minerai d'uranium qui sera finalement nécessaire dans un réseau de réacteurs sur-régénérateurs-convertisseurs est directement proportionnelle au rapport des tonnes d'oxyde d'uranium naturel consommé par kilo de plutonium fissile déchargé pour le type particulier de convertisseur utilisé. Pour les réacteursconvertisseurs à neutrons rapides, ce rapport est très inférieur à celui des convertisseurs thermiques ou à eau légère, peut-être de la moitié ou moins. En conséquence, il serait très souhaitable d'utiliser des convertisseurs à neutrons rapides conjointement à des sur-régénérateurs à neutrons rapides pour réduire la consommation de combustible.Cela s'avère exact, même Si la rentabilitd des réacteurs-convertisseurs à neutrons rapides est à la limite, par rapport aux convertisseurs thermiques, pour la production d'une énergie utile. Le facteur compensateur est l'augmentation du rapport de plutonåum produit par unité d'énergie électrique débitée. En fin de compte, il s'agit de mettre rapidement les sur-régénérateurs en service dans le réseau et de réduire la consommation finale du minerai d'uranium. Un autre facteur dont il faut tenir compte en ce qui concerne les réacteurs à neutrons rapides est le. coefficient de vide, c'est a-dire.le coefficient de réactivité exprimant lteffet sur la réactivité d'un accroissement du volume du fluide de refroidissement qui est normalement positif. Dans les réacteurs thermiques, comme ceux refroidis ou ralentis. par 11 eau légère, un vide du fluide de refroidissement est également la cause d'une diminution localisée de la concentration du ralentisseur, ce qui se traduit par une diminution de la. réactivité. Ce type de réacteur thermique a par conséquent tendance à s'équilibrer automatiquement.Il n'en est pas de merle pour les réacteurs à neutrons rapides dans lesquels il se produit un durcissement du spectre des neutrons, ctest-à-dire une augmentation de l'énergie moyenne des neutrons lorsqu'il se produit un vide dans le fluide de refroidissement. Ce durcissement du spectre provoque à son tour une augmentation du nombre moyen des neutrons produits par neutron absorbé dans le combustible. Cette caractéristique plus la diminution de l'absorption des neutrons dans le fluide de refroidissement tendent d'une façon inhdrente å donner un coefficient de vide positif. Egalement, le coefficient de densité du fluide de refroidissement serait négatif, c'est-àdire que la réactivité augmenterait avec une diminution de la densité du fluide de refroidissement.A moins de pouvoir surmonter ces effets par d'autres moyens, comme une forme géométrique du coeur permettant d'accroftre l'augmentation de la chute des neutrons qui accompagne la formation d'un vide dans le fluide de refroidissement, le coefficient global devient positif, ce qui crée un risque. En outre, même si le coefficient de vide positif global est supprimé ou réduit au minimum par une forme géométrique qui accentue l'effet de la fuite des neutrons, le coefficient local pres du centre du coeur où la fuite des neutrons est naturellement faible, peut être encore suffisamment positif pour présenter un danger. Pour éviter ce danger, il a été procédé à la construction de coeurs pour réacteurs sur-régénérateurs à neutrons rapides (brevet des Etats-Unis d'Amérique NO 3 287 224) qui comportent une région centrale contenant du U-233 et du Th-232 et une région intermédiaire comportant du Pu et du U-238 ainsi qu'une couverture externe. Ces réacteurs ont le grave inconvénient d'utiliser le Th et le U-233 qui sont des matières n'existant pas à l'état naturel en quantité importante. La présente invention a notamment pour objet un coeur de réacteur qui combine la conversion et la sur-régénération dans un réacteur à neutrons rapides, en utilisant l'uranium 235 existant à l'état naturel comme composant dXcombustible et en évitant le danger da au coefficient de vide positif des réacteurs sur-régénérateurs à neutrons rapides. Selon l'invention, ledit coeur comporte une région convertisseuse centrale contenant de l'uranium 235 fissile et de l'ura- nium 278 fertile, une région sur-régénératrice intermédiaire près de la région convertisseuse contenant du plutonium fissile et de l'uranium 238 fertile ainsi qu'une couverture externe entourant les régions convertisseuse et sur-régénératrice et contenant de l'uranium 238 fertile. En outre, la région sur-régénératrice entoure la région convertisseuse centrale dans les directions à la fois horizontale et verticale et la couverture entoure les régions convertisseuse et sur-régénératrice dans- les directions à la fois horizontale et verticale. la disposition selon l'invention a les avantages suivants Etant donné que les sections efficaces neutroniques des isotopes d'uranium 235 et de plutonium varient de différentes manières avec l'énergie neutronique, on a constaté que les réacteurs à neutrons rapides chargés d'uranium 235 (c'est-à-dire les convertisseurs à neutrons rapides) ont beaucoup moins tendance à avoir un coefficient de vide positif que les réacteurs à neutrons rapides chargés de plutonium (c'est-à-dire les sur-régénérateurs à neutrons rapides). En-outre, si une partie du plutonium d'un sur-régénérateur à neutrons rapides est remplacée -par de l'uranium 235, le réacteur a beaucoup moins tendance à présenter un coefficient positif.Si l'uranium 235 est concentré d'une manière préfé- rentielle vers le centre du coeur du réacteur, où la tendance vers un coefficient positif est plus- difficile à- combattre par d'autres moyens, on utilise très avantageusement l'effet béné- fique de l'uranium 235. Un autre avantage de l'uranium 235 par rapport au plutonium en ce- qui concerne la sécurité est la plus grande fraction des neutrons retardés résultant de sa fission et qui réduisent la variation du taux de puissance résultant d'une variation donne de la réactivite-. De nouveau, l'effet bénéfique atteint sa valeur maximale si l'uranium 235 est concentré près du centre du coeur du réacteur, où 'l'importance" d'un neutron sous l'angle de la réaction de fission en channe est la plus grande. La présente invention concerne une disposition d'une matière fissile et d'une matière fertile dans le coeur d'un réacteur nucléaire qui a tendance à éviter les dangers que présente 7e coeur ficient de vide positif de réacteurs sur-régénérateurs à neutrons rapidesetqui augmente la fraction effective de neutrons retardée sans compromettre gravement les caractéristiques de sur-régénération et économiques de tels sur-régénérateurs à neutrons rapides.Du fait que les convertisseurs doivent Qtre utilisés avec des surrégénérateurs à neutrons rapides pour fournir du plutonium et du fait qu'iL est souhaitable d'utiliser des convertisseurs à neutrons rapides à cet effet, la présente invention propose de combiner les fonctions de conversion et de sur-régénération dans un tel réacteur à neutrons rapides. Cela combinerait les caractéristiques de sécurité du convertisseur chargé d'uranium 235 avec la sur-régénération et la conversion à gain élevé du surrégénérateur à neutrons rapides. D'autres avantages et caractéris.tiques de la présente invention ressortiront de la description qui va suivre,faite en regard des dessins annexés et donnant à titre explicatif, mais nullement limitatif, une forme de réalisation de l'invention. Sur ces dessins la figure 1 est une élévation d'un réacteur nucléaire en partie en arrachement pour montrer le coeur les figures 2 et 3 représentent schématiquement des coupes verticale et horizontale respectivement du coeur du réacteur selon la présente invention ; et les figures 4, 5 et 6 sont des coupes verticales de cartouches de combustible utilisées dans diverses parties du coeur du réacteur. Dans des réacteurs à neutrons rapides les effets- du spectre des neutrons et de la plus grande production de neutrons sur le coefficient de vide peuvent-être surmontés de manière à obtenir un coefficient de vide positif s'il se produit une augmentation importante de la fuite des neutrons à partir de la matière fissile en cas de vide. Dans des réacteurs sur-régénérateurs à neutrons rapides de dimensions relativement petites, il se produit normalement une fuite appréciable de neutrons qui est augmentée par le vide donnant un coefficient négatif.Toutefois, dans de grands réacteurs sur-régénérateurs à neutrons rapides, l'effet de la fuite des neutrons est très important et l'augmentation du durcis serment du spectre et de la production des neutrons prédomine pour provoquer une augmentation résultante de la réactivité. Ce problème est particulièrement aigu au centre du coeur du réacteur où l'effet-d'une fuite est le plus faible. La présente invention remplace la partie centrale du coeur d'un réacteur à neutrons rapides par une région convertisseuse dans laquelle l'uranium 235 constitue la matière fissile à la place du plutonium. Le problème posé par le coefficient de réactivité en rapport avec le vide est moins important avec l'uranium 235 qu'avec le plutonium. Cela est dû aux causes suivantes (1) La section efficace de fission du plutonium augmente avec l'énergie neutronique, tandis que la section droite de fission de l'uranium 235 diminue dans la plage d'énergie importante. (2) La diminution du rapport de la capture à la fission avec une augmentation de l'énergie neutronique est plus prononcée dans le plutoniumque dans l'uranium 235 dans la gamme d'énergie neutronique importante de grands réacteurs à neutrons rapides. (3) La proportion des neutrons retardés est plus grande avec l'uranium 235 qu'avec le plutonium. Cela signifie que toute au mentation particulière de la réactivité qui peut se produire par suite de la formation d'un vide dans le fluide de refroidissement se traduit par une augmentation de puissance plus faible ou plus lente dans le cas de l'uranium 235. En se référant maintenant aux dessins, la figure 1 représente le réacteur sur-régénérateur-convertisseur à neutrons rapides 10 de la présente invention.- Le coeur 14 est supporté dans l'enceinte 12 du réacteur et se compose de plusieurs ensembles individuels de combustible 16. Le fluide de refroidissement du réacteur, qui dans le cas de réacteurs à neutrons rapides est normalement du sodium liquide, entre par l'ajutage d'entrée 18 et descend dans ltespace annulaire compris entre l'enceinte 12 et le cylindre 20 contenant le coeur. Ensuite, le fluide de refroidissement monte à travers le coeur 16 du réacteur et sort par une conduite de sortie 22. les figures 2 et 3 montrent schématiquement la disposition de la matière fertile et de la matière fissile dans le coeur 14 de la présente invention. Au centre du coeur se trouve une région 24 qui est la région convertisseuse contenant de l'uranium 235 et de l'uranium 238. L'uranium 235 est la matière fissile et l'uraniùm 238 est la matière fertile qui est transformée en plutonium pendant le fonctionnement du réacteur. La région convertisseuse 24 est entourée par une région sur-régénératrice 26 qui con tient du plutonium fissile et de l'uranium 238 fertile comme dans les sur-régénérateurs classiques.Bien qu'on ait représenté la région sur-régénératrice autour de la région convertisseuse dans les directions à la fois radiale et axiale, on envisage également de n'entourer la région convertisseuse par la région sur-régénératrice que dans la direction radiale, en omettant ainsi les parties de la région sur-régénératrice se trouvant au-dessus et au-dessous de la région convertisseuse centrale. les détails précis de l'em- placement et des dimensions relatives de la région convertisseuse et de la région sur-régénératrice dépendent en grande partie du rapport désiré de la conversion à la sur-régénération ainsi que du coefficient de vide. la région sur-régénératrice du réacteur est entourée par la région de couverture contenant de l'uranium appauvri, comme dans les réacteurs sur-régénérateurs classiques, cette couverture contenant de l'uranium 238 fertile; Cette région de couverture se compose d'une partie radiale 28 et de parties axiales 30. les figures 4, 5 et 6 représentent les divers types de cartouches de combustible utilisés pour réaliser le coeur du rdac- teur représenté sur les figures 2 et 3. La cartouche de combustible 32 est utilisée dans la partie centrale du coeur du réacteur et contient en combinaison une matière fertile, une matière fissile et une matière appauvrie qui sont destinées à constituer les trois régions distinctes de couverture (C), sur-régénératrice (S) et convertisseuse (V). Des pastilles 34 qui sont en uranium appauvri se trouvent dans la partie supérieure et la partie inférieure de la cartouche de combustible.Bien qu'on n'ait représenté que des pastilles, il est bien entendu qu'elles peuvent etre aussi grandes ou aussi petites qu'on le désire et qu'on peut les utiliser en un nombre voulu quelconque. Des pastilles 36 qui se composent d'un mélange de plutonium et d'uranium 238 sont situées vers l'intérieur par rapport aux pastilles 34 de la couverture. Ces pastilles 36 constituent la région sur-régénératrice du coeur du réacteur se trouvant au-dessus et au-dessous de la région convertisseuse. Au centre de la cartouche de combustible 32 se trouvent des pastilles 38 contenant un mélange d'uranium 235 et d'uranium 238 et qui constituent la région convertisseuse centrale 24 du coeur. La figure 5 représente une cartouche de combustible 40 qui est utilisée dans la région annulaire située entre-la région convertisseuse centrale et la région de couverture radiale 28. Cette cartouche de combustible 40 contient les pastilles 34 qui se trouvent dans les. régions axiales de couverture 30, le reste de la cartouche contenant des pastilles 36 qui couvrent la distance séparant les deux régions axiales de couverture. Ces pastilles 36 de la cartouche 40 forment la région sur-régénératrice radiale entourant la région convertisseuse centrale. La cartouche de combustible 42 représentée sur la figure 6 est du type utilisé pour constituer la région radiale de couverture 28. Cette cartouche contient sur toute sa longueur des pastilles 34 qui se composent d'uranium appauvri. Bien que la matiere fertile et la matière fissile situées dans la région convertisseuse et la région sur-régénératrice aient été décrites comme étant un mélange intime de la matière fertile avec les deux types de matière fissile, la présente invention ene sage d'autres dispositions. Par exemple, la matière fertile et 1 matière fissile de chacune de ces parties du coeur peuvent titre contenues dans des parties distinctes qui sont chargées dans des cartouches de combustible selon toutes dispositions voulues. Naturellement, l'invention n'est pas limitée à la forme de réalisation décrite et représentée et est susceptible de recevoir diverses variantes entrant dans le cadre et l'esprit de l'inventaePtns - REVENDICATIONS 1. Coeur pour réacteur sur-régénérateur-convertisseur combiné neutrons rapides, coeur caractérisé en ce qu'il comporte une région convertisseuse centrale contenant de l'uranium 235 fissile et de l'uranium 238 fertile, une région sur-régénératrice intermédiaire près de la région convertisseuse et contenant du plutonium fissile et de l'uranium 238 fertile, et une région externe de couverture entourant les régions convertisseuse et sur-régénératrice et contenant de l'uranium 238 fertile. 2. Coeur selon la revendication 1, caractérisé par le fait que La région sur-régénératrice entoure la région convertisseuse centrale dans les directions à la fois horizontale et verticale et en ce que la région de couverture entoure lesdites régions convertisseuse et sur-régénératrice dans les directions à la fois horizontale et verticale. 3. Cceur selon la revendication 2,formé de plusieurs cartouches de combustible, caractérisé en ce qu'il comporte une première série de cartouches/de combustible s'étendant dans la région convertisseuse centrale contenant de 11 uranium 235 et de l'uranium 238 dans sa partie centrale formant la région convertisseuse centrale, de l'uranium 238 à ses deux extrémités formant une partie de la région de couverture et du plutonium et de l'uranium 238 entre le centre et les extrémités et formant une partie de la région surrégénératrice ; une seconde série de cartouches de combustible entourant La première série dans la direction horizontale et contenant du plutonium et de l'uranium 238 dans sa partie centrale formant uns autre partie de la région sur-régénératrice et de l'uranium 238 à ses deux extrémités formant une autre partie de la région de couverture ; et une troisième série desdites cartouches de combustible entourant la seconde série dans la direction horizontale contenant sur toute sa longueur de l'uranium 238 formant une autre partie de la région de couverture.