La présente invention concerne un ensemble d'éléments combustibles utilisables dans un réacteur nucléaire et un réacteur destiné à recevoir un tel ensemble. Les éléments combustibles connus employés dans les réacteurs nucléaires peuvent Autre divisés en deux catégories générales : les éléments en forme de plaques planes et les éléments en forme de barres cylindriques. Dans les éléments combustibles en forme de plaques, le combustible doit être lié métallurgiquement au gainage. Les éléments combustibles de ce type sont habituellement disposés parallèlement entre eux et assemblés par brasage entre deux plaques pour former un semble d'éléments combustibles.De nombreuses difficultés surviennent lors de la fabrication de ces ensembles d'éléments combustibles, parmi lesquelles la déformation des plaques de combustible et du gainage provoquée par les températures élevées de brasage, le "cloquage" (formation de poquettes) des éléments combustibles au cours du brasage, l'introduction de poison dans les assemblages brasés, ce qui réduit le nombre de neutrons disponibles pour la fission et les fuites de substance corrosive en provenance de l'assemblage brasé quand l'ensemble est au contact de l'agent de transfert de la chaleur du réacteur. Les éléments combustibles en forme de barres cylindriques sont constitués par une matière fissile céramique telle que le bioxyde d'uranium U02, constituée par un certain nombre de pastilles cylindriques tassées et superposées (mais non liées entre elles) à l'intérieur d'une gaine tubulaire cylindrique, bouchée à ses extrémités. On peut citer parmi les matériaux pour gaines ayant une faible section de capture des neutrons thermiques, l'aluminium, le zirconium, les alliages de zirconium ou l'acier inoxydable. Les éléments combustibles cylindriques de ce type présentent divers inconvénients, à savoir : la difficulté de fabrication de tubes de zirconium de longueur appréciable et il est donc nécessaire de réaliser plusieurs éléments tubulaires courbes et non un seul tube long; les températures axiales élevées (sur l'axe longitudinal d'un cylindre) dues à de mauvaises caractéristiques de transfert de la chaleur entre la matière céramique et la gaine.étant donné qu'il n'y a pas d liaison entre le combustible et la gaine; la surface limitée de transfert de la chaleur entre le combustible et la gaine; et les diamètres nécessairement assez importants des éléments combustibles tubulaires en céramique.Toutefois, le plus grave inconvénient de ces éléments combustibles en forme de barres cylindriques est le suivant : en cas de rupture d'une gaine, le combustible et les produits de fission libérés par ce combus tible pénètrent dans l'agent de transfert de chaleur du réacteur qui est normalement à une pression et une température élevées et le rendent radio actif, ce qui oblige à arrêter le réacteur. On a fait de nombreuses tentatives pour réaliser un élément combustible nucléaire qui remédie à ces inconvénients de la technique antérieure. Une de ces tentatives est l'enveloppe en forme de plaque plane compartimentée pour éléments combustibles en céramique non liée au combustible (voir brevet des Etats-Unis d'Amérique nO 3.070.527). Le combustible incorporé dans cet élément combustible est constitué par des plaquettes de poudre tassée de 12,7 mm de largeur et 152 mm de longueur. Ces plaquettes sont tassées par compression et frittées à des densité élevées (environ 96 % de la densité théorique). On a essayé, dans le brevet des Etats-Unis d'Amérique nO 3.070.527 précité, en utilisant ce mode de construction, de réduire la quantité de combustible et de produits de fission de celui-ci qui risqueraient d'être en contact avec l'agent de transfert de la chaleur en cas de rupture de la gaine. Cependant, la quantité de combustible et de produits de fission produits par une plaquette provoque une contamination importante de l'agent de transfert de la chaleur. L'utilisation de combustibles hétérogènes, dans lesquels les particules de matière fissile sont dispersées dans, ou entourées par, une matrice ne contenant pas de combustible, se développe rapidement. Ce système conduit à une structure dans laquelle les particules contenant du combustible sont présentes sous forme de petits éléments isolés de combustible, enfermés chacun dans une matrice. L'ensemble obtenu est plus stable vis-à-vis des rayonnements que les combustibles homogènes comparables étant donné que sa vie utile est accrue par la limitation des dommages provoqués par les produits de fission. Les procédés de fabrication de la technique antérieure de combustibles sous forme de dispersion font intervenir le mélange de particules comportant. un revêtement avec un précurseur en poudre de la matière de la matrice. Le mélangeage par ce procédé conduit à une distribution non uniforme des particules sphériques de combustible dans la matière de la matrice. Cette non-uniformité est un grave inconvénient et est particulièrement marquée quand les particules sphériques de combustible et celles de la poudre de précurseur de la matrice sont de forme et de dimensions très différentes. Cette absence d'uniformité est par ailleurs un grave inconvénient quand on désire mélanger le combustible avec des ingrédients additionnels, tels que des poisons combustibles par exemple, des particules revêtues de carbure de bore.Même dans les conditions les plus parfaites de mélange, une certaine non-stniformltf de la répartition des particules est inhérente à ce procédé, à cause de la répartition largement étalée des dimensions des particules sphériques de com bugtible elles-mmes, lorsqu'elles sont obtenues par des procédés classiques de traitement des matières céramiques. Pendant l'opération de mélange, les particules de combustible viennent parfois accidentellement en contact les unes avec les autres. Ceci provoque une rupture du revêtement des particules et u e libération du combus- tible dans le précurseur de la matrice. Ceci peut conduire au rebutage pour qualité insuffisante de l'ensemble d'éléments combustibles terminés. Le combustible ainsi libéré risque de contaminer la matrice dans l'élément combustible terminé et cela conduit à la formation de points chauds, à une détérioration de la matière de la matrice et à une libération de produits de fission. I1 arrive souvent que ces défauts ne soient pas détectés lors de l'lntroduction d'un ensemble d'éléments combustibles dans un réacteur.Une défaillance d'un élément coibustible pendant le fonctionnement du réacteur ccnduit à une contamination de l'agent de transfert de la chaleur, de l'environnement du réacteur et finalement à l'arrêt du réacteur. Pendant l'opération de mélange et les opérations de pressage et de tassement qui suivent, la non-uniformité de la répartition dans l'espace des particules ainsi que des dimensions et des formes des particules provoquent fréquemment des chocs violents entre particules sphériques ce qui conduit à un aplatissement et une dilatation des particules recouvertes d'un revetement, de sorte qu'il se produit un étirement et des microfissures de ltélément combustible. Ce comportement conduit à la formation de points chauds dans un réacteur et aussi à la fissuration de l'élément, ce qui provoque une contamination de la matrice d'éléments combustibles et de l'environnement par des produits de fission. Des éléments combustibles ont été préparés antérieurement en mélangeant de manière désordonnée des microsphères à des poudres métalliques. Les poudres contenant des microsphères sont ensuite comprimes et laminées de manière à former une plaque. La teneur en combustible de ces plaques a été limitée à 15 % en volume au maximum et souvent n'a pas dépassé 10 ou 127. en volume. Pour des charges supérieures à celles-ci, de nombreuses microsphères viennent mutuellement en contact, provoquant ainsi des ruptures mutuelles des particules pendant le laminage. Ces ruptures conduisent à une interconnexion entre les pores, ce qui nuit à la résistance à la corrosion, aux caractéristiques de transfert de la chaleur et au fonctionnement sans aléas de la plaque de combustible. La présente invention concerne un ensemble d'éléments combustibles utilisables dans un réacteur nucléaire qui comprend a) un ensemble d'éléments combustibles plats, orientés longitudinalement, parallèles, constitués par des plaques de garnissage avec des alvéoles, formant de préférence un ensemble ordonné, ayant un diamètre compris entre 10 et 3000 micromètres, et lesdits alvéoles contiennent un combustible nucléaire et sont assujettis par des plaques de gainage qui coopèrent avec eux pour enfermer complètement ledit combustible nucléaire. b) des canaux espacés mutuellement pour l'agent de transfert de la chaleur et séparant lesdits éléments et c) des plaques latérales assemblées auxdits éléments combustibles aux extrémités opposées de ceux-ci. Ces plaques alvéolaires sont dénommées dans le présent document : "plaques de combustible". Un élément combustible contient une ou plusieurs plaques de combustible empilées et enfermées par des plaques de gainage (à la partie supérieure et à la partie inférieure). Evidemment le nombre de ces plaques est illimité. Bien qu'en général une seule plaque de combustible soit incorporée, il ne serait pas extraordinaire d'en incorporer 10 ou même plus à l'intérieur de chaque élément. Une quantité raisonnable de métal de la matrice doit être intercale entre les alvéoles pour préserver l'élément de toute perturbation par l'action de fragments de matière fissile. L'utilisation de particules sphériques à la place de particules classiques de forme irrégulière ou à la place de plaquettes de poudre tassée est très avantageuse lors de la fabrication des éléments combustibles, pour plusieurs raisons. Les particules sphériques se brisent moins souvent pendant les opérations nécessaires pour le façonnage des éléments combustibles, étant donné qu'une sphère bénéficie d'une stabilité structurelle propre. Les particules sphériques de combustible sont maintenues séparées à l'intérieur d'une matrice de manière à réduire au minimum la zone de dommage par les radiations autour d'elles. Une particule sphérique présente également une surface minimale par unité de volume, ce qui à son tour réduit au minimum la corrosion ou les réactions entre le combustible et la matrice.Les particules sphériques de combustibles conduisent par ailleurs à une densité accrue lors du tassement et à une diminution de l'allongement de l'élément combustible pendant le façonnage. Les particules microsphéroYdales décrites dans le brevet des Etats-Unis d'Amérique nO 3.331.785 ont des caractéristiques physiques et chimiques uniques en leur genre qui les rendent particulièrement avantageuses pour l'incorporation dans l'ensemble d'éléments combustibles selon l'invention On a préparé des microsphères par d'autres procédés, mais en général elles n ont pas les caractéristiques chimiques et physiques nécessaires pour la fabrication des plaques de garnissage selon la présente invention. Par exemple, ces dernières peuvent être produites à des cotes très précises et de cette manière peuvent être logées avec précision dans les alvéoles.Pour ce motif, on peut réaliser des alvéoles de forme et de dimensions régulières dans lesquels ces sphères s'adaptent tout juste, ceci assurant une répartition économique et régulière du combustible dans chaque plaque. Cela n'est pas possible quand les particules ont des formes irrégulières et des dimensions très variables. Dans un mode d'exécution de l'invention, les alvéoles forment un ensemble régulier dans lequel elles occupent des positions correspondant à l'un des 17 groupes de réseaux (voir "International Tables for X-ray Crystallography", pages 58 à 72). Dans un second mode d'exécution, les alvéoles forment un ensemble prédéterminé irrégulier dans lequel l'espacement entre les alvéoles varie d'un point à l'autre de la plaque de combustible. Des sphères de forme régulière peuvent être plus facilement recouvertes d'un enduit que des particules de forme irrégulière. Les revêtements de ces particules sont uniformes et retiennent très bien les produits de fission. Etant donné que leur texture superficielle est lisse, ces revêtements sont résistants et n'ont aucune tendance à s'affaiblir pendant le façonnage ou l'emploi dans un réacteur. On peut citer parmi les revêtements appropriés le niobium, le nickel, l'alumine, les graphites pyrolytiques et d'autres matériaux semblables. Une des principales difficultés rencontrées avec certaines microsphères connues, caractérisées par une forme médiocrement sphérique et une surface irrégulière.a pour origine la migration de l'uranium à travers le revêtement en des points où des irrégularités de surface existent. Dans le procédé classique de façonnage des sphères, des températures élevées sont nécessaires pour donner une forme sphérique aux particules de forme irrégulière et pour obtenir une composition uniforme ou une solution solide homogène dans des systèmes binaires ou à plusieurs composants. Ces températures élevées sont incompatibles avec une faible densité (40 à 80% de la densité théorique). Dans le procédé décrit dans le brevet des Etats-Unis d'Amérique n 3.031.785 précité, on réalise une solution solide et une transformation en particules sphériques de matières premières qui ont été traitées à des températures ne dépassant pas 100 C, ou même 8O0C. On peut choisir pour ces microspheres des dimensions très diverses, en général 50 à 3000 micromètres avec une répartition entre des limites rapprochées dans cet intervalle. Les densités peuvent varier entre environ 40 % et plus de 90 % de la densité théorique. On peut les préparer en leur incorporant d'autres matières, comme par exemple de la zircone, qui améliore les propriétés physiques du combustible constitué par un oxyde d'actinide. On peut incorporer à ces microsphères, si on le désire, divers poisons nucléaires, des poisons pour les neutrons ou des modérateurs de neutrons si on le désire. Avec l'ensemble selon l'invention, le combustible est protégé vis-à-vis de l'agent de transfert de la chaleur du réacteur et par conséquent vis-à-vis de réactions chimiques nuisibles; l'introduction de produits de fission dans l'agent de transfert de la chaleur est réduite; toute diffusion ou migration importante du combustible aux températures de fonctionnement élevées est empêchée; des dispositions sont prises en ce qui concerne le gonflement des particules de combustible pendant l'accumulation de produits de fission; les dommages provoqués par le recul dA aux produits de fission sont limités à une petite région et une augmentation des charges de combustible, exprimées en pourcentage, en volume, par rapport à celle permise actuéllement est réalisable.La matrice est réalisée en une matière résistant à la corrosion, avec une faible section de capture des neutrons thermiques, choisie dans le groupe constitué par l'aluminium, les alliages d'aluminium, l'acier inoxydable, les divers alliages de zirconium tels que le "zircaloy", le zirconium, le graphite, la glucine et l'alumine. Cet ensemble peut être réalisé sous la forme d'une série de plaques ou de cylindres concentriques superposés entre lesquels sont intercalés des canaux pour permettre la circulation d'un agent liquide ou gazeux de transfert de la chaleur. Le combustible peut être une matière fertile, une matière fissile ou un mélange de matières fertiles et fissiles. Les particules sphériques recouvertes d'un enduit dispersées dans l'élément combustible peuvent aussi être utilisées très avantageusement dans les réacteurs du type "semence-et-enveloppe" ("seed-and-blarket"). Les réacteurs à germes et couche fertile sont destinés à obtenir le maximum de puissance utile à partir de l'uranium ou du thorium naturels. La couche de combustible nucléaire fertile, par exemple de l'uranium U238 naturel, ou provenant d'une autre source , ou bien du thorium, capture une forte proportion des neutrons en excès par rapport à ceux nécessaires pour maintenir la réaction en chaîne. La couche fertile régénère une matière fissile par production de Pu 239 ou U233. On réduit ainsi au minimum les frais de premier établissement et la dépense d'uranium 235 ou de thorium. Le plutonium engendré est brûlé sur place dans le coeur et les dimensions du coeur sont réduites au minimum pour une puissance utile donnée.Lorsque l'utilisation du coeur se prolonge, on observe une augmentation progressive du rapport de la puissance produite dans la couche fertile à celle produite dans les germes. Un avantage du réacteur à germes et couche fertile consiste en ce qu'il évite le maximum -excessif- de puissance qui se produit au centre d'un coeur chargé uniformément. On peut réaliser un ensemble d'éléments combustibles selon l'invention dans lequel les composants respectifs des germes et de la couche fertile sont convenablement répartis, soit à l'intérieur de la même plaque de combustible, soit à l'intérieur de plusieurs plaques de combustible ou de toute combinaison choisie de celles-ci. Après que le combustible a séjourné dans le réacteur pendant quelques temps, il faut l'en retirer et le régénérer. Le combustible restant après une régénération est recyclé en vue du façonnage de nouveaux éléments combustibles. Etant donné que, dans la présente invention, le combustible est facilement séparé de la matrice, on peut réduire considérablement les dépenses de régénération, ce qui est un encouragement important à la conservation des combustibles nucléaires. L'invention sera mieux comprise par l'examen du dessin annexé dans lequel les figures 1 à 3 représentent une disposition des microsphères à l'intérieur des plaques de combustible et les figures 4 à 6 une disposition des plaques de combustible dans un ensemble d'éléments combustibles. La figure 1 représente une vue en plan, feuille séparéd'une plaque de combustible, après compression. Cette figure représente les microsphères 1 à l'intérieur de la plaque 2 et l'espace vide autour de chacune des particules. La figure 2 est une coupe transversale de la figure 1 suivant la ligne 2-2 et représente une partie d'une feuille séparée. La microsphère 1 est placée dans l'alvéole de manière qu'un espace vide subsiste pour recueillir les gaz et autres produits de fission et pour permettre une dilatation de la microsphère 1. La position d'une microsphère isolée dans la feuille 2 est représentée sur cette figure. La figure 3 est une coupe d'une forme de réalisation d'une plaque de combustible terminée. Cette plaque de combustible comprend des feuilles supérieure et inférieure 3.La disposition des microsphères 1 par rapport aux parties non perforées de la plaque de combustible 2 est représentée sur cette figure. Les feuilles séparées constituant la plaque de combustible sont liées entre elles. Etant donné qu'il est en général souhaitable d'exclure l'air des espaces à l'intérieur des alvéoles non occupés-par des particules ainsi que du combustible luismême, cette liaison est réalisée très avantageusement sous vide ou en présence d'un gaz inerte tei que l'azote, l'hélium, " argon etc. Ceci peut être réalisé par différents procédés parmi lesquels on peut citer le collage, le soudage, le pressage, le laminage, l'assemblage sous vide le brasage etc. Quand la sphère a une densité maximale et qu'il est souhaitable de censervef des espaces vides dans chacun des alvéoles pour faciliter le recueil des produits de fission et pour laisser de la place pour le gonflement individuel des microsphères, ces feuilles sont assemblées et liées par pressage, soudage, ou tout autre moyen qui permet de conserver tout ou partie des espaces vides résiduels dans les alvéoles. Le rapport du volume d'un alvéole au volume du combustible qu'il contient est de préférence compris entre 1(1 et 2/1. L'ensemble d'éléments combustibles selon l'invention présente un certain nombre d'avantages.D'un point de vue particulier, il constitue un moyen commode de disperser des matières autres que C02 dans la région occupée par l'oxyde uranium U02 combustible (les combustibles à base d'uranium sont de préférence sous forme d'oxydes). On peut citer parmi les matériaux qui peuvent être mélangés avec U02, dans divers types de réacteurs, les suivants a) autres matières combustibles telles que Pu02 ou Th02 b) poisons combustibles tels que le gazolinium, par exemple sous forme de Gd203, ou divers composés du samarium et du bore, par exemple B4C, c) particules de U02 ayant un taux d'enrichissement en uranium 235 différent de celui du combustible de base. Les matières autres que U02 peuvent atre dispersées dans la totalité des éléments combustibles avec une répartition choisie à volonté, par exemple une répartition uniforme, par zones séparées ou avec une concentration graduée. La redistribution ou les pertes de matériaux autres que U02 pendant la fabrication, qu'on observe lors du frittage des pastilles de U02 contenant des matériaux autres que U02 sont éliminées par la présente invention. La redistribution des constituants au cours d'une irradiation est également réduite ou supprimée, ce qui empêche l'élément combustible de subir des dommages mécaniques.La possibilité de régler avec précision la composition du combustible et la répartition de cette composition entraident les avantages ci-après a) aplatissement de la courbe de répartition de la poudre, dans le sens de la longueur d'un ensemble d'éléments combustibles ou d'une plaque à l'autre dans un ensemble d'éléments combustibles. Ceci permet de réduire les dimensions du coeur et le combustible nécessaire pour une puissance utile donnée. Une diminution des dimensions du coeur (augmentation de la puissance spécifique) présente des avantages qui dépassent le cadre du coeur. Le principal avantage consiste en ce qu'on peut utiliser une cuve de réacteur de dimensions moindres, ce qui réduit le prix de ladite cuve et de l'équipement qui lui est associé. Par exemple, une diminution des dimensions de la cuve du réacteur conduit à une diminution de la quantité d'agent de transfert de la chaleur nécessaire. Ceci réduit à son tour les dimensions et/ou la pression nominale nécessaires du réservoir d'agent de transfert de la chaleur, ce qui réduit encore le prix global, b) un contrôle précis de la réactivité par des poisons combustibles qui conduit à un minimum de poison résiduaire à la fin de la vie utile. Ceci augmente la vie utile du coeur et réduit la rigueur des conditions concernant les barres de réglage. Ces deux perfectionnements présentent des avantages économiques.Une augmentation de la vie utile du coeur réduit le prix de revient unitaire de l'énergie étant donné que le coût du façonnage du combustible, de son expédition et de sa régénération (qui ne sont pas influencés par la vie utile du coeur) sont répartis sur une production totale d'énergie plus importante. Une réduction de la rigueur des conditions concernant les barres de réglage conduit à des économies étant donné que le nombre de barres de réglage et de mécanismes de commande de celles-ci nécessaires diminue. Un second avantage particulier de la présente invention est qu'elle fournit un moyen de régler la répartition de la densité du combustible dans le sens de la longueur de chaque plaque de combustible ou d'une plaque à l'autre. On peut avoir recours à des variations appropriées de la densité du combustible pour aplatir la courbe de répartition de la puissance développée par le coeur, ce qui augmente ainsi la puissance volumique dans le coeur ainsi que sa puissance spécifique, tout en réduisant les conditions imposées au combustible et aux dimensions du coeur. Le gonflement des combustibles à base d'U02 résultant de la formation de produits de fission au sein de U02 et d'une augmentation de la plas ticité de U02 par irradiation ont été fréquemment observés. Ce phénomène impose des limites à la vie utile d'un élément combustible irradié et impose certaines limitations à la réalisation des éléments de combustible en céramique. Un troisième avantage particulier de l'invention consiste en ce qu'elle donne la possibilité de staccommoderdu gonflement des particules individuelles de U02 sans déformation d'ensemble des plaques de combustible, grâce à un mode de construction dans lequel on prévoit un espace pour donner à chaque particule la possibilité de se dilater. Cet espace est obtenu par trois procédés différents a) sous forme d'une région vide centrale à l'intérieur de chaque particule b) à l'intérieur de chaque alveole de la plaque formant matrice dans laquelle chaque particule est mise en place. Quand des particules sphériques de U02 sont introduites dans des alvéoles cylindriques ayant une hauteur et un diamètre égaux au diamètre de la particule sphérique, le rapport du volume de l'alvéole au volume de la particule est égal à (formule dans laquelle R représente le rayli, c'est-à-dire 1,5/1, c) sous forme de pores répartis à l'intérieur de particules de densité inférieure à 100% de la densité maximale. La possibilité de s'accommoder du gonflement des particules sans déformation d'ensemble correspondante de la plaque de combustible est un avantage appréciable. On peut améliorer le taux d'utilisation du combustible sans risque d'obstruer localement le passage de l'agent de transfert de la chaleur. L'amélioration de l'utilisation du combustible conduit à une augmentation de la durée utile du coeur avec les avantages économiques associés. La libération de produits gazeux de la fission par l'oxyde U02 combustible au cours de l'irradiation est,pour tous les réacteurs, une considération importante en ce qui concerne la réalisation, étant donné les fuites possibles de ces gaz radioactifs en direction de-l'agent de transfert de la chaleur et des composants de l'ensemble de transfert de la chaleur, ce qui complique l'entretien, et le dégagement possible de ces gaz en direction de l'extérieur. On a observé que le dégagement des gaz de fission augmente lorsque la température de U02 augmente ainsi que le taux d'utilisation du combustible. Un quatrième avantage particulier de l'invention consiste en ce qu elle permet de réduire le dégagement des gaz produits par la fission. Les vides présents dans les particules individuelles d'U02 et dans les aivéoles dans lesquels chaque particule est placée laissent de la place pour l'accu mulation des gaz de fission qui sont dégagés par U02. Dans les éléments combustibles du type "pastilles sous tube", les gaz de fission provenant de toutes les parties de la barre combustible sont recueillis dans un espace unique, interconnecté. Toute perforation de la gaine tubulaire provoque par conséquent la libération de tous les gaz de fission produits dans cette barre combustible même si la défaillance de la gaine n intéresse qu'un seul point. Avec la présente invention les gaz de fission qui se dégagent des particules de U02 sont recueillis dans des régions individuellement séparées et isolées Des défaillances localises d'une gaine ou d'une plaque libèrent seulement ine fraction de la totalité des gaz de fission en direction de l'agent de transfert de la chaleur du réacteur. Ceci constitue un avantage important du point de vue sécurité. Un cinquième avantage particulier de l'invention consiste en ce qu'élle fournit un moyen d'abaisser la température de fonctionnement de la phase combustible grâce à la présence d'une matrice métallique ayant une conductivité thermique supérieure à celle de U02 Pour une vitesse donnée de production de la chaleur et une température donnée de l'agent de transfert de la chaleur du réacteur, la température en service des particules de U02 est inférieure à celle de la masse de U02 dans des éléments combustibles du type pastilles sous tube, dans lesquels on observe couramment le long de l'axe longitudinal, des températures voisines de la température de fusion de U02. Dans un réacteur de puissance à neutrons rapides (par exemple un réacteur surrégénérateur à neutrons rapides) il est avantageux de disposer d'un aussi grand nombre possible de mécanismes incorporés à action ultrarapide pour ralentir la réaction à titre de mesure de sécurité. Un de ces mécanismes est constitué par la densité du combustible. La dilatation par la chaleur du combustible augmente en même temps que la puissance. Par conséquent, une accélération de la réaction conduit à une diminution de la densité du combustible et par conséquent réduit la réactivité d'un coeur correctement réalisé. Un sixième avantage particulier de l'invention consiste en ce qu on peut en tirer parti pour augmenter le coefficient négatif d'augmentation de la réactivité du combustible si les sphères de U02 sont encastrées dans des plaques métalliques qui ont des coefficients de dilatation thermique supérieurs à ceux des combustibles céramiques U02-PuO2 et UC-PuC couramment utilisés. Les coeurs de réacteurs doivent être réalisés de manière à tirer profit de cette augmentation du coefficient négatif de réactivité du combustible. On comprendra mieux la présente invention et sa mise en oeuvre dans les réacteurs nucléaires à l'aide des exemples détaillés ci-après de projets de réacteurs, en se référant aux figures 4, 5 et 6 du dessin annexé. EXEMPLE 1 Coeur de réacteur à eau bouillante Un ensemble connu d'éléments combustibles normalisés pour les réacteurs à eau bouillante est constitué par 49 barres de combustible du type pastilles d'U02 sous tube avec gaine de zircaloy, formant un ensemble de 7 x 7 barres. La longueur totale de cet ensemble est de 3,7 m. La figure 4 explique l'emploi d'un ensemble d'éléments combustibles selon l'invention dans un coeur de remplacement pour un réacteur à eau bouillante de puissance nominale 2436 Nw thermiques. Cet ensemble est constitué par des plaques planes contenant des particules d'U02 combustibles formant un ensemble ordonné et les dimensions de sa section transversale sont identiques à celles de l'ensemble normalisé. La longueur totale de l'ensemble selon l'invention est identique à celle de l'ensemble connu, ou bien cet ensemble est constitué par plusieurs ensembles plus courts qui sont ensuite réunis mécaniquement. L'ensemble selon l'invention est plus simple à deux points de vue que l'ensemble normalisé. Tout d'abord, des pièces d'écartement intermédiaires employées pour supporter les longues barres minces de combustible de l'ensemble normalisé sont inutiles dans l'ensemble selon l'invention grace à la rigidité des plaques planes. On peut courber légèrement ces plaques pour augmenter leur rigidité. Deuxièmement, il est inutile de placer des grilles planes aux extrémités supérieure et inférieure de l'ensemble, grâce à sa rigidité. L'ensemble selon l'invention peut fournir facilement des surfaces de transfert de la chaleur et des sections de circulation de l'agent de transfert de la chaleur suffisantes. On voit sur la figure 4 que les surfaces de transfert de la chaleur et les sections de circulation de l'agent de transfert de la chaleur sont à peu près identiques à celles qui existent dans l'ensemble normalisé. La longueur L et la largeur K de l'ensemble (figure 4) sont toutes deux égales à 13,8 cm. Chaque élément combustible 22 est séparé des autres par un canal 23 pour l'agent de transfert de la chaleur. L'épais seur N de la plaque de combustible est de 6,2 mm. La largeur M du canal pour l'agent de transfert de la chaleur est de 7,8 mm.Etant donné le degré d'aplatissement de la courbe de répartition de la puissance, l'étendue de la surface pour le transfert de chaleur nécessaire dans l'ensemble selon l'invention est effectivement plus petite que pour l'ensemble normalisé. La répartition plus uniforme de la puissance dans le coeur de l'ensemble selon l'invention réduit aussi le débit total nécessaire d'agent de transfert de la chaleur. La quantité totale d'uranium 235 contenue dans un ensemble normalisé est de 3,9 kg. Comme l'indique le tableau I ci-après, une quantité nettement plus importante de matière fissile est présente dans l'ensemble selon l'invention, pour des valeurs raisonnables de la densité des particules par rapport à la densité théorique, de l'enrichissement en uranium 235 et de la fraction volumique de U02 dans la matrice. On voit que, pour cette réalisation, l'ensemble de plaques planes selon l'invention permet de remplacer directement un ensemble normalisé pour réacteur à eau bouillante. EXEMPLE 2 Coeur de réacteur à eau bouillante de volume réduit On ne peut tirer entièrement parti des avantages de réalisation de l'ensemble selon l'invention avec un noyau de remplacement dans lequel le nombre et les dimensions extérieures des ensembles sont définis à par tir de la réalisation originelle du réacteur. Cependant, on peut réduire considérablement les dimensions du coeur et du récipient qui le contient si la réalisation du réacteur est basée sur l'ensemble selon l'invention. On indique dans le présent exemple la réduction réalisable des dimensions. On construit un coeur de réacteur à eau bouillante avec une puissance nominale de 2436 NW. On utilise des ensembles d'éléments combustibles de dimensions extérieures identiques aux dimensions extérieures d'un ensemble normalisé de réacteur à eau bouillante, mais constitué par des plaques planes de combustible. La figure 4 représente à nouveau une coupe du coeur combustible. Dans ce cas, la longueur L et la largeur K de l'ensemble, indiquées sur cette figure, sont toutes deux de 13,8 cm. Les éléments combustibles sont séparés par un canal 23 pour l'eau. L'épaisseur N de la plaque de combustible est 5,6 mm. La largeur M du canal pour l'eau de 7,1 mm. Grâce à la mise en oeuvre des éléments combustibles plats selon l'invention, on réduit la puissance maximale radiale de 10 % et la puissance maximale globale de 20 % par rapport à la réalisation normalisée de réacteur à eau bouillante. On peut avoir recours à diverses combinaisons différentes d'enrichissement en combustible, de densité des particules et de fractions volumiques de U02 dans la matrice. Elles figurent sur le tableau II ci-après. Le nombre total d'ensembles d'éléments combustibles dans le noyau, pour tous les ensembles du tableau II, est de 404. Ceci représente une réduction de 21 % du nombre des ensembles par rapport aux 560 ensembles du coeur de réacteurs à eau bouillante connus de même puissance nominale de 2436 MW. EXEMPLE 3 Réacteur à eau pressurisée de dimensions réduites avec une puissance spécifique élevée. I1 existe un certain nombre d'applications des réacteurs dans lesquelles un ensemble peu encombrant de puissance spécifique élevée est extrêmement avantageux. On peut citer comme premier exemple les réacteurs marins qui sont utilisés pour la propulsion des navires. Des puissances élevées sont souhaitables pour que ces navires atteignent de grandes vitesses et augmentent ainsi les recettes en transportant des charges plus grandes par unité de temps. On désire un ensemble peu encombrant, étant donné que le poids et les dimensions de l'appareil propulsif ne doivent pas réduire sensiblement la charge utile du navire. Le bâtiment à propulsion nucléaire de la marine de commerce américaine, à savoir de N.S. SAVANNAH, comporte un coeur de réacteur nucléaire constitué par 32 ensembles d'éléments combustibles chacun de 21,6 x 21,6 cm de section transversale Chaque ensemble d'éléments combustibles comporte 164 barres de combustible de 1,27 cm de diamètre. Le réacteur du N.S. Savannah est du type à eau pressurisée. Des études récentes concernant la sécurité ont montré que la puissance maximale est limitée par la température maximale des pastilles de combustible à une valeur de 104 Pw thermiques. On a étudié un ensemble d'éléments combustibles selon l'invention de dimensions extérieures égales aux dimensions extérieures des réacteurs à eau pressurisée connus. La figure 5 représente une coupe du coeur combustible. La longueur R et la largeur Q (voir cette figure) sont toutes deux de 21,6 cm. Les éléments combustibles 30 sont séparés par des canaux 31 pour l'eau. L'épaisseur O des plaques combustibles est de 2,2 mm. La largeur P du canal est de 2,9 mm. La puissance fournie par le noyau est portée au maximum tout en maintenant inchangés le nombre et les dimensions des ensembles d'éléments combustibles. Ceci a été réalisé dans le cadre des limitations correspondant à l'état actuel de la technique des réacteurs à eau pressurisée. On a choisi comme paramètres représentatifs de l'état actuel de la technique les paramètres ci-après Vitesse de l'agent d'échange de la chaleur 16,5 km/h Flux de chaleur maximal 1,086.105 kcal/h/m Echauffement moyen de l'agent de transfert de la chaleur dans le coeur 27,8 C Pression de fonctionnement normale 113 kg/cm (égale à celle sur le N.S. Savannah) Température moyenne de l'agent de 264"C (égale à celle pour transfert de la chaleur le N.S.Savannah) Epaisseur des plaques de combustible y compris le revêtement 2,2 mm Epaisseur du revêtement 0,25 mm Les équations définissant les limitations du transfert de chaleur et du transport de chaleur ont été écrites en fonction du nombre de plaques de combustible par ensemble et de la puissance thermique totale du coeur. Ces équations ont été résolues simultanément en vue de déterminer les valeurs acceptables de ces deux parametres. Les résultats ont indiqué qu'un coeur utilisant les plaques de combustible selon l'invention mais comportant des ensembles d'éléments combustibles en nombre égal et avec des dimensions identiques à ceux du coeur du N.S. Savannah pourraient produire 400 gaz Chaque ensemble comporterait 42 plaques de combustible.La température maximale des plaques de combustible a été ensuite calculée et on a trouvé qu'elle est voisine de 3770C ce qui correspond bien à l'état actuel de la technique pour les matériaux des matrices réalisables. Comme on l'a indiqué ci-dessus, la puissance du N.S. Savannah est actuellement limitée à 104 MW si l'on tient compte de la température maximale admissible pour le combustible. Pour porter la puissance à 400 MW, comme c'est le cas pour le présent projet, il faudrait environ 630 barres combustibles du type pastilles sous tube dans chaque ensemble d'éléments combustibles. I1 est pratiquement impossible d'obtenir un tel résultat dans la pratique sans augmenter les dimensions de la section transversale de chaque ensemble (et par conséquent les dimensions globales du coeur) dans une forte proportion. On a calculé l'intervalle possible des valeurs des charges en combustible fissile pour le coeur selon le projet de la demanderesse. Les calculs étaient basés sur une densité des particules égales à 75 % de la densité théorique et une fraction volumique du combustible de 25% dans la matrice. On a choisi comme variables la charge en uranium 235 par ensemble ainsi que ltenrichissement en uranium 235. Les-résultats sont portés sur le tableau III ci-aprèe en fonction de la charge en matière fissile de l'ensemble de plaques combustibles selon l'invention comparée à la charge moyenne en matière fissile de chaque ensemble de type classique d'éléments combustibles de N.S. Savannah. Ces résultats indiquent qu'on peut réaliser une charge en combustible égale à 4,66 fois celle du N.S.Savannah par l'emploi d'ensembles d'éléments combustibles selon l'invention. EXEMPLE 4 Noyau pour réacteur surrégénérateur à neutrons rapides comportant comme agent de transfert de la chaleur un métal à l'état liquide. Les réacteurs surrégénérateurs à neutrons rapides forment une catégorie très importante de réacteurs. La puissance, en général élevée par unité de volume (comparée aux réacteurs de puissance classique à eau bouillante et à eau pressurisée) des réacteurs surrégénérateurs à neutrons rapides a conduit à des réalisations comportant des ensembles très ramassés de tiges de petit diamètre ou de plaques minces. Les conditions concernant le réglage du réacteur sont beaucoup plus rigoureuses pour les réacteurs surrégénérateurs à neutrons rapides que pour les réacteurs classiques à neutrons thermiques. La proportion réelle de neutrons retardés provenant du plutonium combustible dans un réacteur surrégénérateur type à neutrons rapides représente environ la moitié de celle correspondant à un coeur garni d'uranium combustible de réacteur à neutrons thermiques et la durée de vie des neutrons rapides dans le réacteur à neutrons rapides est beaucoup plus faible que dans un réacteur à neutrons thermiques. On a proposé un procédé destiné à réduire les difficultés propres au réglage de la réactivité, à savoir un "ensemble d'éléments combustibles à expansion réglée". Un tel ensemble est constitué par un élément de structure garni le combustible qui est aussi long que le coeur actif et deux autres sous-ensembles dont la longueur est légèrement inférieure à la moitié de celle du coeur actif. Ces deux sous-ensembles contiennent la plus grande partie du combustible actif. Chacun de ces deux sous-ensembles plus courts est fixé à une seule de ses extrémités à une extrémité de l'élément de structure principale. Les deux ensembles plus courts sont guidés radialement par des pièces d'écartement appropriées partant de l'élément de structure garni de combustible, mais peuvent se dilater longitudinalement indépendamment de l'élément de structure garni de combustible. Lorsqu'une augmentation brusque de la puissance débitée par le coeur élève la température des particules de combustible dans tout cet ensemble, l'élément de structure de longueur maximale s'allonge davantage et plus rapidement que les ensembles plus courts à cause des différences de forme géométrique, de coefficient de dilatation thermique et de diffusivité thermique des matériaux employés. Ceci entratne une séparation dans le sens de l'axe des deux sous-ensembles les plus courts qui équivaut à retirer du combustible du centre du coeur. Ceci conduit effectivement à un coefficient de température négatif calculable de la réactivité, provenant de la dilatation thermique. L'ensemble d'éléments combustibles selon l'invention conduit à un procédé unique en son genre de réglage du coefficient effectif de dilatatation thermique de deux ensembles adjacents et par conséquent d'ajustement de la puissance du réacteur. Un des éléments fondamentaux de la réponse par une dilatation des sous-ensembles et de l'élément de structure garni de combustible dans le sens axial est le rapport de la résistance au transfert de chaleur des particules individuelles de combustible à la surface refroidie de transfert de la chaleur. Le projet de la demanderesse permet de faire varier la diffusivité thermique effective de la matrice de plaques d'éléments combustibles en faisant varier la densité des particules individuelles, les espaces vides à l'extérieur de chaque particule sphérique et la charge en particules de la matrice, exprimée en pourcentage volumique. Pour mettre en oeuvre ce procédé, on met en place un ensemble d'éléments constitué par des matrices différentes dans ltélement de structure de longueur maximale du noyau, et les parties, plus courtes, du sous-ensemble garni de combustible. Cet ensemble est réalisé de manière que les diverses réponses thermiques des deux matrices conduisent à la dilatation différentielle en régime transitoire et en régime permanent désirée, nécessaire pour contribuer efficacement au réglage de la réactivité. Un ensemble d'éléments combustibles pour réacteur surrégénérateur à neutrons rapides refroidis par un métal liquide et comportant les éléments selon l'invention est représenté en coupe transversale sur la figure 6. Cet ensemble comporte des éléments en forme de plaques de deux types différents. Les plaques latérales s'étendent sur toute la longueur du coeur et avec deux plaques-support supérieure et inférieure non garnies de combustible, 38, forment le bottier ou enveloppe principale de la structure de tout l'ensemble. Les deux sous-ensembles intérieurs garnis de combustible, ayant chacun une longueur environ moitié de celle du cqeur, sont constitués par des plaques 36 garnies de combustible avec deux canaux 35 pour l'agent de transfert de la chaleur entre elles. Les dimensions de l'enveloppe de l'ensemble, le nombre et l'épaisseur des plaques sont choisis de manière à réaliser un ensemble dont les dimensions extérieures, la surface totale de transfert de la chaleur et la section d'écoulement de l'agent de transfert de la chaleur sont dans l'intervalle désiré. EXEMPLE 5 Coeur de réacteur à agent gazeux de transfert de la chaleur Les réacteurs à agent gazeux de transfert de la chaleur utilisent comme agent primaire de transfert de la chaleur un gaz inerte, en général l'hélium. Les réacteurs à agent gazeux de transfert de la chaleur vaporisent en général de l'eau dans un ensemble secondaire, bien qu'on puisse employer des turbines à gaz dans un cycle direct. Sa bonne conductivité thermique, sa grande résistance aux températures élevées, son excellente résistance à la chaleur et sa capacité de modération satisfaisante font du graphite une matière intéressante pour les matrices des plaques de garnissage mises en oeuvre dans la présente invention. Les travaux antérieurs concernant le graphite en tant que matériel pour matrice faisaient intervenir l'impré-gnation de graphite poreux par des solutions contenant de l'uranium, suivie de leur transformation sur place en carbure ou en oxyde. Les dimensions très réduites de la phase combustible dans cette solution conduisaient à une détérioration excessive de la matrice par irradiation Un procédé employé sur une plus grande échelle de production de combustible avec une matrice en graphite consiste à ajouter audit graphite le combustible sous forme d'oxyde, à façonner la matrice et à convertir l'oxyde en carbure par réaction sur le graphite voisin. Le principal inconvénient de ce procédé consiste en ce que la disparition du carbone produit un vide entre la matrice et la particule de combustible, ce qui tend à affaiblir la structure. Des procédés de façonnage plus récents mettent en oeuvre des procédés tels que le moulage à chaud d'une matrice de graphite, de brai et de particules de combustible ou l'extrusion d'un mélange de particules de combustible et de charges et de liants carbonés. Ces solutions présentent de nombreux inconvénients. Pendant l'opération de mélange, les particules de dimensions et de densité différentes tendent à se séparer et donnent des dispersions non homogènes de combustible. Les températures élevées mises en oeuvre donnent lieu par ailleurs à des résidus indésirables provenant de la phase ne contenant pas de combustible et aussi å une migration de la phase combustible à travers la structure graphitique.La principale difficultés est le choix d'une technique de mélangeage suffisamment étudiée pour éviter d'endommager les revêtements quand on emploie des particules de combustible recouvertes d'un revetement. La présente invention conduit à un ensemble d'éléments combustibles pour ces réacteurs à agent gazeux de refroidissement fonctionnant à température élevée dans lesquels la dispersion ou la répartition des particules de combustible est réglée pour tout ensemble choisi et qui ne contiennent pas de résidus ou impuretés indésirables, ni de phase combustible ayant migré ni de vides indésirables produits par des réactions de réduction par le carbone. Les plaques de garnissage en graphite du type "Grafoil" R peuvent être employées et les alvéoles sont chargés de la manière décrite ci-dessus. Ces alvéoles contiennent des combustibles sous forme de microsphères et sont liés de façon à former des plaques de combustible utilisables dans les réacteurs à agent gazeux de refroidissement fonctionnant à température élevée. Des matériaux combustibles tels que des microsphères de carbure d'uranium enduites de carbone pyrolytique sous une épaisseur de 25 micromètres ainsi que des particules d'oxyde d'uranium de 1 mm, sans revêtement, ont été introduites dans des plaques de graphite pour ce coeur de réacteur. Bien entendu, diverses modifications peuvent être apportées par l'homme de l'art aux dispositifs et procédés qui viennent décrits uniquement à titre d'exemples non limitatifs sans sortir du cadre de l'invention. TABLEAU I Charge en combustible fissile d'un ensemble de plaques planes selon l'invention de combustible. Densité des Enrichissement Fraction volu- Poids de U02 pour particules, en U-235, mique de U02 un ensemble long en % de la % en poids dans la ma- de 3,7 m en kg Valeur @@@@@ théorique trice 90 10 0,20 4,1 90 10 0,25 5,1 90 15 0,20 6,1 90 15 0,25 7,7 90 20 0,20 - 8,2 90 20 0,25 10,2 75 10 0,25 4,3 75 15 0,20 5,1 75 15 0,25 6,4 75 20 0,20 6,8 75 20 0,25 8,5 50 15 0,25 4,3 50 20 0,20 4,5 50 20 0,25 5,7 50 25 0,20 5,7 50 25 0,25 7,1 TABLEAU II Charge en combustible fiesile et taux d'enrichissement en uranium 235 dans un coeur de résecreur à eau bouillante de dimensions réduites. Charge de matière Densité des Fraction Taux d'enri fissile par ensemble particules en volumique chissement en kg % de la valeur d'UO2 dans en uranium 235 théorique la matrice % en poids Bases même quantité de metière fissile par ensemble que pour l'ensem- 3,9 75 0,25 9,2 ble normalisé même quantité totale de matière fissile dans le coeur que dans 5,4 75 0,25 12,8 le coeur normalisé quentité de matière fissile par ensemble supérieure à 50% à celle 5,9 75 0,25 13,6 de l'ensemble normalisé quentité totale de matière fissile dans le coeur supérieure de 25% à 6,8 75 0,25 16,0 ceile contenue dans le coeur normalisé TABLEAU III Charge en combustible fissile sous forme de plaque plane d'un coeur de réacteur marin Rapport de la charge Charge en kg Taux d'enrichisen uranium.235 pour des d'uranium 235 sement en uraensembles de plaques de par ensemble nium 235, combustible selon l'in- % en poids vention de la charge en uranium 235 pour le N.S. S avannah 1,0 10,2 19,9 1,5 15,3 29,9 2,0 20,4 39,8 2,5 25,5 49,8 3,0 30,6 59,7 4,0 40,8 79,6 4,66 47,6 93,0 R E V E N D I C A T I O N S 1 Ensemble d'éléments combustibles utilisables dans un réacteur nucléaire qui comprend . une série d'éléments plats orientés longitudinile- menr dont les faces sont sensiblement dans des plans parallèles chaque élément contenant un combustible nucléaire et comportant des plaques de gainage coopérant de manière à enfermer ledit combustible nucléaire, des canaux pour agent de transfert de la chaleur entre lesdits éléments et des plaques latérales assemblées auxdits éléments combustibles sur leurs faces opposées, caractérisé en ce que l'on place entre les plaques de gainage une ou plusieurs plaques comportant des alvéoles dont chacun a un diamètre compris entre 10 et 3000 micromètres et qui contiennent le combustible nucléaire. 2. Ensemble selon la revendication 1, caractérisé en ce que ledit combustible est une matière fissile, une matière fertile ou un mélange d'une matière fissile et d'une matière fertile. 3. Elément selon la revendication 2, caractérisé en ce que le combustible est disposé de manière à provoquer une réaction du type à germes et couche fertile. 4. Ensemble selon l'une des revendications 1 à 3, caractérisé en c que le combustible est sous forme de particules sphériques. 5. Ensemble selon l'une des revendications I à 4, caractérisé en ce que le rapport du volume d'un alvéole au volume du combustible dans cet alvéole est compris entre environ 1/1 et 211. 6. Réacteur nucléaire caractérisé en ce qu'il contient un ensemble d'éléments combustibles selon l'une des revendications 1 à 5. 7. Réacteur nucléaire selon la revendication 6, caractérisé en ce qu'il appartient a l'un des types suivants : réacteur à eau bouillante, réacteur à eau pressurisée, réacteur surgénérateur à neutrons rapides, réacteur agent gazeux de transfert de la chaleur fonctionnant à température élevée.