La présente invention concerne les éléments de combustible pour réacteur nucléaire, du type comprenant un matériau combustible céramique et destinés à être utilisés dans des conditions (puissance massique et température de gaine) telles que le matériau combustible soit porté à fusion dans la partie proche de l'axe sur une partie de sa longueur. Il y a intérêt à augmenter la puissance massique fournie par un élément de combustible nucléaire, notamment en vue d'obtenir un coeur plus compact et un rendement thermique r{ être'amena à admettre que le matériau de comme bustible est porté au delà de son point de fusion dans la partie centrale de l'élément. Malheureusoment de telles conditions de travail sont peu compatibles avec une tenue satisfaisante des éléments de combustible courants, en particulier de ceux constitués par un "crayon" de forme al'angée dont la longueur peut dépasser largement un metre. Les difficultés provoquées par la fusion de la zone centrale du matériau de combustible sont dues essentiellement aux risques de déplacement du matériau fondu le long de l'élément de combustible. Si par exemple on considere le cas d'un crayon cylindrique vertical occupant toute la sauteur du coeur d'un réacteur, la puissance massique On peut définir une valeur limite du flux neutronique de puissance qui donne eu centre du crayon de combustible une température juste égale au point de fusion (28000 C pour U02 fritte). Si le flux maximum dans le réacteur dépasse la valeur limite, il y aura fusion dans une zor de diamètre variable al centre du matériau combustible sur toute la hauteur du coeur où le flux dépasse la valeur limite. A partir du moment où il existe une zone fondue au centre du matériau combustible sur une cor taine longueur il crayon, il apparait une possibilité de déplacement longitudinal de combustible en fusion.De façon plus précise une section droite donnée du crayon peut recevoir le combustible fondu (bioxyde uranium par exemple) provenant de toute la portion du crayon placée su-dessus. Entre autres causes directes d'un tel déplacement, on peut noter les suivantes : Des vides peuvent se créer par densification du combustible porté à haute température et se remplir par apport de bioxyde d' uranium fondu pro- venant de la partie du crayon placée au-dessus ; les zones annulaires de combustible situées autour de la zone fondue tendent à gonfler radialement par dilatation thermique ou sons la poussée de la zone fondue à haute température. En conséquence une section droite de crayon placée audessous de la zone fondue se charge en combustible en provenance de cette zone. Le flux de chaleur y augmente ainsi que la température. La zone fondue tend alors à se propager. En même temps, et en conséquence des dilatations d'origine thermique, le combustible tend à remplir le jeu diamétral prévu à l'origine entre lui et la gaine et peut déformer celle-ci. Dans des cas extrêmes, on peut arriver à une instabilité, la gaine placée au-dessous de la zone fondue se déformant progressivement au fur et à mesure qul elle reçoit du combustible fondu provenant de cette zone. Il est important de noter que la quantité de combustible supplémentaire qui passe dans la partie du crayon située audessous de la zone fondue est sensiblement proportionnelle à la longueur de celle-ci : S'il y a donc fusion sur une faible longueur (par exemple dans le cas d'un crayon très court), le transfert de matériau combustible reste faible et le risque de déf or- mation de la gaine au-dessous de la zone fondue disparait. Or c'est ce risque de déformation diamétrale de la gaine qui constitue l'un des inconvénients les plus graves du transfert vertical de matériau combustible.En effet une augmentation du diamètre de la gaine diminue la section de passage du réfrigérant, d'où élévation locale de température de la gaine et risque de rupture de celle-ci, d'autant plus grand que la ductilité des gaines s'abaisse en général au cours de l'irradiation. Par ailleurs, des transferts verticaux importants de matériau combustible se traduisent par une déformation de la courbe de répartition longitudinale du flux. Ltinvention vise à fournir un élément de combustible pour réacteur nucléaire, destiné à être utilisé en position verticale et dans des conditions de puissance et de température telles que le matériau combustible soit porté à fusion dans sa partie centrale, ne présentant pas les inconvénients des élé- ments antérieurs ou ne les présentant que de façon très atténuée. bans ce but l'invention propose un élément caractérisé notamment en ce que le matériau combustible est fragmenté en tronçons de longueur faible par rapport à la longueur totale de l1élément, séparés par des disques d'épaisseur nettement inférieure au diamètre de l'élément, en matériau non fissile, présentant une conductibilité thermique nettement supérieure à celle du combustible, compatible avec celui-ci et en contact thermique avec la gaine. La disposition ci-dessus définie permet de limiter la longueur de la zone fondue ou plus exactement de fragmenter célle-ci en une série d'il8ts entièrement séparés les uns des autres, d'une part par les disques et d'autre part par des couèhes de combustible au contact de ces disques et maintenues par ceux-ci à une température.inférieure à leur point de fusion. Il n-' est évidemment ni nécessaire, ni en général souhaitable que ia répartition des disques de séparation le long de l'élé ment:decombustible soit régulière. Si en particulier la répartition du flux neutronique dans le réacteur destiné à recevoir llXlément combustible est telle que la fusion de la partie centrale du matériau combustible n'intervient que sur une certaine longueur de l'élément, il suffit de placer des disques de séparation sur cette longueur. De nombreux matériaux sont utilisables pour constituer des disques de séparation : on peut en particulier utiliser avec la plupart des combustibles céramiques des disques en graphite. L'invention sera mieux comprise à -la lecture de la description qui suit d'un mode de mise en oeuvre de celle-ci donné à titre d'exemple non limitatif, et qui se réfère aux dessins qui l'accompagnent, dans lesquels La Fig. 1 est un schéma de principe montrant (à titre de référence) la courbe de répartition verticale du flux neutronique dans un réacteur et un élément combustible de type classique occupant toute la hauteur du coeur et comportant une zone de combustible fondu dans la région de flux maximum La Fig. 2 montre, egalement de façon très schématique, un élément de combustible suivant l'invention, de même longueur que l'élément de la Fig. 1 La Fig. 3 montre schématiquement, à grande échelle, une fraction de l'élément de combustible de la Fig. 2 représenté en coupe suivant un plan diamétral. La Fig. 1 montre très schématiquement la courbe 10 re présentative de la répartition verticale du flux neutronique dans le coeur d'un réacteur nucléaire et la disposition de l'un des éléments de combustible 12 constituant ce coeur. L'élément 12 (dont le diamètre est représenté à une échelle très supérieure à celle utilisée pour la longueur) est constitué par une masse de matériau combustible 14 placée dans une gaine cylindrique 16, ba- layée par un courant vertical ascendant de réfrigérant (fleche sur la Fig. 1). Sur toute la longueur de l'élément combustible c le flux neutronique dépasse une valeur critique +0 il se produit une fusion de la zone centrale du matériau combustible.Cette zone de fusion est légèrement décalée par rapport au maximum de la courbe de répartition du flux neutronique, étant donné que la température du réfrigérant augmente évidemment dé l'amont vers l'aval dans le sens decirculation de celui-ci. De toute façon la zone de fusion peut représenter une portion importante de la longueur du crayon de combustible et donc provoquer des transferts longitudinaux importants de combustible. L'élément de combustible 121 suivant l'invention représenté en Fig. 2, comprend également une masse de matériau combustible 14' dans une gaine 16' mais la partie de l'élément de combustible 12' qui se trouve dans la zone o4 le flux neutronique dépasse la valeur critique c est fractionnée par des disques 18 en plusieurs tronçons 20 (au nombre de trois sur la Fig. 2). La fonction des disques de séparation 18 apparait imme- diatement par comparaison entre les Figs. 1 et 3. Dans le cas de la Fig. 1, la chaleur est évacuée uniquement dans le sens radial (flèches f). Au contraire dans le cas de la Fig. 3, ce n'est que dans la partie médiane de chacun des tronçons 20 que l'ecoulement thermique s'effectue radialement (fiches f' sur la Fig. 3). Une autre partie du flux thermique passe lonuitudinalement du combustible aux disques de séparation 1S, puis s'évacue radialement par ces disques vers la aine (flèches f" sur la Fig. 3).On abaisse ainsi la température dans les portions du matériau combustible placées à proximité du séparateur, comme le montre le réseau d'isothermes tracé schématiquement en tirets sur la Fig. 3. On interrompt ainsi la zone fondue au voisinage de chacun des disques de séparation 1o. En d'autres termes on Fractionne l'élément 12' en un certain nombre de tronçons comportant chacun une zone fondue, ces zones ne communiquant pas entre elles ce qui limite les transferts de matir. Les disques de séparation 18 doivent impérativement avoir un certain nombre ae propriétés. Leur conductivité thermique doit être nettement supérieure à celle du matériau combusti ble Cette bonne conductivité réduit par ailleurs le gradient de température à l'intérieur des disques, d'où diminution du risque de fissuration. Les caractéristiques mécaniques des disques doivent être telles qu'ils resistent à la compression provenant de la partie centrale du tronçon 20 au-dessus,où le matériau combustible est à haute température. Le matériau constituant les disques doit entre compatible avec le combustible à la température élevée de fonctionnement et sa section de capture neutronique doit être faible. A titre d'exemple, on peut utiliser, dans le cas de crayons de combustible constitués par des pastilles frittées de bioxyde d'uranium dans une gaine en alliage de zirconium ou en acier, des disques 18 de graphite dense. On peut en particulier utiliser le graphite de pureté nucléaire présentant une masse 3 spécifique de la g/cm une porosité ouverte de 8 t0 et une chas ge de rupture å la flexion de o50 kg/cm2. L'état de surface des disques doit être aussi bon que possible pour favoriser les échar ges de chaleur entre les disques et le combustible.Pour des crayons de diamètre variant entre 8 et 15 mm, des disques de graphite comprimé de 3 mm d'épaisseur conviennent en général. Le graphite présente une conductibilité thermique de l'ordre de 0,04 W/cm/OC, c'est-à-dire nettement supérieure à celle du bioxyde d'uranium dont la conductibilité thermique moyenne entre les températures superficielle et centrale est de lwordre de 0,02 W/cm/ C. I1 suffit pratiquement dans la majeure partie des cas de placer les disques de séparation à une distance de 150 mm environ dans la portion d'un crayon de plusieurs mètres où l'on atteint à proximité de l'axe la température de fusion en ltab- sence de tels dIsques. Les disques représentés en Fig. 2 et 3 sont à faces parallèles : leur présence a un résultat équivalent à un accroissement de la surface d'écangue couplé à une diminution de la masse de matériau fissile ou fertile. Dans certains cas, il peut être préférable d'utiliser des disques dont une face au moins n'est plus plane. La Fig. 4 montre par exemple, des disques biconcaves 181. L'utilisation de tels disques peut être avantageuse lorsque lton cherche essentiellement à minimiser les conséquences sur les températures superficielles de gaines dun pic localisé de flux neutronique. On agit alors à la fois ourla courbe de répartition de flux neutronique et sur la conductibilité thermique globale (les disques étant légèrement plus froids que le combustible). On peut, inversement, avoir intérêt à utiliser des disques convexes tels que représentés en Fig. 5. C'est le cas en particulier lorsqu'on cherche à abaisser les températures à coeur. Ce résultat est atteint à l'aide de disques bi-convexes par deux actions simultanées : dtune part, on diminue la quantité de combustible dans la zone centrale ; d'autre part, on offre dans cette zone centrale, qui est également la plus chaude, une dérivation plus efficace du flux thermique par une section plus élevée de matériau conducteur. Dans certains cas, il peut encore être utile d'ancrer les disques sur la gaine. Lorsque ces disques ont un coefficient ne dilatation plus élevé que celui du matériau combustible, l'ancrage est avantageusement réalisé comme indique sur la Fig. 6. Ies disques 18'" oui separent les pastilles de combustible 20"' sont ancres en relief dans la gaine 16'". La di disposition inverse serait a adonner si le matériau constitutif de; disques avait un coefficient de dilatation inférieijr à celui du combustible. Pour permettre la lihre diffusion des a7 de fission, il est quelquefois utile de nercer un trou central de faible diamètre. T1 falit d'ailleurs remarquer nIte le percement de ce trou est plus facile que celui d'un passage dans une pastille de combustible ceramique. Dans les disques peuvent évidemment être pratiqués des évidements destines à autoriser le gonflement des pastilles sous irradiation. Pour un dimensionnement correct de ces évidements, le combustible revient en contact avec les disques lorsque les conditions normales de fonctionnement sont atteintes et l'on arrive ainsi à la dérivation recherehee du flux thermique. L'invention peut évidemment s'appliquer à des types d'éléments de combustible différents de celui évoqué ci-des.sus En particulier le matériau combustible neut être constitué nar des pastilles d'oxyde mixte UO2-PuO2 ou nar du bioxyde pulvéru lent compacté directement Dar vibration à l'intérieur de la gaine. On neut utiliser, au lieu de graphite, d'autres matériaux pour constituer les disoues. On peut en particulier, si l'on souhaite diminuer l'épaisseur des disoues de séparation, remplacer le graphite courant par du graphite pyrolytique qui présente une anisotronie de conductivité thermique. Dans ce cas les dioués de granite nvrolytioue doivent être taillés de facon à présenter leur direction de conductivité thermioue préféren- tielle dans le sens radial. De facon plus générale il doit être entendu que la portée du présent brevet s'étend aux variantes de toute ou partie des dispositions décrites restant dans le cadre des énuivalences. REVENDICATIONS 1. Elément de combustible pour reacteur nucléaire, destiné à être utilisé en position verticale et dans des conditions de puissance et de température telles que le matériau combustible contenu dans une gaine de forme allongée soit porte à fusion dans sa partie centrale, caracterisé en ce que le matériau combustible est fragmente en tronçons massifs de longueur faible par rapport à la longueur totale de ltélément, séparés par des disques en matériau non fissile, présentant une conductibilité thermique nettement supérieure à celle du combustible, compatible avec celui-ci et en contact thermique étroit avec la gaine et avec les tronçons qu'ils séparent. 2. Elément de combustible suivant la revendication l, caractérisé en ce que les disques de séparation présentent une répartition irrégulière le long de l'élément et sont concentrés dans la zone de l'élément où le flux neutronique est maximum en fonctionnement. 3. Elément de combustible suivant la revendication 1 ou 2, caract & risé en ce que le matériau combustible est constitué par des pastilles frittées ou bioxyde d'uranium et/ou de plutonium. 4. Element de combustible suivant la revendication 1 ou 2, caractérise en ce que le matériau de combustible est constitué par un combustible oxyde pulvérulent compacté par vibration dans la gaine. 5. élément de combustible suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce que les disques sont d'épaisseur constante. 6. Element de combustible suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérisé en ce que les disques sont convexes ou plans convexes pour réduire la température à coeur du combustible. 7. Elément de combustible suivant l'une quelconque des revendications 1 à 4, caractérise en ce que les disques sont concaves ou plans concaves. 8. élément de combustible suivant l'une quelconque des revendications 1 à 7, caractérisé en ce que les disques sont percés de passages pour les gaz de fission. 9. élément de combustible suivant lune quelconque des revendications 1 à 8, caractérisé en ce que les disques de séparation sont en graphite. 10. Elément de combustible suivant l'une quelconque des revendications 1 à 8, caractérisé en ce que les disques sont en graphite pyrolytique présentant une conductivité thermique préférentielle dans le sens radial par rapport à l'axe de leélé- ment combustible. 11. Elément de combustible suivant l'une quelconque des revendications 1 à 10, caractérisé en ce que les disques comportent des évidements destinés à absorber le gonflement du combustible.