La présente invention se rapporte à un appareil des tinté au transfert d'éléments combustibles à puissance résiduelle élevée. I1 est bien connu que dans le cas des réacteurs à neutrons rapides (ou réacteurs de puissance) il existe des difficultés et des limitations notables, imposées par des raisons de sécurité, pour le déchargement des éléments combustibles irradiés hors du réacteur ainsi que pour le transport de ces éléments aux installations de traitement. Ces limitations sont essentiellement dues à des raisons de nature thermique, c'est-à-dire aux difficultés de transfert de la puissance résiduelle des éléments combustibles vers le milieu ambiant extérieur. I1 est bien connu que cette limitation influence défavorablement l'économie du cycle d'utilisation d'un type de combustible tel que le plutonium, qui subit un temps notable d'immobilisation avant de pouvoir être recycl. En fait, dans les prototypes de réacteurs à neutrons rapides, on prévoit un stockage des éléments combustibles épuisés dans une zone périphérique située à l'intérieur du réacteur, pendant une période d'environ 9 mois, avant de pouvoir décharger ces éléments combustibles hors du réacteur et les transférer dans une zone de stockage extérieure où ils demeurent pendant une période de 1 à 3 mois avant d'être transportés à l'installation de traitement. Dans les conteneurs du type connu, par exemple dans ceux qui sont utilisés avec le réacteur industriel français SUPER PHOENIX pour le transfert des éléments combustibles du réacteur à la zone extérieure de stockage, on essaie dthomogenEiser la température du château de transfert en favorisant la convection naturelle à l'intérieur de ce dernier, tandis que, afin de limiter le niveau de la température, on essaie d'augmenter le pouvoir émissif de la paroi extérieure du château de transfert au moyen de traitements de surface particuliers. Cependant, ces traitements ne donnent pas des garanties suffisantes de stabilité et d'efficacité, car lorsque les conteneurs sont retirés de la masse de sodium, une certaine quan tité de ce dernier adhère aux parois, et il est bien connu que le sodium présente un faible pouvoir émissif. En ce qui concerne le premier point, il est évident quVen dessous de la zone de fission le début du refroidissement du sodium par convection naturelle est possible, de sorte qutil se produit une stratification du sodium avec un gradien t élevé de température. Le but du conteneur qui fait l'objet de la présente invention est d'éviter les inconvénients mentionnés ci-dessus et de permettre un déchargement immédiat des éléments combustibles épuisés hors du réacteur. Un autre but du conteneur qui fait l'objet de la présente invention est de réduire le temps d'attente des éléments combustibles épuisés dans la zone de stockage extérieure au réacteur. Les avantages qui découlent de l'adoption du conteneur qui fait l'objet de la présente invention peuvent être mis en lumières par exemple, dans le réacteur industriel à neutrons rapides "Super-Phoenix" de 1200 MWe. En l'utilisant, on peut économiser par an l'immobilisation de 1700 kg de plutonium pendant environ 9 mois, sans compter le fait, bien sûr, que l'on réduit la quantité de plutonium initialement nécessaire à l'alimentation du réacteur nucléaire puisqu'il en résulte un cycle plus court d'utilisation. Le conteneur qui fait l'objet de la présente invention intéresse trois moments particulièrement critiques du point de vue thermique, à savoir a) le transfert des éléments combustibles épuisés du réacteur au conteneur de stockage; b) le stockage à sec" des éléments combustibles épuisés ou des déchets radioactifs; c) le transfert des éléments combustibles à l'installation de traitement. La présente invention sera bien comprise à la lecture de la description suivante faite en relation avec les dessins ci-joints, sur lesquels la figure 1 est une vue en coupe du conteneur de la figure 2 dans l'état a), c'est-à-dire pendant l'opération de transfert d'un élément combustible épuisé de l'intérieur du réacteur vers la zone de stockage extérieure; la figure 2 est une vue partielle plus détaillée, en coupe longitudinale, du conteneur de la figure 1; la figure 3 représente le conteneur de la figure 2 dans l'état b), c'est-à-dire pendant le stockage "à sec" des éléments combustibles épuisés, en attendant leur transport à l'installation de traitement; la figure 4 représente un château de transfert prévu pour des éléments combustibles irradiés. Sur la figure 1, on peut voir que l'élément combustible épuisé 12 est logé dans le conteneur 1 rempli de sodium jusqu'au niveau 8 et qu'il est muni de tubes de transmission de chaleur 11 qui se trouvent dans la position la plus appropriée du point de vue de l'évacuation de la puissance résiduelle, car l'ex- trémité inférieure de la zone de fission 10 se trouve dans une position immédiatement supérieure au niveau du sodium dans le caisson 3 du réacteur, c'est-à-dire à l'intérieur du tube-guide nO 2 dans l'atmosphère d'argon 4, et il en résulte que le conteneur est encastré avec sa partie supérieure noyée dans le bouclier biologique 6 au-dessus du toit 5 du caisson du réacteur. Le conteneur est extrait au moyen d'un câble, d'une chatne ou d'une bande appropriée par l'intermédiaire de la vanne 9. La puissance résiduelle provenant du combustible épuisé peut être évacuée à l'extérieur au moyen du serpentin de refroidissement 7. La figure 2 est une vue partielle plus détaillée de la figure 1, les références utilisées étant identiques. Cette figure représente en coupe longitudinale le conteneur 1, objet de la présente invention, et l'élément de combustible épuisé 12. Le conteneur 1 est caractérisé par la présence de tubes de transmission de chaleur Il qui permettent d'homogénéiser la température sur toute la surface du conteneur 1 et assurent donc une efficacité optimale en ce qui concerne la diffusion thermique par rayonnement. Le conteneur 1 rempli de métal liquide 8 facilite le transfert de la puissance résiduelle du groupe de barres fissiles 10 à la périphérie. La référence ll désigne les tubes de transmission de chaleur qui sont disposés suivant les génératrices de la paroi intérieure et qui permettent le transfert isothermique de la-puissance résiduelle de 11 élément irradié, en limitant de la sorte la température au centre du groupe de barres et en permettant à toute la surface extérieure du conteneur de transfert de participer (de ma nière isothermique)àla diffusion de la chaleur vers l'extérieur. La figure 3 représente le même conteneur 1 déjà décrit à la figure 2 et équipé de tubes de transmission de chaleur ll remplis de sodium jusqu'au niveau 8, dans l'état b), ctest-à- dire pendant le stockage "à sec" des éléments combustibles épuisés 12, en attendant leur transport vers l'installation de traitement. Les conteneurs 1 sont placés dans des cavités appropriées creusées dans le bouclier biologique 13 et équipées de serpentins de refroidissement appropriés 14 avec utilisation éventuelle d'un gaz de refroidissement 15. Un château de transfert prévu pour des combustibles irradiés est représenté sur la figure 4. Un conteneur de transfert analogue 1, équipé de tubes de transmission de chaleur 11, qui est rempli de sodium jusqu'au niveau 8 et qui contient l'élément de combustible épuisé 12 est logé dans le "château de transfert", lequel comporte un bouclier biologique 16 et des tubes de transmission de chaleur 19 appropriés, ainsi que des canaux appropriés d'entrée 17 et de sortie 18 de l'air de refroidissement. La présente invention n'est pas limitée aux exemples de réalisation qui viennent d'être décrits, elle est au contraire susceptible de variantes et de modifications qui apparaîtront à l'homme de l'art. R E V E N D I C A T I O N S 1. Appareil destiné au transfert d'éléments combustibles à puissance résiduelle élevée, dont le but est de réaliser des économies sur le cycle de combustible en réduisant au minimum l'immobilisation des matériaux fissiles, caractérisé en ce quVil comprend un château de transfert équipé de tubes de transmission de chaleur appropriés dont la fonction est d'homogénéiser la température à la surface du château de transfert, en réduisant de la sorte la température de l'élément central de la zone de fusion et en facilitant de ce fait l'évacuation de la puissance résiduelle de l'élément irradié vers le milieu ambiant extérieur. 2. Appareil suivant la revendication 1, caractérisé en ce que le conteneur (1) dans lequel sont placés les éléments combustibles irradiés (12) est rempli de sodium jusqu'au niveau indiqué (8) et est équipé de tubes de transmission de chaleur (11) disposés suivant les génératrices de sa paroi intérieure, ledit conteneur facilitant le transfert de la puissance résiduelle du groupe de barres fissiles (10) vers la périphérie. 3. Appareil suivant l'une ou l'autre des revendications 1 et 2, caractérisé en ce qu'il peut être utilisé également comme systéme de stockage d'éléments irradiés ou de déchets radioactifs.