Abstract FR:

Cette these s'inscrit dans le cadre des etudes neutroniques de surete-criticite du cycle du combustible nucleaire francais. Nous presentons tout d'abord la specificite de ces etudes par rapport a celles entreprises en physique des reacteurs ainsi que leurs champs d'application. Afin de repondre aux besoins croissants de la recherche et de l'industrie du cycle dans le domaine de la surete-criticite, nous avons developpe un formulaire de calcul tridimensionnel base sur un enchainement automatise de codes de calcul neutronique (apollo1, bistro, keno-eur) et une bibliotheque de sections efficaces (cea86) largement qualifiee dans le cadre de la physique des reacteurs. Cependant, l'utilisation de ces outils de calcul dans les milieux et les geometries varies rencontres en surete-criticite (poudres, solution fissile, milieux dissolveurs, chateaux de transport, piscine de stockage) necessite une optimisation specifique ainsi que des etudes de qualification etendues. Le travail realise ici a permis de proposer un formulaire de calcul de criticite convivial, fiable et precis, parfaitement adapte a des calculs de projet. Ce formulaire a ete transmis au partenaire industriel (cogema/sgn) ayant collabore a cette these. Il y est utilise avec satisfaction