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 futurs du programme nucleaire francais, un nouveau formulaire cristal a ete developpe avec une bibliotheque de sections efficaces recente (cea93) et des outils de calcul modernes (apollo2, moret4, tripoli4). Il comporte deux voies : une voie simplifiee dite standard qui sera utilisee par les industriels, l'autre de reference dite etalon. Pour transmettre ce formulaire a l'industrie, nous avons elabore des schemas de calcul pour les solutions fissiles, les milieux dissolveurs, les chateaux de transport et les piscines de stockage. Ces schemas ont ensuite ete utilises pour la qualification experimentale du formulaire cristal. Nous avons egalement contribue a la base de donnees experimentales de ce formulaire, en reevaluant une experience francaise representative des milieux piscines de stockage : l'experience cristo ii. Cette reevaluation a par ailleurs ete soumise au groupe de travail de l'ocde afin qu'elle puisse etre utilisee au niveau international pour la qualification de differents outils de calcul de criticite. Le travail realise ici represente donc une forte contribution au developpement du nouveau formulaire cristal en terme de recommandations de schemas de calcul et de qualification experimentale pour differents milieux de la criticite. Ceci a permis en partie de repondre aux attentes des industriels.