Abstract FR:

Le combustible irradie apres sejour dans le reacteur est emetteur de neutrons et de rayonnement gamma en raison de la formation de noyaux radioactifs classes generalement en deux categories : les produits de fission et les actinides. A des fins de retraitement et (ou) de stockage, le combustible irradie, apres sejour en piscine, est transporte dans des emballages speciaux appeles chateaux de transport, dont les parois sont concues pour attenuer les rayonnements ramenant les debits de dose associes au niveau des valeurs admissibles. L'objet de la these est de faire, d'une part, le bilan des differents problemes poses par les actinides aussi bien du point de vue neutronique et radioactif, afin d'estimer la source de neutron en fonction des parametres d'irradiation et de refroidissement, et d'autre part d'elaborer un modele de calcul de debit de dose neutron associe a chaque assemblage combustible, un formalisme analytique a ete mis au point, ce qui a permis, l'elaboration du systeme de code kahina visant a determiner le debit de dose neutron autour des emballages de transport. L'etude de qualification du systeme kahina a ete realisee avec le code de monte carlo tripoli et des campagnes de mesures faites par ntl. Les ecarts entre les resultats de reference tripoli d'une part, et les mesures experimentales d'autre part et ceux du systeme kahina sur le d. E. D. Neutron au contact, a un metre et a deux metres du cylindre enveloppe de l'emballage montrent que kahina est un outil performant et utile au calcul de routine pour estimer le d. E. D neutron