Dans le domaine de la mesure de faibles masses de matière fissile (235U, 239Pu, 241Pu...) dans des colis de déchets radioactifs, l'Interrogation Neutronique Active (I.N.A.) est une méthode de mesure non-destructive permettant d'atteindre de bonnes performances. Elle reste cependant pénalisée par des incertitudes liées notamment aux effets de la matrice du colis de déchets. L'objectif de cette thèse est le développement d'une méthode de correction de ces effets de matrice, reposant sur la détermination de la teneur en matériaux absorbants (chlore et hydrogène) dans une matrice homogène de 118 litres. L'idée exploitée est d'utiliser la spectrométrie des rayonnements gamma de capture neutronique pour identifier et quantifier les composants de la matrice et en déduire un indicateur de sa teneur relative en chlore, afin de choisir le coefficient d'étalonnage le plus représentatif pour l'interprétation de la mesure neutronique I.N.A. Ce document expose tout d'abord les besoins de contrôle et de caractérisation des objets radioactifs ainsi que les moyens employés dans le cadre de la mesure nucléaire. Un accent particulier est mis sur l'I.N.A. Les colis de déchets concernées dans cette thèse sont des déchets technologiques, de densité inférieure à 0,4 g/cm3 et constituées majoritairement de matériaux hydrogénés et chlorés. L'intérêt des rayonnements gamma de capture pour la détermination d'un indicateur de la teneur relative en chlore des matrices et la méthode de correction définie sont ensuite exposés. Des premiers essais expérimentaux réalisés auprès d'une cellule de mesure I.N.A. existante (PROMETHEE 6) ont révélé son inadéquation au problème posé. En effet, aucun signal hydrogène provenant des matrices n'a pu être mis en évidence compte tenu d'un même signal parasite intense. En outre, le niveau de signal chlore mesuré s'est avéré faible. Une cellule de mesure dédiée à la détection des rayonnements gamma de capture, baptisée REGAIN (REcherche des Gamma d'Activation et Irradiation Neutronique), a alors été dimensionnée à l'aide du code de calcul Monte-Carlo N-Particle (MCNP). Les mesures effectuées auprès de cette nouvelle cellule ont permis de mettre en évidence l'hydrogène des matrices et d'obtenir des signaux gamma d'intérêt utilisables. L'exploitation de ces résultats a ensuite conduit à la définition d'une méthode de correction reposant sur le tracé d'abaques reliant l'indicateur retenu - rapport du signal chlore (doublet à 786/88 keV) et du signal hydrogène (raie à 2223,3 keV) - à la teneur relative en PolyChlorure de Vinyle (PVC) de la matrice, puis au coefficient d'étalonnage I.N.A. calculé par le code de calcul MCNP. Cette méthode de correction réduit l'incertitude sur la masse de contaminant annoncée par rapport à l'interprétation pénalisante réalisée sans aucune connaissance de la composition de la matrice, et ce sur la majeure partie du domaine de compositions et de densités étudié. Les limites actuelles de la méthode proposée se situent principalement dans la dispersion de l'indicateur choisi en fonction de la densité pour une composition de matrice donnée.

La masse fissile dans les fûts de déchets radioactifs remplis de résidus métalliques compactés (coques et embouts des combustibles usés) produits à l'usine de retraitement de La Hague est mesurée par interrogation neutronique active, sut l'atelier de compactage de coques et embouts (ACC). Dans le futur, des déchets anciens de cette nature mélangés à des résines échangeuses d'ions seront traités dans cette installation. Ces résines ont pour effet d'augmenter la propriété de modération des neutrons dans la matrice du fût, en comparaison des déchets mesurés actuellement. Dans ce contexte, une méthode de correction des effets de matrice basée sur l'utilisation de la mesure associée d'un moniteur de fût (compteur proportionnel à 3He) a été étudiée. La faisabilité de la méthode a dans un premier temps été étudiée sur la maquette R&D PROMETHEE 6, permettant de mettre en évidence d'une part une bonne corrélation entre le signal du moniteur et les effets de matrice et d'autre part une capacité du code de transport de particule MCNP a reproduire les performances expérimentales de la méthode. Par la suite, les performances finales de l'implantation de cette méthode sur le poste industriel 0-2 en entrée d'ACC ont été évaluées par simulation numérique. Les résultats des calculs concluent à une estimation de la masse fissile résiduelle avec une erreur d'environ un facteur 2, alors que celle-ci pourrait atteindre 2 décades sans la méthode de correction. Par ailleurs, l'analyse des résultats expérimentaux sur la mesure des fûts de la production courante en présence d'un moniteur de fût, établit une corrélation satisfaisante entre des propriétés physiques connues de la matrice pour ce type de déchets (modération et absorption) et le signal du moniteur, démontrant ainsi la fiabilité de l'approche proposée. En conséquence, cette méthode de correction sera implantée sur le poste industriel peut être préconisée pour d'autres dispositifs d'interrogation neutronique active. / The fissile mass in radioactive waste drums filled with compacted metallic residues (spent fuel hulls and nozzles) produced at AREVA La Hague reprocessing plant is measured by neutron interrogation with the Differential Die-away measurement Technique, on the waste compaction facility (ACC). In the future, old hulls and nozzles mixed with ion-exchange resins will be measured. The ion-exchange resins increase neutron moderation in the matrix, compared to the waste measured in the current process. In this context, a matrix effect correction method based on a drum monitor (3He proportional counter) has been studied. The feasibility of the method was first performed with the R&D measurement cell PROMETHEE 6, showing a good correlation between the monitor signal and the matrix effect correction, and the capability of MCNP simulations to reproduce experiments and to estimate the performances of the proposed correction. Therefore, the industrial implementation of the method and the assessment of its final performances have been studied by numerical simulation. Calculations demonstrate that the method allows keeping the highest error on the measured fissile mass below roughly a factor of 2, while the matrix effect without correction ranges on 2 orders of magnitude. In addition, the analysis of experimental data from the current process shows a good correlation between known physical properties of the matrix (moderation and absorption) and the monitor signal, demonstrating the reliability of the proposed approach. According to these satisfactory results, this correction method will be implemented on the industrial station. More generally, this method could be applied to similar waste measurement systems.

La gestion des colis de déchets radioactifs représente un enjeu majeur pour l’industrie nucléaire. La solution de gestion d’un colis est déterminée en fonction de ses caractéristiques radiologiques. L’une de ces principales caractéristiques est l’activité α qui est principalement due aux actinides. Les méthodes non destructives actives, reposant sur le principe de la réaction de fission, permettent de quantifier les actinides. Ces méthodes sont mises en œuvre lorsque les techniques non-destructives passives deviennent inapplicables. Dans un premier temps, les méthodes actives consistent à irradier le colis afin d’entraîner des réactions de fission sur les actinides. Dans un second temps, les particules promptes et retardées émises suite aux réactions de fission sont détectées. Cette thèse a pour objectif d’optimiser le flux de neutrons, destiné à interroger les colis, en étudiant la possibilité d’utiliser un accélérateur d’électrons comme source de neutrons en lieu et place d’un générateur de type deutérium-tritium (gain attendu de l’ordre de deux décades en termes d’intensité d’émission). Un accélérateur d’électrons permettrait par ailleurs d’améliorer la caractérisation des colis de déchets radioactifs en rendant compatible, à l’aide du même dispositif d’irradiation, les mesures par interrogation neutronique active, par interrogation photonique active, et l’imagerie haute énergie.Dans un premier temps, nous avons caractérisé et optimisé le flux de photoneutrons émis par un accélérateur d’électrons en utilisant les codes de calculs Monte Carlo MCNPX et TRIPOLI-4. Nous avons considéré des cibles de conversion en tungstène ou en tantale et avons déterminé les paramètres suivants : intensité moyenne d’émission ; spectre en énergie ; et distribution angulaire. La cohérence de nos résultats a été évaluée par comparaison entre calculs et mesures d’activation neutronique. Nous avons ensuite évalué la faisabilité des mesures par interrogation neutronique active, en utilisant la cible d’un accélérateur d’électrons de 17 MeV en tant que générateur de neutrons, sur des échantillons d’uranium et de plutonium. Nous nous sommes intéressés à la détection des neutrons prompts, des neutrons retardés, et des gamma retardés. Nous avons également réalisé l’association de résultats de mesures par interrogations neutronique et photonique actives non-simultanées. Nous avons appliqué cette technique à la mesure de l’enrichissement de l’uranium. Enfin, nous avons dimensionné par simulation MCNPX une cellule de mesure, basée sur un accélérateur d’électrons, dédiée à l’interrogation neutronique active. La cellule a ensuite été construite et une campagne d’expérimentations a permis d’évaluer les performances de cette dernière lors de mesures réalisées sur des colis de déchets radioactifs maquettes de type 220 L contenant différentes matrices. / Management of nuclear waste packages is a crucial task for the nuclear industry. The solution for management of a nuclear waste package is chosen according to its radiological characteristics. One of the most important of these features is the α-activity which is mainly due to actinides. Non-destructive active methods based on the fission process enable to quantify the actinides. These methods are implemented when non-destructive passive methods become inapplicable. First, these methods consist in irradiating a package in order to induce fission reactions on the actinides, and then, to detect the prompt and delayed particles which are emitted further to these reactions. This thesis aims at optimizing the neutron flux, which is intended to interrogate a package, by studying the potentialities of using an electron accelerator as a neutron source instead of a deuterium-tritium neutron generator (expected gain in terms of emission intensity on the order of two decades higher). Furthermore, an electron accelerator would enable to improve nuclear waste packages characterization by making compatible, on the same irradiation setup, neutron interrogation measurements, photon interrogation measurements, and high-energy imaging.First, we characterized and optimized the photoneutron flux emitted by an electron accelerator using MCNPX and TRIPOLI-4 Monte Carlo codes. We considered tungsten and tantalum conversion targets and focused on the following parameters: average emission intensity; mean energy; and angular distribution. The consistency of our results has been verified by comparing neutron activation calculations and measurements. We have then evaluated the feasibility of neutron interrogation measurements on uranium and plutonium samples using the target of a 17 MeV electron accelerator as a neutron generator. We detected prompt neutrons, delayed neutrons, and delayed gamma-rays. We also combined photon and neutron interrogation non-simultaneous measurements. We applied such technique to the measurement of uranium enrichment. Finally, we designed by MCNPX simulation a neutron interrogation setup based on an electron accelerator. The cell was then built and an experimentation campaign enabled to evaluate performances of the latter. Measurements were carried out on 220 liter nuclear waste mock-up drums containing different matrices.