La présente invention concerne des récipients ou fbts de transport de matières radioactives. On connais des récipients de transport de matières radioactives telles que du combustible irradié pour réacteurs nucléaires, ainsi que des récipients de transport de combustible usé de taux d'irradiation élevé, qui constituent une source relativement puissante de neutrons et d'autres types de rayonnement. Certains réglements officiels, tels les réglements américains AEC (10 0FR 71) et DOT (49 OFR 173) prescrivent les procédures et les normes d'emballage et de transport de matières radioactives. Par exemple, ces réglements stipulent qu'on doit réduire le rayonnement émis par une matière radioactive jusqu'à une première limite correspondant à des conditions normales déterminées et jusqu'à une seconde limite supérieure correspondant à des conditions accidentelles déterminées. En outre, le récipient d'emballage doit etre suffisamment solide pour résister à un essai en chute libre d'une hauteur déterminée, par exemple de 15 m.En conséquence, un récipient de transport de matières radioactives doit satisfaire non seulement à des considérations générales de sécurité et de rentabilité, mais également aux spéifications des réglements officiels. Ainsi un récipient de transport de matières radioactives doit assurer une protection contre les rayonnements de façon à réduire les doses de rayonnement biologique total à une valeur inférieure à la limite tolérée par les réglements officiels dans les conditions normales et également inférieure à la limite maximale admissible dans des conditions d'accident éventuel. Pour du combustible irradié de réacteurs nucléaires, on peut imposer une protection en vue de réduire le rayonnement total de la source d'un facteur de l'ordre de 1011. En outre, le récipient doit assurer un transfert et une dissipation appropriés de la chaleur produite par la désintégration des isotopes radioactifs. Egalement, le récipient doit conserver une intégrité structurale dans des conditions normales et dans des conditions pouvant se présenter par accident. Il doit contenir le réfrigérant et empêcher l'échappement de matière radioactive dans les conditions normales et limiter l'échappement de gaz et de liquides radioactifs lors d'un accident éventuel. Il est souhaitable d'augmenter au maximum la charge utile, c'est à dire la quantité de matière radioactive qui peut être contenue dans le récipient, pour exploiter l'avantage économique de l'auto-protection, c'est à dire que la partie extérieure de la matière fait écran à la partie intérieure de cette matière. En conséquence, une augmentation donnée de la quantité de matière radioactive nécessite seulement une augmentation relativement faible de l'épaisseur de la partie protectrice. Le facteur de limitation pratique du poids total d'un récipient de transport chargé est la capacité des appareils de manutention des récipients tels que des grues et des véhicules de transport. Les conditions de manutention se traduisent également par une limitation pratique des dimensions ou de l'en- combrement du récipient de transport. Du fait que la quantité de matière radioactive (c'est à dire la charge utile) qui peut être logée dans un récipient de dimensions et de poids maximaux admissibles en pratique est au maximum égale à une petite fraction du poids total, il est souhaitable de réduire à un minimum le rapport du poids total à la charge utile (par exemple un récipient peut avoir un poids total de l'ordre de 65 tonnes pour une charge utile d'environ 3 tonnes) Il est en particulier souhaitable de réduire à un minimum le poids de la structure de protection contre les rayonnements, puisque cette structure représente la plus grande partie du poids total. Le prix d'expédition de la matière radioactive comprend, outre les frais de transport, les frais d'utilisation du récipient de transport. Ces frais d'utilisation de récipient sont évidemment une fonction directe du prix de fabrication du récipient et il est par conséquent souhaitable de réduire autant que possible ce prix de fabrication. Puisque la fabrication et la matière de la structure de protection représentent la majeure partie du coût du récipient, il est souhaitable de réduire le prix de cette structure. Les récipients de transport connus comportent habituellement des ailettes extérieures de grande hauteur et faiblement espacées afin d'améliorer la dissipation de chaleur. La fabrication d'une telle surface à ailettes est coûteuse et de plus sa décontamination est difficile. Jusqu'à ces derniers temps, le combustible irradié et usé provenant de réacteurs nucléaires n'avait pas subi un taux d'exposition suffisant pour constituer une source de neutrons créant un risque d'irradiation tel qu'il soit nécessaire de prévoir une protection spéciale contre les neutrons. En conséquence, les structures de protection des récipients de transport de types connus ont été conçues principalement pour assurer une protection contre un rayonnement gamma sans prendre de mesures particulières pour assurer une protection contre des neutrons. En particulier, la structure de protection de récipients connue comprend une matière dense et lourde telle que du plomb. Ainsi, on a décrit une telle structure de protection connue, par exemple dans le brevet des Etats Unis d'Amérique No 3 119 933 où la conception de la structure est basée sur l'hypothèse qu'use protection appropriée pour arrêter un rayonnement gamma convient également pour arrêter des neutrons ou des particules bêta l'accompagnant. Toutefois, les irradiations prolongées qu'on envisage maintenant dans les réacteurs nucléaires à neutrons thermiques et à neutrons rapides ont pour résultats la formation de curium, de plutonium et d'autres isotopes radioactifs d'une telle importance qu'ils constituent une source de neutrons de forte intensité. Par exemple, le taux d'émission de neutrons peut titre multiplié par un facteur supérieur à 20 pour un temps d'exposition multiplié par 2. En conséquence, on ne peut plus ne pas tenir compte de la radiation des neutrons dans la conception de la protection du récipient de transport. Bien qu'on puisse obtenir une protection appropriée contre les neutrons dans les structures de types connus simplement en augmentant 11 épaisseur de matière lourde de protection, cette solution a pour conséquence ficheuse une augmentation excessive de poids, puisque la matière lourde utilisée n'est pas plus efficace comme écran à neutrons que des matières de ralentissement de neutrons d'un poids bien inférieur. Par exemple, pour assurer une protection contre le rayonnement gamma, 30 cm d'eau équivalent à peu près à 25 mm de plomb et à 15 mm d'uranium,alore. que, pour assurer une protection contre les neutrons, ces matières ont des efficacités à peu près égales. On connaît des combinaisons avantageuses de matières hydrogénées et de matières denses permettant d'assurer à la fois une protection contre les rayons gamma et contre les neutrons tout en augmentant au maximum la charge utile du récipient et en réduisant son poids à un minimum. Dans ces récipients de types connus, la résistance structurale est assurée par une enceinte extérieure relativement lourde qui est pourvue d'ailettes pour améliorer la dissipation de chaleur. Il est souhaitable de réduire encore le poids et le prix de récipients de transport de matières nucláaires. L'invention a pour but d'assurer une protection efficace contre des neutrons, ainsi qu'une protection efficace contre d'autres types de rayonnement biologiquement importants dans un récipient de transport de poids et de prix réduit à l'extrême Pour réduire autant que possible le poids du récipient, l'invention a, en outre, pour but de diminuer à ltextrême les dimensions et la quantité de matière structurale et de matière dense de protection dans un récipient de transport. L'invention a, en outre, pour but de fournir un récipient de transport comportant une surface extérieure de forme continue, exempte d'ailettes, de fentes et de parties similaires entravant la décontamination. L'invention a également pour but de fournir un récipient de transport comportant une enveloppe de retenue de liquide de faible prix et présentant des propriétés de dissipation de chaleur au moins égales à celles d'une surface à ailettes. Ce problème est résolu suivant l'invention à l'aide d'une structure de récipient dans laquelle un casier destiné à recevoir la matière radioactive est entouré par une couche protectrice de matière dense suffisante pour réduire le rayonnement biologiquement important à un niveau inférieur à la limite admise par les réglements officiels lors d'accidents éventuels. Cette couche protectrice dense est supportée à l'intérieur d'une enceinte robuste qui donne la résistance structurale au récipient (cette enceinte peut être pourvue d'ailettes pour améliorer la transmission de chaleur et pour constituer des parties améliorant la résistance aux chocs).Cette enceinte structurale est entourée par une enveloppe extérieure ondulée, à paroi mince et ayant pas de résistance structurale, et les ondulations formant la surface nécessaire à la dissipation de la chaleur et l'espace compris entre l'enceinte structurale et l'enveloppe extérieure étant rempli d'eau à la fois à des fins de protection et de transfert de chaleur. On choisit l'épaisseur de cette couche d'eau de manière à exercer un certain degré de protection contre les rayonnements en vue de réduire, en combinaison avec la couche protectrice dense, le rayonnement émis par la matière radioactive se trouvant dans le récipient en dessous de la limite admise par les règlements officiels dans des conditions normales. En conséquence, meme si la totalité de l'eau de cette couche extérieure est perdue lors d'un accident éventuel, on conserve l'intégrité structurale du récipient et la couche protectrice dense assure dans ces conditions une protection appropriée. Puisque le diamètre de l'enceinte structurale est inférieur au diamètre extérieur du récipient, la quantité de matière structurale est réduite, ce qui augmente la charge utile pour un poids donné de récipient, par rapport aux récipients connus dans lesquels une partie importante de la résistance structurale est fournie par l'enveloppe extérieure. La surface continue de l'enveloppe extérieure de poids léger peut aisément étre lavée et frottée en vue d'une décontamination et on peut choisir les dimensions et le nombre des ondulations en vue d'obtenir la sudice nécessaire à la dissipation de chaleur requise. D'autres avantages et caractéristiques de l'invention seront mis en évidence dans la suite de la description,donnée à titre d'exemple non limitatif, en référence aux dessins annexés La FIG. 1 est une vue en élévation de la partie extérieure du récipient de transport, La FIG. 2 est une coupe longitudinale du récipient de transport suivant l'invention, La FIG. 3 est une coupe transversale du récipient de transport, ta FIG. 4 est une coupe longitudinale partielle montrant des compartiments d'extrémité. La FIG. 1 est une vue de l'extérieur du récipient de transport, désigné dans son ensemble par la référence 10. Ce récipient comprend un corps 11 de forme allongée, une partie extrême 12, une autre partie extreme 13 démontable et deux cache soupapes ou coupoles 14, 16 qui contiennent des soupapes de sécurité et des vannes de remplissage et de vidange. Les surfaces extérieures de la partie extrême 12 et de la partie extrême 13 sont pourvues d'ailettes de dissipation de chaleur 17 (1) et 17 (2) tandis que, suivant l'invention, le corps 11 est entouré par une enveloppe ondulée 18 relativement mince. On a prévu sur des côtés opposés du récipient, deux tampons 19 sur lesquels on peut fixer des tourillons, des pattes ou des éléments similaires en vue de permettre le levage et la manutention du récipient. On peut améliorer le refroidissement du récipient 10 en utilisant un système de ventilateurs et de conduits pour diriger de l'air frais contre les surfacés extérieures du récipient, comme cela est connu. On a représenté le récipient 10 de façon plus détaillée dans la coupe longitudinale de la FIG. 2 et dans la coupe transversale de la FIG. 3. Comme le montre la FIG. 3, ce récipient 10 est agencé pour le transport de plusieurs ensembles 21 de combustible nucléaire usé. Les ensembles combustibles 21 sont supportés par un casier 22 formé de cloisons minces et se coupant de façon à constituer un compartiment séparé, ouvert à ses extrémités, pour chaque ensemble combustible. Le casier 22 est logé dans une enveloppe intérieure 23 dans laquelle les ensembles combustibles peuvent flotter dans un réfrigérant tel que de l'eau. On peut munir avantageusement les cloisons du casier 22 de nombreuses fentes ou trous pour permettre la circulation du réfrigérant. Le casier 22 est entouré par une couche protectrice 24 formée de préférence d'uranium appauvri et ayant une épaisseur radiale tl . Cette couche d'uranium appauvri sert d'ecran contre les rayonnements en atténuant les rayons gamma et en assurant le ralentissement et la capture de neutrons. On préfère l'uranium au plomb dans ce cas du fait qu'il permet d'obtenir un meilleur degré de protection par unité de poids à cause de sa température de fusion plus élevée et de sa plus grande résistance. La couche d'uranium 24 peut être formée de plusieurs segments annulaires échelonnés. Autour de la couche protectrice 24, on a prévu une enceinte structurale 26 d'une épaisseur suffisante pour donner la résistance nécessaire au récipient. L'enceinte 26 est de préférence pourvue de plusieurs ailettes périphériques 27. Ces ailettes remplissent plusieurs fonctions importantes. Elles augmentent la surface de l'enceinte 26 en vue d'améliorer la transmission de chaleur. Elles servent d'éléments sacrifiés en cas de choc en vue de contribuer à la conservation de l'intégrité du récipient. Certaines de ces ailettes servent également de supports pour l'enveloppe extérieure ondulée 18 sans résistance structurale, comme cela sera précisé en détail dans la suite. Comme indiqué sur la FIG. 2, la partie extrême 12 peut dtre solidaire de la partie de corps 11 ou fixée en permanence sur celle-ci. A l'autre extrémité, la partie démontable 13,remplie d'une matière de protection 28, est fixée sur le corps 11 par un dispositif à brides et goujons. L'étanchéité est assurée par un joint 29. La matière de protection 28 du couvercle est pourvue d'une partie rentrante 31 qui recouvre et assure la protection de l'interface existant entre l'extrémité démontable 13 et le corps 11. Comme indiqué plus haut, la partie extrême 12 et la partie extrême 13 sont pourvues d'ailettes 17 (1) et 17 (2) pour faciliter la dissipation de chaleur et pour constituer des éléments sacrifiés pouvant se déformer en cas de choc. La coupole 14 contient une soupape de sécurité automatique 32 agencée pour fonctionner en réponse à l'établissement d'une pression interne anormalement élevée dans le récipient. La coupole 14 contient également une première vanne 33 manoeuvrable manuellement, la soupape 32 et la vanne 33 étant reliées à l'intérieur du récipient par un conduit 34. La coupole 16 contient une seconde vanne 36 manoeuvrée manuellement et reliée à l'intérieur du récipient par un conduit 37. Les vannes 33 et 36 peuvent être utilisées pour faire rentrer et sortir une matière liquide hydrogénée telle que de l'eau en vue de noyer l'intérieur du récipient et les ensembles combustibles contenus dans le casier 22. Suivant l'invention, le récipient est recouvert de l'en- veloppe ondulée 18 relativement mince et sans résistance structurale (on entend par cette expression que l'enveloppe 18 ne confè- re pas de résistance au récipient ou, en d'autres termes, que l'intégrité structurale du récipient ne dépend pas de l'enveloppe 18). Comme indiqué sur les FIGS. 2 et 3, l'enveloppe 18 est fixée sur plusieurs bandes longitudinales 38, réparties périphériquement et qui sont elles-mêmes fixées sur les brides d'extrémité 39 et 41 et à l'intérieur d'encoches ménagées dans les ailettes 27 (1) et 27 (2), ces ailettes ayant dans ce but une hauteur radiale supérieure aux autres. L'enveloppe 18 est étanche aux liquides jusqu'aux brides 39 et 41 et e est de préférenen également rendue étanche aux liquides jusqutaux ailettes 27 (1) et 27 (2) afin de former plusieurs compartiments étanches 42 (i) - 42 (3). Chaque compartiment est pourvu d'un bouchon de remplissage 43 et d'un bouchon de vidange 44 à l'aide desquels on peut remplir les compartiments avec un liquide hydrogené tel que de l'eau de manière à former une couche de protection contre les neutrons d'une épaisseur t2. Ce cloisonnement de la couche de protection aqueuse est souhaitable afin d'éviter une perte de la totalité de l'eau en cas de rupture localisée de l'enveloppe 18. Comment le montrent les FIGS. 1 et 2, la couche de protection aqueuse ne s'étend pas sur la partie extrême 12 ou sur la partie extrême amovible 13 car la couche de protection dense assure habituellement une atténuation suffisante du rayonnement d'intensité inférieure sortant par les extrémités du récipient. Cependant, comme indiqué sur la FIG. 4, on peut former sur la partie extrême 12 un compartiment contenant de l'eau 42 (4), à l'aide d'un couvercle 43 fixé sur les ailettes 17 (1). De même, on peut former sur la partie extrême amovible 13 un compartiment conteant de l'eau 42 (5), à l'aide d'un couvercle 40 fixé sur les ailettes 17 (2). Les ailettes 17 (1) et 17 (2) sont, de préférence, pourvues de trous 45 permettant le passage de l'eau L'épaisseur des enveloppes ondulées 18, 43 et 40 dépend des pressions nominales dans les compartiments contenant de l'eau 42 (1) - 42 (5). Dans des cas de faible pression ou d'ab sence de pression, 1'épaisseur de la paroi peut être assez mince et avoir une valeur d'environ 1,2 mm.La limite supérieure est d'environ 6,4 mm et elle est limitée par les techniques et machines classiques de fabrication de tôles ondulées en acier. La dissipation de chaleur à partir du récipient est fonction de sa surface. La dissipation de chaleur par mètre carré de surface des enveloppes 18, 43 et 40 peut être affectée d'une valeur comprise dans des limites déterminées par un choix approprié des dimensions des ondulations. Cette enveloppe ondulée n'est pas conçue pour augmenter sensiblement la résistance structurale du récipient ni pour résister aux essais de chocs nécessaires pour l'observation des règlements officiels concernant ces récipients. Au contraire, la résistance structurale est conférée aux récipients, principalement par l'enceinte résistante 26 de petit diamètre et l'épaisseur de la couche de protection solide 24 est choisie afin d'assurer une atténuation appropriée des rayonnements lors d'actif dents éventuels, même dans le cas improbable de la perte de tout le liquide de protection contenu dans les compartiments 42 (1) et 42 (5).En conséquence, un avantage important du récipient suivant l'invention est que le diamètre de 11 enceinte structurale et le diamètre du dispositif de protection dense sont réduits au minimum, de même que par conséquent le poids du récipient. On va préciser les critères de conception d'un récipient suivant l'invention. Comme indiqué plus haut, les dimensions et le poids d'un récipient de transport sont limités par des considérations pratiques concernant la capacité des équipements de manutention et de transport. Il est, par conséquent, souhaitable d'augmenter au maximum la charge utile, c'est à dire la quantité de combustible usé qui peut être logée dans le récipient (en tenant compte de ce qu'on doit éviter des valeurs critiques en ce qui concerne le poids et la configuration du récipient). Il est également souhaitable de réduire à un minimum le prix de fabrication du récipient afin de réduire ainsi à un minimum les frais d'utilisation. En conséquence, le but est de fabriquer un récipient d'une charge utile maximale au prix de revient minimal en vue de réduire ainsi à un minimum les frais de transport du combustible usé. Puisque le poids de la matière de protection dense constitue une part importante du poids total du récipient, il est souhaitable de réduire à un minimum la quantité de matière de protection dense (tout en tenant compte des impératifs d'intégrité structurale et de transmission de chaleur appropriée) En conséquence, outre des considérations d'intégrité structurale et de transmission de chaleur appropriée, il est souhaitable de choisir les épaisseurs optimales pour les matières de protection dense et hydrogénée. Ce problème peut être résolu par un processus de détermination empirique ou par itération tel que celui proposé dans la suite. 1 - Choisir concurremment le type et la quantité de combustible usé à transporter ainsi que sa disposition ou sa configuration dans le récipient (en prenant en considération les impératifs critiques) et définir les intensités ou les sources de rayonnements neutroniques et gamma. Les rayonnements neutroniques et gamma sont fonction, dans un cas donné, de nombreux facteurs, notamment de l'enri- chissement du combustible, de l'évolution d'exposition du combustible, de la puissance spécifique, du temps de refroidissement, de la construction des éléments combustibles, du type et de la quantité de combustible et de la configuration du combustible dans le récipient (effet d'auto-protection). On va supposer qu'on peut déterminer les source s de neutrons et de rayonnement gamma par des moyens connus. 2 - En tenant compte de l,etape 1, choisir les matières de protection particulières et leur configuration (pour simplifier, on va supposer dans les phases suivantes, qu'on a choisi l'uranium comme matière de protection dense 24 et l'eau comme matière liquide de protection hydrogénée). 3 - Etablir les doses limites de rayonnement. Ces valeurs sont indiquées par les réglements officiels, par exemple 10 mRemXh (millirem par heure) à 1,5 m de la surface exposée la plus proche dans des conditions normales et 1000 mRem/h à 0,9 m lors d'accidents éventuels. 4 - Définir une conception préliminaire de récipient. En plus de la configuration du combustible, elle fait intervenir la matière et la conception du récipient ainsi que les matières-d'enveloppes intérieure et extérieure et leurs épaisseurs. 5 - Choisir un modèle de source définissant la répartition spatiale du rayonnement à partir du combustible usé. 6 ~ Comme premier point de référence, déterminer l'épais- seur d'uranium nécessaire pour réduire la dose de rayonnement gamma à 50 ffi de la limite normale admissible de la dose totale de rayonnement. Les caractéristiques d'atténuation d'un rayonnement gamma par l'uranium ont été données par exemple par Jerome E. Dummer Jr., General Handbook for Radiation Monitoring, LA-1835 (3è édition) U.S. Government Printing Office (1959). 7 - Un second point de référence est déterminé en utilisant ltépaisseur de l'uranium obtenu à partir de l'étampe 6 et en employant une théorie connue de transport de neutrons pour déterminer l'épaisseur de la couche d'eau qui permet, en combi - naison avec la couche d'uranium d'épaisseur déterminée par l' étape 6, de réduire la dose du rayonnement neutronique à environ 50 * de la limite normale admissible de la dose totale de rayonnement. 8 - On fait maintenant varier de façon incrementale les épaisseurs d'eau et d'uranium déterminées par les étapes 6 et 7, en vue de déterminer empiriquement les épaisseurs optimales. Il existe six possibilités de faire varier les épaisseurs (1) Rémplacer l'épaisseur d'uranium par l'épaisseur d'eau, (2) Réduire 11 épaisseur d'uranium en maintenant l'épaisseur d'eau constante, (3) Réduire d'épaisseur d'eau en maintenant l'épaisseur d'ura nium constante, (4) Augmenter l'épaisseur d'eau en maintenant l'épaisseur d'ura nium constante, (5) Remplacer l'épaisseur d'eau par l'épaisseur d'uranium, et (6) Augmenter l'épaisseur d'uranium en maintenant l'épaisseur d'eau constante. 9 - Pour chacune des variations incrémentales d'épaisseurs, calculer les doses résultantes de rayonnements neutronique et gamma. La somme de ces doses ne doit pas dépasser la limite normale de la dose totale. 10 - Egalement, pour chaque série d'épaisseurs d'eau et d'uranium et en supposant un accident hypothétique dans lequel toute l'eau de la couche de protection est remplacée par un vide, on calcule les doses résultantes de rayonnements neutronique et gamma. La somme de ces doses ne doit pas dépasser la limite de dose totale admise en cas d'accident éventuel. Les séries de résultats qui ne satisfont pas à cette limite en cas d'accident éventuel sont rejetées. Si toutes les séries de résultats ne satisfont pas à cette condition, on doit augmenter l'épaisseur d'uranium pour réduire la dose en cas d'accident éventuel à une valeur inférieure à la limite spécifiée. 11 - Enfin, on choisit parmi les séries de résultats non rejetées celle qui correspond à l'épaisseur minimale d'uranium. En conséquence, les épaisseurs optimales d'eau et d'uranium permettent d'obtenir un récipient présentant la protection nécessaire contre les rayonnements neutronique et gamma tout en ayant un poids total minimal de matière de protection pour la configuration choisie. Exemple On a indiqué dans le tableau suivant des paramètres appropriés d'un récipient suivant l'invention qui a été conçu pour le transport d'un combustible usé de réaction nucléaire d'un tauxd'irradiation de l'ordre de 35 000 MWj/t. Longueur externe da récipient 5,4 m Diamètre extérieur de récipient 1,5 m 6 3 Charge utile 1,5 x 106 cm 3000 kg d'uranium Puissance nominale de la source de rayonnement Gamma (Puissance spécifique) 40 kW/kgU Neutronique 3 x 109 neutrons/s Limite nominale de dose Dans les conditions normales 10 mRem/h à 1,5 m Lors d'un accident éventuel 1000 mRem/h à 0,3 m Casier 22 - acier inoxydable 1,2 mm d'épaisseur Enveloppe intérieure 23 - acier inoxy- 12,5 mm d'épaisseur dable Protection dense 24 - uranium appauvri 100 mm d'épaisseur - t1 Enceinte structurale 26 - acier inoxydable 38 mm d'épaisseur Protection hydrogénée - Eau - t2 125 mm d'épaisseur Enveloppe ondulée 18 - acier inoxydable 3,2 mm d'épaisseur Diamètre à la base 1500 mm Surface par dm de longueur 96 dm2 Pression nominale dans les compartiments 42 (1) - 42 (3) 10,5 kg/cm Poids total du récipient 65 tonnes - REVENDICATIONS 1 - Récipient de transport pour une matière radioactive émettant un rayonnement biologiquement actif comprenant des rayonnements gamma et neutronique, comportant une structure de protection contre les rayonnements pour réduire lesdits rayonnements à une première limite imposée dans des conditions normales et à une seconde limite imposée supérieure à la première limite dans des conditions accidentelles, caractérisé en ce qu'il comprend une enceinte structurale creuse et de forme allongée, un support placé à l'intérieur de ladite enceinte de manière à recevoir la matière radioactive, un premier écran contre les rayonnements formé d'une couche de matière dense entourant la matière radioactive se trouvant dans l'enceinte, l'épaisseur de la matière dense étant choisie pour réduire le rayonnement total biologiquement actif émis par ladite matière radioactive au moins à ladite seconde limite, une enveloppe relativement mince et sans résistance structurale entourant ladite enceinte et supportée par celle-ci à une certaine-distance, et un second écran contre les rayonnements formé d'une matière hydrogénée et placé entre ladite enceinte et ladite enveloppe, l'épaisseur de ladite matière hydrogénée étant suffisante, en combinaison avec ladite matière dense, pour réduire le rayonnement total biologiquement actif au moins à ladite première limite. 2 - Récipient de transport suivant la revendication 1, caractérisé en ce que ladite matière dense est de l'uranium 3 - Récipient de transport suivant la revendication 1, caractérisé en ce que ladite matière hydrogénée est de l'eau. 4 - Récipient de transport suivant la revendication 1, caractérisé en ce que l'enveloppe sans résistance structurale est ondulée. 5 - Récipient de transport suivant la revendication 1, caractérisé en ce que ladite enveloppe sans résistance structurale s'étend sur les extrémités dudit récipient afin de former des compartiments remplis de ladite matière hydrogénée. 6 - Récipient de transport suivant la revendication 1, caractérisé en ce que le volume compris entre ladite enceinte structurale et ladite enveloppe sans résistance structurale est compartimenté. 7 - Récipient de transport suivant la revendication 1, caractérisé en ce que l'épaisseur de la matière dense est comprise entre 75 et 200 mm et en ce que l'épaisseur de la matière hydrogénée est comprise entre 50 et 250 mm. 8 - Récipient de transport suivant la revendication 1, caractérisé en ce que ladite enceinte structurale est pourvue de plusieurs ailettes. 9 - Récipient de transport de matière radioactive, carantérisé en ce qu'il comprend un écran de protection contre les rayonnements formé d'une matière dense et entourant ladite matière radioactive, une enceinte structurale de forme allongée qui entoure et supporte ladite matière dense, une enveloppe relativement rince et sans résistance structurale qui entoure ladite enceinte et qui est supportée par celle-ci dans une position espacée et un écran de protection contre les rayonnements formé d'une matière hydrogénée et placé entre ladite enceinte et ladite enveloppe. 10 - Récipient de transport suivant la revendication 9, caractérisé en ce que ladite matière dense est de l'uranium. r 11 - Récipient de transport suivant la revendication 9, caractérisé en ce que ladite matière hydrogénée est de l'eau. 12 - Récipient de transport suivant la revendication 9, caractérisé en ce que ladite enveloppe est ondulée. 13 - Récipient de transport suivant la revendication 9, caractérisé en ce que ladite enveloppe s'étend sur les extrémités du récipient de façon à former des compartiments remplis de ladite matière hydrogénée. 14 - Récipient de transport suivant la revendication 9, caractérisé en ce que le volume compris entre l'enceinte et l'enveloppe est compartimenté. 15 - Récipient de transport suivant la revendication 9, caractérisé en ce que l'épaisseur de la matière dense est comprise entre 75 et 200 mm et en ce que l'épaisseur de la matière hydrogénée est comprise entre 50 et 250 mm. 16 - Récipient de transport suivant la revendication 9, caractérisé en ce que ladite enceinte structurale est pourvue de plusieurs ailettes. 17 - Récipient de transport d'ensembles combustibles de réacteurs nucléaires, caractérisé en ce qu'il comprend un casier destiné à contenir plusieurs ensembles combustibles, un écran de protection contre les rayonnements formé d'une matière dense et entourant ledit casier, une enceinte structurale de forme allongée qui entoure ladite matière dense, une enveloppe ondulée relativement mince et sans résistance structurale qui est supportée par ladite enceinte structurale dans une position espacée et un écran de protection contre les rayonnements formé d'une matière hydrogénée et placé entre ladite enceinte et ladite enveloppe.