Les réacteurs de IVème génération à neutrons rapides offrent la possibilité de valoriser le plutonium produit par le parc actuel des réacteurs à eau légère et de transmuter une part déterminante des déchets ultimes. Actuellement, de nouveaux projets de réacteurs à neutrons rapides sont étudiés dans le monde et doivent satisfaire de nouvelles exigences en termes d’économie des ressources, de réduction des déchets, de compétitivité, de sûreté et de fiabilité. Ainsi, ces nouveaux projets intègrent des innovations qui permettent d’améliorer la sûreté du réacteur (comportement naturel du coeur) en cas d’accident. Dans le cas du prototype ASTRID étudié en France au CEA, ces innovations portent sur le design géométrique du coeur et notamment l’intégration d’une plaque fertile au centre et d’un plenum de sodium en partie supérieure afin d’augmenter les fuites de neutrons en cas de vidange en sodium. Ces designs hétérogènes sont caractérisés par des vidanges en sodium proches de zéro résultant de fortes compensations entre les différentes zones du coeur. L’évaluation des grandeurs neutroniques d’intérêt nécessitent alors des outils de calculs robustes dans le but de traiter rigoureusement le transport des neutrons, et notamment au niveau des interfaces entre milieux. Le premier travail de thèse a donc consisté à améliorer la méthodologie existante permettant d’évaluer au mieux les grandeurs neutroniques d’intérêt. Ces améliorations ont consisté à développer une méthode d’analyse spécifique basée sur la théorie des perturbations et l’utilisation d’un solveur de flux moderne en transport Sn. Ce travail a permis d’une part, de réduire les biais de calcul sur les grandeurs neutroniques d’intérêt par rapport à des méthodes de référence (Monte Carlo) et, d’autre part, d’obtenir des distributions spatiales des effets neutroniques plus précises, et notamment des coefficients locaux de contre-réactions utilisés pour les analyses de transitoires non-protégés caractérisant le niveau « naturel » de « sûreté » du coeur. Par ailleurs, les incertitudes sur ces paramètres neutroniques ont un impact important sur les performances et la sûreté du coeur en termes de marges à prendre lors de la phase de conception. Il est donc important de les maîtriser et de les réduire afin de conserver les gains envisagés par le concept CFV. Ces incertitudes ont pour origines : les données nucléaires (sections efficaces macroscopiques pour une composition du coeur donnée), les données technologiques (données de fabrication et notamment la géométrie, les concentrations atomiques des constituants du coeur et les lois de dilatations thermiques),l’évolution du bilan matière dans le coeur sous irradiation, la thermique du combustible, les biais provenant des solveurs, des schémas de calculs (et de la modélisation) et des méthodes utilisées. Par ailleurs, les incertitudes sur la composition du coeur irradié et la thermique du combustible sont elles-mêmes fortement affectées par celles sur les données nucléaires. La propagation des incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques est donc complexe car faisant intervenir plusieurs sources de corrélation. Cette complexité est en outre accrue si l’on souhaite évaluer la corrélation spatiale des grandeurs neutroniques et des incertitudes associées. Le deuxième objectif de la thèse a donc consisté à mettre en place une méthodologie permettant de propager les incertitudes issues des données nucléaires sur les grandeurs neutroniques. Cette méthodologie se base sur l’évaluation de coefficients locaux de sensibilités permettant de déterminer les corrélations entre les différents paramètres neutroniques. (...)