| Summary: | Les réacteurs nucléaires de génération III s'inscrivent dans la continuité des réacteurs à eau sous pression actuels, tout en présentant un certain nombre d'améliorations en terme de sûreté, de rendement et d'environnement.Parmi les caractéristiques de ces réacteurs, la taille importante du coeur et l'utilisation d'un réflecteur lourd se traduisent par une meilleure efficacité neutronique et une meilleure protection de la cuve.Du fait de leur grande taille, le risque de basculement de la nappe de puissance neutronique est exacerbé. Le basculement est donc un paramètre d'intérêt à prendre en compte dans les études de sûreté. Par ailleurs, le calcul de l'incertitude associée à la nappe de puissance neutronique est difficilement atteignable par les méthodes déterministes actuellement implémentées dans les codes de neutronique.Ce travail de thèse a donc porté sur le développement d'une méthode stochastique innovante de propagation des incertitudes neutroniques. Tout en étant basée sur des résultats probabilistes, elle tire parti de la puissance croissante des moyens de calcul informatique afin de parcourir tous les états du réacteur statistiquement prévus.Après avoir été validée, cette méthode a été appliquée à un benchmark de grand coeur de l'OCDE/AEN avec des valeurs de covariances issues d'une analyse critique. Ainsi, pour ce système, l'incertitude associée au facteur de multiplication effectif des neutrons keff $(1\sigma)$ vaut 638 pcm . Par ailleurs, le basculement total vaut 8.8 \% $(1\sigma)$, et l'incertitude maximale associée à l'insertion d'un groupe de barres absorbantes utilisées pour son pilotage vaut 11~\% $(1\sigma)$. === Generation III Light Water Reactors undoubtedly follow design guidelines comparable to those of current PWRs. Furthermore, they take advantage of enhanced features in terms of safety, energy efficiency, radiation protection and environment. Then, we talk about an evolutionary approach. Amongst those improvements, the significant size and the use of a heavy reflector translate into a better neutronics efficacy, leading to intrinsic enrichment benefits then to natural uranium profits. They contribute to the core vessel preservation as well.Because of their large dimensions, the neutronic bulge of this kind of reactors is emphasized. Therefore, it is a parameter of interest in the reactor safety studies. Nevertheless, the uncertainty related to the radial power map is hardly reachable by using the numerical methods implemented in the neutronics codes.Given the above, this PhD work aims to develop an innovative stochastic neutronics uncertainties propagation method. By using recent probabilistic results, it makes good use of the growing calculation means in order to explore all the physical states of the reactor statiscally foreseen.After being validated , our method has been applied to a reactor proposed in the framework of a large core OECD/NEA international benchmark with carefully chosen covariances values. Thus, for this system, the uncertainties related to the keff reaches 638~pcm $(1\sigma)$. What is more, the total bulge equals 8.8~\% $(1\sigma)$ and the maximal uncertainty related to the insertion of a group of control rods reaches 11~\% $(1\sigma)$.
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