L'irradiation peut modifier les propriétés mécaniques des aciers inoxydables austénitiques. Une diminution de la ténacité à la rupture des aciers en fonction de la dose est observée. La rupture ductile due à la croissance et la coalescence des cavités est toujours un mécanisme dominant dans les aciers irradiés jusqu'à 10 dpa. Des cavités peuvent être crées de manière différente : nucléées à partir des inclusions ou des précipités d'irradiation, ou créées directement par irradiation. Cette thèse a pour objectif d'étudier la rupture ductile des aciers irradiés due à la croissance et la coalescence des cavités intragranulaires. Basée sur la plasticité cristalline, des simulations en éléments finis sont effectuées sur les cellules unitaires pour étudier l'effet de l'orientation cristallographique et de la triaxialité de contraintes sur la croissance et la coalescence des cavités. L'effet de l'écrouissage post-irradiation sur la croissance et la coalescence des cavités est étudié avec un modèle de la plasticité cristalline prenant compte des défauts d'irradiation. En outre, un modèle élastomère-visco-plastique en grandes transformations est proposé pour décrire la croissance des cavités dans le monocristal. Le modèle est appliqué à la simulation de l'endommagement ductile dans le monocristal et le polycristal. Des cavités peuvent avoir des tailles différentes et la taille peut avoir une influence sur la ténacité à la rupture des aciers. Afin d'étudier cet effet, un modèle micromorphe de plasticité cristalline est proposé et appliqué à la simulation de la croissance et la coalescence des cavités intragranulaires de différentes tailles ainsi qu'aux phénomènes de localisation dans les monocristaux. / Irradiation causes drastic modifications of mechanical properties of austenitic stainless steels and a decrease in the fracture toughness with irradiation has been observed. Ductile fracture due to void growth and coalescence remains one dominant fracture mechanism for doses in the range of 0-10 dupa. Voids may have different origins : nucleated at inclusions or irradiation-induced precipitates during mechanical loading, or produced directly by irradiation. The present work is to investigate ductile fracture of irradiated steels due to growth and coalescence of intragranulaire voids. Based on continuum crystal plasticity theory, FE simulations are performed on unit cells for studying effects of lattice orientation and stress triaxiality on void growth and coalescence. The influence of post-irradiation hardening/softening on void growth ans coalescence is evaluated with a physically based crystal plasticity model. Besides, an elastoviscoplastic model at finite strains is proposed to describe void growth up to coalescence in single crystals, and is assessed based unit cell simulations. The model is then applied to simulate ductile damage in single crystals ans polycrystals. As voids in irradiated steels may have different origins, they may have different sizes, which potentially have an influence on ductile fracture process and fracture toughness of irradiated steels. In order to assess the size effect, a micromorphic crystal plasticity model is proposed and applied to simulate growth and coalescence of intragranular voids of different sizes.