L'un des enjeux actuel de la neutronique concerne la propagation rigoureuse des incertitudes d'entrée (e.g. données nucléaires, tolérances de fabrications, etc.) aux résultats finaux calculés par les codes (e.g. keff, taux de réaction, etc.). Pour propager les incertitudes, il est de coutume de faire l'hypothèse de petites variations autour d'une référence et de calculer, dans un premier temps, des profils de sensibilités. Or, les codes Monte-Carlo, qui se sont imposés comme des références de calcul, ne possèdent pas -- ou n'ont intégré que très récemment -- un moyen direct de calculer des sensibilités et donc de réaliser un calcul précis d'incertitudes. Les approches déterministes, elles, permettent le calcul de ces sensibilités mais introduisent parfois de très fortes hypothèses, notamment sur la géométrie.Le premier objectif de se travail de thèse est d'introduire dans le code Monte Carlo du CEA de transport des neutrons, TRIPOLI-4, des méthodes à même de calculer des profils de sensibilités du keff aux données nucléaires ou à toute autre perturbation. Pour cela, il a d'abord été nécessaire de mettre en place le calcul du flux adjoint d'un milieu critique. Pour la première fois, et grâce aux développements informatiques de ce travail, il a été possible de calculer dans un cas réel, concret, et applicatif, des spectres de flux adjoints en un point quelconque d'un réacteur. Ceci a été réalisé à l'aide de la probabilité itérée de fission (Iterated Fission Probability ou IFP) qui assimile le flux adjoint à l'importance d'un neutron dans un réacteur exactement critique. Ce calcul de flux adjoint a, par la suite, ouvert la porte au premier développement d'une méthode de calcul de « perturbations exacte » en Monte Carlo, théorie qui permet de s'affranchir des hypothèses de petites variations, et qui ouvre la porte à certaines applications jusqu'alors difficiles à analyser.Au delà de l'analyse poussée de la méthode IFP et de son application au calcul de flux adjoint, cette thèse propose également, d'obtenir dans le code TRIPOLI-4, les paramètres cinétiques d'un réacteur pondérés par le flux adjoint ou bien des aires de migration. A cette fin, l'implémentation reprend et améliore un algorithme déjà développé par la communauté scientifique pour estimer des perturbations au premier ordre. / A key issue in nowadays Reactor Physics is to propagate input data uncertainties (e.g. nuclear data, manufacturing tolerances, etc.) to nuclear codes final results (e.g. keff, reaction rate, etc.). In order to propagate uncertainties, one typically assumes small variations around a reference and evaluates at first sensitivity profiles. Problem is that nuclear Monte Carlo codes are not -- or were not until very recently -- able to straightforwardly process such sensitivity profiles, even thought they are considered as reference codes.First goal of this PhD thesis is to implement a method to calculate keff-sensitivity profiles to nuclear data or any perturbations in TRIPOLI-4, the CEA Monte Carlo neutrons transport code. To achieve such a goal, a method has first been developed to calculate the adjoint flux using the Iterated Fission Probability (IFP) principle that states that the adjoint flux at a given phase space point is proportional to the neutron importance in a just critical core after several power iterations. Thanks to our developments, it has been made possible, for the fist time, to calculate the continuous adjoint flux for an actual and complete reactor core configuration. From that new feature, we have elaborated a new method able to forwardly apply the exact perturbation theory in Monte Carlo codes. Exact perturbation theory does not rely on small variations which makes possible to calculate very complex experiments.Finally and after a deep analysis of the IFP method, this PhD thesis also reproduces and improves an already used method to calculate adjoint weighted kinetic parameters as well as reference migrations areas.

Dans cette thèse, nous présentons une étude rigoureuse des barres d'erreurs et des sensibilités de paramètres neutroniques (tels le keff) aux données nucléaires de base utilisées pour les calculer. Notre étude commence au niveau fondamental, i.e. les fichiers de données ENDF et leurs incertitudes, fournies sous la forme de matrices de variance/covariance, et leur traitement. Lorsqu'un calcul méthodique et consistant des sensibilités est consenti, nous montrons qu'une approche déterministe utilisant des formalismes bien connus est suffisante pour propager les incertitudes des bases de données avec un niveau de précision équivalent à celui des meilleurs outils disponibles sur le marché, comme les codes Monte-Carlo de référence. En appliquant notre méthodologie à trois exercices proposés par l'OCDE, dans le cadre des Benchmarks UACSA, nous donnons des informations, que nous espérons utiles, sur les processus physiques et les hypothèses sous-jacents aux formalismes déterministes utilisés dans cette étude. / This dissertation presents a comprehensive study of sensitivity/uncertainty analysis for reactor performance parameters (e.g. the k-effective) to the base nuclear data from which they are computed. The analysis starts at the fundamental step, the Evaluated Nuclear Data File and the uncertainties inherently associated with the data they contain, available in the form of variance/covariance matrices. We show that when a methodical and consistent computation of sensitivity is performed, conventional deterministic formalisms can be sufficient to propagate nuclear data uncertainties with the level of accuracy obtained by the most advanced tools, such as state-of-the-art Monte Carlo codes. By applying our developed methodology to three exercises proposed by the OECD (UACSA Benchmarks), we provide insights of the underlying physical phenomena associated with the used formalisms.