Le travail mené au cours de cette thèse s’est intéressé à l’étude de la propagation des sources d’incertitudes (données nucléaires, paramètres technologiques, biais de calcul) sur les paramètres intégraux, et à la mise au point d’une méthode d’optimisation multi-critères basée sur l’approche de représentativité et de transposition, permettant de réduire cette incertitude a priori sur une grandeur ciblée (keff , distribution de puissance,...) dès la phase de conception d’un nouveau programme expérimental. La première partie de cette thèse s’est intéressée aux schémas de calcul pour la détermination des profils de sensibilité des paramètres intégraux aux données nucléaires pour différentes échelles de modélisation (cellule, assemblage et cœur), et à leur optimisation multi-filière (REL et RNR). Un schéma de calcul simplifié, basé sur les théories des perturbations standard et généralisée, permet dès à présent la propagation de ces incertitudes sur un large type de grandeur intégrale. Ces travaux ont notamment permis de vérifier la bonne représentativité des réseaux UOX et MOX mis en œuvre dans l’expérience EPICURE par rapport aux REP actuels avec chargement mixte, et de mettre en évidence l’importance de certaines données nucléaires dans l’effet de bascule des nappes de puissance dans les grands cœurs de réacteurs. La seconde partie du travail s’est focalisée sur la mise en place d’outils et de méthodes d’aide à la conception des programmes expérimentaux dans les maquettes critiques. Ces méthodes sont basées sur une approche d’optimisation multi-paramétrée de la représentativité en utilisant simultanément différentes grandeurs d’intérêt. Enfin, une étude originale a été réalisée sur la prise en compte des corrélations entre informations intégrales dans le processus de transposition. La prise en compte de ces corrélations, couplée à la méthode de transposition multi-paramétrée permet l’optimisation de nouvelles configurations expérimentales, répondant au mieux aux besoins de qualification complémentaires des outils de calcul. / The work performed during this thesis focused on uncertainty propagation (nuclear data, technological uncertainties, calculation biases,...) on integral parameters, and the development of a novel approach enabling to reduce this uncertainty a priori directly from the design phase of a new experimental program. This approach is based on a multi-parameter multi-criteria extension of representativity and transposition theories. The first part of this PhD work covers an optimization study of sensitivity and uncertainty calculation schemes to different modeling scales (cell, assembly and whole core) for LWRs and FBRs. A degraded scheme, based on standard and generalized perturbation theories, has been validated for the calculation of uncertainty propagation to various integral quantities of interest. It demonstrated the good a posteriori representativity of the EPICURE experiment for the validation of mixed UOX-MOX loadings, as the importance of some nuclear data in the power tilt phenomenon in large LWR cores. The second part of this work was devoted to methods and tools development for the optimized design of experimental programs in ZPRs. Those methods are based on multi-parameters representativity using simultaneously various quantities of interest. Finally, an original study has been conducted on the rigorous estimation of correlations between experimental programs in the transposition process. The coupling of experimental correlations and multi-parametric representativity approach enables to efficiently design new programs, able to answer additional qualification requirements on calculation tools.

Le Réacteur Jules Horowitz (RJH) est un réacteur d’irradiation technologique actuellement en construction au CEA Cadarache. Ce réacteur permettra de réaliser les études scientifiques sur le comportement des matériaux et des combustibles sous irradiation.Pour répondre aux enjeux du RJH, il est nécessaire de valider les outils de calcul des échauffements photoniques (les codes de calcul et la librairie européenne JEFF3.1.1 de données nucléaires) pour le cas spécifique du RJH. Cette problématique est traitée en 3 volets dans cette thèse.Le 1er volet a consisté à quantifier le biais de calcul dû aux données nucléaires de la librairie européenne JEFF3.1.1 pour les calculs d’échauffements photoniques dans le RJH. Ce travail repose sur l’interprétation, avec le code TRIPOLI-4, de mesures d’échauffements réalisées dans la maquette critique EOLE du CEA Cadarache.Le 2ème volet a consisté à obtenir des éléments sur les biais de calcul des échauffements photoniques dus aux méthodes de calcul elles-mêmes. La comparaison calcul / calcul entre différents codes Monte Carlo met en évidence l’importance du transport des particules chargées pour les calculs d’échauffements.Le 3ème volet de ce travail a consisté à fournir des points de comparaison calcul / mesure pour des mesures d’échauffements réalisées dans le réacteur OSIRIS avec une première version du dispositif CARMEN. Le dispositif CARMEN est un projet de dispositif de mesure multi-détecteur innovant pour le RJH. En conclusion, cette thèse a apporté des éléments de validation des calculs d’échauffements photoniques pour le RJH. Ces éléments ont d’ores et déjà été capitalisés pour les études de sûreté du RJH. / The Jules Horowitz Reactor (JHR) is the next MTR under construction at CEA Cadarache research center. The JHR will be a major research infrastructure for the test of structural material and fuel behavior under irradiation.To be up to the challenges set by the JHR, It is necessary to validate photon-heating calculation tools (calculation codes and the European nuclear-data JEFF3.1.1 library) for specific use in the JHR. This topic is handled with a three-prong work plan. The first part consisted in quantifying the calculation bias due to the JEFF3.1.1 nuclear-data library on JHR photon-heating calculations. This work relies on the interpretation, with the TRIPOLI-4 code, of heating measurements carried out in the EOLE critical mock-up at CEA Cadarache.The second part of this work is dedicated to the determination of photon-heating calculation biases linked to the approximations of calculation schemes. The calculation / calculation comparison between different Monte Carlo codes highlights the importance of charged-particle transport for heating calculations.The third part of this work consisted in providing calculation / measurement comparisons for heating measurements carried out in the OSIRIS reactor with a prototype of the CARMEN device. The CARMEN device aims at measuring neutron flux, photon flux and nuclear heating simultaneously in the different experimental locations of JHR. In conclusion, this work brings forth validation elements for JHR photon-heating calculations. These elements are already taken into account for the estimation of biases and uncertainties associated with photon-heating calculations for JHR performance and safety studies.