Les réacteurs hybrides, basés sur le couplage entre une source externe de neutrons et un coeur sous-critique, offrent des possibilités d'incinération des déchets radioactifs. Afin de mieux comprendre la spécificité neutronique d'un tel système, durant le programme expérimental MUSE IV, le réacteur expérimental MASURCA (CEA Cadarache) a été couplé à la source de neutrons GENEPI réalisée au LPSC Grenoble. Ce dispositif a permis de mettre au point une technique de mesure en ligne du facteur de multiplication effectif du réacteur. Cette mesure tire profit des caractéristiques de la réponse du réacteur en fonction du facteur de multiplication aux échelles de temps des phénomènes de fission prompts et retardés. L'analyse des expériences montre que la méthode proposée permet d'obtenir des résultats en accord avec ceux déduits grâce aux techniques classiques de mesure de réactivité qui ne peuvent cependant pas être utilisées dans un réacteur hybride de puissance.

Les calculs Monte Carlo en neutronique-criticité permettent d'estimer le coefficient de multiplication effectif ainsi que des grandeurs locales comme le flux ou les taux de réaction. Certaines configurations présentant de faibles couplages neutroniques (modélisation de cœurs complets, prise en compte de profils d'irradiations, ...) peuvent conduire à de mauvaises estimations du kef f ou des flux locaux. L'objet de cette thèse est de contribuer à rendre plus robuste l'algorithme Monte Carlo utilisé et améliorer la détection de la convergence. L'amélioration du calcul envisagée passe par l'utilisation, lors du calcul Monte Carlo, d'un flux adjoint obtenu par un pré-calcul détermi- niste réalisé en amont. Ce flux adjoint est ensuite utilisé pour déterminer le positionnement de la première génération, modifier la sélection des sites de naissance, et modifier la marche aléatoire par des stratégies de splitting et de roulette russe. Une méthode de détection automatique du transitoire a été développée. Elle repose sur la modélisation des séries de sortie par un processus auto régressif d'ordre 1 et un test statistique dont la variable de décision est la moyenne du pont de Student. Cette méthode a été appli- quée au kef f et à l'entropie de Shannon. Elle est suffisamment générale pour être utilisée sur n'importe quelle série issue d'un calcul Monte Carlo itératif. Les méthodes développées dans cette thèse ont été testées sur plusieurs cas simplifiés présentant des difficultés de convergence neutroniques.

Les calculs Monte Carlo en neutronique-criticité permettent d'estimer le coefficient de multiplication effectif ainsi que des grandeurs locales comme le flux ou les taux de réaction. Certaines configurations présentant de faibles couplages neutroniques (modélisation de cœurs complets, prise en compte de profils d'irradiations, ...) peuvent conduire à de mauvaises estimations du kef f ou des flux locaux. L'objet de cette thèse est de contribuer à rendre plus robuste l'algorithme Monte Carlo utilisé et améliorer la détection de la convergence. L'amélioration du calcul envisagée passe par l'utilisation, lors du calcul Monte Carlo, d'un flux adjoint obtenu par un pré-calcul détermi- niste réalisé en amont. Ce flux adjoint est ensuite utilisé pour déterminer le positionnement de la première génération, modifier la sélection des sites de naissance, et modifier la marche aléatoire par des stratégies de splitting et de roulette russe. Une méthode de détection automatique du transitoire a été développée. Elle repose sur la modélisation des séries de sortie par un processus auto régressif d'ordre 1 et un test statistique dont la variable de décision est la moyenne du pont de Student. Cette méthode a été appli- quée au kef f et à l'entropie de Shannon. Elle est suffisamment générale pour être utilisée sur n'importe quelle série issue d'un calcul Monte Carlo itératif. Les méthodes développées dans cette thèse ont été testées sur plusieurs cas simplifiés présentant des difficultés de convergence neutroniques. / Monte Carlo criticality calculation allows to estimate the effective mu- tiplication factor as well as local quantities such as local reaction rates. Some configurations presenting weak neutronic coupling (high burn up pro- file, complete reactor core, ...) may induce biased estimations for kef f or reaction rates. In order to improve robustness of the iterative Monte Carlo méthods, a coupling with a deterministic code was studied. An adjoint flux is obtained by a deterministic calculation and then used in the Monte Carlo. The initial guess is then automated, the sampling of fission sites is modi- fied and the random walk of neutrons is modified using splitting and russian roulette strategies. An automated convergence detection method has been developped. It locates and suppresses the transient due to the initialization in an output series, applied here to kef f and Shannon entropy. It relies on modeling stationary series by an order 1 auto regressive process and applying statistical tests based on a Student Bridge statistics. This method can easily be extended to every output of an iterative Monte Carlo. Methods developed in this thesis are tested on different test cases.

Ces dernières années, la physique des neutrinos a présenté de nouvelles perspectives de physique appliquée. En effet, les antineutrinos (ne) émis par une centrale nucléaire dépendent du combustible : leur détection constituerait donc une sonde permettant de déterminer la composition isotopique du coeur. L'Agence Internationale de l'Énergie Atomique (AIEA) a montré son intérêt pour le potentiel de cette détection comme nouvel outil au profit de son département des Garanties et a créé un groupe de travail ad hoc dédié. Notre objectif est de déterminer le degré de précision d'une part atteint par la détection des ne et d'autre part requis pour être utile à l'AIEA et d'en déduire les performances requises pour un détecteur de l'ordre du m3. Nous présentons d'abord la physique sur laquelle repose notre étude de faisabilité : les neutrinos, la décroissance b des produits de fission (PF) et leur conversion en spectre d'ne. Nous présentons ensuite nos outils de simulation : le code MCNP Utility for Reactor Evolution (MURE) développé au sein de l'IN2P3 initialement pour étudier les réacteurs de Génération IV. Grâce au code MURE couplé aux bases de données nucléaires, nous construisons les spectres d'ne en sommant les contributions des PF. Cette méthode est la seule qui permette de calculer les spectres d'ne associés à des réacteurs du futur : nous présentons les prédictions de spectres pour des combustibles innovants. Nous calculons ensuite l'émission en ne associée à différents concepts de réacteurs actuels et futurs, dans le but de déterminer la sensibilité de la sonde ne à différents scénarios de détournement en tenant compte des contraintes imposées par la neutronique.