Contrairement à ses prédécesseurs (Phénix, Super-Phénix, EFR…), le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na) de IVième génération doit justifier un niveau de sûreté élevé tout en étant à la fois viable économiquement et non-proliférant. Profitant d’un large retour d’expérience, les combustibles de type Oxyde (U,Pu)O2 représentent actuellement la solution de référence en France. Cependant, les combustibles de type carbure (U,Pu)C sont considérés comme une option innovante pour apporter à la conception d’un RNR-Na des degrés d’optimisation supplémentaires. L’objectif de cette thèse était donc de mettre en avant les potentialités du combustible carbure en concevant un cœur de RNR-Na à la fois attractif d’un point de vue économique et au comportement naturel en transitoire incidentel. Pour un parc de réacteurs français, on s’intéressera plus particulièrement à des cœurs iso-générateurs de forte puissance électrique (1500 MWe).Cet objectif a requis la mise en place d’une approche pluridisciplinaire prenant en compte les contraintes de thermomécanique combustible et de thermo-hydraulique en transitoire incidentel dès les premières étapes de la conception. Des modèles simplifiés basés sur les contre-réactions globales K, G et H ont été développés pour estimer le comportement d’un projet de cœur en transitoire de type insertion de réactivité, perte de débit primaire et/ou secondaire. L’avantage de cette nouvelle approche est surtout d’apporter au concepteur des outils complémentaires l’aidant à avoir une vision globale des problématiques de conception, mettant ainsi en avant les innovations ou les paramètres à optimiser pour améliorer les performances d’un cœur de RNR-Na.Cette approche a été appliquée à la conception de cœurs à combustibles carbure avec des performances très intéressantes. Un cœur de forte puissance électrique est proposé : il est isogénérateur de faible volume, avec un inventaire fissile initial réduit et un comportement naturel en transitoire incidentel très satisfaisant. Cependant, le taux de combustion d’une aiguille carbure dans un tel cœur semble limité à 100 MWj/kg à cause du gonflement important du carbure et de sa faible capacité à fluer, ce qui conduit rapidement à l’Interaction Mécanique Pastille-Gaine. Une aiguille fonctionnant à forte puissance linéique nécessite à la fois un jeu pastille-gaine épais et un joint sodium pour retarder l’IMPG, mais aussi un acier de gainage capable d’accommoder l’interaction par son fluage.Les performances en irradiation d’un combustible carbure pour un cœur industriel semblent donc très inférieures à celles obtenues expérimentalement dans le FBTR, où des aiguilles ont atteint un taux de combustion maximal de 155 MWj/kg. Cette différence a été étudiée et en partie expliquée, notamment par la fluence beaucoup plus faible obtenue dans un réacteur expérimental, retardant le critère de gonflement volumique. Deux voies d’exploration ont été mises en évidence pour augmenter les performances du carbure tel qu’utilisé dans un réacteur industriel. La première utilise un jeu pastille-gaine avec une technologie de type « buffer » pour retarder l’IMPG. La seconde est un cœur de faible fluence utilisant un enrichissement accru en plutonium. Les résultats préliminaires obtenus montrent que des taux de combustion supérieurs à 100 MWj/kg devraient être atteignables.Pour conclure, l’approche de conception pluridisciplinaire mise en place au cours de cette thèse s’est révélée efficace pour mettre en avant les avantages du combustible de type carbure. Celle-ci a permis de concevoir une image de cœur de RNR-Na attractive d’un point de vue économique, avec un comportement pardonnant en transitoire accidentel et capable d’atteindre un taux de combustion élevé. / Compared with earlier plant designs (Phénix, Super-Phénix, EFR), GEN IV Sodium-cooled Fast Reactor requires improved economics while meeting safety and non-proliferation criteria. Mixed Oxide (U-Pu)O2 fuels are considered as the reference fuels due to their important and satisfactory feedback experience. However, innovative carbide (U-Pu)C fuels can be considered as serious competitors for a prospective SFR fleet since carbide-fueled SFRs can offer another type of optimization which might overtake on some aspects the oxide fuel technology. The goal of this thesis is to reveal the potentials of carbide by designing an optimum carbide-fueled SFR with competitive features and a naturally safe behavior during transients. For a French nuclear fleet, a 1500 MW(e) break-even core is considered.To do so, a multi-physic approach was developed taking into account neutronics, fuel thermo-mechanics and thermal-hydraulic at a pre-design stage. Simplified modeling with the calculation of global neutronic feedback coefficients and a quasi-static evaluation was developed to estimate the behavior of a core during overpower transients, loss of flow and/or loss of heat removal transients. The breakthrough of this approach is to provide the designer with an overall view of the iterative process, emphasizing the well-suited innovations and the most efficient directions that can improve the SFR design project.This methodology was used to design a core that benefits from the favorable features of carbide fuels. The core developed is a large carbide-fueled SFR with high power density, low fissile inventory, break-even capability and forgiving behaviors during the unscrammed transients studied that should prevent using expensive mitigate systems. However, the core-peak burnup is unlikely to significantly exceed 100 MWd/kg because of the large swelling of the carbide fuel leading to quick pellet-clad mechanical interaction and the low creep capacity of carbide. Moderate linear power fuel pins require both a large initial sodium-bonded gap, delaying the fuel clad mechanical interaction, and a clad able to accommodate it by its high irradiation creep capacity.Irradiated carbide fuel performances predicted for an industrial SFR design are lower than the one obtained in the FBTR reactor irradiations, where 155 MWd/kg was obtained. This difference was studied and partly explained by the lower flux of experimental reactor delaying the embrittlement criterion. Innovative designs are now being considered to enhance the carbide-fueled pins burnup performance of industrial cores. The first innovative design uses a buffer technology to induce a delay in getting to the fuel clad mechanical interaction. The second innovative design is a core using high plutonium content so as to optimize the fluence over burnup ratio. Preliminary results show that a burnup higher than 100 MWd/kg can be reached.As a conclusion, this global approach has proven to be efficient in revealing the benefits gained using carbide fuel in a SFR. An optimum SFR core was designed exhibiting economic competitiveness while having inherent behavior during transient and reaching high burnup performance.