Le couplage multiphysique devient important dans les domaines de l’ingénierie nucléaire et de l’informatique. La capacité d’obtenir des solutions précises pour des modèles réalistes est essentielle à la conception et l’autorisation des conceptions nouvelles de réacteurs nucléaires, surtout dans des situations d’accidents graves. Les modèles physiques qui décrivent le comportement des réacteurs nucléaires dans des conditions accidentelles sont : le transport des neutrons, la conduction/convection thermique, la thermomécanique du combustible et des structures de support, la stœchiométrie du combustible, et d’autres encore. Cependant cette thèse se concentre sur le couplage entre deux modèles, le transport des neutrons et la conduction/convection thermique.Le but de cette thèse est de développer un solveur multiphysique pour la simulation des accidents de réacteurs nucléaires. Le travail s’est focalisé à la fois sur l’environnement de simulation et sur le traitement des données pour de telles simulations.Ces travaux discutent le développement d’un solveur multiphysique basé sur la méthode Newton-Krylov sans la jacobienne (JFNK). Ce solveur inclut des solveurs linéaires et non-linéaires, accompagné des interfaces par le calcul des résidus aux codes existantes pour le transport des neutrons et la thermo hydraulique (APOLLO3 et MCTH respectivement). Une nouvelle formulation pour le résidu du transport de neutrons est explorée, qui réduit la taille de la solution et l’espace de recherche par un facteur important ; le résidu, au lieu d’être basé sur le flux angulaire, est basé sur la source de fission.La question de savoir si l’utilisation d’un flux fondamental pour l’homogénéisation des sections efficaces est suffisamment précise pendant les simulations transitoires rapides est aussi explorée. Il est montré que, dans le cas d’un milieu infini et homogène, l’utilisation des sections efficaces fabriquées avec un flux fondamental est significativement différente d’une solution de référence. Cette erreur est diminuée en utilisant un flux de pondération alternatif qui vient d’un calcul à dépendance temporelle ; soit avec un flux intégré en temps soit avec une solution asymptotique. Le flux intégré en temps vient d’une solution multiphysique sur un sous-domaine de l’accident et intégrée en temps. L’intégration en temps peut être réalisée sur plusieurs « morceaux » qui ont le même comportement temporel. La solution asymptotique vient d’un calcul de valeur propre alpha et emploie un ou plusieurs modes alpha comme flux de pondération. Entre les deux méthodes, la méthode avec un flux intégré en temps est plus précise, mais prend plus de temps.Le domaine d’application de ces nouvelles méthodes est étendu en étudiant les effets d’hétérogénéités spatiales et la discrétisation des macro-intervalles en temps. Premièrement, un cas avec des hétérogénéités spatiales et une perturbation locale est utilisé pour montrer que ces méthodes peuvent être utilisées pour l’homogénéisation au niveau des assemblages. Ces nouvelles méthodes fonctionnent mieux que la méthode traditionnelle avec un flux fondamental. Deuxièmement, une estimation a priori pour une discrétisation optimale est obtenue pour la méthode avec le flux intégré en temps. Il est montré que d’autres divisions du domaine en temps réduisent l’erreur sur plusieurs métriques jusqu’au moment où les erreurs numériques deviennent dominantes.Pour montrer que ces méthodes fonctionnent bien pour des calculs de grande taille, un calcul sur un cœur REB réduit est effectué. Cette simulation est basée sur un accident de chute de grappe dans un REB au démarrage. / Multiphysics coupling is becoming of large interest in the nuclear engineering and computational science fields. The ability to obtain accurate solutions to realistic models is important to the design and licensing of novel reactor designs, especially in design basis accident situations. The physical models involved in calculating accident behavior in nuclear reactors includes: neutron transport, thermal conduction/convection, thermo-mechanics in fuel and support structure, fuel stoichiometry, among others. However, this thesis focuses on the coupling between two models, neutron transport and thermal conduction/convection.The goal of this thesis is to develop a multiphysics solver for simulating accidents in nuclear reactors. The focus is both on the simulation environment and the data treatment used in such simulations.This work discusses the development of a multiphysics framework based around the Jacobian-Free Newton-Krylov (JFNK) method. The framework includes linear and nonlinear solvers, along with interfaces to existing numerical codes that solve neutron transport and thermal hydraulics models (APOLLO3 and MCTH respectively) through the computation of residuals. A new formulation for the neutron transport residual is explored, which reduces the solution size and search space by a large factor; instead of the residual being based on the angular flux, it is based on the fission source.The question of whether using a fundamental mode distribution of the neutron flux for cross section homogenization is sufficiently accurate during fast transients is also explored. It is shown that in an infinite homogeneous medium, using homogenized cross sections produced with a fundamental mode flux differ significantly from a reference solution. The error is remedied by using an alternative weighting flux taken from a time dependent calculation; either a time-integrated flux or an asymptotic solution. The time-integrated flux comes from the multiphysics solution of the accident on a subdomain and an integration in time. The integration can be broken into several “chunks” that capture similar time-dependent behavior. The asymptotic solution comes from an alpha-eigenvalue calculation and uses one or several alpha modes as the weighting flux. Between the two methods, the time-integrated flux is more accurate, but takes longer to obtain a solution.The usability of these new homogenization methods is further developed by studying the effects of spatial heterogeneities and of the discretization of the time-chunks. First, a case with spatial heterogeneities and a localized perturbation is used to show that these methods can be applied to assembly level homogenization. The new methods are shown to perform well with spatial heterogeneities when compared to using a traditional, fundamental mode, homogenization method. Second, an a priori estimate for an optimal time discretization is obtained for the time-integrated flux method. It is shown that further divisions of the time domain reduce the error for several metrics until numerical errors become dominant.To show that these methods work well for industrial sized calculations, a reduced size BWR core calculation is performed. This simulation is based on a rod-drop accident in a BWR core during startup.