Les critères de sûreté exigés pour les réacteurs rapides au sodium de Generation IV (RNR-Na) se traduisent par la nécessité d'incertitudes réduites et maîtrisées sur les grandeurs neutroniques d'intérêt. Une part de ces incertitudes provient des données nucléaires et, dans le cas des RNR-Na, des données nucléaires du sodium, qui présentent des différences significatives entre les bibliothèques internationales (JEFF-3.1.1, ENDF/B-VII.0, JENDL-4.0). L'objectif de cette thèse est d'améliorer la connaissance sur les données nucléaires du sodium afin de mieux calculer les paramètres neutroniques des RNR-Na et fournir des incertitudes fiables. Après un état des lieux des présentes données du Na23, l'impact des différences est quantifié notamment sur les effets en réactivité de vidange du sodium, calculés avec des outils neutroniques déterministe et stochastique. Les résultats montrent qu'il est nécessaire de ré-évaluer entièrement les données nucléaires du sodium. Plusieurs développements ont été effectués dans le code d'évaluation Conrad, pour intégrer de nouveaux modèles de réactions nucléaires et leurs paramètres ainsi que pour permettre de procéder à des ajustements avec des mesures intégrales. Suite à ces développements, l'analyse des données différentielles et la propagation des incertitudes expérimentales avec Conrad ont été réalisées. Le domaine des résonances résolues a été étendu à 2 MeV et le domaine du continuum débute directement au-delà de cette énergie. Une nouvelle évaluation du Na23 et les matrices de covariances multigroupes associées ont été générées pour de futurs calculs d'incertitudes. La dernière partie de la thèse se focalise sur le retour des expériences intégrales de vidange du sodium, par des méthodes d'assimilation de données intégrales, afin de réduire les incertitudes sur les sections efficaces du sodium. Ce document se clôt sur des calculs d'incertitudes pour des RNR-Na de type industriel, qui montrent une meilleure prédiction de leurs paramètres neutroniques avec la nouvelle évaluation. / The safety criteria to be met for Generation IV sodium fast reactors (SFR) require reduced and mastered uncertainties on neutronic quantities of interest. Part of these uncertainties come from nuclear data and, in the particular case of SFR, from sodium nuclear data, which show significant differences between available international libraries (JEFF-3.1.1, ENDF/B-VII.0, JENDL-4.0). The objective of this work is to improve the knowledge on sodium nuclear data for a better calculation of SFR neutronic parameters and reliable associated uncertainties. After an overview of existing Na23 data, the impact of the differences is quantified, particularly on sodium void reactivity effets, with both deterministic and stochastic neutronic codes. Results show that it is necessary to completely re-evaluate sodium nuclear data. Several developments have been made in the evaluation code Conrad, to integrate new nuclear reactions models and their associated parameters and to perform adjustments with integral measurements. Following these developments, the analysis of differential data and the experimental uncertainties propagation have been performed with Conrad. The resolved resonances range has been extended up to 2 MeV and the continuum range begins directly beyond this energy. A new Na23 evaluation and the associated multigroup covariances matrices were generated for future uncertainties calculations. The last part of this work focuses on the sodium void integral data feedback, using methods of integral data assimilation to reduce the uncertainties on sodium cross sections. This work ends with uncertainty calculations for industrial-like SFR, which show an improved prediction of their neutronic parameters with the new evaluation.

Ce travail de thèse répond à un besoin de qualification des outils permettant de calculer les échauffements photoniques dans les réacteurs nucléaires. En effet, la problématique des échauffements g dans les matériaux de structure a pris de l’importance ces dernières années, notamment pour la sûreté des réacteurs de 3ème génération dans lesquels un réflecteur lourd en acier est introduit.Les photons présents dans le coeur sont tous directement ou indirectement issus des interactions des neutrons avec la matière. Ils sont créés au moment de l’interaction ou en différé par l’intermédiaire de noyaux créés au moment de l’interaction. Par conséquent, le premier axe de travail a été d’effectuer une analyse critique des données de production photonique dans les bibliothèques de données nucléaires standards. La découverte d’omissions dans la bibliothèque JEFF-3.1.1 nous a amené à proposer une méthode de production de nouvelles évaluations contenant de nouveaux spectres d’émission de photong. Ces nouvelles évaluations ont ensuite été proposées et en partie acceptées pour la nouvelle version de la bibliothèque JEFF.Il existe deux codes de transport de particules développés au CEA : TRIPOLI4 etAPOLLO2. Le deuxième axe de travail a été de qualifier ces deux codes. Pour cela, nous avons interprété les mesures d’échauffement g effectuées dans le cadre du programme expérimental PERLE. Des détecteurs thermoluminescents (TLD) ont été introduits dans un réflecteur lourd en acier entourant un réseau de crayons combustibles. Nous avons dû proposer un schéma de calcul spécifique aux deux codes afin de calculer la réponse des TLD.Les comparaisons calcul-mesure ont montré que TRIPOLI4 permettait decorrectement estimer l’échauffement dans le réflecteur relativement à l’échauffement dans lazone fissile. En effet, les écarts calcul-mesure sont inférieurs à l’incertitude expérimentale à1s. Pour le calcul APOLLO2, nous avons tout d’abord commencé par une phase de validation par rapport à TRIPOLI4 afin d’estimer les biais liés aux approximations imposées par le traitement déterministe du transport des particules. Après cette phase de validation,nous avons pu montrer qu’APOLLO2, comme TRIPOLI4, permettait d’estimer correctement l’échauffement dans le réflecteur avec des écarts calcul-mesure comparables à l’incertitude expérimentale. / During the last few years, the g-heating issue has gained in stature, mainly for thesafety of the 3rd-generation reactors in which a stainless steel reflector is inserted. Thepurpose of this work is the qualification of the needed tools for calculation of the g-heating inthe nuclear reactors.In a nuclear reactor, all the photons are directly or indirectly produced by the neutronmatterinteractions. Thus, the first phase of this work is a critical analysis of the photonproduction data in the standard nuclear data library. New evaluations have been proposed tothe next version of the JEFF library after that some omissions have been found. They havepartly been accepted for JEFF-3.2.Two particle-transport codes are currently developed in the CEA: the deterministiccode APOLLO2 and the Monte Carlo code TRIPOLI4. The second part of this work is thequalification of both these codes by interpreting an integral experiment called PERLE. Theexperimental set-up is made by a LWR pin assembly surrounded by a stainless steelreflector in which the g heating is measured by Thermo-luminescent Detector (TLD). Acalculation scheme has been proposed for both APOLLO2 and TRIPOLI4 in order tocalculate the TLD’s responses.Comparisons between calculations and measurements have shown that TRIPOLI4gives a satisfactory estimation of the g heating in the reflector. These discrepancies arewithin the experimental 1s uncertainty. Before the qualification, APOLLO2 has beenpreviously validated against TRIPOLI4 reference calculation. This validation gives anestimation of the bias due to the deterministic approximations of the transport equationresolution. The qualification has shown that the discrepancies between APOLLO2predictions and TLD’s measurements are in the same range as experimental uncertainties.

Le formulaire de calcul DARWIN2.3, basé sur l’évaluation des données nucléaires JEFF-3.1.1, est dédié aux applications du cycle du combustible nucléaire. Il est validé expérimentalement pour le calcul du bilan matière par comparaison avec des mesures de rapports isotopiques réalisées sur des tronçons de combustibles irradiés en réacteur de puissance. Pour certains nucléides d’intérêt pour le cycle du combustible, la validation expérimentale montre que le calcul de la concentration en évolution pourrait être amélioré. C’est dans ce contexte que les travaux de thèse ont été menés : après s’être assuré que le biais Calcul / Expérience (C/E) est majoritairement dû aux données nucléaires, deux voies d’amélioration du calcul du bilan matière sont proposées et étudiées.La première voie d’amélioration s’attache à la ré-estimation des données nucléaires par assimilation des données intégrales. Elle consiste en l'assimilation des données provenant de la validation expérimentale du calcul du bilan matière avec DARWIN2.3 à l'aide du code d’évaluation des données nucléaires CONRAD. Des recommandations d’évolution d’évaluation, qui découlent de l’analyse de ces travaux, sont effectuées.La deuxième voie d’amélioration consiste à proposer de nouvelles expériences pour valider les données nucléaires impliquées dans la formation de nucléides pour lesquels on ne dispose pas d’expérience pour valider le calcul de la concentration avec DARWIN2.3. La faisabilité d’une expérience dédiée à la validation des sections efficaces des réactions de formation du 14C, à savoir 14N(n,p) et 17O(n,α), a été démontrée en ce sens. / The DARWIN2.3 calculation package, based on the use of the JEFF-3.1.1 nuclear data library, is devoted to nuclear fuel cycle studies. It is experimentally validated for fuel inventory calculation thanks to dedicated isotopic ratios measurements realized on in-pile irradiated fuel rod cuts. For some nuclides of interest for the fuel cycle, the experimental validation work points out that the concentration calculation could be improved. The PhD work was done in this framework: having verified that calculation-to-experiment (C/E) biases are mainly due to nuclear data, two ways of improving fuel inventory calculation are proposed and investigated. It consists on one hand in improving nuclear data using the integral data assimilation technique. Data from the experimental validation of DARWIN2.3 fuel inventory calculation are assimilated thanks to the CONRAD code devoted to nuclear data evaluation. Recommendations of nuclear data evaluations are provided on the basis of the analysis of the assimilation work. On the other hand, new experiments should be proposed to validate nuclear data involved in the buildup of nuclides for which there is no post-irradiation examination available to validate DARWIN2.3 fuel inventory calculation. To that extent, the feasibility of an experiment dedicated to the validation of the ways of formation of 14C, which are 14N(n,p) and 17O(n,α) reaction cross sections, was demonstrated.

Dans cette thèse, nous présentons une étude rigoureuse des barres d'erreurs et des sensibilités de paramètres neutroniques (tels le k-eff) 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.

Les études des scénarios électronucléaires modélisent le fonctionnement d’un parcnucléaire sur une période de temps donnée. Elles permettent la comparaison de différentesoptions d’évolution du parc nucléaire et de gestion des matières du cycle, depuis l’extraction duminerai jusqu’au stockage ultime des déchets, en se basant sur des critères tels que les puis-sances installées par filière, les inventaires et les flux, en cycle et aux déchets. Les incertitudessur les données nucléaires et les hypothèses de scénarios (caractéristiques des combustibles, desréacteurs et des usines) se propagent le long des chaînes isotopiques lors des calculs d’évolutionet au cours de l’historique du scénario, limitant la précision des résultats obtenus. L’objetdu présent travail est de développer, implémenter et utiliser une méthodologie stochastiquede propagation d’incertitudes dans les études de scénario. La méthode retenue repose sur ledéveloppement de métamodèles de calculs d’irradiation, permettant de diminuer le temps decalcul des études de scénarios et de prendre en compte des perturbations des paramètres ducalcul, et la fabrication de modèles d’équivalence permettant de tenir compte des perturbationsdes sections efficaces lors du calcul de teneur du combustible neuf. La méthodologie de calculde propagation d’incertitudes est ensuite appliquée à différents scénarios électronucléairesd’intérêt, considérant différentes options d’évolution du parc REP français avec le déploiementde RNR. / Nuclear scenario studies model nuclear fleet over a given period. They enablethe comparison of different options for the reactor fleet evolution, and the management ofthe future fuel cycle materials, from mining to disposal, based on criteria such as installedcapacity per reactor technology, mass inventories and flows, in the fuel cycle and in the waste.Uncertainties associated with nuclear data and scenario parameters (fuel, reactors and facilitiescharacteristics) propagate along the isotopic chains in depletion calculations, and throughoutthe scenario history, which reduces the precision of the results. The aim of this work isto develop, implement and use a stochastic uncertainty propagation methodology adaptedto scenario studies. The method chosen is based on development of depletion computationsurrogate models, which reduce the scenario studies computation time, and whose parametersinclude perturbations of the depletion model; and fabrication of equivalence model which takeinto account cross-sections perturbations for computation of fresh fuel enrichment. Then theuncertainty propagation methodology is applied to different scenarios of interest, consideringdifferent options of evolution for the French PWR fleet with SFR deployment.

La connaissance actuelle de la distribution angulaire de la fission induite par neutrons est limitée à une énergie maximum de 15~MeV, avec de grands écarts autour de 14~MeV. Seulement 238U et 232Th ont été étudiés jusqu'à 100 MeV et un seul jeu de données existe. Nous avons réalisé une expérience à n_TOF au CERN pour mesurer les distributions angulaires de fragments de fission jusqu'à 1~GeV pour les isotopes 232Th, 235U , 238U , 237Np.L'expérience a été réalisée à l'aide d'un dispositif expérimental à base de compteurs à avalanche à plaques parallèles (PPAC). La méthode basée sur la détection des 2 fragments en coïncidence permet d'identifier sans ambiguïté la fission des autres réactions, notamment dans le domaine de spallation. Au-dessous de 10 MeV nos résultats sont cohérents avec les données existantes. Par exemple, dans le cas de 232Th , en dessous de 10 MeV ils montrent clairement la variation d'anisotropie se produisant dans les résonances vibrationnelles (1.6 MeV) correspondant à des états de transition de J et K donnés (spin total et sa projection sur l'axe de fission), et après l'ouverture de la deuxième chance de fission (7 MeV). Ils apportent une meilleure précision autour de la troisième chance de fission (14 MeV). Aux énergies intermédiaires, au-dessus de 20 MeV nous avons constaté une anisotropie significative mais bien inférieure à l'unique résultat antérieur. Notre résultat est en accord avec la systématique en fissilité du système composite et avec un modèle incluant les phénomènes essentiels, en particulier le preéquilibre. Dans le cadre de cette comparaison l'anisotropie plus grande que pour la fission induite par protons s'explique parfaitement. J'ai par ailleurs exploré et simulé les expériences de criticité qui permettent de tester la précision des données nucléaires. La section efficace de fission de 237Np induite par neutrons avait été mesurée sur l'installation n_TOF au CERN. Par rapport aux résultats antérieurs la section efficace de fission n_TOF était apparue plus élevée de 6-7% au-delà du seuil de fission. Pour vérifier la pertinence des données de n_TOF, nous avons simulé une expérience de criticité effectuée à Los Alamos avec une sphère contenant 6 kg de 237Np. Cette sphère est entourée par de l'uranium hautement enrichi en 235U de façon à approcher la criticité avec des neutrons rapides. La simulation prédit un facteur de multiplication keff en meilleur accord avec l'expérience (l'écart de -0.75% est réduit à +0.25%) quand on remplace la section efficace de fission de 237Np des bibliothèques évaluées par celle de n_TOF. Nous avons également exploré d'autres effets pouvant expliquer l'écart qui existait entre la mesure de criticité et sa prédiction par les simulations, en particulier nous avons testé la section inélastique de 235U et la multiplicité de neutrons de fission de 237Np. Dans les 2 cas la modification requise pour réconcilier l'écart de criticité n'est pas en accord avec les mesures. Des mesures de taux de fission dans des flux de neutrons dont le spectre est connu indiquent également que la section de fission du 237Np pourrait être plus grande de 4 à 5% par rapport à ce qui était admis aujourd'hui. / The present knowledge of angular distributions of neutron-induced fission is limited to a maximal energy of 15 MeV, with large discrepancies around 14 MeV. Only 238U and 232Th have been investigated up to 100 MeV in a single experiment. The n_TOF Collaboration performed the fission cross section measurement of several actinides (232Th, 235U, 238U, 234U, 237Np) at the n_TOF facility using an experimental set-up made of Parallel Plate Avalanche Counters (PPAC), extending the energy domain of the incident neutron above hundreds of MeV. The method based on the detection of the 2 fragments in coincidence allowed to clearly disentangle the fission reactions among other types of reactions occurring in the spallation domain. I will show the methods we used to reconstruct the full angular resolution by the tracking of fission fragments. Below 10 MeV our results are consistent with existing data. For example in the case of 232Th, below 10 MeV the results show clearly the variation occurring at the first (1 MeV) and second (7 MeV) chance fission, corresponding to transition states of given J and K (total spin and its projection on the fission axis), and a much more accurate energy dependence at the 3rd chance threshold (14 MeV) has been obtained. In the spallation domain, above 30 MeV we confirm the high anisotropy revealed in 232Th by the single existing data set. I'll discuss the implications of this finding, related to the low anisotropy exhibited in proton-induced fission. I also explore the critical experiments which is valuable checks of nuclear data. The 237Np neutron-induced fission cross section has recently been measured in a large energy range (from eV to GeV) at the n TOF facility at CERN. When compared to previous measurements, the n TOF fission cross section appears to be higher by 5-7 % beyond the fission threshold. To check the relevance of n TOF data, we simulate a criticality experiment performed at Los Alamos with a 6 kg sphere of 237Np. This sphere was surrounded by enriched uranium 235U so as to approach criticality with fast neutrons. The simulation predicts a multiplication factor keff in better agreement with the experiment (the deviation of 750 pcm is reduced to 250 pcm) when we replace the ENDF/B- VII.0 evaluation of the 237Np fission cross section by the n TOF data. We also explore the hypothesis of deficiencies of the inelastic cross section in 235U which has been invoked by some authors to explain the deviation of 750 pcm. The large distortion that should be applied to the inelastic cross sections in order to reconcile the critical experiment with its simulation is incompatible with existing measurements. Also we show that the nubar of 237Np can hardly be incriminated because of the high accuracy of the existing data. Fission rate ratios or averaged fission cross sections measured in several fast neutron fields seem to give contradictory results on the validation of the 237Np cross section but at least one of the benchmark experiments, where the active deposits have been well calibrated for the number of atoms, favors the n TOF data set. These outcomes support the hypothesis of a higher fission cross section of 237Np.

Les programmes d’irradiations technologiques menés dans les réacteurs expérimentaux sont d’une importance cruciale pour le soutien du parc électronucléaire actuel en termes d’étude et d’anticipation du comportement sous irradiation des combustibles et des matériaux de structures. Ces programmes permettent d’améliorer la sûreté des réacteurs actuels et également d’étudier les matériaux pour les nouveaux concepts de réacteurs.Les conditions d’irradiations des matériaux dans les réacteurs expérimentaux doivent être représentatives de celles des réacteurs de puissance. Un des principaux intérêts des réacteurs d'irradiations technologiques (Material Testing Reactors, MTRs) est de pouvoir y mener des irradiations instrumentées en ajustant les paramètres expérimentaux, en particulier le flux neutronique et la température. La maîtrise du paramètre température d’un dispositif irradié dans un réacteur expérimental nécessite la connaissance de l'échauffement nucléaire (terme source) dû au dépôt d'énergie des photons et des neutrons interagissant dans le dispositif. La bonne évaluation de cet échauffement est une donnée clé pour les études thermiques de dimensionnement et de sûreté du dispositif.L'objectif de cette thèse est d'améliorer les méthodes d’évaluation de l'échauffement nucléaire en réacteur. Ce travail consiste en l’élaboration d'un schéma de calcul complet innovant, couplé neutron-photon (permettant d’obtenir la contribution des neutrons, des gamma prompts et des gamma de décroissance), fondé principalement sur le code de transport Monte-Carlo TRIPOLI-4 (à 3-dimensions et à énergie continue). Une validation expérimentale du schéma a été effectuée en s’appuyant sur les mesures de calorimétrie réalisées dans le réacteur OSIRIS (CEA Saclay). Des études de sensibilité ont également été menées pour établir l’impact de différents paramètres sur les calculs d’échauffement nucléaire, dont les données nucléaires. Cela a permis de définir le schéma de calcul définitif pour reproduire au plus près la réalité des irradiations technologiques. Le travail de thèse débouche sur un outil opérationnel et prédictif pour l'estimation de l'échauffement nucléaire répondant aux besoins de l’expérimentation en réacteur de recherche et qui peut être étendu plus largement dans des réacteurs de puissance. / Technological irradiation programs carried out in experimental reactors are crucial for the support of the current nuclear fleet in terms of study and anticipation of the behavior under irradiation of fuels and structural materials. These programs make it possible to improve the safety of the current reactors and also to study materials for the new concepts of reactors.Irradiation conditions of materials in experimental reactors must be representative of those of nuclear power plants (NPPs). One of the main advantages of material testing reactors (MTRs) is to be able to carry out instrumented irradiations by adjusting experimental parameters, in particular the neutron flux and the temperature. The control of the parameter temperature of a device irradiated in an experimental reactor requires the knowledge of the nuclear heating (source term) due to the deposition of energy of the photons and the neutrons interacting in the device. A relevant evaluation of this heating is a key data for the thermal studies of design and safety of devices. The objective of this thesis is to improve the methods of the evaluation of nuclear heating in reactors. This work consists of the development of an innovating and complete coupled neutron-photon calculation scheme (allowing to obtain the contribution of neutrons, prompt gamma and decay gamma), mainly based on the TRIPOLI-4 Monte Carlo transport code (with 3-dimensions and continuous energy). An experimental validation of the calculation scheme has been performed, based on calorimetry measurements carried out in the OSIRIS reactor (CEA Saclay). Sensitivity studies have been undertaken to establish the impact of various parameters on nuclear heating calculations (in particular nuclear data) and to fix the final calculation scheme to be closer to the technological irradiation aspects. The thesis work leads to an operational and predictive tool for the nuclear heating estimation, meeting the experimentation needs of research reactors and can be extended more generally to NPPs.

I - Sections efficaces de production de pions et de kaons<br />lors de collisions proton noyau de l'ordre du GeV<br /><br />L'étude des propriétés des hadrons dans la matière nucléaire est un sujet d'intérêt actuel. Les kaons chargés positivement possèdent un anti-quark étrange qui ne peut pas être réabsorbé et constituent donc une sonde intéressante du milieu nucléaire.<br />La première partie de cette thèse étudie les sections efficaces de production de pions et de kaons lors de collisions proton noyau pour une énergie incidente de l'ordre du GeV.<br />Dans un premier temps, le modèle de Dynamique Quantique Moléculaire utilisé pour simuler les collisions proton noyau est décrit. Puis, les sections efficaces totales des processus élémentaires implémentées dans le modèle sont présentées. Ensuite, les effets de la fonction spectrale du nucléon sur la production de pions et de kaons sont mis en évidence dans les sections efficaces doublement différentielles. Finalement, les conséquences des corrélations observées entre les nucléons du noyau sont discutées.<br /><br />II - Mesures de sections efficaces de production de particules chargées légères<br />lors de réactions induites par protons de 62,9 MeV sur cible de plomb<br /><br />Pour développer des options nouvelles de gestion des déchets nucléaires, des recherches sont menées sur les systèmes hybrides. La seconde partie de cette thèse s'inscrit dans le cadre des mesures de données nucléaires liées à la conception de tels systèmes. Un pouvoir prédictif suffisant des codes théoriques, de 20 à 150 MeV, nécessite de nouvelles mesures de sections efficaces pour les contraindre.<br />L'expérience réalisée a pour but de déterminer les sections efficaces de production de particules chargées légères (p, d, t, 3He, a) lors de réactions induites par protons de 62,9 MeV sur une cible de plomb 208Pb.<br />Le contexte général de cette partie est présenté en premier lieu. Puis, le dispositif expérimental composé de 7 télescopes triple (Si, Si, CsI(Tl)) est décrit. Les chapitres suivants sont consacrés au dépouillement des données (identification des particules, étalonnage des détecteurs) et à l'extraction des sections efficaces. Finalement, une étude comparative de nos résultats expérimentaux à ceux des codes théoriques est menée.

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.