Les tubes en Zircaloy-4 renfermant le combustible des centrales REP constituent la première barrière de sécurité vis-à-vis de la dissémination d'éléments radioactifs dans l'atmosphère. Devant la complexité des phénomènes mis en jeu en réacteur, EDF a recours à la simulation numérique pour évaluer et garantir l'intégrité mécanique de ces tubes. L'objectif de cette thèse est de développer une modélisation du comportement mécanique des alliages de zirconium par une approche prédictive, en se basant sur l'étude de la microstructure du matériau et des mécanismes physiques de la déformation plastique. Pour alimenter la modélisation, une approche expérimentale a été mise en place couplant essais mécaniques et observations des mécanismes de déformation plastique sur des tubes en Zircaloy-4 à l'état recristallisé. Lors des essais mécaniques, on s'est attaché à réaliser des essais "originaux" dont l'analyse des résultats puisse être directement reliée aux mécanismes de déformation à l'échelle des grains. Pour déterminer les modes de déformation actifs dans le Zircaloy-4, des observations post mortem en microscopie électronique en transmission ont été effectuées. Des lames minces ont été prélevés sur des tubes soumis à différents trajets de chargement mettant en exergue l'anisotropie et la viscosité du matériau. Le point de départ de la modélisation est une approche de type micro-mécanique, adaptée aux polycristaux, utilisée avec succès pour des matériaux cubiques, en prenant en compte la spécificité de la structure hexagonale du zirconium. Le choix des lois de comportement régissant les mécanismes de glissement découle de notre approche expérimentale. Les résultats obtenus par la modélisation sont confrontés avec les essais mécaniques et les observations microstructurales. Les points forts du modèle ainsi que ses lacunes sont dégagés. Les résultats obtenus montrent tout l'intérêt d'étendre la méthodologie mise en œuvre au cas du matériau irradié.