Les études relatives aux réacteurs nucléaires font appel `a plusieurs disciplines dont les principales sont la neutronique et la thermo-hydraulique. Les phénomènes physiques qui se déroulent dans le coeur d'une centrale nucléaire comme la réaction en chaîne des fissions nucléaires, le mouvement des fluides et les transferts de chaleur se couplent de manière forte et complexe. De part l'avancement des connaissances dans ces disciplines et la croissance massive de la puissance des ordinateurs, cette complexité phénoménologique peut aujourd'hui être simulée en des temps raisonnables. C'est pour cette raison que les codes de neutronique stochastiques, dits Monte Carlo, sont bien plus utilisés de nos jours que par le passé. Un grand intérêt de ce type de code probabiliste réside dans leur aptitude `a reproduire ”fidèlement” la réalit´e sans recours à des approximations de modélisation. C'est dans ce contexte que cette thèse a être initiée : coupler un code Monte Carlo de neutronique `a un code de thermo-hydraulique coeur afin d'assurer une description la plus précise possible des conditions de fonctionnement d'un coeur de réacteur nucléaire. Ces travaux s'inscrivent dans une démarche évolutionnaire motivée par les exigences accrues de la sˆuret´e, d'optimisation des ressources et de minimisation des déchets pour les systémes nucléaires du futur. Ce manuscrit présente la méthodologie employée pour le développement d'un couplage externe automatisé entre le code Monte Carlo MCNP et le code de thermo-hydraulique/thermique COBRA-EN. Cette recherche d'une meilleure performance et précision des outils de calcul s'accompagne de nouveaux types de problèmes physico-numériques `a résoudre, dont les principaux sont exposés dans ce mémoire. La validation du schéma couplé a été réalisée sur un cas très complexe de coeur de réacteur et a permis de prouver la robustesse des développements entrepris et la faisabilité d'un tel couplage.