Sous des conditions incidentelles dans les réacteurs à eau pressurisée, l'eau utilisée pour refroidir le combustible nucléaire peut entrer en ébullition. Pour garantir la sureté des réacteurs, il est indispensable de prédire la dynamique de ces écoulements multiphasiques. Les méthodes actuellement utilisées dans l'industrie s’intéressent aux caractéristiques à grande échelle des écoulements et nécessitent des expériences spécifiques pour chaque géométrie et configuration. L’objectif de cette thèse est de construire un outil numérique et un ensemble de modèles physiques pour prédire les caractéristiques des écoulements en ébullition dans des conditions de réacteur nucléaire à une échelle locale, dans le cadre des outils de CFD (computational fluid dynamics). Cela nous permettra à l’avenir de simuler des configurations pour lesquelles aucune expérience n'est disponible. Nous avons développé un module multiphasique dans le code TrioCFD du CEA. Il utilise un modèle RANS (Reynolds averaged Navier-Stokes) bi-fluide avec une équation de conservation de la masse, de la quantité de mouvement et de l’énergie pour un nombre de fluides quelconques, ou un modèle de dérive. Deux schémas numériques peuvent être utilisés pour résoudre ces équations : un qui permet des calculs rapides sur maillages cartésiens et axisymétriques et un permet des simulations sur maillages polyédriques quelconques. Des fermetures standards de forces de trainée, portance, dispersion turbulente et répulsion en paroi sont intégrées. L’outil de calcul est ensuite validé sur des écoulements à bulles eau-air à pression atmosphérique. Pour modéliser des écoulements bouillants, un terme de condensation et une partition de flux pariétale sont implémentés. La base de données DEBORA, un tube empli de réfrigérant dans des conditions de similitude vis-à-vis des réacteurs nucléaires, est utilisée comme référence. Le diamètre expérimental est imposé dans le code pour simuler les expériences, ce qui nous permet de lancer des simulations sans les incertitudes liées à l’utilisation d’équations de transport d’aire interfaciale. Les taux de vide prédits par le code sont loin des résultats expérimentaux, et sont trop grands dans la zone en proche paroi. Ceci nous a poussé à regarder de près l’OSV (onset of significant void) dans les codes de CFD. Nous avons construit une base de données sur ce phénomène. En utilisant la structure de la température du liquide dans les écoulements bouillants, nous montrons que l’OSV en écoulement stationnaire développé a lieu lorsque la couche limite turbulente atteint la température de saturation. Ce critère est utilisé pour construire une partition de flux pariétale. Nous avons ensuite cherché à améliorer les fermetures dans le cœur de l’écoulement en réacteur nucléaire, soit dans des conditions de haute pression, flux thermique, débit massique et taux de vide. Nous montrons que dans cette situation les bulles de vapeur sont toujours déformées, i‧e. non sphériques. Ceci nous permet de construire des fermetures de portance et de condensation, que nous combinons avec des formulations de trainée et de dispersion turbulente de la littérature. Ce jeu de fermetures est indépendant du diamètre de bulle. Les comparaisons avec l’expérience DEBORA donnent des bons résultats. Pour étendre la validation, nous avons construit une base de données haute pression (>40bar) en eau ou en similitude basée sur des expériences de la littérature qui incluent des sections annulaires, circulaires et rectangulaires. Les résultats obtenus sur les 114 conditions d’essai et 7 campagnes expérimentales sont satisfaisants. Pour finir, nous avons simulé des expériences de flux critique pour obtenir les conditions en proche paroi lors de la crise d’ébullition. L’analyse de ces résultats nous permet de construire un critère simple de flux critique en écoulement stationnaire où le liquide est sous-refroidi en proche paroi.