Les reacteurs de fusion thermonucleaire proposent de confiner magnetiquement un plasma dans le but d'obtenir les conditions de pression et de temperature favorables a la reaction de fusion pour produire de l'electricite en 'quasi-continu'. Cependant, le confinement est imparfait et, en raison de la configuration magnetique, les pertes d'energetiques sont dirigees vers les parois internes du reacteur, appelees composants a face de plasma (CFPs), et en particulier dans la partie inferieure de la machine appelee divertor. Pour ITER, ces flux de particules peuvent impliquer une temperature de surface des CFPs de l'ordre de 2000 C cycliquement maintenue pendant des temps allant de quelques millisecondes a quelques secondes. Pour resister a de telles sollicitations, les CFPs des divertors ITER et WEST sont constitues de blocs de tungstene (W) pur utilise comme materiau d'armure et assembles sur un tube de refroidissement en CuCrZr (materiau de structure) dans lequel circule de l'eau. Ces CPFs doivent assurer l'integrite mecanique des parois internes de la machine, l'extraction de la chaleur et doivent etre compatibles avec les especes chimiques en presence au sein du plasma pour ne pas compromettre son exploitation. Critique pour le fonctionnement du plasma et l'integrite du reacteur, ces CFPs representent l'une des principales pieces du reacteur. Ainsi, plusieurs campagnes experimentales ont ete realisees pour valider cette technologie avant son exploitation en l'environnement tokamak. Bien que cette technologie reponde aux specifications ITER, les composants s'endommagent au cours des cycles thermiques. Des fissures apparaissent dans le bloc de W apres quelques dizaines (voire quelques centaines) de cycles thermiques a 20 MW/m². Cette fissure se propage de la surface exposee aux flux vers le tube de refroidissement. L'apparition de cette fissure n'affecte pas immediatement la capacite du composant a extraire la chaleur. Neanmoins, cela entraine des problemes d'integrite mecanique des parois internes de la machine et pourrait limiter l'exploitation du plasma. Ainsi, afin d'optimiser leur usage en environnement tokamak, il est necessaire d'etudier le processus d'endommagement de ces composants et d'estimer leur duree de vie en fonction des chargements thermiques attendus. Dans la litterature, plusieurs modeles numeriques ont ete developpes et ont permis d'identifier les principaux phenomenes impliques dans le processus d'endommagement des composants. Pour ameliorer la prediction des outils numeriques existants, cette these a pour objectif de developper un modele numerique capable de prendre en compte la recristallisation du W; phenomene mentionne dans la litterature comme jouant un role important sur la duree de vie des composants. Le modele numerique final developpe (RXMAT) est integre au code elements finis ANSYS. Ce nouvel outil numerique est alimente par les cinetiques de recristallisation du W etudiees jusqu'a 1800 C et par les lois de comportement elasto-viscoplastique du materiau identifiees a partir d'essais experimentaux realises de 500 C a 1150 C et a plusieurs vitesses de deformation. Pour la premiere fois, il est possible de lier numeriquement l'evolution de la fraction recristallisee du W a un champ de contraintes et de deformations mecaniques. En comparant les resultats obtenus avec des etudes de la litterature, on montre qu'en utilisant RXMAT des deformations plastiques equivalentes 10 fois superieures sont estimees. Ces premiers resultats laissent envisager de nombreuses applications. Celles-ci permettraient par exemple de mieux comprendre l'influence de la geometrie, des proprietes de convection et des cinetiques de recristallisation sur l'accumulation de la deformation plastique equivalente au sein du composant. RXMAT pourrait egalement etre utilisee pour etudier le processus d'endommagement du composant expose a un flux thermique non homogene, representatif de l'environnement du tokamak.