Les internes de cuve des Reacteurs a Eau sous Pression (REP) sont fabriques en acier inoxydable austenitique (304L ou 316L). Ces materiaux sont exposes au milieu primaire sous irradiation et subissent des contraintes mecaniques. Dans ces conditions, une degradation des composants par le phenomene de corrosion sous contrainte assistee par l'irradiation (IASCC) est susceptible de se produire. Ce phenomene complexe peut avoir une influence significative sur le temps et le cout de maintenance des composants internes des REP. La comprehension des mecanismes d'oxydation en pointe de fissure d'IASCC est donc essentielle pour mieux apprehender l'IASCC. D'un point de vue pratique, cela passe par celle de la tenue de la couche passive lors des premieres etapes de corrosion. L'objectif de ce travail est de mieux apprehender le role de l'irradiation sur la formation des films d'oxydes. Pour limiter la complexite experimentale liee a l'activation engendree par les neutrons, l'effet de l'irradiation neutronique a ete simule par des pre-irradiations synthetiques aux protons. Les observations MET realisees ont montrees que les irradiations synthetiques reproduisent aussi bien les defauts que la segregation intra et intergranulaire. Des oxydations aux temps courts en milieu primaire simule (entre 5 min et 96 h) ont ete realisees pour etudier les premiers stades d'oxydation. Ainsi, cette etude est focalisee sur la comprehension des phenomenes regissant les stades initiaux de formation et de croissance des couches d'oxydes sur l'alliage 316L. Les oxydations ont ete concues pour obtenir, sur un meme echantillon, une zone irradiee et non irradiee afin de decorreler l'effet de l'irradiation pour des conditions d'oxydation identiques. L'orientation cristallographique des grains de metal sous jacents a ete prise en compte et son effet evalue. L'influence de quelques inhomogeneites de surface (ecrouissage et inclusions) a aussi ete etudiee. De plus, un echantillon a ete oxyde sous flux de proton durant 24 heures afin d'etudier l'influence de la corrosion assistee par l'irradiation. Enfin, les oxydes formes en pointe de fissure d'IASCC prelevee sur une vis extraite d'une centrale nucleaire francaise ont ete etudies et compares a ceux formes sur les echantillons oxydes en milieu REP simule. Les oxydes ont ete etudies de l'echelle macroscopique jusqu'a l'echelle nanoscopique (microscopie optique, Rayons X par incidence Rasantes, spectroscopie Raman, Microscopie Electronique a Balayage et en Transmission). La morphologie, l'epaisseur, la structure et la composition des oxydes ont ete analysees. Les oxydes sont dans tous les cas duplex et de structure spinelle. Les cristallites externes sont riches en fer tandis que l'oxyde interne est riche en chrome, fer et nickel. La comparaison des echantillons sur zones irradiees et non irradiees a permis de montrer que la nature et la densite de defauts proches de l'interface metal/oxyde jouent un role sur la morphologie, l'epaisseur et la composition des oxydes. Les oxydes sont similaires a ceux formes en pointe de fissure d'IASCC prelevee sur le composant extrait. Ces travaux demontrent que l'orientation cristallographique du metal de base influence la cinetique d'oxydation et qu'une relation d'epitaxie s'etablit entre les oxydes et le substrat. Par ailleurs, il a ete constate que l'ecrouissage et la presence d'inclusion affectent les oxydes formes. L'ensemble de ces resultats a permis d'apporter de nouveaux elements de comprehension relatifs a la formation et croissance des oxydes formes sur les aciers inoxydables austenitiques en milieu primaire. Ces travaux mettent de plus en avant l'effet des defauts d'irradiation sur les oxydes formes et l'alternative que representent les pre-irradiations synthetiques pour emuler les microstructures neutroniques. Un mecanisme de corrosion prenant en compte l'orientation cristallographique, l'etat de surface du materiau et les defauts d'irradiation a ete propose. (auteur)