Un ensemble d'expériences de KRITZ et CREOLE, des réseaux en oxyde d'uranium et MOX modérés par l'eau légère, à des températures basses et hautes, ont été évaluées. L'analyse de ces expériences nous a permis d'avoir une information expérimentale intéressante et complète sur les effets de température dans un réacteur à eau ordinaire. Pour analyser nos expériences avec précision, nous avons adopté un schéma de calcul élaboré et développé, basé sur la méthode Monté Carlo implémentée dans le code MCNP6.1 couplé aux bibliothèques de données nucléaires les plus récentes. Dans ce travail, nous avons utilisé les données ENDF/B-VII.1 livrées avec la version MCNP6.1.1 au format ACE. L'utilitaire Makxsf permet de traiter les données aux températures spécifiques non disponibles dans les bases de données originales de MCNP6.1.1. Quant aux évaluations de JENDL-4.0 utilisées également, elles sont préparées par l'intermédiaire de NJOY99 (version 364) et ce pour les températures d'intérêts.