随着核电事业的快速发展,核电厂卸载的乏燃料越来越多。如何处置核电站乏燃料中的次锕系核素（MA）既是核燃料再利用的重要过程,又是闭式循环中的关键步骤。如果处置得当,不仅可以提高燃料的利用率,而且可以将MA变成同位素燃料电池、中子源等有用的核素。国际上认可的处置方法是分离-嬗变,但是嬗变MA的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是,本文利用MCNP程序研究了压水堆嬗变MA的特性,通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯有效增殖因子的影响,初步探索出最佳的压水堆嬗变MA的设计方案,为我国现阶段进行压水堆嬗变MA奠定了理论基础。

基于随机抽样方法，研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP，得到多群微观截面等核数据的抽样值，之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯稳态计算，最后通过统计分析得到组件和堆芯计算结果的不确定度。以Almaraz压水堆核电厂装载的燃料组件和首循环堆芯为对象，研究了不同燃耗下有效增殖因子、动力学参数、核素浓度和双群均匀化宏观截面等组件计算结果，以及堆芯功率分布等堆芯计算结果的不确定度。分析结果表明: 组件计算结果不确定度多随燃耗变化，快群宏观截面不确定度总体高于热群; 堆芯计算结果受核数据不确定性影响显著，其中稳态径向功率分布的最大不确定度为1.9%左右。

研究了AP1000堆芯物理计算程序的计算方法, 分析了该程序尤其是机械补偿(MSHIM) 控制模式计算功能的理论模型、计算方法及应用范围, 对比了大型先进压水堆堆芯设计与AP1000的差异, 评估了AP1000反应堆MSHIM计算功能在大型先进压水反应堆堆芯MSHIM计算功能的适用性。基于大型先进压水堆堆芯物理建模, 针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环的典型燃耗点进行典型的100%-70%-100%和100%-50%-100%负荷跟踪运行模式计算分析, 并依据计算结果对大型先进压水堆的MSHIM运行模式进行了分析。针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环, 开展机械补偿控制初始启动运行、再启动运行计算分析, 研究机械补偿控制模式的堆芯初始启动和再启动运行能力。计算结果表明: 采用MSHIM运行模式的大型先进压水堆, 不调节硼浓度的情况下, 在首循环、平衡循环典型燃耗下具有一定的负荷跟踪能力; 启动、再启动运行模式则需要配合调节硼浓度才能完成。