采用蒙特卡罗程序MCNP计算了西安脉冲堆中子代时间。使用MCNP程序模拟了反应堆瞬发中子通量密度衰减，基于忽略缓发中子项的点堆动力学方程计算出中子代时间。在微次临界下，研究了次临界度、源的分布、计数区域等对西安脉冲堆中子代时间计算结果的影响。计算分析表明：采用瞬发中子密度衰减法计算中子代时间时，微次临界度、源分布、计数区域等对计算结果影响都很小；误差产生的主要原因是忽略缓发中子项的点堆动力学方程并不能较好地反应瞬发中子通量密度的衰减规律。

为了开展129I的热中子嬗变的研究，在西安脉冲堆上开展了127I靶件辐照实验。以探索实验条件，对127I靶件的嬗变率进行了蒙特卡罗计算，并与实验测量值进行了比对。利用NJOY程序，以ENDF/B VII.0库为基础，制作了127I在西安脉冲堆堆芯辐照温度下的MCNP格式截面库，与MCNP自带库(ENDF/B VI.2)同温度下截面库进行了比较，在不可分辨共振区做了改进，使用新制的截面库，利用MCNP程序对ORIGEN2数据库中的127I辐射俘获截面进行了修正，结合ORIGEN2程序分析了127I靶件在西安脉冲堆实际辐照后的嬗变率和核素的变化，研究了中子能谱和辐照时间对靶件嬗变计算的影响。使用MCNPX自带的燃耗模块CINDER’90对127I靶件的嬗变情况进行模拟，结果与ORIGEN2基本一致，与实验数值有2%~3%的偏差，主要原因是MCNP计算中子通量密度存在误差。

选取Pu-238为放射源，采用简化的级联衰变链对其进行源项分析，得到放射源各衰变子体原子数及放射性活度的变化曲线，在此基础上，采用MCNP程序，对放射源进行了精确建模，对放射源辐射场及其有效屏蔽问题进行了模拟计算，得到放射源周围中子、γ能谱及辐射场分布，辐射场计算值与参考实验剂量吻合较好，屏蔽体的采用可有效降低放射源的辐射剂量，其中，γ剂量降低为裸源的0.1%左右，中子剂量降低为裸源的13%～17%。

基于蒙特卡罗模拟方法，采用MCNP的多群计算程序模拟中子输运方程，并与栅元均匀化程序WIMS耦合，实现了临界-燃耗耦合计算。具体过程是：首先扩展MCNP的多群功能，将其能群扩展为69群；然后，由接口程序将WIMS程序产生69群共振、自屏宏观中子截面转化为ACE格式的多群截面；其次，将新产生的多群截面提供给MCNP，完成临界-燃耗计算；最后，利用此耦合程序进行了基准题校核计算以及实验对比。计算结果表明，此耦合程序是可靠和正确的。

提出了He-Ar-Xe核抽运激光本征效率的理论模型,推导了本征效率公式。建立了本征效率与抽运腔内介质温度(能量沉积),气体总压力,He和Ar分压,Xe的含量之间的函数关系。探讨了能量沉积对本征效率的影响, 估算了核抽运激光器的激光输出, 为进一步的实验设计提供了理论依据。

系统地提出了He-Ar-Xe核泵浦激光泵浦效率的理论模型,推导了泵浦效率公式.研究了激光泵浦效率与泵浦腔内气体总压力,He和Ar分压,Xe的含量之间的函数关系.并用前人的实验结果定性地对模型进行了验证,拟合了泵浦效率函数参数,探讨了各参数之间的关系及其对泵浦效率的影响,为进一步的实验设计提供了理论依据.

在TRIM软件计算结果的基础上利用蒙卡方法编制了能量沉积效率与损失率的EDL计算软件,模拟计算了泵浦腔尺寸、混合气体中3He分压等参数与能量沉积密度之间的关系,研究了反应堆核泵浦激光腔内的能量沉积问题,推导出了能量沉积密度的函数关系式。