中子扩散方程高阶谐波可用于重构堆芯中子注量率分布，但传统源迭代与源修正迭代法求解时的收敛速度慢，计算耗时长。采用隐式重启Arnoldi方法（Implicitly Restarted Arnoldi Method，IRAM）求解本征值问题的中子扩散方程获得谐波数据，通过本征正交分解（Proper Orthogonal Decomposition，POD）与伽辽金（Galerkin）投影相结合的方法构建POD-Galerkin低阶模型，并重构二维稳态TWIGL基准题中子注量率分布。研究结果表明：IRAM方法在求解中子扩散方程的高阶本征值和谐波问题上具有较高的精度；基于POD-Galerkin低阶模型重构中子注量率分布具有较高的保真性与计算效率，有效增值系数与参考解的误差为8.7×10^-5，对角线上快群和热群中子注量率最大相对误差为2.56%，且低阶模型计算用时仅为全阶模型的10.18%。本研究为堆芯中子注量率重构提供了一种可靠且高效的方法，该方法不仅可用于重构稳态时堆芯中子注量率分布，还具有在瞬态情况下预测中子注量率分布的潜力，有望在未来的应用中进一步拓展。

对国际上用于单粒子效应(SEE)研究的准单能中子源进行了相关调研, 对产生准单能中子源的7Li(p, n)7Be核反应、装置布局以及表征中子场性质的中子注量率、中子能谱、中子束流轮廓及其均匀性、热中子本底等参数的理论计算及实验测量进行了系统的介绍。进行准单能中子SEE实验要求中子源有较高的中子注量率水平、较大的束流轮廓、较好的束流均匀性以及较低的热中子本底, 并且能测量出精确的中子能谱。对准单能中子SEE实验过程以及三种中子SEE截面的尾部修正方法进行了介绍。

用3He球形4π中子探测器, 通过直接反应法可以对核素的（n,2n）反应截面进行测量。在此类实验中, 要求对中子束进行很好的准直。好的准直器设计要求能够提高样品处的中子注量率的均匀性, 同时保证中子束流边缘处的下降幅度, 能够降低低能中子所占份额。本工作采用FLUKA和MCNPX对圆柱形准直器、单锥形准直器及三种不同斜率的双锥形准直器对中子注量率的均匀性和低能中子所占份额进行了对比研究, 结果表明, 低斜率的双锥形准直器可以满足实验对这两方面的要求。同时, 在有样品和无样品两种条件下, 对探测系统经由这五种不同准直器准直后的中子束流的响应做了对比, 结果显示, 经过低斜率的双锥形准直器准直的中子束流, 探测系统在有样品时表现为较高的计数率, 在无样品时表现为较低的本底。除此之外, 对准直器出口处的斜率对准直效果的影响也做了比较。最终中子准直器选用为这种低斜率的双锥形准直器, 材料选用为紫铜、不锈钢、聚乙烯和铅。准直孔开口处直径为2.64 cm, 长度为137 cm, 经准直后样品处的中子束斑直径为3.2 cm。

对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明: 堆芯装载50%MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求; 对比分析含MOX堆芯方案和全UO2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置。

用多群蒙特卡罗方法对快中子核裂变系统进行了临界计算.有效增殖因子k_eff的计算值与实验结果符合.计算所得中子通量密度的空间分布在球形裂变系统中随半径增大单调下降.中子通量密度的能量分布在由高浓缩铀组成的活性区内呈单一能量极大值,其对应能量对于裸球核裂变系统和具有反射层裂变系统分别为0.35MeV和0.25MeV,而在由天然铀组成的反射层中在0.1MeV附近出现能量双峰.由通量密度所得中子能谱在无反射层球形裂变系统中随半径增加变硬,在有反射层球形裂变系统中随半径增加变软.