为了解决核能发展过程中的长寿命核废料处理及裂变核资源短缺的问题,国际上先后提出各种混合堆概念,如聚变驱动次临界堆、加速器驱动次临界堆等。这些系统的共同原理就是利用外中子源来驱动裂变包层发生核反应,从而达到嬗变核废料、增殖核燃料的目的。　　 次临界堆的设计与研究必然会涉及到包层的中子学计算与分析工作,而中子学的计算分析工作必不可少的条件之一就是要具备比较可靠的并被计算程序识读的工作核数据库。目前,国内外的主要核数据库无法充分满足具有复杂能谱结构、强烈物理效应的次临界系统的核设计分析。因此,开展基于次临界堆数据库的相关研究具有重要意义及前沿性。　　 本论文针对聚变驱动次临界堆和ADS次临界堆的复杂物理效应及大跨度能谱等特点展开详细分析与研究。采用能群结构扩充及“计算→分析→设计→检验”的迭代方法解决大跨度能谱问题,同时采用Bendarenko及Flux calculator等方法完成对复杂物理效应的修正处理。在此基础上,结合国际上发布的最新评价源设计开发了适用于次临界堆设计分析的核数据库系统HENDL3.0(Hybrid Evaluated Nuclear Data Library)。该系统包括适用于聚变驱动次临界堆设计分析的HENDL3.0/FG数据库以及用于加速器驱动次临界堆的HENDL3.0-ADS(MC/MG)数据库,并使用国际临界安全评价手册及国际上公开的中子、光子泄漏率实验例题对HENDL3.0/FG、HENDL3.0-ADS(MC/MG)进行了严格的测试与校核,初步验证了该数据库系统的准确性与可靠性。　　 最后,本文针对FDS团队提出的基于现实可行技术或适当外推的聚变技术和成熟的裂变堆技术的聚变裂变混合增殖堆FDS-FB(Fuel Breeder),使用HENDL3.0/FG数据库进行计算,得出了该次临界堆在3年内的燃料增殖率、氚增殖率、Keff等参数的变化情况,并对FDS-FB中子学计算计算中的燃耗自屏效应进行了详细分析。使用HENDL3.0-ADS(MC/MG)数据库,通过IAEA-ADS基准例题的输运、燃耗计算,得到了6年燃耗计算情况下系统源强、Keff的变化情况,并对ADS系统的共振自屏效应以及温度多普勒效应进行了详细的分析。HENDL3.0次临界堆数据库系统综合测试及分析结果表明,本论文针对次临界堆大跨度能谱及复杂物理效应处理方法的正确性。