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通常一个堆物理计算主要包括三方面条件：问题模型、群截面库和计算程序。理论上这三个方面对计算结果的准确度和精确度都有影响。但随着计算机技术和计算方法的迅猛发展，计算程序和模型对计算结果精确度的影响已逐渐减小。而核数据本身不确定度带给堆参数计算结果的不确定影响越来越不可忽视。国外从20世纪70年代就开始了核截面数据对反应堆工程计算的不确定度研究，涉及反应堆物理、辐射屏蔽、反应堆安全等领域。到目前为止，国际上已发展了诸多比较成熟的灵敏度和不确定度分析程序，而在这方面国内开展的工作还很少。本论文主要内容是基于程序ANISN的SN输运计算和已制作的协方差数据，开发反应堆积分量keff对主要反应截面的灵敏度和不确定度一维分析程序SUCAlD（Sensitivity and Uncertainty Code of Analysis，one dimension，缩写为SUCA1D），并通过对CEFR堆芯进行的对比计算初步验证程序正确性。通过本论文工作主要得到以下结论：（1）通过调研学习，掌握了利用一阶微扰技术进行反应堆积分参数对核截面的灵敏度和不确定度分析方法。本论文在调研了相关文献基础上验证推导了反应堆积分参数keff由核截面引起的灵敏度和不确定度计算公式，并根据ANISN程序计算格式对灵敏度公式进行了相应的SN数值离散。（2） SUCAID程序主要考虑了由裂变截面、辐射俘获截面、（n，p）、（n，α）、裂变谱分布、裂变中子产额以及总截面等参数对keff的灵敏度和不确定度计算。程序直接从ANISN输出文件中读入通量、共轭通量、截面数据，同时从编写卡片中读入相对协方差数据等参数，并可按能量、空间和核素等形式输出结果。（3）对程序进行了初步验证，验证结果基本合理。通过和MCNP程序就“CEFR平衡态装载堆芯keff对主要核截面的灵敏度”的比较计算，得到了相近的计算结果，并且结果也符合理论规律。另外，本程序系统计算得到的主要截面引起keff的不确定度和俄罗斯计算系统得到的不确定度基本接近。