核电作为清洁能源,是绿色发展的必然选择。核电安全已成为当前国内外研究的焦点,其中核废料的运输与处置是现存的一大技术障碍。特别是在我国,随着核电应用的快速增长,现役核电站已有大量的乏燃料急待外运和安全处置,新建和筹建核电站的废料处置也急需妥善规划,而国内在大型乏燃料运输容器设计与制造等方面仍近乎空白。因此,自主开发大容量和安全可靠的乏燃料运输容器具有十分重要的现实意义。本论文针对我国使用的乏燃料类型和特点,通过对国外各种大型乏燃料运输容器进行分析和比较,依据国际上乏燃料运输容器的安全规定和分析设计方法,初步提出了适合于自主开发的大型乏燃料运输容器的类型和总体结构；给出了其结构设计、选材、加工制造和安全分析等的要点；总结出基于安全分析的大型乏燃料运输容器开发的关键技术。以AFA2G型乏燃料和NAC-STC大型运输容器为实际计算分析模型,针对其中的临界安全分析、屏蔽计算、热工计算和9m跌落模拟等关键技术问题进行了详细研究,主要完成内容和获得的结论如下：(1)临界安全分析：先使用MCNP软件对简单体系(单个燃料棒栅元、单根燃料组件、单个燃料组件和套筒三种)在不同的235U初始富集度和不同环境(不同体积分数的水)中的临界进行计算；之后进一步对装有乏燃料的容器体系在正常运输情况和事故情况下进行了临界安全分析。发现燃料套筒中的中子吸收材料的存在可显著降低有效增殖因子Keff；容器在水下装载乏燃料时Keff最大,是临界安全分析中最危险的情况。(2)屏蔽计算与分析：首先使用MCNP软件对容器常用材料的板材进行了252Cf放射源的屏蔽计算,与日本试验结果进行比较,符合良好,验证了软件的适用性；之后用其对容器进行辐射屏蔽计算,分别得出正常情况下容器表面剂量场的分布和事故条件下距容器表面1m处的剂量场分布。在没有中子屏蔽层包裹的容器两端侧面处,剂量率明显较大,自主设计时,需要使用减震器对其完全包裹。(3)热工计算与分析：使用ANSYS对容器进行简化,建立有限元模型。对容器在正常运输情况(环境温度为38℃)下进行了稳态温度场计算；对容器在30分钟800℃火烧事故进行了瞬态分析,之后还计算分析了火烧后25小时内容器的温度场分布。由于容器表面最高温度131.73℃大于规定的可接触表面82℃,所以容器的周围需设置阻拦或者用壳或箱将其包起来。(4)9m跌落的应力场分析：先是基于单自由度弹簧模型,根据能量原理估算出容器在与地面碰撞过程中最大减速度不超过50g。然后使用ANSYS软件对容器进行了有限元建模,等效静力学的分析,再根据ASMEⅢ规定的应力限制对容器结构进行应力的校核。发现容器两端部区在跌落时的应力最大,减震器的冲击载荷对容器应力的分布起关键作用。两端中子吸收层的设置导致应力的集中很明显,自主设计时需特别注意。研究表明,本论文对上述关键技术进行了计算和分析,其方法和结论对我国设计和开发乏燃料运输容器具有较高的参考价值和一定的指导意义。