作为第三代核电技术的典型代表，AP1000成为我国重点引进的核电项目。当前学术领域关于AP1000的研究方向主要集中在其非能动安全系统上，而对于反应堆屏蔽计算的研究较少。本文主要使用MCNP计算程序对AP1000反应堆进行屏蔽计算和分析，为核电站的辐射防护提供参考。本文主要使用基于蒙特卡罗方法的MCNP计算程序对AP1000堆芯及反应堆结构进行建模。MCNP程序具有强大的三维描述能力，适用于反应堆等复杂结构的粒子输运计算，参考AP1000技术资料完成MCNP输入卡的编写，更改记数卡可以方便的获取不同粒子输运的计算数据。本文的MCNP计算过程分为堆芯的临界计算和反应堆的屏蔽计算两部分。在临界计算中确定了控制棒插入深度和可燃毒物涂层长度等数据，计算了额定功率下的有效增值系数。在以上临界条件的基础上，计算了堆芯径向和轴向的中子通量密度，堆芯径向和轴向的功率分布。经分析，计算数据符合压水堆特性，堆芯功率展平效果良好。在屏蔽计算中使用功率密度节块法对AP1000反应堆进行屏蔽计算建模，计算了反应堆轴向和周向中子通量密度，轴向和周向光子通量密度分布。经分析和对比，AP1000反应堆可以保证堆芯内部中子和光子通量密度得到有效的减少，中子从堆芯输运到压力容器外壁减少了7个数量级，压力容器外表面的中子通量密度为9.23×10⁷n·cm^-2·s^-1，光子由堆芯到压力容器外部光子通量密度减小了7个数量级，反应堆外光子通量密度为4.15×10⁸n·cm^-2·s^-1。压力容器内壁的快中子注量满足USNRC的设计参考标准，压力容器在寿期内的结构安全符合规定。对比了中子衬垫和热屏蔽两种堆内结构对压力容器内壁的快中子注量率的影响，结果表明中子衬垫可以有效的减小快中子注量率的峰值。