铅基快堆(铅冷或者铅铋冷却)是GIF官方发布的第四代核能系统的重要备选方案之一,在安全性、经济性、可行性等方面具有特殊的优势。铅基快堆中子能谱与传统压水堆中子能谱存在显著差异,核素在堆芯中的物理特性也有所不同。例如,中子与核素发生反应的截面值、核素的裂变产额数值等都会发生较大的变化,而且作为冷却剂的铅铋核素所占体积份额较大。与传统压水堆相比,铅基快堆堆芯计算中,关键核素Pb、Bi以及一些锕系核素的核数据需要重点考虑。本文基于国际上不同的评价核数据库,主要包括ENDF/B-Ⅶ.1、JENDL-4.0、JEFF-3.2和BROND-3.1,选取铅基快堆中这些关键核素的核数据,制作了适用于蒙卡程序cosRMC的铅基快堆计算数据库,包含连续能量点截面库和裂变产额数据库。数据库格式和cosRMC程序中原有压水堆数据库的格式一致。对于连续能量点截面库,首先使用NJOY程序制作了 300K温度下的连续点截面数据,其他温度点下的截面数据使用了 SIGACE程序进行制作。对于裂变产额数据库,利用ENDF/B-VII.1中的裂变产额数据(500KeV),对原有数据库中热中子引发核素的裂变产额数据进行了更新,以便使新的燃耗数据库更好的适用于快堆的燃耗计算。数据库制作完成后,采用了国际上一些典型的快堆基准题对其进行了基准验证和分析。研究发现:新数据库对这些基准题的计算结果与基准题所给出的结果符合较好,使用 ENDF/B-Ⅶ.1、JENDL-4.0、JEFF-3.2 和 BROND-3.1 评价数据库制作的Pb和Bi的连续点截面的计算精度相当,但利用BROND-2.2评价库制作的Pb和Bi连续点截面精度较差。利用更新后的快中子裂变产额燃耗库和之前的热中子裂变产额数据库相比,RBEC-M的有效增殖因数计算结果在寿期末约有100pcm的差别,但部分核素如133Cs、96Zr、131Xe等产量变化在10%以上;OECD-NEA的寿期初和寿期末燃料质量变化相同,而133Cs、131Xe、128Te等核素产量变化则在10%以上。