由于能源的需求急剧增长,核能得到世界各国的广泛重视,核电站数目急剧增多,堆型不断创新。基于我国反应堆设计自主化的长远考虑,需要对现有成熟的堆型进行反应堆物理计算并分析,并对反应堆的安全进行评估。本文运用蒙特卡罗(MC)计算程序MCNP分析堆芯物理特性,包括临界状态下的中子增殖系数Keff、中子能谱、中子和光子的通量密度分布、功率密度分布这些参数。由于反应堆体积比较大,中子和光子的通量密度在堆芯和反应堆构件中相差很多数量级,用临界源计算的结果不理想,所以本文采用功率密度“节块法”计算这种深穿透屏蔽计算问题,得到吊篮、压力容器等的平均中子通量密度。“节块法”使用通用源,并需要给出正确的源描述。计算结果表明,堆芯中子和光子在径向和轴向上的通量密度分布与实际较吻合,压力容器和堆外探测区域中的通量密度更加平缓,屏蔽效果比较理想。本文首先计算功率密度分布,并把计算结果作为第二步屏蔽计算的数据基础,为大型反应堆的屏蔽计算提供了一种合理的解决方法。