快堆可将核能改造成大规模、可持续且环境友好的资源,是未来先进核能的发展趋势,钠冷快堆由于技术相对成熟,是其中最有希望的堆型。钠冷快堆经济性与安全性评估涉及到不确定度的量化。在反应堆物理计算中,计算机功能的逐渐强大使得建立数学-物理模型和数值离散方法上的近似逐渐减少,核数据引入的不确定性进而成为堆芯物理参数不确定性的最主要来源。故针对钠冷快堆核数据的敏感性和不确定性分析具有重要的研究价值,本文工作据此展开。首先,研究了基于直接数值扰动法与统计学抽样的敏感性和不确定性分析方法,使用高精度相关变量随机数抽样方法改进传统统计学抽样,非参数Bootstrap方法用于抽样置信度检验。基于这一抽样方法,针对快堆中子物理特性开发了敏感性与不确定性分析程序SUFR。相关算例验证了该方法具有抽样效率高、计算精度好的特点,且SUFR程序对抽样功能的开发正确。其次,使用ZPR-6/7基准题对SUFR程序敏感性和不确定性分析功能开发的正确性进行验证。计算keff关于不同反应道截面的相对敏感性系数,与国际知名计算程序对比。对于较敏感反应道截面,SUFR程序计算的逐群相对敏感性系数与参考解趋势符合良好;除裂变中子能谱反应道外,积分相对敏感性系数的相对误差不超过4.85%。对比直接数值扰动法与高精度相关变量随机数抽样方法计算的不确定度表明,样本量为50时,绝大多数反应道截面不确定度相对误差较小,不确定度标准偏差在5%以内,具有较高的置信度。以上结果说明SUFR程序敏感性和不确定性分析功能开发基本正确。最后,对BN-600堆芯keff和组件平均功率进行敏感性与不确定性分析。数值结果表明,堆芯keff的相对不确定度约为0.899%,主要贡献核素及反应道为238U-σ（n,inel）、238U-σγ、239Pu-σγ、239Pu-σf。功率不确定性的主要贡献核素则为238U和56Fe,238U-σ（n,inel）贡献仍然占主导地位,239Pu贡献则相对较小。组件平均功率相对不确定度最大为4.11%且出现在硼屏蔽层,说明结构材料对组件功率不确定性贡献较大。综上所述,高精度相关变量随机数抽样方法用于不确定性分析能够保证计算精度且有效缩小样本量,提高计算效率。同时,SUFR程序用于钠冷快堆敏感性与不确定性分析的技术路线可行。