本论文应用离散纵坐标方法(SN)来进行压力容器中子注量计算。当反应堆要达到他们的设计寿命时,由于核电厂要延长运行,出于安全性和经济性的考虑,需要对压力容器结构完整性做出精确的评价。压力容器持续地受到高能中子的辐照,材料性能会逐渐劣化,所以其快中子注量成为必须得知的辐照损伤参数。采用SN方法是因为它能够有效地解决中子深穿透问题,而且在处理反应堆三维模型时具有很高的时效性。本论文将对NUREG/CR 6453、NUREG/CR 6115两基准题进行注量计算方法的论证。三维中子注量率分布是对二维和一维的注量率分布的综合得到的,中子输运计算由二维(SN)程序DORT和BUGLE-96截面库完成。在计算中,各向异性散射截面采用P3展开,采用S8正交组角度离散化。基于功率分布、燃耗分布的中子源分布计算包括混合裂变谱,功率-源归一化因子,X-Y坐标系到R-θ坐标系的中子源转换。本文详细阐述了源转换程序的开发及论证,转换误差小于1%,满足计算要求。本论文对径向、轴向、幅角方向的中子注量率分布进行了分析,对辐照监督管及堆外剂量仪处的中子能谱、反应率作了详细的比较,计算结果表明满足NRC RG1.190的要求,中子注量计算方法是合理的、有效地。本论文对中子解谱的最小二乘方法做了详细的论述。采用最小二乘方法对测量数据和中子输运计算数据结合起来进行处理,可得到中子能谱及其不确定度的最佳估计值,进而辐照剂量参数如快中子注量率(E>1.0MeV)、反应率的最佳估计也可很容易得到。