近年来核能大开发对核数据的数量与种类的需求越来越广泛。中子核反应截面的评价协方差与核装置设计的经济性和安全性密切相关，是当前第四代核反应堆设计研究中重要的输入参量。正确的核反应截面协方差有助于工程设计人员在合理的范围内调整微观反应截面以减小宏观积分量的不确定度。核反应截面协方差评价工作需要涉及核反应实验测量与理论模型等多方面信息，因此其评价方法从上个世纪七十年代开始一直是国际核数据研究领域的热点与难点课题。锆合金是核反应堆设计中理想的结构材料，我国中子核数据评价库（CENDL）缺少锆的协方差数据。本论文旨在2009年最新释放的CENDL3.1库的理论模型参数基础上，结合实验数据评价和确定论最小二乘的协方差计算方法给出锆中子评价截面的协方差文档。我们在CENDL3.1入库的n+90,91,92,93,94,95,96Zr核反应理论模型参数基础上，由中国核数据中心（CNDC）研制的结构材料核核反应截面模型参数灵敏度计算程序—SEMAW，计算了锆元素7个同位素的参数灵敏度，工作中我们同时对n+Zr的11个反应截面、以及包含光学模型、复合核模型和直接反应模型在内的36个参数的灵敏度开展了讨论，分析给出灵敏度数值计算中参数变化步长比例因子的选取结果、各个反应道敏感参数的选取结果等，为确定论最小二乘法计算锆快中子核反应截面协方差提供必要的灵敏度矩阵（F）。接下来本工作针对90Zr（锆最主要的稳定天然同位素核，丰度为51.45%）的主要中子出射道(n,2n)和(n,inl)的截面协方差开展研究。由于90Zr(n,2n)89Zr的实验数据比较丰富，因此我们首先总结了实验中子核数据库（EXFOR）中包含的该反应截面活化测量的统计误差与各类系统误差，结合该反应的具体特点，分析了包括中子源、样品、监视器、探测器以及剩余核活度等系统误差的来源与关联性，得到了反应道90Zr(n,2n)89Zr的实验数据截面协方差Vn,2n。考虑到90Zr(n,inl)90Zr反应截面缺乏实验测量数据，因此该反应截面协方差评价时我们采用确定论最小二乘协方差计算方法，结合前面工作得到的Fn,2n和Vn,2n计算了理论模型参数的协方差Vc，再由90Zr(n,inl)90Zr的参数灵敏度Fn,inl和Vc就导出了本工作所求的非弹反应截面的协方差Vn,inl。由于CENDL3.1库中该反应截面是由理论模型计算给出的，因此本工作评价所得Vn,inl不仅包含了理论模型的不确定度，同时包含了其竞争反应道90Zr(n,2n)89Zr的截面协方差的约束。本工作根据不同的反应类型使用不同的截面协方差评价手段，采用的方法对于其它核素和反应道的截面协方差评价具有普适性。90Zr(n,2n)89Zr和90Zr(n,inl)90Zr的截面协方差将被收录入中国评价中子数据库，可应用于我国第四代核反应堆相关设计研究中以及与国际协方差工作比对。