核反应堆在运行过程中会产生大量中子,这些中子对堆芯的材料及其腐蚀产物有很强的活化作用,从而对工作人员在运行、检修、退役等多个环节造成辐射伤害,因此材料的中子活化计算对于核反应堆设计和安全有非常重要的影响。本文以核反应堆结构材料(主要为轻核及中等质量核)的活化计算为研究对象,系统调研了相关的方法和程序,随后基于切比雪夫有理近似方法(CRAM)和欧拉指数方法开发了活化计算程序CEACT,并进行了初步的测试与应用。活化计算是燃耗的一种特殊形式,主要侧重于轻核以及中等质量核素的中子吸收反应。本文在燃耗理论的基础上,着重对活化计算方法的研究。因此,适用于燃耗计算的求解方法,通常适用于活化计算。对于燃耗方程的求解主要包括解析方法和数值方法两大类。在充分比较分析各种方法的优缺点后,选取数值方法中传统的欧拉指数方法和先进的切比雪夫有理近似方法进行模型求解。欧拉指数方法是简单的传统数值方法,在欧拉方法的基础上对时间项进行改进,实现过程简单,但需要根据计算时间对短寿命核素进行平衡处理。切比雪夫有理近似方法与传统的燃耗计算方法相比,具有更高的精度和效率,能够较好处理含有短寿命核素燃耗系统的刚性问题。本文基于EAF-2007数据库,分别采用欧拉指数方法和切比雪夫有理近似方法进行活化程序CEACT的开发。最后,本文采用CEACT程序、欧洲通用的活化计算程序FISPACT,对压水堆包壳材料以及聚变堆第一壁材料进行活化计算。结果表明,CEACT程序可以达到较高计算精度,因此后续可以为国内裂变堆和聚变堆的屏蔽设计和安全分析工作提供支持。