在压水堆核设计过程中,首先需要知道不同能量（10-5eV～10MeV）的中子和各种材料相互作用的微观截面及相关参数,而这部分参数主要存放在多群数据库中。因此,多群截面数据的精度,对最终的计算结果具有较大影响。目前,主要通过截面处理程序NJOY读取评价核数据库中的连续点截面数据,根据不同的核设计需求生成对应的多群截面库。为了提高计算效率,NJOY程序引入了一个典型问题的权重谱,并采用简化的中子输运方程形式,将连续点截面数据合并成多群截面数据。对于绝大部分核素,其截面数据随能量变化比较平坦,上述过程生成的多群截面数据对计算结果影响较小。然而,对于共振自屏效应和各向异性散射效应较强的核素（如238U和1H等）来说,简化的中子输运理论模型以及典型问题的权重谱会导致多群截面数据精度较差,从而影响最终的计算结果。此外,在多群截面库制作过程中,不同的截面处理程序参数和评价核数据库版本对结果同样具有较大影响。因此,本文主要针对传统多群截面库的理论模型及其制作参数选取进行研究,从而制作出适用于压水堆的多群截面库。主要从以下几个方面进行研究改进:首先,针对压水堆轻核材料的各向异性散射效应问题,采用不同的输运修正方法进行研究分析。对于各向异性散射较强的系统（如黑棒组件和堆芯基准题）,传统的ouflow近似会引入较大的反应性误差,而采用慢化区inflow近似虽然可以提高反应性精度,但是P0阶通量谱与基准值偏差较大。因此,本文将组件均匀化理论引入inflow近似中,即采用均匀化截面和精确裂变源数据进行输运修正计算,结果表明该方法可以同时提高反应性和P0阶通量谱的计算精度。其次,针对压水堆燃料区和包壳区的共振自屏效应进行研究分析。对于燃料区的共振自屏效应处理,本文主要通过修正238U的吸收共振积分进行近似处理,基于特定的评价核数据库和能群结构（如ENDF/B-Ⅶ.0和70群结构）,得到适用于压水堆计算的经验修正量。对于包壳区的共振自屏效应处理,将燃料区共振计算的等价理论和子群方法应用于包壳区共振计算中。计算结果表明,该方法相对于传统参考稀释截面（或称本底截面）方法精度高、普适性强,可以较好处理压水堆包壳区的共振自屏效应。此外,针对多群截面库制作过程中选取的参数进行研究分析。国内外发布的不同版本评价核数据库（如CENDL-3.2、ENDF/B-Ⅷ.0、JEFF-3.3等）和截面处理程序NJOY的输入参数（如热化能上限、权重谱和稀释截面）进行典型压水堆基准题测试,分析不同参数的选取对反应性造成的影响,从而得到精度最高的多群截面库制作参数组合。最后,根据上述优化方法,通过大量基准题对该多群截面库进行测试验证。数值结果表明,采用了上述优化方法制作的多群截面库相对于IAEA方法制作的多群截面库精度高、普适性强,整体计算结果与基准值符合较好。综上所述,本文主要针对压水堆的多群截面库制作方法进行研究。考虑组件均匀化理论的inflow输运近似,可以较好处理压水堆轻核材料的各向异性散射效应;基于ENDF/B-Ⅶ.0评价核数据库和70群结构的238U吸收共振积分修正量,可以提高燃料区共振计算精度;采用等价理论和子群方法处理包壳区的共振自屏效应,可以提高包壳区共振计算精度;采用优化后的多群截面库制作参数,可以提高截面库整体计算精度。相对于传统多群截面库制作方法,通过上述优化方法制作的多群截面库在压水堆计算中精度高、适用性广,对提高压水堆核设计精度具有一定的工程参考意义及学术研究价值。