摘要：核反应堆结构材料活化分析是核反应堆辐射安全分析的重要内容。传统栅元活化分析方法由于无法描述结构材料内部的非均匀空间活化效应,导致活化源项、活化剂量与真实结果存在较大偏差,有必要开展核反应堆结构材料精细活化分析研究。因此,本文发展了基于网格活化分析的核反应堆结构材料精细活化分析方法,基于蒙特卡罗核粒子输运程序系统(Monte Carlo N-Particle Transport Code System,MCNP)和活化计算程序FISPACT建立了“中子输运-材料活化-活化剂量”耦合的反应堆结构材料精细化活化计算分析程序(MCNP and FISPACT coupled Mesh-based Activation code,MCFisMA),实现了结构材料活化源项精细计算及衰变γ辐射场的精确评价。基于国际热核聚变实验堆计划(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)发布的停堆剂量基准题,对MCFisMA程序进行了基准验证,证明了本文方法和MCFisMA程序的正确性与可靠性;此外,基于NUREG/CR-6115压水堆开展了结构材料精细活化分析应用研究。本方法对于提升核反应堆结构材料活化源项及衰变γ剂量场的计算精度具有理论研究意义,为反应堆屏蔽设计、检修换料方案、退役策略提供理论与数据支撑。