热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念，具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点，在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分，不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A，利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型，选取UO₂，(U_0.9Pu_0.1)O₂，U-10Zr，U-8Pu-10Zr，UN，UC这6种核燃料开展燃耗计算，分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明：在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t⁻¹)，装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需²³⁵U富集度最低(9.8%)，具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆，燃料中²⁴¹Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用，反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大，影响反应堆的安全性与经济性。因此，对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆，需重点关注²⁴¹Pu对堆芯燃耗性能的影响。

为了进行堆芯计算，需要通过组件计算提前构建少群截面参数库。传统确定论的组件截面参数化方法针对宏观截面进行截面参数化，但这种方式不仅需要考虑多种物理状态参数，而且需要考虑历史效应对截面的影响。提出了基于核素微观截面的蒙卡程序参数化方法，该方法可以消除燃耗历史的影响，且考虑的物理状态仅为燃耗深度以及材料温度。利用蒙卡程序产生组件截面参数库耦合堆芯程序进行堆芯计算，首先用蒙卡程序同时统计对应状态点下的核素密度以及核素少群微观截面，再利用核素微观截面进而获得宏观截面进行后续堆芯计算。为了验证方法正确性，构造了一个自定义的压水堆模型，计算结果与连续能量蒙卡计算结果符合良好。