聚变中子源驱动的次临界核能系统（FDS）是根据聚变和裂变反应的各自特点，利用外源中子进入包层的次临界系统，实现增殖燃料、增益能量、产氚和嬗变核废料等功能。在研究核反应堆的概念设计上，燃耗计算是一个重要的步骤。我们在一维输运计算的基础上，给出了用解析的BATEMAN方法和数值方法对燃耗方程的求解过程。并且在一维输运及燃耗计算程序BISONC的基础上，提出用新的数据库（HENDL）代替原有的BISONC数据库，HENDL库考虑了更加全面的燃耗过程和多种燃料循环方式，通过修正读入的核截面数据库中的参数，考虑共振自屏效应，制作并且评估了新的含有139种核素、多种反应截面、175群中子42群光子、P₀-P₅展开的中子反应数据库，开发出新的程序BUS-1D，使得更能适应聚变—裂变混合堆的燃料增殖、高放长寿命核废料（HLW）的嬗变等计算的要求。同时，通过对一些元素的一维球和燃料增殖包层（FBB）等模型的计算对HENDL数据库进行了大量的校验，并对双冷核废料嬗变包层（DWTB）进行了中子学的优化。本论文是开发三维输运计算及数值方法计算燃耗的程序BUS-3D的重要组成部分。