建立了基于蒙特卡罗(MCNP)程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法，并将该计算方法与EJ/T 988—96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例，采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明，EJ/T 988—96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量；基于MCNP程序建模的计算方法，因其求解算法的科学性和模型对屏蔽介质的准确描述，以及结果误差的可控性，使得计算结果更准确。因此，建议采用基于MCNP程序建模的方法计算铀加工与燃料制造设施核临界事故下的瞬发剂量。