长波红外变焦光学系统相对于中波红外变焦光学系统存在可用材料少、系统高低温环境无热化难度大等难题。本文采用机械补偿变焦技术实现光学多视场变焦，利用主动补偿的消热差技术使系统在−40 °C~+65 °C温度范围内能够清晰成像，实现四片透镜架构的制冷型长波红外四视场光学系统设计。该光学系统四视场焦距分别为25 mm、109 mm、275 mm、400 mm，变倍比为15，光学系统包络尺寸为268 mm（长）×200 mm（宽），光学零件总质量为618 g。该光学系统具有质量轻、性能高、成本低等SWaP-C特征，在辅助导航、搜索、跟踪等安防领域中具有较大应用潜力。

为了利于高功率微波系统的紧凑化和小型化，降低系统能耗，对产生引导磁场的超导磁体系统进行了研究设计。超导磁体使用稀土钡铜氧化物线饼组成。低温系统采用4台小型风冷式斯特林制冷机对超导磁体冷却。为了适用于车载环境并降低漏热，采用了一种非金属材料的新型锥体结构作为磁体的承载结构，并通过仿真分析了一般的车载环境下的磁体结构承载情况。整个高温超导磁体工作温区为40～50 K，达到目标场时的通电电流为77.49 A，均匀区场强达到4 T。整个系统能耗较传统技术降低80%。通过实验测试出高温超导磁体的温度运行上限为48.9 K。

钠冷快堆采用钠-钠-水三回路设计，当发生传热管破裂后，引起的大泄漏钠水反应事故将威胁二回路的完整性和安全性，设置的保护系统要能够有效保证二回路的完整性。本文以钠冷快堆二回路和多模块蒸汽发生器保护系统为研究对象，建立了大泄漏钠水反应模型，利用钠水反应实验结果对模型进行了验证。模拟了3根传热管发生双端断裂（3-Double-Ended Guillotine，3-DEG）的大泄漏钠水反应过程，分析了二回路的完整性和保护系统的响应。选取保护系统5种关键参数进行敏感性分析，计算其对二回路最高压力和保护系统的影响，结果表明：较小的液相爆破片爆破压力和爆破片爆破延迟时间、较短的泄放管长度以及液相爆破片放置在下腔室，将更有利于保护系统响应和二回路的完整性。

小型移动式核反应堆电源能为偏远地区、事故应急等场景提供所需的电能和热能，而堆芯的轻量化和小型化是小型移动式核反应堆电源的设计重点。由此，基于前期概念设计，本研究提出了一个高可靠、长寿命的小型氦氙冷却固体核反应堆堆芯设计及其反应性控制方案。首先，在综合考虑反应堆寿命以及热工安全设计等限制条件的基础上，使用蒙特卡罗程序OpenMC进行了堆芯几何优化分析，得到了堆芯质量最小化的设计方案。其次，分析了含可燃毒物的布置优化方案，通过在堆芯靠近反射层附近的燃料棒中添加2%质量分数的可燃毒物Gd₂O₃，寿期初径向功率峰因子从2.22降低至1.43。最后，基于分层分块滑移反射层的反应性与功率控制方法，提出了反应性线性控制方案，该方案还可以保证事故情况下的反应堆安全。相关结果可为小型移动式核反应堆电源的堆芯设计及反应性控制提供参考。

基于斯特林技术的千瓦级热管反应堆实验（Kilowatt Reactor Using Stirling Technology，KRUSTY）开展了目前国内外唯一完成且公开发表的热管冷却反应堆带核实验，实验开展的工况包括冷态启动、负载变化、热管失效、反应性引入及热阱丧失事故等，这些工况下的带核实验数据对于热管堆瞬态分析程序的验证至关重要。本文自主研发了适用于热管反应堆的瞬态分析程序TAPIRS-D，采用KRUSTY带核实验数据对该程序展开了验证，对实验开展的冷态启动、负载变化、热管失效、反应性引入及热阱丧失事故进行了模拟计算和对比。验证结果表明：TAPIRS-D程序计算结果与实验数据符合较好，各工况下模型计算燃料温度的最大相对误差小于2%，整体功率的计算平均误差小于10%，预测的堆芯功率与温度瞬态响应与实验数据趋势符合一致，验证了TAPIRS-D程序的准确性与可靠性。本文研究可为其他新开发的热管堆热工安全分析程序的验证工作提供参考。

铅铋冷却环形燃料组件具有许多安全性优势，但在其运行过程中由于铅铋冷却剂的腐蚀作用，易发生堵流事故而导致传热恶化，从而危及第一道屏障的完整性，为此，亟须开展铅铋快堆环形燃料组件堵流事故研究。建立5×5单盒环形燃料组件模型，基于计算流体力学（Computational Fluid Dynamics，CFD）软件Fluent对内外通道不同堵塞面积、堵块厚度，以及堵块轴向位置下的堵流工况进行模拟分析，分析了内外包壳温度分布、堵块附近流场的轴向速度分布、通道质量流量变化、堵塞处燃料元件径向温度分布以及热量分配，并与正常工况下计算结果进行对比。结果表明：随堵塞面积增加，堵塞区域包壳温度显著上升，回流区域范围扩大，燃料芯块最高温度点位置向堵块侧偏移，堵块侧热流密度减小；当堵塞份额较大时，随堵块厚度增加，各参数变化与上述结论类似；堵块位于入口处时包壳局部温升较堵块位于中心处时更小；且随堵塞面积、厚度的增加以及堵块位置向活性区入口的不断靠近，内通道流量损失程度明显增大，而外通道流量几乎不受影响，因此，内通道发生堵流事故时危害更为严重。

冷反射现象是指在红外热成像系统中制冷探测器通过前面光学表面的反射而探测到的自身的像，冷反射的控制是红外成像系统的重要任务。本文设计了一款采用Cassegrain(卡塞格林)反射结构的制冷型中波红外成像系统，分析了该系统的冷反射现象，得到了冷反射现象严重的表面。接着，通过Zemax软件降低这些严重面的冷发射，在控制冷反射的同时兼顾系统传递函数MTF的优化。通过NARCISSUS宏命令（冷反射分析宏命令）、Tracepro建模软件和实际成像图将优化后的中波红外成像系统与冷反射抑制前的系统进行比对。结果显示：探测器像面冷反射引入的等效温差( NITD)由1.0484 K下降到了0.1576 K，同时系统在调焦过程中冷反射斑的能量和尺寸无明显变化，优化后的光学结构有效地控制了系统的冷反射。

中子与靶核碰撞时引起的靶核反冲释放，对于反应堆活化腐蚀产物源项分析有非常重要的影响。对于使用水冷方式的反应堆，在辐照区反冲释放可使活化腐蚀产物离开壁面进入到冷却剂中，并随冷却剂迁移到非辐照区，使非辐照区的设备也带有放射性。本文研究了反冲释放在反应堆内的作用方式，建立了反冲释放的计算模型和程序模块，并集成到活化腐蚀产物源项分析程序CATE中，利用改进后的CATE程序，计算分析了堆芯与蒸汽发生器中主要的活化腐蚀产物核素⁵⁸Co与⁶⁰Co在考虑反冲释放前后的数值，明确了反冲释放效应的影响程度。计算结果表明：考虑反冲释放前后堆芯处⁵⁸Co与⁶⁰Co活度的比值有所下降，而在蒸汽发生器中的比值则有所上升；反冲释放的总作用概率与腐蚀产物层厚度相关，会随着反应堆的运行而逐渐降低，反应堆运行初期作用概率的数量级在10^-1，对活化腐蚀产物的迁移有显著影响，100 d后作用概率的数量级下降到10^-3，对活化腐蚀产物源项的影响较小。

钠冷快堆燃料棒表面缠绕的绕丝能够强化通道间的冷却剂横向流动，降低组件盒内温度分布的不均匀性，提升反应堆安全性。现有的子通道程序通过采用不同类型的绕丝交混模型，模拟了绕丝对组件盒内各类参数计算结果的影响。为了研究不同绕丝交混模型对钠冷快堆组件盒内流动与传热模拟的影响，基于Mikityuk对流传热模型以及Cheng-Todreas流动压降模型，分别采用强迫横流模型以及带绕丝湍流交混模型建立了子通道分析方法，并与美国ORNL开展的FFM-2A实验数据以及其他子通道程序针对该实验的分析结果进行了对比验证。结果表明在低流量条件下两种模型均能较好模拟带绕丝组件的流动与传热情况；在高流量条件下使用强迫横流模型分析结果与实验符合较好，使用带绕丝湍流交混模型的分析结果高估了靠近中心通道的出口冷却剂温度。

为了提高自然循环铅铋反应堆的固有安全性和经济性，以南华大学自主设计的反应堆（Small PAssive Long-life LBE-cooled fast Reactor，SPALLER-100）为研究对象，探索其堆芯可输出的最大功率。在满足运输尺寸、材料耐久性、堆芯长时间运行的稳定性以及事故工况下的安全性等条件下，提出了5种稳态安全限制和2种事故安全限制。研究将稳态安全限制处理为多目标复杂多维非线性约束的优化问题，基于拉丁超立方抽样和克里金代理模型搭建了中子学最大功率计算平台；同时，考虑自然循环能力，分别计算不同堆芯高度下的中子学最大功率和自然循环功率，最终获得了满足中子学与热工的最大功率设计方案。基于设计方案与事故安全限制，采用准静态反应性平衡方法，开展了失热阱、超功率和入口冷却剂温度过冷等事故的全寿期安全分析。研究结果表明：堆芯功率由原100 MW提升到120 MW左右，中子学最大功率平台具有一定的准确性，且最大功率方案符合安全、经济的要求。研究结果为其他类型的自然循环反应堆的输出功率最大化设计提供参考思路。