某些压水堆中使用氨及其分解产生的H₂抑制H₂O₂、O₂和·OH等氧化性物种的浓度，在保持一回路的还原性化学环境的同时调节冷却剂pH，以减轻结构材料的腐蚀。本工作为了研究脱氧氨水溶液在辐射场中的分解行为，针对其在γ场中的辐解过程进行了实验研究，重点考察了N₂压强、气相与液相体积之比和温度对氨水溶液辐解的影响，测定了剩余氨、H₂和氮氧化物（NO₂^-和NO₃^-）的浓度及溶液的pH。结果表明：N₂压强（0.5~5.0 MPa）及气液体积比的变化未对氨的分解和氮氧化物的生成造成影响，吸收剂量为28.8 kGy时，辐解产生的氮氧化物浓度约为1 mg/L，但N₂压强和气液体积比的增加会显著降低H₂的浓度。温度由25 ℃升至200 ℃时，氨的分解过程将大幅放缓，吸收剂量为14.4 kGy时，30 mg/L氨水中氨的分解比例由26.5%降至8.4%，高温有利于抑制氨的分解速率，但同时导致NO₂^-和NO₃^-的浓度分别升高34和3倍左右。此外，本工作中还建立了含氨冷却剂的辐解模型并对其可靠性进行了验证，不同温度下实验数据与模型预测结果的最大相对误差仅为4.1%。随后利用该模型计算了不同初始浓度的含氨冷却剂辐解过程中剩余氨的浓度变化，结果表明较高的初始浓度有利于体系中氨的保持，连续辐照的情况下单独使用氨抑制氧化性物种时需要及时对其进行补充。

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。

提出一种基于同位素原子饱和吸收谱稳频的拉曼激光方案，并应用于原子干涉仪激光系统的小型化。该方案使用同位素原子吸收泡代替现有拉曼光方案中的移频或调制光学器件，以实现拉曼激光的稳频和失谐，使光路和电路同时简化。针对⁸⁵Rb原子干涉仪，⁸⁷Rb原子D₂线的饱和吸收谱被用于对拉曼激光进行稳频，稳频后的拉曼激光红失谐在GHz量级，线宽约为80 kHz。将该拉曼激光用于原子干涉仪获得了对比度为20%的干涉条纹，重力测量的灵敏度为345 μGal/Hz^1/2。连续24 h重力测量数据的阿伦方差显示原子干涉仪的分辨率约为2×10^-8g@7 500 s。该拉曼激光的频率噪声引起的单次重力测量噪声优于1 μGal，完全可以满足μGal量级的重力测量需求。该拉曼激光方案有助于推动原子干涉仪激光系统的小型化、轻量化和实用化。

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。

目前，超临界二氧化碳（S-CO₂）布雷顿循环普遍采用印刷电路板换热器（PCHE）来保证其相对其他能量转换循环的紧凑性优势。PCHE芯体为整体结构，若内部出现泄漏或结垢等问题，很难进行维护与检修。本文提出了一种微管壳式换热器（MSTE），其结构与传统管壳式换热器类似，但其管径缩小至微通道级。由于MSTE的流道横截面积占总截面积之比较PCHE大，在典型的回热器与冷却器设计工况下，相对PCHE而言，采用MSTE可将体积与质量均减小30%以上。灵敏性分析结果显示，采用本文设计的MSTE结构的回热器与冷却器，回热器冷热流道入口温度升高20 ℃左右，压缩机入口温度变化均不超过1 ℃，说明该种结构换热器的换热能力足够支撑能量转换循环的一般工况波动。

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。