随着磁约束聚变实验装置对中性束注入器的输出束流强度与脉冲时间的要求越来越高，开展高功率大面积射频离子源的研究迫在眉睫。为了实现大面积、高密度均匀等离子体放电，基于多驱动射频离子源的设计是当前的发展趋势，而阻抗匹配网络是射频功率源将最大功率输送至线圈并耦合至等离子体的关键，故对其结构设计和调谐特性的研究是不可或缺的。基于前期在单驱动射频离子源的研究基础上，结合双驱动射频离子源的放电需求，开展了双驱动阻抗匹配网络优化结构的设计与分析，通过实验中对匹配网络的调谐，成功实现了140 kW高功率和25 kW/1000 s长脉冲的稳定运行。随后在等离子体稳定放电的基础上研究了两个驱动器之间的功率分配均匀性问题，实验结果表明了该匹配网络的优化设计合理可行，上下驱动器的射频功率分配基本均匀。

采用分子动力学方法研究了氦辐照对金属钨传热性能的影响，从原子尺度分析了单晶钨与多晶钨的热导率随氦含量的变化及其微观机理。结果表明：随着氦原子从0增加至500，钨中的缺陷对数目呈先增加后减少的趋势，单晶钨中氦原子为230个时缺陷对数目达到峰值123，多晶钨中氦原子为480个时缺陷对数目达到峰值124；钨金属的晶体结构从bcc转变为bcc、fcc和hcp等多种结构共存。钨的热导率随氦含量增加波动明显，总体呈非线性减小趋势，在氦含量为0.75%时，单晶钨和多晶钨的热导率分别下降1.44%和1.3%。氦辐照下钨金属内缺陷的产生、聚集及晶体结构的变化是其热导率下降的主要原因。

由于基体中有着大量随机分布的弥散颗粒，双重非均匀系统具有复杂的几何结构，传统中子学计算方法往往难以处理双重非均匀系统，反应性等效物理转换（RPT）方法是常用的近似处理方法。通过分析RPT方法的三个关键步骤：精确初始值的求解、等效半径的求解、燃耗算法的选取，探讨了各步骤采用不同算法对RPT方法效率和精度的影响，并基于OpenMC在Python应用程序接口之上开发了RPT模块。数值结果表明，优化后的RPT模块，在保持良好计算效率的同时，也能满足工程计算精度的需要。

为进一步发展基于蒙特卡罗模拟方法的α粒子能谱探测参数优化技术，利用PyQt5设计一款调用蒙特卡罗模拟程序包Geant4进行α粒子能谱模拟研究的软件。一方面，建立了测量α粒子的钝化离子注入平面硅探测器（Passivated Implanted Planar Silicon）物理模型，根据实际α粒子测量条件对模拟的物理过程、模型材料及粒子源几何形状、成分等参数进行校正，结合PyQt5界面开发平台将粒子源参数、探测器参数修改等功能可视化。在多个探源距和不同真空压强条件下进行模拟实验，得到该模型的探测效率，并将获取的能量沉积成谱后，通过EMG-Landau响应函数模型展宽。另一方面，为验证该探测器模型的准确性，将模拟结果与实测结果的探测效率进行对比，实验结果表明，两者探测效率误差均在5%之内，且EMG-Landau响应函数模型展宽效果良好。本文研究结果验证了该Geant4模拟软件在α粒子能谱研究方面的可靠性，该软件可直观修改α粒子能谱测量条件，简化了模拟步骤，提高了模拟效率，为基于蒙特卡罗模拟方法的α粒子能谱探测参数优化技术提供了有力工具。

CPR1000系列反应堆是目前国内广泛应用的第二代压水堆型号之一，蒙特卡罗程序在CPR1000系列反应堆的验证与确认是该程序实现反应堆工程设计应用的关键环节。基于某CPR1000机组实际参数，使用由国内单位研发的蒙特卡罗程序JMCT在该机组开展了粒子输运建模计算，分别进行了临界计算和固定源计算，并进行了验证与确认。对于临界计算，采用JMCT建立了全堆芯pin-by-pin模型，计算了堆芯有效增殖因子和功率分布。对于固定源计算，建立适用于屏蔽分析的反应堆模型和辐照监督管精细结构模型，计算了两个核电机组多个循环的辐照监督管探测器位置累积快中子注量。通过将JMCT的计算结果与参考程序的计算结果、反应堆实际测量值进行了对比，验证了JMCT程序在CPR1000反应堆工程设计中的实际使用效果，证明了JMCT程序具备工程级的计算精度。

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。

在压水堆正常运行期间，氚贡献了压水堆液相流出物总活度的95%以上，是反应堆设计和运行中的关键放射性核素之一。通过对美国在运的8台堆芯设计非常相似的机组2000至2019年期间氚排放数据进行较为深度的数据清洗和分析研究，得出采用不锈钢包壳的Sb-Be次级中子源的氚释放是压水堆机组氚源项的重要来源之一，统计机组中次级中子源产氚贡献平均为7.5 TBq·a⁻¹，结合理论计算，符合当前包壳材料发展和运行管理水平下的渗透比例10%～20%。取消次级中子源约可以降低20%的因氚排放造成的公众剂量，还可以降低氚源项对厂址规划机组数量的制约。此外，研究还发现，氚排放量的显著波动受到液态集中排放的显著影响，特别是在美国压水堆大修之前或期间，这将有助于优化未来机组放射性排放管理。