生物学家一直渴望使用无损、可实时成像的远场光学显微镜对细胞内动力学行为或者纳米尺度的蛋白质-蛋白质相互作用进行研究。由于光学衍射极限的存在，传统的远场光学显微镜无法对200纳米尺度内的这些生命活动进行观察。近年来，克服光学衍射极限的超分辨成像技术快速发展，将分辨率提高至数十纳米级别。基于超分辨技术的荧光显微镜包括受激发射损耗显微镜(STED)、光敏定位显微镜(PALM)以及随机光重建显微镜(STORM)。这些技术日趋成熟并成功应用于细胞生物学、微生物学、神经生物学等研究，为整个生命科学的发展带来全新的认识。

归纳了能量色散X射线荧光(EDXRF)光谱仪的主要部件及能谱处理算法的研究进展及现状，通过分别对比不同类型高压电源、X射线激发源和探测器在光谱仪上的使用，总结了X射线激发电压、X射线强度和探测器分辨率等对仪器灵敏度和分辨率等指标的影响。通过分别对比不同算法在能谱去噪、本底扣除、谱峰分解及荧光强度提取等方面的应用，分析了各种算法的适用范围，并比较了小波变换、人工神经网络和偏最小二乘法等在能谱分析中的独特优势。阐述了为提高仪器性能亟待解决的问题，并指出了EDXRF仪器的发展趋势及进一步研究该课题的必要性。

液态铅铋合金(Lead-Bismuth Eutectic, LBE)是加速器驱动次临界系统(Accelerator driven subcritical, ADS)重要的散裂靶材料和冷却剂候选材料，其热力学物理性质是ADS研发过程中必须解决的基础问题。通过对已有定律的推算，得出液态铅铋合金熔沸点、密度、比热容、粘度、热导率的热物性公式；并拟合了其他学者的实验研究数据，得出计算铅铋物性的拟合公式。通过对比分析可知：拟合公式与已有定律推算公式趋向一致，吻合较好；且拟合公式更趋近实验值，精确度高，最大偏差不超过1%。

固体核磁共振技术是当前研究水泥基材料结构的一个有效手段，采用29Si、27Al核磁共振技术研究水泥基材料水化产物结构，已成为当前水泥化学方面研究的热点之一。本文介绍了固体核磁共振技术的基本原理及相关影响条件、基本参数，调研了29Si、27Al的核磁共振技术参数及与水泥基材料水化结构之间的关系，综述了国内外同行利用29Si、27Al固体核磁共振技术研究水泥基材料主要水化产物C-S-H以及水化硫铝酸钙结构的相关成果，对其中存在的问题进行了分析，并展望了其在水泥基材料研究中的发展趋势。

根据现有的微型X射线管高压电源的基本性能要求，设计了一种输出从0至?30 kV可调的微型X射线管用高压直流电源。主电路采用直流电源供电，经过罗耶谐振逆变电路、高频变压器、正负双向倍压整流电路而达到产生直流高压的目的。在稳压电路中采用了反馈控制谐振三极管基极电流的方式，整个电路处于线性工作状态。实测数据表明，电路实现了低噪声、低纹波、低功耗的高压稳压电源设计。

高能质子具有较强的穿透能力，可以透射物体形成图像。为了理清质子透射物体的物理过程，通过Geant4蒙特卡洛软件模拟了1.6 GeV能量的质子在材料中的输运过程。通过设置模拟程序中的物理模型，对质子与物质的四种相互作用分别进行了模拟计算。计算结果表明，个数衰减、能量损失和散射角分布都可以反映被检测物体的面密度和材料组分的信息。

介绍了能量11 MeV、流强50 uA的紧凑型质子医用回旋加速器的物理设计方案，并较详细报告了各主要分系统（包括离子源、磁铁、高频、中心区、引出系统）的设计方法及结果。该加速器已经完成调试，成功引出平均流强50 uA、能量11 MeV的质子束流，验证了整机物理设计的正确性。

通过建立的氟化盐混合与熔融实验平台，进行氟化盐混合熔融与评价实验，考察温度、时间、坩埚材质及氟化试剂处理等条件对熔盐质量的影响，优化了制备工艺。采用优选的氟化盐原料，添加氟化氢铵做氟化试剂，制备得到的熔盐产品氧含量可控制在2×10?4以下；杂质金属离子含量基本符合熔盐堆用熔盐质量标准要求，其中Be、Cu、Fe、Zr和Cd含量均小于5×10?6，硫酸根和磷酸根离子含量分别小于1×10?4和3×10?5。该工艺方法能较大程度地降低腐蚀介质的含量，具有制备时间短、成本较低、安全性能好等优点。

用EGSnrc蒙特卡罗程序计算能量为1MeV的电子和³²P、⁹⁰Y和¹³¹I放射性核素的刻度剂量点核，计算能量为0.2MeV、4MeV的电子和³²P、⁹⁰Y放射性核素均匀分布在质量为10^-2-10^{3g的水球体中的吸收分数，计算活度为1MBq/cm3的32P、90Y、131I放射性核素以及15keV、30keV、100keV单能光子均匀分布在水(肿瘤)球壳(0.22<r<0.66 cm) 时的径向剂量率分布，并与国内外其它计算结果相比较。结果可为放射性核素治疗剂量计算提供参考。}

具有位置分辨能力的辐射成像系统在许多领域如天文观测、放射源检测与监控、核能开发和生物医学等都有广泛的应用。设计了一套适用于远场成像的便携式新型辐射成像系统。系统采用由LaBr3晶体与H8500平面型位置灵敏光电倍增管组成的位置灵敏探测器，满足高分辨率的设计要求。同时为了获得更高的射线探测效率，准直器采用由钨铜合金制作的修正均匀冗余阵列(MURA)嵌套编码板。图像重建算法采用最大似然期望最大化(MLEM)统计迭代算法，能够有效地抑制系统统计噪声。测试结果表明，该辐射成像系统能够对远场放射源进行清晰成像，能够很好地满足分辨率与视场角的设计要求。

碘化锂晶体闪烁体具有中子测量效率高、探测器尺寸小等优点，它是目前相当成熟和用途广泛的探测器，在中子测量及环境监测等各方面均有广泛应用，它由闪烁体、光导、光电倍增管、高压四部分组成。本工作利用Monte Carlo 程序研究了6LiI/natLiI闪烁体探测器尺寸与探测效率的关系，并通过GEANT4及MCNP程序模拟计算了高富集度的6LiI晶体和天然LiI晶体及纯7LiI晶体的探测效率。从理论模拟结果可以看出10mm厚度的两种探测器对热中子探测效率都很高，6LiI达到98%，而natLiI也能达到65%。利用反应堆热中子刻度了6LiI/natLiI闪烁体探测器的热中子探测效率，考虑了铅砖及高密度聚乙烯的散射，以及环境中子的贡献后，实际测量6LiI探测器探测效率在90%左右，natLiI探测器探测效率在70%左右。

以聚己基噻吩(poly(3-hexyl-thiophene), P3HT)为电子给体材料和富勒烯的衍生物([6,6]-phenyl C61-butyric acid methyl ester, PCBM)为电子受体材料的有机光伏器件，其活性层中P3HT的结构有序性是制约器件光电转换性能的重要因素。本文采用同步辐射掠入射X射线衍射(Grazing Incidence X-ray Diffraction, GIXRD)方法，研究有机聚合物P3HT/PCBM薄膜经过不同的温度退火后P3HT在薄膜中不同深度处的微结构变化。一维面外GIXRD实验结果表明：退火处理使大量的PCBM分子扩散至薄膜表层，从而增大了薄膜表层P3HT分子edge-on结构的层间距和改善了晶粒倾斜程度；退火处理使得薄膜内部P3HT分子edge-on结构结晶性和有序性得到明显改善。然而，退火处理并没有明显增加薄膜表层和薄膜/衬底界面处的P3HT分子edge-on结构的结晶性。二维GIXRD实验结果表明：退火处理可以明显增加薄膜中P3HT分子edge-on结构结晶性、有序性以及晶粒取向的广泛分布；退火处理也使薄膜沿面内方向出现了结晶性较好的face-on结构。以上结果揭示出退火处理有利于薄膜表面、内部以及薄膜/衬底界面处形成更多且更有序的微相异质节和二维电荷传输通道，大大增强光生激子的分离效率和载流子沿P3HT分子链的迁移速率，这对理解退火处理提高P3HT/PCBM薄膜光伏器件的光电转换性能具有重要意义。

反应堆堆芯中核燃料发生裂变时，产生了大量的放射性物质，给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究，采用ORIGEN-S程序，建立合适的计算方法，研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异，并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响，为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。

⁷Li(p,n)反应以中子产额大、反应阈能低等优点成为硼中子俘获治疗加速器驱动中子源所用中子反应的候选类型之一。本文重点研究了该中子产生反应作为加速器驱动中子源的中子产额及其能谱特性，并对产生的高能中子束流进行慢化，使其满足BNCT治疗要求。首先采用蒙特卡罗程序MCNPX2.5.0模拟加速器⁷Li(p,n)反应过程，得到1.9−3.0 MeV能量入射质子的中子产额及其能谱，并详细研究了质子入射能量为2.5 MeV的最佳条件下产生的中子束流特性；进而提出中子束流的慢化设计方案，并对慢化所得超热中子束品质进行分析研究。模拟计算结果表明，10 mA流量的2.5 MeV能量入射质子所产生的中子束经过慢化处理后，可以很好地满足硼中子俘获治疗的中子束流要求。

建立了典型三环路压水堆CPR1000压力容器内的整体流体域模型，采用ANSYS CFX软件开展了反应堆内三维流场数值模拟分析，获得了压力容器内各段压降、导向筒和支撑柱水力载荷、顶盖旁流等水力特性参数，并与CPR1000已固化的设计参数进行对比(岭澳二期核电站)，以验证采用当前CFD分析方法获得结果的有效性，并进行了瞬态计算。计算结果表明：CFD计算获得的压降与已有的设计值基本一致，总压降偏差在10%；计算获得的导向筒和支撑柱水力载荷值偏小，最大偏差在50%；顶盖旁流与已有的设计值吻合。

辐照型电子直线加速器的应用已经越来越广泛，但是其辐射屏蔽优化一直是需要解决的问题，所以设计出既经济又有效的屏蔽方法是非常有意义的。本文叙述了对一台10 MeV的辐照型电子直线加速器迷道出口的剂量率所进行的经验公式计算和蒙特卡罗(Monte Carlo，Fluka)模拟，结合伽马探测器和微型数据采集器Mini-DDL (Mini Digital Data Logging)的连续实时测量结果进行了对比分析。分析结果显示，只要在迷道门处增加一个拐弯，就增加一次反散射，出口处的剂量率会下降一个量级以上，使其不仅低于剂量限值而且合理地达到尽可能低。这个结果是在基本没有增加额外成本的基础上实现的，符合辐射防护ALARA (as low as reasonably achievable)原则，为以后加速器的屏蔽设计提供了很好的参考。

为了满足自由电子激光装置对于直线加速器微波功率源更新更高的性能指标，设计了基于绝缘栅双极性晶体管(IGBT)模块为开关的大功率固态调制器系统。调制器采用感应叠加拓扑结构，设计输出峰值脉冲功率13MW，脉冲电压130kV，脉冲电流100A。详细介绍了大功率调制器的单元电路以及单元模块中关键的辅助电路，包括开关管的保护电路、阻尼吸收回路、去磁电路和补偿电路。利用软件对调制器系统进行模拟仿真，并对可能出现的模块差异性进行比较。结果表明，感应叠加型固态脉冲调制器技术是可行的。

基于CFD通用计算程序Fluent，开发了多孔介质流固两相局域非热平衡模型，对PBMR-400满功率名义工况下稳态热工水力行为进行了分析。高温气冷堆堆芯的热工水力计算模型通常为带有强内热源宏观的多孔介质模型，Fluent程序本身的多孔介质模型为局域热平衡模型，无法恰当描述堆芯热工水力行为。通过开启Fluent的自定义标量场(UDS)功能并在动量方程上附加阻力源项，实现了局域非热平衡模型，能够精确地计算球床堆堆芯热工水力行为。CFD程序使用了非常精细的网格，可以计算更加精细的流场和温场分布。计算表明，Fluent的结果与国际上著名的球床堆热工水力程序THERMIX，TINTE符合较好，可以作为球床堆热工水力分析工具。

针对压水堆的复杂结构特点，对堆芯采用多孔介质模型，建立完整的压力容器堆芯模型，使用商用软件CFX对压力容器堆芯的热工水力特性进行数值模拟，得到偏环运行和典型事故工况下冷却剂的热工水力响应特性。计算结果表明：应用多孔介质模型能有效正确直观显示堆芯的冷却剂温度分布情况，在偏环运行工况下堆芯会出现偏心现象，而通过瞬态事故工况计算结果表明堆芯中上部冷却剂温度最高，对压水堆的热工安全具有一定指导作用。

釉里红彩瓷具有十分重要的艺术和科学价值，以往科技研究很少，且尚未见对早期釉里红不同呈色部位化学成分的相关研究。本文采用Micro SR-XRF方法获取了景德镇官窑釉里红瓷器中不同呈色区域的化学成分种类和含量；利用线扫描技术，对深浅颜色变化区域，进行了线扫描分析。结果表明，釉里红彩料中含有As、Pb等元素，不同呈色部位在Cu和As含量上有明显差别。该结果为研究釉里红彩瓷的工艺配方和呈色机理提供了科学依据。

评价SPECT/CT同机融合图像在肺癌单发骨转移瘤定性诊断中的价值。选择196例全身骨显像表现为单发异常放射性核素分布的肺癌患者行骨病变部位CT扫描。由2名核医学科医师对全身骨扫描、SPECT/CT同机融合图像分别做出诊断，诊断分为肺癌骨转移、良性病变，诊断结果分别于最终诊断比较。196例患者，最终诊断骨转移瘤112例，全身骨显像检出89例，SPECT/CT融合显像检出106例。SPECT/CT融合显像探测骨转移瘤的敏感性、特异性及准确性分别为94.6%(106/112)、92.9%(78/84)、93.9%(184/196)，明显高于全身骨显像的敏感性79.5%(89/112)，特异性78.6%(78/84)、准确性79.1%(155/196) (χ2=11.25，P＜0.05；χ2=7.00，P＜0.05；χ2=18.35，P＜0.05)。在对肺癌单发骨病灶是否为转移的鉴别诊断方面，SPECT/CT融合显像可以提供更多的信息，可以明显提高肺癌单发骨转移瘤的诊断准确率。

X、γ射线的广泛应用使得剂量仪器测量的准确性亟待解决，采用X射线机代替标准γ源对剂量仪器进行标校时需要了解其等效性影响因素。为研究低能X射线与天然放射源等效过程中的修正项，采用蒙特卡罗(Monte Carlo, MCNP)软件对低能X射线与高能X、γ射线等效性的影响因素进行了模拟，得出了距离、空间散射、探测器响应对剂量等效的不同影响，最后对模拟结果进行了分析。该结论可用于低能X射线与高能X、γ射线源之间的等效修正，对于X射线的广泛应用具有重要意义。

利用同步辐射X射线相衬成像技术(Synchrotron Radiation-based X-ray Phase-contrast Computed Tomography, SR-XPCT)对兔髌骨-髌腱连接点(Patella-Patellar Tendon Junction, PPTJ)移行区的纤维软骨细胞进行三维可视化及量化表征。正常骨成熟的新西兰PPTJ经多聚甲醛固定、梯度酒精脱水后，于上海光源X射线成像与生物医学应用光束线站进行扫描；采集的原始图像经数字减影、相位恢复、切片重构、位数转换后进行三维重构分析；标本扫描后进行传统组织学验证。SR-XPCT能成功获取PPTJ及其移行区纤维软骨细胞的三维高清图像，并对移行区纤维软骨细胞进行了量化表征：平均直径为(10.139±1.265) ?m；平均体积为(291.187±87.283)μm3，体积分布在200−400 μm3之间的占75.4%；平均球形度为0.711±0.079，球形度在0.605−0.805之间的纤维软骨细胞约占84.9%。SR-XPCT作为一种先进的、直观准确的可视化骨腱连接点的三维微观形态结构研究方法，为骨腱连接点损伤修复的三维形态学研究提供了新方法、新思路。

为满足小区域供电需求，提出了一种热功率为100 MWt的小型熔盐堆的堆芯概念设计。该设计通过调整堆芯燃料初始装载量，使得反应堆在不添料的条件下可满功率运行1 250 d，然后在寿期末进行燃料批处理。针对这种长换料周期的燃耗特性和燃料盐的特点，对该堆在运行期间主回路的放射性核素产量及其来源进行了分析。通过三维蒙特卡罗运输程序的计算软件KENOVI和燃耗分析模块Origen-S，对主回路放射性产物的积存量以及中子能谱等中子学参数进行了分析。结果表明：寿期末该反应堆中放射性活度约为7.36×10¹⁸ Bq，其中锕系核素的总活度约为1.47×10¹⁸ Bq，裂变产物的总活度为5.89×10¹⁸ Bq。裂变产物中惰性气体、碘的同位素及易挥发裂变金属分别为7.35×10¹⁷ Bq、9.56×10¹⁷ Bq、8.17×10¹⁷ Bq；锕系核素²³⁹Np同位素占绝大多数，约占锕系核素放射性总量的98%，也是堆运行过程中放射性最大的核素。本文结果可以为小型熔盐堆的反应堆放射性安全管理、燃料后处理以及辐射防护设计提供参考。

2019年底新型冠状肺炎疫情在武汉爆发初期，医用防护用品需求急增，诸多问题浮现，如防护口罩质量差、供不应求，灭菌周期长导致的医疗物资紧缺，产生的大量医疗废水处理难度大、周期长，可能引发二次感染等。针对上述问题，本文从核孔膜技术、辐照灭菌技术两个方面总结了核技术在口罩和医疗物资生产、医疗垃圾和废水处理等领域助力疫情防控的具体应用；对不同技术的原理、特点、应用以及在新冠肺炎中的具体应用进行了重点调研，以期对核技术的发展及疫情防控应用提供思路和参考。

针对高能物理实验的电子学系统中采用传统方式更新现场可编程门阵列（Field Programmable Gate Array，FPGA）固件，存在所处环境复杂不便现场操作和设备数量众多的限制问题，提出了一种利用SiTCP（Silicon Transmission Control Protocol）通信协议向远端电路板发送固件信息、并由板上的FPGA对Flash进行编程以更新固件的方法。该方法无需额外芯片，内建安全机制保证FPGA正常工作，适合通过网络远程操作，具备同时更新多块FPGA固件的能力。

在数字化核仪器中，为获取高能量分辨率的能谱，常采用数字滤波成形算法处理核脉冲信号，脉冲成形方法中成形参数对输出信号波形、堆积脉冲分离的影响研究鲜有报道。本文在尖峰脉冲成形算法基础上，引入平顶参数，对Mn样品的硅漂移探测器得到的实测脉冲信号开展实验研究，并与常见的梯形脉冲成形方法作对比分析。对采集到的核脉冲信号分别采用尖峰脉冲成形、梯形脉冲成形，然后进行幅度甄别，获取能谱信息，研究相同达峰时间下两种方法对计数率与能量分辨率的影响规律。结果表明：尖峰脉冲成形下降沿快、脉冲宽度窄、较三角脉冲成形更易于分离堆积脉冲；在相同达峰时间下，梯形脉冲成形较尖峰脉冲成形在能量分辨率上更具优势，而尖峰脉冲成形在高计数率上表现出更好的性能。

β粒子在换能材料中的能量沉积行为是β辐射伏特效应核电池仿真中的一项重要研究内容，通常使用蒙特卡罗软件Casino和MCNP（Monte Carlo N Particle Transport Code）来实现。其中，Casino难以模拟连续能量β粒子在换能材料中的能量沉积过程，而MCNP作为一款商业软件，其使用不仅受到版权限制，而且不易扩展。因此，基于通用的开源蒙特卡罗程序框架Geant4（GEometry ANd Tracking，version 4），在充分考虑β衰变连续能谱、放射源的自吸收以及电子在换能材料界面的反散射过程后，建立了模拟放射源衰变产生的β粒子在换能器件中的能量沉积行为的通用模型，并与Casino的部分计算结果进行了比较。模拟结果表明：基于Geant4的计算模型可以准确地模拟β粒子在核电池换能器件中的能量沉积行为，并具有应用方便、软件开放、易拓展等优点。

中子在核检测应用中发挥着重要的作用，弥补了X射线检测对原子序数不敏感的缺点。在特定能区内，中子反应截面随中子能量剧烈变化，发生共振现象。核素共振能谱具有唯一性，据此可以进行核素的定性和定量分析。其中，中重核的共振能区在eV~keV能区，是中子共振分析中的重要组成部分。目前在该方面已有较多研究成果，在测温、成像、无损分析、核数据测量等方面有较为广泛的应用。对此，通过查阅中子共振方面的文献和书籍，对中子共振国内外的研究状况进行总结和分析，并展望其发展趋势。

稳谱作为γ能谱分析领域的重要任务之一，其主要作用是抑制探测器因环境变化而形成的“谱线漂移”。实验探讨了一种基于LaBr₃（Ce）探测器的便携式γ谱仪稳谱技术。该技术利用LaBr₃（Ce）探测器自身本底谱中的36 keV与天然本底谱中⁴⁰K的1 460 keV特征峰作为稳谱使用的参考峰，采用自定义的能谱关联度公式对实测能谱与标准本底谱的关联性进行度量，提出一种将参考峰与能谱关联度结合进行稳谱的方法。实验结果表明：在-30~50 ℃温度范围内，该稳谱方法无需事先标定参考峰与温度的关系曲线，也可有效防止在有干扰核素存在的条件下发生错误稳谱的情形，并且在温变速率超过50 ℃?h^-1的突变情况下确保参考峰的峰漂稳定在±1道以内。

小角散射实验站用户获取的实验数据质量与实验站的光路优化状态（较低的散射背景、准确的样品前后光强计数等）密切相关。目前小角散射实验站光路优化是手动优化方式，不利于用户机时的有效利用。在实验物理与工业控制系统（Experimental Physics and Industrial Control System，EPICS）和控制系统工具箱（Control System Studio，CSS）平台下，使用Python语言设计并开发了光路优化自动校准程序，通过狭缝刀口扫描确定直通光中心位置，根据遗传算法的单目标和多目标优化方法自动优化，得到较低的空气背底散射图像，最终完成调光。测试结果表明：自动校准程序可以在30 min内完成实验站单色光狭缝和束流阻挡器位置调试，简化了实验站的光路优化工作，提高了小角散射实验站的自动化程度。

含铍熔盐有很强的化学毒性，为了实现对高温含铍熔盐颗粒的准确监测和有效去除，了解其粒径分布特征是解决问题的关键。基于熔盐减压蒸馏实验装置和低压冲击采样器，搭建了用于测量高温熔盐颗粒粒径的实验装置，并研究不同实验工况下FLiBe熔盐的粒径分布。实验结果表明：常温下熔盐颗粒粒径分布集中在2.5 μm以上；而高温（930 ℃）下则集中在0.26~2.5 μm。同时研究了高温实验工况下，气体吹扫和采样时间对熔盐颗粒粒径分布的影响。研究结果表明：采样时间并未对粒径分布产生明显影响；而气体吹扫虽然改变了最终熔盐颗粒的排放浓度，但未对粒径分布产生显著影响。样品扫描电镜结果验证了实验装置粒径刻度的准确性，而观测到熔盐颗粒呈规则的球形而非晶体状这一现象，推测是由熔盐颗粒碰撞沉积导致。

压水堆乏燃料中的超铀燃料（Transuranic isotopes，TRUs）含有大于50%的易裂变燃料，可作为熔盐堆钍铀循环的启动燃料。基于小型模块化钍基熔盐堆，采用TRUs和Th分别作为裂变燃料和增殖燃料，研究堆芯熔盐石墨比和初始重金属摩尔份额两个重要参数对堆芯中子能谱、²³³U产量、石墨寿命、温度反应性系数、TRUs消耗量等中子学特性的影响，为利用TRUs和Th的小型模块化钍基熔盐堆的堆芯参数选择提供依据。基于批处理周期及固有安全性等限值，给出满足要求的TRUs启动小型模块化钍基熔盐堆的燃料利用方案，分析其燃耗时间内的中子学特性。结果表明：采用压水堆中超铀核素作为易裂变燃料，是启动小型模块化钍基熔盐堆钍铀燃料循环的理想选择。在满足5 a石墨寿命和固有安全性（-5~-8 pcm?K^-1）等限值的条件下，选择重金属摩尔份额为6%、堆芯熔盐石墨比为25%的堆芯结构参数可得到较佳的燃料利用率。此时，热功率为150 MW、满功率运行5 a时，铀的年产量可达16.0 kg?a^-1，TRUs的年消耗量约36.1 kg?a^-1，可有效减少当前超铀乏燃料的储存。

氯盐快堆具有核燃料溶解度高和快中子能谱的优势，为实现高增殖性能和高嬗变性能提供了可能。基于2 500 MWth的氯盐快堆，研究了Th-U循环和U-Pu循环的中子学特性，包括临界参数、燃耗演化、增殖性能和嬗变性能。钍铀循环（U3+Th）和铀钚循环（Pu9+DU）的点火燃料分别为²³³U和²³⁹Pu，它们的可转换材料分别为²³²Th和贫铀（Depleted Uranium，DU）。同时，也分析了TRU作为点火燃料的过渡模式，即TRU+Th和TRU+DU。结果表明：对于大型氯盐快堆：1）考虑堆内锕系核素的中子吸收率、堆内平均裂变中子数（ν）和转换比，U3+Th需要不定期添料才能维持临界，Pu9+DU、TRU+DU和TRU+Th不需要添料即可连续运行的时间分别为46 a、50 a和29 a；2）相比其他三种核燃料循环模式，TRU+Th具有较优的自持增殖性能和较高的嬗变性能。

熔盐-斯特林加热器用于熔盐空间堆发电系统的热量获取。为提高加热器的换热能力，设计了翅片式熔盐通道与多孔式斯特林内部热接收器，使用计算流体力学软件Fluent对不同结构的翅片与熔盐通道开展了数值模拟研究。结果表明：在熔盐通道内增加翅片可以提高斯特林加热器的换热能力，并且随着翅片高度的增加与翅片间距的减小，换热能力进一步提高，与无翅片结构相比，换热功率最大提升了76.2%。对比径向入口、切向入口与双径向进出口三种通道结构，径向入口通道的热流密度随着高度的增加，最大增幅为73.3%；切向入口通道的热流密度沿高度增幅为35.1%，但其在相同高度下的热流密度差异显著；双径向进出口通道的热流密度随着高度的增大先减小后增大，其增幅为40.5%；在换热能力方面，双径向进出口通道的换热功率与换热系数最高。研究可为熔盐空间堆斯特林加热器的设计提供一定的参考。

以侧窗式微型X射线管为例，采用蒙特卡罗（Monte Carlo）方法，对金刚石光学窗口的最优厚度进行了模拟研究。以管压为50 kV、管电流为1.0 mA的X射线管工况为例的模拟结果表明：增加金刚石窗口厚度，可使银靶的K_α特征X射线有效透射比和峰总比不断提高；在最优厚度为2.0 mm的条件下，高能X射线有效透射比为154.5%，K系特征X射线的透射比为74.5%，峰总比为27.9%。与铍光学窗口相比，在保证特征X射线透射比T相等的前提下，金刚石光学窗口有更高的有效透射比和峰总比，可以替代传统铍作为微型X射线管的光学窗口。

由于熔盐堆液态燃料的流动、在线添料和后处理特性，现有的固态堆燃料管理程序不再适用于熔盐堆的燃耗计算分析。在自主开发的确定论节块法程序ThorCORE3D的基础上，耦合截面加工模块以及燃耗计算模块，开发了适用于液态燃料熔盐堆的燃料管理分析程序ThorNEMFM，以实现熔盐堆在线添料和裂变产物在线处理等功能。基于熔盐实验堆（Molten Salt Reactor Experiment，MSRE）、熔盐增殖堆（Molten Salt Breeder Reactor，MSBR）和熔盐快堆（Molten Salt Fast Reactor，MSFR）算例对ThorNEMFM燃耗程序进行了验证。结果表明：ThorNEMFM计算结果与算例结果符合较好，ThorNEMFM适用于液态燃料熔盐堆的燃料管理计算分析。

针对半球、锥体、圆柱三种微形结构靶X射线管，利用蒙特卡罗（Monte Carlo）方法模拟研究不同靶材料对微靶型X射线管出射光斑的影响，讨论不同靶材料和微靶结构对透射式微靶型X射线管的出射光斑尺寸的影响。结果表明：在电子入射能量为100 keV时，微锥形结构靶的光斑尺寸最小在150 μm左右，不同靶材料对靶后方出射光斑尺寸有明显影响，随着靶材原子序数增加，出射光斑尺寸开始时逐渐减小，但进一步的增加会使光斑尺寸有一定扩大，呈现抑制趋势；不同微靶结构对光斑尺寸影响与结构有明显关系，圆柱与锥体光斑尺寸差异达到30 μm。与传统的透射X射线管相比，在不需要强力电子聚焦设备的情况下，选择微锥形靶结构与银靶材料比采用圆柱钨靶的出射光斑尺寸减小17.93%，更小的光斑尺寸使得X射线成像的精度与准确性得到提高。

Nd₂Fe₁₄B永磁体是高能同步辐射光源插入件的核心构件，永磁体在高能电子加速器的混合辐射场中可能产生退磁的现象是高能同步辐射光源的一个重要问题。本文采用蒙特卡罗软件FLUKA模拟分析了Spring-8的电子直射Nd₂Fe₁₄B磁阵列的辐照损伤实验，建立了Nd₂Fe₁₄B磁阵列辐照剂量和退磁的关系。使用高能同步辐射光源（High Energy Photon Source， HEPS）波荡器插入件模型和恒流注入模式束流损失参数，计算了各个磁极受到的吸收剂量分布，分析了HEPS光束线站波荡器插入件的退磁情况。计算结果表明：插入件永磁体的退磁现象在入口处比较严重；插入件受到辐照剂量和束流损失的方式有很大关系，在52.5 nC电子直射损失在插入件入口、25.5 nC电子均匀损失在极板间隙的情况下，受辐照最严重的磁极运行2.1 a的辐照退磁可以达到5%，如果直射损失部分电子的比例变小，插入件的寿命会有一定程度的提高；在插入件入口处放置一定厚度的屏蔽材料或者增大极板间隙，能有效降低插入件内的吸收剂量。

横向工作点是环形粒子加速器非常重要的特征参数之一，一般不随时间变化，可通过对束流逐圈位置数据做简单的谐波分析得到，但在某些特殊的物理过程中工作点会随时间变化，需要研究并优化时变工作点的算法。储存环注入后残余横向振荡阻尼衰减的过程中因Lattice的非线性效应可能会发生工作点漂移，研究时变工作点的分析算法并对上述物理过程进行分析，可以对储存环的非线性效应进行定量评估。本文首先对小波算法和基本频率的数值分析算法（Numerical Analysis of Fundamental Frequencies，NAFF）在时变工作点分析的适用性进行了分析，并比较了两种算法的性能。结果表明：两种算法均可以实现时变工作点的动态分析，但小波方法性能更好。然后采用小波方法对上海光源储存环注入期间工作点的飘移进行了定量分析，评估了上海光源不同运行周期非线性的强度变化。结果显示：其工作点的飘移在不同时期有不同的表现，总体上非线性效应有增强的趋势。

上海同步辐射光源（Shanghai Synchrotron Radiation Facility，SSRF）目前正在进行二期线站工程建设，其中基于时间分辨的泵浦实验是线站工程的重要目标之一。高时间分辨率实验对于束团纯度的要求达到10^-5量级以上，纯度测量是关键技术之一。然而传统基于束流位置测量探头的逐束团电荷量测量系统分辨率仅能到10^-4量级。基于时间相关单光子计数技术，在原有同步光诊断线上建立了束团纯度在线测量系统。为了验证和提高系统的性能，设计了评估实验，同时对系统进行了优化。测试结果表明：搭建的束团电荷量纯度测量系统，分辨率在分钟量级可达到10^-7量级。利用系统的高时间和纯度测量分辨率能力的优势，进行了束团纵向分布测量应用的探索，并对储存环的填充模式对束团纯度的影响进行了研究。

中国先进研究堆（China Advanced Research Reactor，CARR）长时间停堆后重新启动需进行临界外推，重水光激中子既是反应堆启动中子源，也是探测器本底。外推过程中，本底使外推曲线呈“凸”状，使外推的临界棒位均大于实际临界棒位，这样的外推过程是危险的。曲线拟合的方法可以得到探测器中子本底值和反应堆临界棒位，采用拟合得到的本底值来修正外推临界棒位，使外推结果明显改善，修正的外推棒位基本上满足实验棒位和探测中子计数倒数线性关系。同时，拟合得到的临界棒位也是反应堆临界棒位的重要参考值。在外推过程中，随着数据的增多，修正的临界棒位越来越接近临界棒位，曲线拟合得到的临界棒位值偏离也越来越小，明显改善了外推过程。

在同位素放射源检查或“孤儿源”处理中，为了能够及时、准确地处理放射源，需要现场快速估计放射源活度。但当屏蔽体厚度未知时，快速确定放射源活度存在困难。基于γ射线在物质中衰减系数与能量之间的关系，研究屏蔽下多特征能量点状γ射线源的活度估算方法，分别对测量目标特征γ射线能量选取原则，探测器位置偏差和统计涨落对活度定量结果的影响进行了讨论，总结了常见多特征能量γ射线源的可选射线能量与可分析的屏蔽厚度。实验验证结果表明：估算的屏蔽厚度与实际厚度的相对误差小于4%，估算活度与实际活度的相对误差小于5%。本文所提方法能够应用于放射源检查或者“孤儿源”处理。

随着核仪控系统的复杂性、集成度和数据量的不断增加，传统的控制器局域网络（Controller Area Network，CAN）或外围设备互连（Peripheral Component Interconnect，PCI）等数据总线在一定程度上已难以满足数据快速传输需求。本文基于美国Xilinx公司Zynq-7000型片上系统（System on Chip，SoC）设计和实现了基于用户数据报协议（User Datagram Protocol，UDP）的千兆以太网传输系统。首先，对UDP千兆以太网传输系统的实现方式进行了详细描述；然后，采用仿真工具ModelSim对系统方案可行性进行了仿真验证；最后，基于Xilinx的开发板ZC706对系统方案进行了具体实现和功能性能验证。验证结果表明：UDP传输速度最高可以达870 Mbps，能够满足绝大多数核仪控系统的实际传输需求。

使用氦氙混合气体作为冷却剂结合布雷顿热电转换系统的快中子增殖堆是未来空间核动力的发展趋势。为了提高系统效率、减小系统质量，许多学者开展了空间反应堆参数设计研究，但少有涉及氦氙冷却反应堆。本文的研究内容是小型氦氙冷却反应堆关键参数的设计。通过Fortran 95语言编程构建单通道、一次表面回热器等部件模型，建立热力系统程序。采用淹没次临界反应堆基本参数进行程序验证，并通过单个参数的敏感性分析来确定关键参数范围。结果表明：回热器对系统效率和系统质量的影响最大，压气机压比超过1.52之后再增大压比对系统质量的影响较小。本研究为小型氦氙冷却反应堆的设计提供了参考。

同步辐射的光斑位置及强度的稳定性对实验尤为重要，光束稳定性的定量评测是目前光束线站实验中需要解决的一个关键问题。二维Pin-cushion型光电位置灵敏探测器（Position Sensitive Detector，PSD）可同时检测两个方向的光斑位置变化和光斑尺寸，且便于安装和使用。对于5.9 mm×2.0 mm的矩形光斑开展实验研究，获得探测器中心位置水平和垂直方向的分辨率分别达到1.5 μm和1.4 μm。利用该探测器的输出电流值，可同时监测光通量的变化，信噪比R_SN可达4.3×10⁶。该微型探测器能有效满足光束线站光斑位置、光斑尺寸和光通量的监测需求。

高能同步辐射光源（High Energy Photon Source，HEPS）储存环主体有288个预准直单元，由于设计单元中磁铁孔径变小，导致磁铁定位精度要求较以往项目高3~5倍。为提高磁铁预准直的精度，将多路激光干涉测量系统与磁铁预准直技术相结合，探索预准直实验中单元磁铁的多路激光高测量精度和高定位精度。模拟了两种常用多路激光布局方案对磁铁预准直精度的影响，然后利用MATLAB仿真软件，以被测目标点处标准差最小为目标对“三高一低”布局方案进行优化，最终采用4台Leica AT960激光跟踪仪，通过实验验证得到在12.1 m×5.97 m×3 m空间范围内被测目标点的标准差小于10 μm，且精度对比单台激光跟踪仪有明显提高，基本满足实验工作条件，初步达到设计要求。

随着福岛核事故以后，我国核电主管部门对正在运行核设施的安全管理提出了新要求。核电站事故会产生多种放射性惰性气体，为此研制了一种专门应用于核电站区域厂房惰性气体监测装置，以对核辐射监测与防护系统的安全分析和应急措施提供新的辅助手段。本装置采用流气式差分探测组件和就地处理显示单元相结合，将相关的探测装置、过滤装置、气体传感仪表（流量计、压力计）、取样管路、阀门（截止阀和调节阀）、取样接头及各种组件统一安装在整体固定式设备台架上。在保证设备放射性惰性气体监测装置功能和优化测量指标的基础上，缩小了设备占用空间和整体重量，同时集成式布置便于维护和管理，与同类设备相比，该装置性能指标更加优异、体积更小、重量更轻。采用本研究装置可以更好地快速准确监测环境中放射性惰性气体的活度浓度，及时发现核电站内放射性气体的泄漏事件，确保核电站的安全运行和现场人员的辐射安全。

高吸水树脂是一种新型高分子材料，可以遇水溶胀，吸收多于自身体积百倍以上的水分形成水凝胶，可用于医用材料、堵漏材料、保水治沙等方面。以海藻酸钠（Sodium Alginate，SA）为原料，丙烯酸（Acrylic Acid，AA）为单体，N，N-亚甲基双丙烯酰胺（N，N-methylene Bisacrylamide，MBA）为交联剂，通过共辐射接枝的方法制备具有三维空间网络结构的海藻酸钠系高吸水树脂SA-g-AA。利用红外光谱、热重分析、扫描电镜对制得的水凝胶化学结构及表面形貌进行了表征。研究结果表明：当温度为65 ℃，吸收剂量为5 kGy，AA与SA质量比为5:1，交联剂MBA用量为1.25 wt%，AA中和度为75%的反应条件下，制得的海藻酸钠系高吸水性树脂的吸水率达到579.8 g?g^-1。材料重复吸水7次后，其吸水效果能保持初始吸水率的92.5%。材料达到饱和吸水状态后保水时间最长达到15 d。该高吸水材料制备工艺简单，在保水治沙等领域有着潜在的应用前景。

空间中子会对在轨航天器的电子系统造成损伤，并可能对执行任务宇航员的生命安全造成严重威胁。准确分析空间的中子环境特性，是保障航天器抗辐射加固设计合理和宇航员生命安全的前提。基于Fluka软件利用蒙特卡罗的方法模拟、分析、设计了基于塑料闪烁体的复合结构中子探测器，从探头尺寸、结构位置、探测效率、反符合结构等方面进行了仿真分析，确定了探测器的0.5 mm、3 mm梯度复合结构，并利用14~25 MeV的单能中子进行了试验验证。结果表明：设计的探测器可用于空间站舱内中子环境以及近地空间中子探测，能够为后续的工程载荷设计提供理论和技术支持。

上海软X射线自由电子激光（Shanghai Soft X-ray Free-electron Laser，SXFEL）的直线加速器工作频率为5 712 MHz。在低电平系统中，C波段的微波采样信号经过与5 686.556 MHz的本振信号混频后下变频为26.444 MHz的中频信号，之后由频率为105.778 MHz的时钟信号进行四倍频采样。为了保证低电平系统的整体性能达到SXFEL的物理设计需求，对应用于SXFEL低电平系统中的时钟本振设备进行了设计，并选取了适当的分立器件模块进行设备的组装制造。对时钟信号和本振信号的相位抖动积分，以及时钟本振设备中可能对温度敏感的非线性模块：分频器和倍频器的温度控制进行了实验测试，结果表明：时钟本振设备输出的时钟信号和本振信号的相位稳定性都能很好地满足SXFEL理论设计中对低电平系统的要求，达到了国际同类装置的先进水平。同时，长时间的相位波动可以通过温度控制装置得到明显的平滑和改善。

针对传统γ能谱解析存在时间长、步骤多、精度低等缺点，在定性分析的基础上提出了一种改进型灰狼算法的γ能谱解析方法。采用基于倒S型曲线的收敛因子，保持算法全局搜索与局部搜索之间的平衡，解决了灰狼算法易陷入局部最优的问题；引入逐维更新策略，提高了寻优的精度和效率。对土壤标准源和马林杯标准源进行测量实验，结果证明：改进后的灰狼算法对多核素混合γ能谱解析效果较好，解析速度相较原始灰狼算法提升了近59%，土壤标准源中所有核素解析误差均可控制在±10%，8种核素平均绝对误差在4%以内；马林杯标准源中除²²⁶Ra和²³⁵U外，其他核素误差均小于10%，8种核素平均绝对误差在7%以内。

β-γ符合测量是全面禁止核试验条约（Comprehensive Nuclear-Test-Ban Treaty， CTBT）放射性核素核查惰性气体氙活度检测的一种重要技术手段。为消除“记忆效应”对样品测量的干扰，β-γ符合能谱的解谱算法——符合净计数计算法（Net Count Calculation Method，NCC）系统性扣除由“记忆效应”产生的气体本底计数，但对于残留氙同位素少的气体本底，由于统计涨落，计算得到的气体本底净计数可能出现负值，从而导致氙同位素活度计算错误，甚至出现误识别。针对符合净计数计算法中系统性扣除气体本底存在的问题，提出了扣除气体本底的判断条件并对符合净计数计算法进行了改进，能够将¹³¹Xe^m、¹³³Xe^m、¹³³Xe和¹³⁵Xe等4种氙同位素的误识别数目分别减少63%、68%、72%和26%，并提高放射性活度浓度计算的准确性。

在γ射线的屏蔽设计中，选择合适的积累因子对屏蔽效果至关重要。目前，在设计屏蔽材料时，使用单层材料时考虑了轫致辐射的影响，而使用复合材料时并没有考虑。为了提高屏蔽厚度计算的准确性，在考虑轫致辐射的情况下，采用蒙特卡罗（Monte Carlo）方法对单层材料、多层组合材料的积累因子进行研究，模拟了不同γ射线能量和不同屏蔽材料厚度时的积累因子，同时对有无轫致辐射时积累因子的差别进行了对比。结果表明：对于单层材料和组合材料，轫致辐射对积累因子的贡献在低能和薄屏蔽厚度时较低，在高能和高屏蔽厚度时比较明显；积累因子随γ射线能量的增加呈现出下降的趋势，随着屏蔽厚度的增加呈现出增加的趋势。为实际情况中高能γ射线的屏蔽设计提供了积累因子的参考值以及计算方法。

托卡马克是一种可能的受控核聚变实施方案，粒子输运在维持核聚变反应的进程中起着重要作用。使用导心运动代码ORBIT，针对波纹扰动和2/1新经典撕裂模（Neoclassical Tearing Mode，NTM）对圆截面托卡马克氘离子输运的影响开展了详细的数值模拟研究，同时计算了损失粒子的相空间分布。结果表明：粒子的损失随其初始位置和投射角（v_// /_{v）变化而改变，远离磁轴、接近最外层磁面的粒子损失率高；NTM主要造成通行粒子损失，波纹场主要造成捕获粒子损失，而同时具有这两种扰动情况下的粒子损失接近于其单独作用造成损失之和；波纹场会显著增加捕获粒子的环向角动量扩散而不影响通行粒子，NTM主要对通行粒子的环向角动量扩散有影响。粒子损失基本不受NTM频率改变而变化，而其环向角动量扩散则随NTM频率变化而变化。}

熔盐堆是钍资源核能利用的理想堆型，而燃料的钍（Th）含量会影响堆中子学特性和钍铀转换性能。基于MCNP（Monte Carlo N Particle Transport Code）和MOBAT（burnup code coupled with MCNP and ORIGEN2 using BATch language）程序分析了2 MW（热功率）熔盐实验堆不同Th添加量满功率运行300 d的钍铀转换及堆中子学特性。结果表明：Th消耗率随添加量增加而减小。Th转化率随Th添加量增加而增大，但增长率逐渐减小。²³³Th浓度达到最大值的速率与Th的质量呈线性关系，²³³Pa与²³³Th的变化趋势一致。Th装量越高，生成的²³³U的浓度也越高，²³³U的积累量随运行时间不断增加。Th装量越大，需添加的²³⁵U越多，¹³⁵I浓度增加会增加Xe的平衡浓度。Th装量越大，中子能谱越硬，²³³U产量越高，意味着在快中子能谱下更易实现转换或增殖。80 kg Th运行4 d即可满足放化检测限。基于钍铀转化数据、反应性需求、放化检测限等因素综合考虑，实验堆可开展几十至百公斤级的Th利用与钍铀循环验证实验。

通过在地面建设装置来模拟空间高能电子环境，能够有效地对航空航天器件在地外空间遭遇电子引起的相关效应进行研究。在模拟装置中，高能电子由电子直线加速器提供，其输出束斑大小为毫米量级，而模拟试验需要大面积且非常均匀的电子辐照环境，所以需要通过一段束流输运线处理，使束流同时满足辐照面积和均匀性要求。本项目的模拟装置空间紧凑，束流输运线短，辐照面积大，利用单一的二维扩束均匀化方案无法实现，因此采用了一种扫描加扩束的方案。根据输运线入口和出口束流参数要求，设计将螺线圈、α-磁铁、扫描磁铁、四极磁铁、聚焦六极磁铁等元件组合使用。通过元件参数匹配和束流校正，使不同能量的电子束在辐照平面处满足辐照面积和均匀度的要求。利用束流跟踪软件仿真计算了0.5 MeV、2.5 MeV和5 MeV束线，束流在不同辐照面积的均匀度均优于90%，满足指标要求。

100~250 MeV的质子治疗机房的复杂次级辐射中，中子是屏蔽设计的重点。目前多采用混凝土内嵌入铁板以降低中子透射，但这样会造成显著的中子反射（即朝向患者方向）。使用蒙特卡罗方法探究245 MeV质子治疗机房中铁板的不同嵌入深度对次级中子反射分布的影响，并使用ICRP（International Commission on Radiological Protection）116号报告给出的中子外照射剂量转换系数评估患者受到的有效剂量。结果显示：主屏蔽墙对机房内次级中子的反射贡献大于95%，铁板嵌入深度为0（裸露在机房内）时机房外辐射剂量水平最低，但患者在AP（Antero-posterior）、PA（Posterior-anterior）、LAT（Lateral）三种照射方式下由反射中子造成的有效剂量率最高，分别为1.99 μSv?s^-1、1.37 μSv?s^-1和1.00 μSv?s^-1；随着铁板嵌入深度增加，反射中子造成的有效剂量率逐渐降低，但趋势越来越缓慢。在机房屏蔽设计时需要考虑这一特征。

氚是核设施运行过程中释放的放射性物质之一，对人体的内照射危害不仅与其活度有关，而且与氚的化学形态、摄入途径密切相关。针对目前国内涉及氚的控制标准较多，氚化水（HTO）与元素氚（HT）的控制限值均存在不一致的问题，梳理分析了氚浓度控制限值的发展及相关标准的制定依据。根据我国现行辐射防护有关标准，结合国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，IAEA）和国际放射防护委员会（International Commission on Radiological Protection，ICRP）出版物中最新的核素氚生物剂量学参数，重新计算了氚的导出空气浓度（Derived Air Concentration，DAC）与水中活度浓度的控制限制值，以期为辐射防护管理标准制定提供参考，并对控制限值的适用对象进行了明确的区分，控制限值的适用对象是人而非设施设备。

金属-氧化物界面作用对于调节金属催化剂的电子结构、提升催化剂的催化活性和稳定性起到重要影响，在纳米催化研究领域受到广泛关注。利用尿素沉积沉淀法合成了与FeO_x形成界面作用的负载型Pt团簇（Pt_nc，尺寸为（1.4±0.2） nm），它表现出相对单金属Pt_nc催化剂显著提升的CO催化氧化活性。与具有类似Pt负载量的Pt/SiO₂相比，Pt_nc-FeO_x/SiO₂催化剂在同等条件下催化CO氧化的完全转化温度从180 °C大幅降低至90 °C，表观活化能从60 kJ·mol^-1降低到19 kJ·mol^-1，并具有高出20倍的转换频率（Turnover Frequency，TOF）。采用同步辐射X射线吸收谱学技术、原位漫反射傅里叶变换红外光谱、球差电镜等多种表征手段，对Pt_nc-FeO_x之间的界面相互作用进行了探讨。结果表明：Pt_nc与FeO_x之间通过形成的Pt-Fe金属键发生了从Fe向Pt的电荷转移，从而降低了Pt_nc的d带中心位置，减弱了CO在Pt_nc表面的吸附强度，有助于实现催化活性和反应动力学速率的提升。

熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性和可在线换料等特点。以石墨慢化通道式熔盐堆（Molten Salt Reactor，MSR）为研究对象，基于RELAP5/FLUENT耦合程序，建立了熔盐堆一回路模型，并在熔盐堆堆芯分别引入0.000 1、0.000 2和0.000 5反应性的情况下进行瞬态分析。结果表明：在堆芯反应性引入下，由于堆芯负的温度反应性，堆芯内最高温度和熔盐出口温度远低于安全允许限值，验证了熔盐堆具有良好的应对反应性引入事件的能力。