启明星Ⅱ号铅堆堆芯的首次物理启动旨在完成国内首座铅冷快堆零功率装置的装料与达临界，掌握堆芯安全特性。考虑铅堆堆芯使用两种燃料元件，临界元件数量较大，不同区域的中子能谱与燃料元件价值差异大的特点，首次物理启动对启动中子源与中子计数探测器进行了选取与验证，评价了模拟元件对中子的散射与吸收的影响，制定了分区外推的装料方案。按照装料方案，铅堆堆芯完成了装料，安全实现了首次临界，测量了模拟元件、燃料元件、安全棒和调节棒反应性。本文工作为后续实验运行提供了重要的实验参数与临界装载方案。
针对环形燃料双冷却通道的特殊结构形式，基于计算流体力学（CFD）方法建立了单棒精细化流固热耦合数值计算模型，通过计算内外包壳与内外通道冷却水的温度场分布对环形燃料流量分配比（φ）的取值范围进行了研究。计算结果表明：内外包壳温差与内外通道出口温差均随着φ的增大而减小；当φ≤0.72时，外包壳内部径向温度曲线斜率在包壳表面附近出现陡变；0.86≤φ≤1时，包壳内部温度变化均匀，无温度陡变现象，且内外包壳温差小于8 ℃，内外通道出口冷却水温差小于10 ℃。综合考虑环形燃料双侧冷却优势的充分发挥和包壳的机械安全性，确定了φ的取值范围为0.86～1。
钠冷快堆乏燃料组件在转运过程中，会暴露在传热性能较差的氩气环境中。为保证燃料组件温度在转运过程中低于安全限值，本研究基于37棒燃料组件开展了在氩气环境下的实验研究及数值模拟计算。研究结果表明：可采用等效导热法对组件内绕丝模型进行简化，简化模型能满足计算精度要求。将计算结果与实验研究结果进行对比分析，结果表明数值模拟方法能较好模拟组件在氩气环境下的换热。六角形燃料组件在氩气中的换热分析中，辐射换热具有重要的影响，实验工况下辐射换热占总换热量的36%～57%。
中子辐照条件下材料结构与性能是中国聚变工程实验堆（CFETR）以及未来聚变反应堆工程设计的重要依据。钨材料是CFETR拟全面使用的壁材料，但中子辐照导致钨硬度升高和韧性大幅下降，严重影响材料的服役性能，进而影响CFETR运行的安全性和稳定性。在目前缺乏聚变中子源进行辐照实验的情况下，开展聚变堆材料中子辐照模拟研究显得愈发重要和紧迫。在国家磁约束核聚变能发展研究专项的支持下，本文以钨为模型材料，构建金属材料聚变中子辐照模拟平台，解决中子辐照模拟的共性关键技术问题，实现中子级联损伤→辐照微结构→力热性能的多尺度模拟，籍此预测聚变中子辐照条件下材料的行为。
