氘或氚离子在靶物质中电离输运的同时会发生次级反应，为模拟这一过程，开发了耦合蒙特卡罗工具RSMC。程序用详细历史法和浓缩历史法模拟电离过程，调用ENDF或TENDL中D、T核数据计算次级反应，同时使用“强迫次级粒子产生”降方差技巧提高模拟效率。对中子深度分析问题、加速器单能中子源问题和热中子-聚变中子转换靶问题进行研究，验证了RSMC的正确性。
质子轰击中等质量靶核是产生keV能区单能中子的一种常用方法。选择45Sc(p,n)45Ti反应中子源作为keV能区单能中子参考辐射场的中子源，利用FloWizard软件模拟大束流条件下核反应靶的温度分布，分析了影响靶温度分布的主要因素。利用Target程序模拟核反应靶出射中子能谱，分析了不同材料的散射中子本底。同时精细调节5SDH2加速器端电压，测量了薄靶（Sc）的激发曲线，测量结果与NPL和PTB的接近。
利用氡渗流-扩散运移理论，建立了爆破铀矿堆内氡运移的一维微分方程，推导出爆破铀矿堆渗流出口表面氡析出率的计算公式，阐述了相关物理参数的确定方法。针对一个具体的留矿法采场，研究了通风量、矿堆高度和矿堆渗透率对氡析出率的影响。结果表明：矿堆的氡析出率随风量的增加而增加，并逐渐接近最大氡析出率，但增长速率随风量的增加逐渐降低；在风量较低且通风量相同的条件下，高度越大的矿堆氡析出率越小，随风量的增加，高度大的矿堆氡析出率逐次超过高度小的矿堆，且差距逐渐增大，高度越大的矿堆达到极限氡析出率的风量越大；矿堆的渗透率越小，氡析出率越低，氡析出率相对风量的增长速率越小，接近极限氡析出率的风量越大。
采用电化学阻抗谱测试技术、光学显微镜、扫描电镜及X射线能谱研究了V-5Cr-5Ti合金在Cl-溶液中的界面腐蚀特性，并与钒进行了比较。结果表明，在50 μg/g Cl-的KCl溶液中，V与V-5Cr-5Ti合金的电化学阻抗谱均具有容抗弧特性，其界面腐蚀物理结构模型可用R1(Q1(R2(Q2R3)))等效电路表示，V的腐蚀电极过程电荷转移电阻远大于V-5Cr-5Ti合金；V的腐蚀为均匀腐蚀，而V-5Cr-5Ti合金为局部腐蚀；V的抗腐蚀性能优于V-5Cr-5Ti合金。
采用双抗体夹心法建立了定量检测人血清中促甲状腺激素含量的酶促化学发光免疫分析方法，其中，1株抗TSH抗体包被96孔微孔板，另1株与辣根过氧化物酶结合形成酶标记物，鲁米诺-过氧化氢作为发光底物。该方法测量范围为0.1～100 mIU/L，分析灵敏度为0.04 mIU/L，批内、批间变异系数分别为3.98%～6.48%和4.61%～13.1%，回收率为95.8%～117.4%，高浓度TSH样品系列倍比稀释后，测定值与稀释度呈线性相关，相关系数大于0.99。与LH的交叉率＜1.62%，与FSH和HCG的交叉率分别＜0.05%和＜0.02%。与罗氏化学发光免疫分析方法测定的临床值进行比较，相关性方程为y＝1.10x-0.207，相关系数r＝0.969。与免疫放射分析试剂盒进行比较，相关性方程为y＝1.00x+0.191，相关系数r＝0.965。本方法操作简便、快速，适用于临床检测和科研应用。
采用静态法研究了某铀矿山附近土壤中的红壤胶体在不同pH值、离子强度、吸附平衡时间、铀溶液初始浓度、胶体用量、胶体粒径和有机质条件下对U(Ⅵ)的吸附影响，从热力学和动力学方面对吸附过程进行了分析，并通过元素分析、红外光谱（FT-IR）和扫描电镜（SEM）对吸附机理进行了初步探讨。实验结果表明：离子强度越小，胶体粒径越小，胶体对U(Ⅵ)的吸附量越大；单位质量红壤胶体对铀的吸附量随铀初始质量浓度的增大而增大，随红壤胶体用量的增大而减少；在25 ℃、pH值为3.5、离子强度为0.001 mol/L时，粒径小于1 μm的红壤胶体的饱和吸附量qmax为76.76 μg/mg。红壤胶体吸附铀酰离子前后的红外光谱表明，与吸附相关的主要基团为羟基、羰基、Si—O、Si—O—Fe等。红壤胶体对铀的吸附遵循Langmuir吸附等温线，符合准二级吸附动力学方程。
在处理快堆时空动力学计算的反应性反馈问题时，提出了一种反应性直接反馈的数学模型。结合快堆的反应性反馈机制，在快堆中子学软件NAS的基础上，给出一种在时空动力学计算中截面反馈与反应性直接反馈相结合的反馈模式。同时，将快堆并群系统加入到程序中，实现了在线并群。对中国实验快堆(CEFR)等温温升过程进行模拟，通过计算结果与CEFR温度反应性系数实验测量结果的对比，证明了本模型和程序的正确性。
本文基于解析基函数展开方法求解中子扩散方程的原理，利用满足中子扩散方程的解析基函数，将节块内的各群中子注量率近似展开。为提高该方法的计算精度，节块间耦合条件采用面中子注量率和面中子净流连续。节块间耦合条件的选取需利用源迭代法来求解中子扩散方程。源迭代中的内迭代选用加速的高斯塞德尔方法，外迭代采用Lyusternik-Wagner外推加速收敛技术。针对中子注量率收敛慢、有效增殖因数收敛快、内迭代方程组系数矩阵更新耗时的特点，采用一种新的加速方法——一次外迭代多次内迭代的方法。基于以上理论模型，发展了三维多群六角形几何中子扩散程序HANDF-D，对三维二群vver440基准题、高通量堆临界实验2、三维四群热堆问题、三维七群快堆问题计算的结果表明，该方法能准确快速地给出堆芯有效增殖因数和功率。
为研究燃料球和慢化球呈双区分布的球床式高温气冷堆球流运动的规律，以二维双区球流运动实验台架为参照，采用离散单元法(DEM)进行数值模拟。从唯象的角度对模拟结果进行分析，研究了双区分布的形成过程、中心区、交混区与滞留区以及速度分布等问题。模拟结果表明：在当前模拟条件下，可形成稳定的中心区，中心区与环形区之间存在交混区，且存在滞留区。本体内越靠近底部卸料口，竖直方向速度分布越不均匀，水平方向的扩散越来越大。
以空气和水为工质，对竖直向上矩形通道(40 mm×1.41 mm，40 mm×10 mm)两相流流型特性进行了可视化研究。气液相表观速度分别为0.01~0.59 m/s和0.02~3.72 m/s。基于3个经典的泡状流向弹状流转变准则，考虑矩形通道的尺寸效应，导出了泡状流向弹状流转变时的临界空泡份额为0.23。以窄边宽度2.5 mm为界，将矩形通道分为小通道和常规通道两类，对泡状流向弹状流转变准则进行修正，修正准则能很好地预测实验值。为进一步验证修正准则的准确性和适用性，将修正准则与Mishima、Wilmarth和Sadatomi等的实验数据进行了对比，结果显示修正准则同样具有较好的预测效果。
采用氢气泡流动显示技术，以水为工质，对竖直矩形通道湍流边界层内的暗斑拟序结构进行了可视化实验研究，流动雷诺数Re =3009。根据暗斑形成过程中其上游边界处是否产生涡旋，将暗斑划分为两种类型：三涡旋暗斑和双涡旋暗斑。对暗斑的形成过程及其速度分布进行了初步研究。通过与平板边界层内暗斑拟序结构对比发现：矩形通道内暗斑的发展时间较短，且其内部流体的速度增量较小。
T型管是研究冷热流体混合流动及其引起的温度振荡现象的典型几何模型，而上游带弯头的T型管又是一不可忽视的特殊情形。本文运用计算流体力学软件，采用3种湍流模型（RNG k-ε 模型、SSG雷诺应力模型、LES模型）对上游带弯头T型管内冷热流体的交混现象进行模拟，并与实验数据进行了对比。结果表明：非混合区域如上游弯头内，RNG k-ε 模型、SSG雷诺应力模型的模拟结果与实验结果较吻合，而在混合区内LES模型的模拟结果更能表征实际流动。
本文以单相水为介质，对结构尺寸不同的3种扁管的换热与阻力特性进行了实验研究。并根据工程实际的需要，选用适当的方法对扁管在实验范围内的强化换热效率指标进行评价，确定了扁管的最佳工作区域。结果表明，扁管的管内换热系数明显高于光圆管的，换热系数最高可达光圆管的2.62倍，在换热面积和泵功率相同情况下，扁管最佳工作区域的换热量最高可达光圆管的2.2倍。
采用考虑6组缓发中子的点堆中子动力学模型，开发了核反馈模拟模块，并将之与摇摆条件下单相自然循环热工水力计算模型进行合并，基于Matlab软件编制了相应的计算程序，实现了摇摆条件下单相自然循环核热耦合的模拟计算。计算结果表明：摇摆条件下，与不考虑核反馈相比，考虑核反馈后核热耦合效应使系统流量降低，系统功率产生波动；系统功率的平均值随摇摆频率及振幅的增大而降低，而系统功率的振幅则随摇摆周期及振幅的增大而增大。核热耦合效应使燃料元件温度的波动振幅减小，起到了抑制燃料温度波动的作用。
以CFD商业软件FLUENT为计算平台，对圆管和圆环通道内超临界水流动传热特性进行数值模拟。通过对几种湍流模型的对比，选取在超临界条件下适用性相对较好的SST模型进行计算，分别比较不同热力当量直径和不同水力当量直径下圆管与圆环通道加热面壁温、边界层温度及速度的分布，研究热力当量直径和水力当量直径对超临界水流动传热特性的影响。结果表明，正常传热工况下，水力当量直径对超临界水流动传热特性有很大影响，而热力当量直径几乎无影响。圆环通道内流动传热关系式可基于圆管进行拟合，超临界水流动传热特性的其他影响因素还需进一步研究。
在模拟原型电站事故瞬态的整体性能试验台架中，金属结构的储热问题直接影响台架的模拟范围和试验结果。基于传热基本理论建立了3种储热分析方法，进而对缩比试验台架中的储热问题进行深入分析，并应用集总参数法和积分功率法对我国正在建造的ACME台架压力容器储热释放的瞬态过程和积分平均总能量进行分析和评价。结果表明：3种储热分析方法的相似要求是逐渐减少的；缩比试验台架设计中，在满足整体自然循环现象相似的前提下，储热释放过程不能保证严格的相似；ACME台架压力容器壁面的储热，在快速降压瞬态过程中的早期阶段很快被释放出来，不会对系统的长期行为产生较大影响，且储热积分平均总能量的比例失真在可接受范围内。
为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管管型对热分层现象的影响，提出采用螺纹管来减弱热分层的措施。利用计算流体力学（CFD）分析方法，对升温、升压阶段波动管原型和改进模型的热分层现象进行数值模拟，得到两种模型不同波动流速下沿波动管轴线方向的截面最大温差分布以及流场分布。对比分析结果表明：波动管结构由光管改为螺纹管后流场紊动加强并出现涡流，冷热流体间的混合增强，与原型相比可使波动管的截面温差减小约1/3，从而有效地减弱热分层的影响。
本文利用商业CFD程序STAR-CCM+，采用合理的网格生成技术及物理模型，对日本文殊原型快堆堆芯出口腔室建立近似1∶1的模型，模拟分析40%额定功率停堆过程中堆芯出口腔室的瞬态工况，获得腔室内较为完整的热分层进程。结果表明：停堆2 min后腔室内出现稳定热分层现象；10～21 min时热分层通过上升桶桶顶位置；10～140 min热分层处于上升筒顶端位置附近期间，腔室内流型不稳定；140 min后热分层完全处于上升桶顶，桶内流型稳定且接近于停堆前。模拟结果与实验数据对比表明，停堆初期4 min内两者符合较好，表明本文模拟方法适用于停堆工况堆芯出口腔室热分层进程模拟；之后模拟进程明显快于实验，分析其偏差主要来自模拟边界及结构与实际的差异。
针对中国实验快堆（CEFR）发电能力问题，对CEFR 3条回路的输热能力及热电转换能力进行建模并分析计算，通过40%额定功率发电工况下的试验数据验证了所建模型的正确性。依据CEFR的实际情况，提出优化运行工况的改进措施，其效果得到了汽轮发电机组厂家数据的验证，并结合输热能力验证模型模拟CEFR满功率下的热传输及发电能力。结果表明：基于优化后的运行工况，CEFR热传输系统和热电转换系统可达到设计要求。
核电厂在Mid-loop工况下由正常余热排出（RHR）系统移出堆芯衰变热，一旦丧失RHR系统，若不采取措施，堆芯在沸腾后可能裸露并最终损坏。本工作以300 MW核电厂为对象，采用RELAP5/Mod3.2程序对Mid-loop工况下丧失RHR系统时的冷凝回流冷却措施进行分析。结果表明，在RCS回路封闭的情况下，两台蒸汽发生器（SG）均充满水，或1台SG充满水且辅助给水系统可用时，通过冷凝回流可维持24 h堆芯不裸露，即冷凝回流是可行的缓解措施之一。
本工作对由直径为8 mm的表面氧化后的碳钢球组成的填充床中的流动沸腾传热进行实验研究。通过逐步增加和减小热流密度的方式来控制沸腾起始与沸腾强度，监测到发生在填充床中的沸腾迟滞现象，研究了填充床中各种沸腾迟滞现象随着填充床内不同轴向和径向位置、表观流速等因素的变化规律。实验表明：高流速、远离出口、靠近管壁的情况不易出现成核滞后；增大表观流速、填充物表面粗糙度可增大沸腾湮灭滞后程度。
研究了将向量通用发生函数理论用于对考虑多性能参数的复杂热力系统进行可用度分析。定义了设备性能的向量通用发生函数，建立了热力系统可用度分析的向量发生函数算法模型，给出了多状态设备状态概率的计算方法。通过对系统内部多因素退化规律的随机模拟，对复合因素影响下的多性能参数热力系统可用度进行了分析计算。实例研究表明，传统的基于二态理论的系统可用度评估结果偏保守，而基于多状态系统理论考虑参数失效的系统可用度评估结果更能反映系统的实际使用特性。
常压下以空气和去离子水为工质，对横截面为1.41 mm×40 mm和3 mm×40 mm的竖直矩形通道内两相流动阻力特性进行了实验研究。利用获得的764组实验数据，对11种典型两相流摩擦阻力计算模型进行评价。结果表明：Lee-Lee模型整体预测精度最高，但在分液相雷诺数较小（Rel<600）和较大（Rel>8 700）区域，与实验值符合较差；在分液相紊流区(Rel≥2 000) Chisholm B模型适用性较好，对于两实验段预测值与实验值绝对平均误差分别为6.13%和6.43%，但在分液相层流区(Rel<2 000)其预测值与实验值偏差较大。根据压降特性提出修正两相动力黏度，并针对分液相层流区提出修正计算关系式，其预测值与实验值符合较好。
建立了一个能准确反映级内部非等熵过程及动态运行特性的汽轮机模型，并将其加载到RELAP5程序中，完成RELAP5汽轮机模型的改进。改进的汽轮机模型是基于级内蒸汽的流动和做功特点，充分考虑了汽轮机结构参数以及汽轮机湿蒸汽流的非平衡两相凝结而形成的凝结冲波现象的影响。通过RELAP5程序内部耦合接口的建立和输入处理子程序的修改，实现了汽轮机模型的加载。以秦山一期300 MW核电厂汽轮机部件为对象，分别利用原RELAP5汽轮机模型和改进的汽轮机模型对其进行稳态和动态的仿真计算和比较分析。结果表明，改进的汽轮机模型能更准确地反映汽轮机动态运行特性。
舰船核动力装置负荷变化过程中，蒸汽发生器水位经常出现大幅波动甚至假水位现象。同时，水位测量通道故障时有发生。这些问题严重影响着给水流量的自动调节和操纵员对系统运行状态的准确判断。为此提出一种基于多信号重构的方法，对蒸汽发生器水位信号进行预测，该方法增加影响水位变化的相关信号作为预测输入信息。与单纯分析历史水位变化规律而进行的预测方法相比，提高了预测的准确性、稳定性、可靠性，并能进行较长期的预测。
蒸汽发生器水位指示仪表出现虚假指示或丧失指示的情况时有发生，而目前又没有很好的方法实现蒸汽发生器水位的重新标定，主要靠经验来进行判断，所以当事故或故障发生时严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。自组织理论模型（GMDH）是建立复杂非线性大系统数学模型十分灵活而通用的方法，在处理复杂非线性对象中能得到很好的效果。本文以主蒸汽管道破口事故下重构蒸汽发生器水位为例，提出了用GMDH重构蒸汽发生器水位的方法，并与仿真结果进行对比。结果表明，GMDH对蒸汽发生器水位重构的相对误差小、精度高，满足实际需要，能为船用核动力装置的安全运行做出指导。
燃耗限值对于燃料棒的安全使用和设计改进均有重要意义，而FA300燃料棒的燃耗限值尚未有系统研究。不确定性与敏感性分析方法是燃耗限值研究的基础，工程上常用的极值分析法、蒙特卡罗法等均难以全面反映燃料棒性能分析中的不确定性与敏感性。本工作采用基于人工神经网络的响应面方法，对相应数学模型进行显式重构，在响应面上进行抽样统计获得不确定性信息；而对于特定形式的人工神经网络，通过简单的代数运算获得敏感性信息。基于这一方法的研究表明，FA300燃料棒的极限准则为包壳腐蚀及包壳应变。结合秦山一期加深燃耗组件随堆考验的检测结果，以及国际上相关使用经验，从燃料性能分析的角度给出FA300燃料棒的燃耗限值为55 000 MW•d/tU。
本文介绍了开发的蒙特卡罗燃耗计算程序MCNTRANS。MCNTRANS的中子学计算参数直接采用MCNP5程序的反应率计算值，燃耗计算方法采用图论算法跟踪燃耗链，同时，对实际燃耗过程进行详细分析以提高计算精度与程序适用性，并使用预估校正方法以获取较大的燃耗计算步长。程序计算结果通过OECD/NEA与JAERI燃耗基准题实验结果进行验证，并与其他程序的计算结果进行比较。结果表明，MCNTRANS程序在不同燃耗深度下的计算结果和实验值与其他程序的计算值符合较好，部分锕系核素与裂变产物的计算精度更高。
堆功率调节系统是核电站反应堆控制的核心。本文以反应堆为对象，建立堆功率调节系统仿真模型，采用频域法设计核电站堆功率调节器。该方法相对于传统PID控制结构，具有设计步骤清晰、简单，以及更加宽泛的工业控制要求等优点。仿真结果表明，该方法跟踪调节性能好、鲁棒性强，能消除不可测干扰，对反应堆参与电网调峰具有现实意义。
福岛核事故发生后，我国要求开展外部事件对核电厂影响的评价，“十二五”核安全规划要求2015年之前开展外部事件概率安全分析工作。地震是需要重点评价的外部事件之一，而地震易损性分析是地震概率安全评价（SPSA）的一项重要内容，易损性分析模型是地震易损性分析的基础。本文介绍了地震易损性的概念，研究了美国核管会（NRC）和电力研究院（EPRI）推荐的地震易损性模型，并从数学上对该模型进行推导。给出易损性模型的应用实例，讨论随机性和不确定性对易损度的影响。结果表明，进行易损性分析时，需拥有丰富的知识和经验，以减少不确定性，使得到的分析结果更接近实际。
建立了补水系统贝叶斯故障诊断网络。在结合补水系统结构特点、运行规程和专家经验的基础上构建了初始诊断贝叶斯网络，运用基于微粒群优化的贝叶斯网络学习算法学习故障数据集，进一步构建完整网络，并进行推理分析。所建网络能有效分析和更新系统中各节点故障概率，为故障诊断提供辅助决策。
本文应用SCIENCE程序包对157组燃料组件组成的压水堆堆芯进行换料优化燃料管理研究，给出了3个年换料和2个18个月换料共5个设计方案，每个设计方案给出了从首循环到第8循环共8个循环的主要计算结果，并进行了分析比较。综合来看，OUT-IN装载的设计方案功率峰值偏低，IN-OUT装载的设计方案功率峰值偏高，但均在设计限值以内；1/4堆芯换料设计方案的平均卸料燃耗最深，表明其组件燃耗得最充分，经济性较好。
基于核动力主泵运行环境和性能退化机理，考虑自身振动和外部冲击对其性能退化的影响，建立了主泵冲击与退化相依竞争失效过程的可靠度模型。采用该模型计算了考虑性能退化的主泵在振动和外部冲击条件下的退化状态概率和可靠度，为基于使用环境的核动力主泵的多状态可靠性分析提供了一种有效的分析途径。分析结果可为设计变更和维修优化提供决策依据。
本文采用先兆事件分析方法对大亚湾和岭澳核电厂的执照运行事件（LOE）和内部运行事件（IOE）进行定性分析、筛选和定量评价后，确定出对核电厂核安全影响较大的事件——先兆事件（ASP）；并对核电厂ASP 进行统计、分类及趋势分析，以便有效地支持核电厂的核安全管理。
KTX反场箍缩实验装置主支撑由柔性支撑和支撑平台组成，主要用来支撑真空室、导体壳和纵场线圈的重量。鉴于主支撑结构的重要性，通过有限元分析和理论分析相结合的方法对主支撑进行了强度分析和稳定性分析，给出了主支撑应力分布和变形情况及不同结构参数下的临界载荷。分析结果验证了主支撑结构的可行性，并为主支撑的后续优化设计提供理论依据。
主剥离膜是中国散裂中子源（CSNS）快循环同步加速器的关键设备之一。正常工况下，膜片上产生的高温与其他热效应是影响剥离膜寿命的主要因素。为预测膜片的工况，选择合理的设计方案，利用有限元分析软件计算了CSNS-Ⅰ期工程中主剥离膜在不同工况下的温升、热应力和热变形。仿真结果显示，膜片上最高温度为1450 K；固定方式对热应力、热变形影响不大。根据仿真结果，最终设计膜库的备用膜片数为20片，膜片的固定方式为双边固定。
文章提出一种基于显色反应和颜色测量来表征不锈钢加工过程中钝化膜质量的新方法，比较了蓝点溶液和邻菲罗啉溶液对显色检测的影响，并建立了显色检测值与不锈钢电化学腐蚀特性的关系。结果表明，显色检测值越小，不锈钢钝化膜越致密；蓝点溶液对不同钢种的检测灵敏度高，但蓝点溶液破坏不锈钢表面质量且溶液稳定性差；邻菲罗啉溶液检测不同钝化状态钝化膜的灵敏度高，对不锈钢表面无明显影响、溶液稳定性好；邻菲罗啉溶液显色检测值a*＜3时不锈钢耐蚀性较好，当a*＞3时不锈钢耐蚀性相对较差。
基于X射线能量沉积的分配原则，给出了一种脉冲软X射线喷射冲量的解析计算方法，并在“强光一号”加速器上实验测量了软X射线辐照产生的喷射冲量。该解析计算方法的计算结果与BBAY公式计算结果一致，也与实验结果符合较好。本解析计算方法可应用于工程上对X射线喷射冲量的估算。
本文推导了1个用于计算平板高纯锗探测器对点源发射光子的探测效率的数值积分公式，并应用此积分公式进行了高纯锗探测器的几何参数修正。将241Am、137Cs点源分别置于平板探测器前端的不同距离（1~20 cm）处进行实验测量，以探测效率的实验结果为拟合真值，利用积分公式通过加权最小二乘拟合获得该探测器的几何参数。将修正后的参数应用于MCNP模拟计算，对59.5及661.6 keV光子，在1~20 cm探测距离范围内，探测效率的模拟值与实验值之间的相对偏差<1%。研究表明，此解析方法实现了对探测器几何参数的快速修正，结果准确可靠。
中国核动力研究设计院首次采用LiF（Mg、Cu、P）热释光探测器用于个人剂量监测。为了解该热释光探测器性能是否满足辐射防护监测要求，本文采用标准γ参考辐射场（60Co源、137Cs源）和X窄谱过滤参考辐射场，对探测器进行适量辐照，从而对其剂量性能开展相关研究。实验结果表明：该探测器线性、能量响应和量值检验等剂量性能满足日常个人及环境剂量监测工作要求，能为人员、公众和环境的辐射监测提供可靠保障。
为建立一个实验室可用的宽量程核测量系统输入信号，本工作进行了宽量程核测量系统中裂变室输出信号的仿真研究，完成了裂变室输出的单个脉冲信号和脉冲叠加信号的仿真计算，并实现了仿真结果的物理输出，为宽量程核测量系统的算法设计和调试打下了基础。
中国散裂中子源(CSNS)束流损失监测系统利用气体电离室来探测束流损失，电离室输出信号需在前端模拟电路中进行信号处理。本工作自主设计开发了束流损失测量系统前端模拟电路，采用跨导放大的方式实现了低重复频率、低占空比、弱电离室信号的电流电压（I-V）变换测量。同时，电路还实现了对较大束流损失的快速响应，保障加速器设备的安全运行。联机测试结果表明，该电路满足系统要求。
EAST中央控制系统是EAST实验调度管理的中枢，协调控制各分系统按照预设参数和控制逻辑投入试验，完成EAST装置的各种运行项目。利用PXI总线设备并结合虚拟仪器技术实现的新EAST中央控制系统可很好地完成对各分系统的参数设置和控制，同时升级改造后的网络环境也为实验的稳定运行提供了保障。改造后的EAST中央控制系统已应用于2012年春季EAST放电实验中，运行稳定可靠，取得了良好的控制效果。
浙江省辐射环境监测站对秦山核电基地外围环境放射性水平的20年监督性监测结果表明，秦山核电基地外围环境 γ 辐射剂量率，气溶胶中总α、总β、40K、137Cs的活度浓度，沉降物中总β日沉降量，空气中14CO2活度浓度，陆地淡水（饮用水、湖塘水、井水）中总α、总β、90Sr、137Cs的活度浓度，土壤中 γ 核素238U、232Th、226Ra、137Cs的比活度，生物样品中放射性核素40K、137Cs、90Sr及14C的比活度，均未发现异常，与对照点监测值和运行前本底调查值相比，属同一水平。空气、雨水、地表水、饮用水、排放口海水和陆生植物样品中3H活度浓度均高于相应对照点监测值，部分介质中3H活度浓度远高于基地运行前相应的本底。说明秦山核电基地20年的运行，特别是秦山三期重水堆运行之后，其外围环境已受到基地流出物中3H排放的影响。
建设了一基于复旦大学2×3 MV串列加速器的单粒子微束装置。离子束经分析磁铁30°水平偏转传输后再经90°偏转磁铁竖直上行至辐照终端，以内径1.5 μm的毛细玻璃管微准直器获取离子微束。采用薄膜闪烁体结合光电倍增管的探测结构对微束离子进行精确探测和计数，并以高压静电偏转开关快速关断束流以实现对离子数目的精确控制。目前实验已获得在质子能量为3 MeV时，能散（能量分布曲线中半高宽FWHM）<60 keV、束分辨<2.2 μm、定量照射精度>95%的质子微束。本文对复旦大学单粒子微束的束流管道设计、微束获取、束开关及单粒子探测等核心环节的研制进展进行介绍。
