在核电系统热力管道内，热分层现象较为常见，会造成应力集中并引起管道结构变形，进而带来安全隐患。滞流分支管与冷却剂主管道相连接，管内流体与一回路主管道冷却剂存在较大温差，受到湍流渗透和阀门泄漏等因素的影响，分支管内容易发生热分层现象。对滞流分支管热分层的温度变化特性和流动特性进行研究分析，为后续的实验研究和应力分析提供理论依据。建立了滞流分支管模型，在泄漏流量为0.062 kg·s^-1、泄漏温度为488.15 K、泄漏压力为6 MPa条件下，采用SST k-ω模型（Shear Stress Transport k-ω model）对滞流分支管热分层现象展开三维数值模拟研究。模拟结果表明：热分层现象容易出现在水平管段，无保温措施及大管径会加剧热分层现象，而弯管段能有效降低截面温差；滞流分支管的水平管段内存在回流现象，而大小头管段结构导致管内流场出现二次回流，回流现象不利于管道内冷热流体的混合，使热分层的影响时间更长。滞流管分支管的热分层现象与等截面管道存在明显区别。

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。

碳化硅（SiC）复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）包壳候选方案之一。本文主要研究了在失水事故（Loss Of Coolant Accident，LOCA）下双层SiC结构包壳的失效概率问题。基于SiC复合材料包壳失效概率计算方法，采用准稳态方法模拟计算了瞬态工况下的SiC复合材料包壳失效概率。通过分析各种应力在事故工况下的占比，对Weibull分布的两个特征参数进行敏感性分析；研究了不同燃耗对于失效概率的影响，模拟了在不同层厚比下包壳的失效概率。结果表明：复合层所占比例的变化、Weibull参数改变、在不同燃耗下发生LOCA事故，对于SiC复合材料包壳的瞬态失效概率都有着较为明显的影响。本文的研究有助于耐事故燃料包壳的开发与设计，为SiC复合材料包壳失效概率的进一步研究提供参考。

反应堆运行期间，锆合金包壳与燃料接触后不断氧化，与燃料结合形成牢固的化学相互作用层，影响燃料间隙热导、包壳力学性能和燃料包壳机械相互作用。本文以压水堆核电站燃耗45 GWd·tU^-1完整燃料棒为研究对象，利用金相显微镜（Metallographic Microscope）、扫描电子显微镜及能谱分析（Scanning Electron Microscopy-Energy Dispersive Spectroscopy，SEM-EDS）和热室内拉曼光谱（Raman Spectroscopy）方法对其化学相互作用层形貌及结构进行分析，国内首次获得堆内辐照后包壳和芯块化学相互作用层相关分析数据。结果表明：运行至45 GWd·tU^-1燃耗后，燃料芯块与包壳间隙形成14~19 μm的化学相互作用层，不同位置机械接触的时间顺序差异，导致作用层的不连续形成与长大。SEM-EDS结果表明，相互作用层呈“蠕虫”状形貌，且由U、Zr、O三元素构成形成混合相（U，Zr）O_x化合物，并且发现化学相互作用层由化学黏附和机械作用共同作用的结果。拉曼光谱显示，化学相互作用层主要由四方相氧化锆（t-ZrO₂）和单斜相（m-ZrO₂）相组成。

反应堆一回路腐蚀产物在燃料包壳表面过冷泡核沸腾的作用下沉积于包壳表面，形成燃料污垢。一回路注锌被认为是抑制燃料包壳表面污垢沉积的重要途径之一。本文通过开展国产锆合金燃料包壳在不同锌浓度下的污垢沉积试验，研究在模拟核电站高温高压水环境中注锌对污垢沉积行为的影响，得到污垢沉积的锌浓度敏感性结果。冷却剂中的锌浓度越高，燃料包壳表面的烟囱状结构越不明显，污垢表面越平整，污垢沉积厚度越小，污垢内部镍铁比降低，硼析出量越少。当锌浓度增加至100 μg?L^-1，污垢内部有少量含锌物相析出。结果表明：当锌浓度在0~100 μg?L^-1范围内时，一回路注锌能够显著抑制燃料包壳表面的污垢沉积。

相对于传统堆型，大型非能动先进压水堆堆芯设计具有重大改变，这些改变对弹棒事故分析具有重要影响，进而影响反应堆的安全性。通过选取典型的四类工况（寿期初满功率、寿期初零功率、寿期末满功率和寿期末零功率），利用中子动力学软件和燃料性能分析程序开展大型先进压水堆CAP1400的弹棒事故模拟计算，验证大型先进压水堆弹棒事故工况下的安全性，并针对弹棒事故分析关键输入参数开展敏感性分析。计算分析结果表明：大型先进压水堆发生弹棒事故时，其结果能够满足验收准则的要求，反应堆处于安全可控状态；弹棒事故分析中功率峰值对弹棒价值最敏感，事故分析结果对停堆反应性敏感性较小。

以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础，结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析，识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源，其中对中国广核集团运行机组，锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40%，而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的。由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施，通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放。