压水堆一回路冷却剂流量是防止偏离泡核沸腾的重要参数。三代先进非能动（Advanced Passive，AP）技术核电机组采用低泄漏堆芯装料模式，因堆芯出口温度温差梯度加大，导致量热平衡法流量测量计算的不确定度增加。为了保证核电机组一回路冷却剂流量精准测量，验证其满足设计与监管要求，提出了以伯努利方程为基础模型的系统化测量计算方法。在调试不同阶段，分别执行一回路主设备压差测量、冷热段弯管流量计压差测量；在首次50%、75%、90%、100%的功率平台，进行量热平衡试验计算。通过热试和满功率阶段的实体工艺流体测量值，对冷热管的弯管流量系数进行计算标定。围绕不确定度最小化，权重计算一回路冷却剂总体积流量。本方法测量计算的一回路冷却剂流量值相对误差小于4%，装料后总流量介于最佳预期流量的95.8%~104%之间；NAPs计算体积流量值不确定度低于1.9%，该方法为其他机型冷却剂流量的精准测量提供了一种示范思路。

针对环形燃料元件，基于欧洲铅冷系统反应堆ELSY选取环形燃料元件参数，建立环形燃料元件导热模型，设定环形燃料元件的初始参数并利用MATLAB编制环形燃料元件导热计算程序，通过制定的三个评估标准研究环形燃料流量分配比、内外包壳厚度、内外气隙厚度和芯块厚度对环形燃料元件热工性能的影响并进行几何尺寸修正。研究结果表明：适当增大流量分配比、减小内包壳厚度、增大外包壳厚度、减小内外气隙间距和减小芯块厚度可改善元件的热工性能；设定流量分配比为1、内包壳厚度0.06 cm修正为0.04 cm、外包壳厚度0.06 cm修正为0.07 cm、内外气隙间距0.035 cm修正为0.015 cm、芯块厚度修正为0.05 cm，进行这些几何尺寸修正后，芯块的最高温度下降了90 K（8.6%），绝热面位置偏离芯块几何中心不足2 μm，内外通道冷却剂出口温差不足2 K，环形燃料元件热工性能得到了明显提高。

随机游走模型能够准确预测筒仓内无摩擦颗粒系统的堵塞概率，但是对于有摩擦的颗粒系统，该模型的适用范围至今尚不清楚。搭建了基于面阵CCD相机的测量装置，通过图像法测量堵塞拱的特征参数，发现当堵塞拱上相邻两个颗粒的夹角与颗粒位置之间满足负线性关系，并且流量大于8.3 g/s时，随机游走模型可以准确预测筒仓的堵塞概率。实验结果拓展了随机游走模型的适用范围，为工业生产中筒仓装置的调控过程提供了参考依据。

液态燃料熔盐堆的堆芯流量分配设计是其热工水力设计中的重要一环，目的是实现堆芯流量分布与功率分布的匹配，消除堆芯内的热点，而堆芯的水力结构设计对堆芯流量分配起着决定性作用。本研究建立了液态燃料熔盐堆的1/12堆芯模型，使用ANSYS FLUENT16.0软件进行了三维流场数值模拟，通过调节上腔室高度、下降环腔宽度、下腔室结构和流量分配装置进行优化，最终实现堆芯流量分布与功率分布的匹配。结果表明：增加上腔室高度可以平衡内外通道的流量分布差异，改善流量分布均匀性；增加下降环腔宽度可以减缓环腔出口处的下腔室涡流，同时展平流量分布，使流量与功率更好的匹配；增设导流围筒的圆柱型下腔室结构可以更好的抑制下腔室涡流，同时使流量分布更趋于平缓。基于上述分析，最终确定了最优的半椭球型上腔室高度、下降环腔宽度、下腔室几何结构与尺寸等参数，并设置倾斜非均匀孔径分布的导流围筒。以上结果对液态燃料熔盐堆的工程优化设计具有参考价值。