当自然环境受到人类活动对其物理性污染时，其中受重视度较高、危害较大的污染之一，是辐射污染。因人们对核武器巨大的破坏力、核科学的前沿性、放射性知识的匮乏，产生恐惧心理，造成对核辐射缺失科学化、全面性的了解，甚至会出现“谈核色变”的现象。本文主要致力于分析核辐射及其安全防护策略，首先指明核辐射及其特点，通过结合分析电离辐射对人体所产生的影响，从而详细的阐明其具体的安全防护策略，以期更好的促进人们对核辐射的认识，为其健康提供保障。

采用有限元分析方法对设备闸门外压极限承载特性进行研究。在ANSYS程序中建立参数化计算模型，通过非线性屈曲分析得到设备闸门封头的外压极限载荷。计算结果与经验公式结果相近，验证了有限元分析方法的可靠有效性。对影响外压极限承载特性的设计参数进行了敏感性研究，总结出其影响变化规律。优化设计示例表明该研究方法具有实用性，可为设备闸门的结构设计提供优化方案。

采用传统比例-积分-微分(PID)控制器开展堆芯功率控制，控制过程中存在超调量大、调节时间长的问题。为解决这一问题，基于堆芯传递函数模型，采用T-S型模糊规则对比例-微分(PD)控制器、PID控制器、模糊控制器进行加权及切换，设计T-S型模糊切换控制器。以铅冷快堆堆芯功率控制为例，建立堆芯功率T-S型模糊切换控制系统，开展堆芯相对功率设定值阶跃、堆芯冷却剂进口温度扰动仿真。结果表明，基于堆芯传递函数模型设计的T-S型模糊切换控制器可以实现对堆芯功率的良好控制。

通过对含双边轴向裂纹管(DEAT)试样及其加载装置进行设计，基于能量等效和载荷分离原理获得了DEAT试样的能量率回路积分(C*积分)表达式，从而建立了含轴向裂纹薄壁管的蠕变裂纹扩展速率测试方法。基于此方法，采用DEAT试样完成了N18锆合金薄壁管在350℃不同载荷水平下的蠕变裂纹扩展试验。结果表明，蠕变载荷会显著影响N18锆合金的蠕变裂纹扩展速率；蠕变裂纹扩展可分为稳态扩展和快速扩展2个阶段；蠕变裂纹扩展速率(da/dt)与C*积分存在良好的幂律关系，可用于预测N18锆合金管蠕变裂纹扩展行为。

燃料棒在冷却剂流过时易受到扰动而发生微振动，导致在格架弹簧与包壳管接触点附近产生微动摩擦磨损，严重时会导致燃料棒破损，放射性产物泄漏，从而影响核电厂安全运行，因而需要对燃料包壳的微动摩擦磨损性能进行充分研究。本研究旨在比较分析2种牌号、2种状态的锆合金(Zr-4)和N36与格架材料GH4169镍基合金在不同环境条件下的微动摩擦磨损性能，分析载荷、循环次数、环境条件对其摩擦磨损性能的影响，并结合磨损表面的形貌、成分分析结果，揭示其微动摩擦磨损机理。研究结果表明，微动摩擦磨损时摩擦系数随载荷的增加呈线性增加趋势；相同条件下，Zr-4/Zr-4摩擦副组合的微动摩擦系数最大，GH4169/N36摩擦副组合的微动摩擦系数最小；预氧化对材料的微动摩擦系数影响显著，预氧化态样品的摩擦系数均高于非预氧化态的样品。

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连，为提高浮动核电厂的安全系数，需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点，分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置，对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明，优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优，且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。

对窄缝通道内过冷条件下单蒸汽泡运动特性进行了实验研究，分析了过冷度对单蒸汽泡运动特性的影响。实验结果表明，过冷条件下，单蒸汽泡在上升过程中，其尺寸不断减小，形状也不断改变；单蒸汽泡界面存在冷凝现象，过冷度越大，直径减小越快，同一直径蒸汽泡的纵横比在一个范围内波动；过冷条件下，单蒸汽泡的z向速度和x向速度都随着直径的增大先增加后减小，均在直径约10 mm时具有最大值；单蒸汽泡z向速度则随着过冷度的增大而增大，而x向速度在零上下波动，随过冷度增大略有增大。过冷度会影响窄缝通道内单蒸汽泡的行为特性，并进一步影响流型形成与演变。

针对国内某核电厂凝汽器钛管变形问题，采用多相流动CFD方法开展凝汽器内部管束模块不同工况下的流动和换热特性分析，采用有限元分析局部钛管受力情况。研究结果表明，凝汽器在冬季临停工况下，空冷区将结冰；机组启动时，在凝汽器内部流场力及重力作用下冰体运动而损伤钛管，造成凝汽器空冷区周边钛管大规模变形。

为研究某核电止回阀在开启过程中的流动特征与部件的力学特征，采用商用计算流体动力学软件ANSYS Fluent和用户自定义函数(UDF)，模拟了该阀门在高压工况下开启过程中的内部流动。在不同开度条件下采用流固耦合方法对阀门部件的力学行为进行了模拟，分析了阀体及阀芯的应力分布及变形情况。结果表明，随着阀门开度增大，过流断面的喉部与阀门出口出现高速区域；阀门入口段呈现较高的压力梯度；阀体上的最严重变形出现在喉部，变形量随开度变化呈现波动趋势；最大等效应力出现在阀门入口弯管处且最大等效应力随开度增加而减小；阀芯的最大变形量出现在靠近进口的一侧；最大等效应力出现在阀芯与弹簧接触区域，其随开度的增加呈现波动增长趋势。

某CEPR机组的控制棒驱动机构(CRDM)耐压壳安装完成后，发现此批次CRDM焊接见证件试验存在不合格样品。为缩短CRDM更换工期，降低对于项目整体进度的影响，在对CRDM耐压壳更换过程中通过深入研究役前检查规范，提出了一种新的役前检查策略。经实践表明，采用优化后的役前检查方案，在10 d内即完成了全部CRDM的离线役前检查，较最初的计划提前了约20 d；通过对安装后的部分CRDM进行超声和涡流检查，发现离线和在线检查结果一致，并且在线检查不存在可达性问题。

氧化膜的内应力对锆合金的腐蚀行为有重要影响，弹性模量是计算分析氧化膜内应力的关键物性参数。由于测试困难，锆合金氧化膜的弹性模量通常根据块体材料的数据进行估计。本文利用纳米压痕法测试分析了多种条件下锆合金氧化膜的弹性模量和硬度，研究发现其表面和截面的弹性模量与硬度数值存在差异。与纯水相比，在含锂水介质中腐蚀，锆合金氧化膜的弹性模量及硬度偏小。

在核动力装置检修或者退役过程中，常常会应用高压水射流对现场的放射性污染进行去除。在常规高压水射流去污装置的基础上，提出了一种基于比例-积分-微分(PID)的电动调节控制，研究压力与流量单独控制在高压水射流去污中的应用。经过理论分析结合去污实验验证，结果表明:采用改进的流量与压力同步控制方法，在高压水射流去污过程中，在其他影响因素相同的情况下，采用较大的水流量，去污因子反而较小，但是这种变化趋势是趋于平缓的。因此，采用改进后的高压水射流去污装置在相同压力下达到相同的去污效果，可以明显减少二次放射性废液产生量，具有较高的市场应用价值。

反应堆实现自动启停，可以有效减轻运行人员工作强度，减少误操作，提高反应堆启动运行的安全可靠性。本文基于对典型泳池式反应堆的工艺特点以及启动操作的分析，对泳池式反应堆自启停系统的控制范围、层次结构、断点、典型控制逻辑进行研究，并搭建泳池式反应堆自启停的仿真测试系统。该自启停系统能够实现泳池式反应堆的自动启停，启停过程无人工操作，降低人员误操作可能性。

为分析核电厂应急人员在处理严重事故时可能发生的人因失误，通过建立不同应急人员的认知模型及识别相应的行为影响因子，在认知功能的基础上识别出13种人因失误模式:信息来源不足、信息可靠性不佳、过早结束对参数的获取、重要数据处理不正确、缓解措施负面影响评估失误、选择不适用当前情景的策略、延迟决策、遗漏重要信息/警报、延迟发觉、软操作失误、信息反馈失效、设备安装/连接/操作失误、延迟实施，并基于故障树分析得出人因失误模式的主要根原因:交流失效、时间压力、事故发展的不确定性、信息接收延误、监视失误、人-机界面不佳和环境因素。分析结果可用于预测严重事故缓解进程中可能出现的人因失误，为核电厂实施严重事故管理和技术改进，以及保障严重事故工况下核电厂安全提供参考。

基于陆上核电厂二次安全壳的概念，引入了浮动堆安全围壁的构想，提出了"安全壳+安全壳围壁+堆舱"的放射性包容模式。研究了评价安全围壁的旁路泄漏设计思路，提出识别旁路泄漏途径和确定旁路泄漏率的方法。给出了安全围壁负压的设计依据，为后期浮动堆通风系统的设计提供参考。

小堆的应用相对大型压水堆更具有灵活性，需要考虑在并网和孤岛运行下的负荷变动需求，然而棒速控制下的冷却剂平均温度被控系统是非自衡系统，且具有较强的刚性、开环不稳定性以及复杂的非线性。本文设计了一种改进型动态矩阵控制器(DMC)。该控制器拓宽了传统预测控制的适用范围，克服了该算法的适用局限性。通过与程序单元控制以及比例积分(PI)控制进行对比，验证了改进型DMC预测控制下的冷却剂平均温度系统稳态误差更小，响应速度更快，具有更好的跟踪性能。

压水堆核电厂热态功能试验中的一回路首次钝化对核电厂一回路材料腐蚀控制和减少腐蚀产物等方面具有重要作用。本文结合理论研究与工程实际情况，提出了在热态功能试验过程中钝化膜的生成包含电化学反应和化学反应的观点，阐述了双层膜的生长机理，解释了用电化学测试方法分析钝化工艺过程的合理性，推导出钝化温度与钝化膜反应速率的函数关系式，钝化温度升高，反应速率升高，钝化时间缩短；明确了钝化工艺温度的理论限值应不低于260℃。

对采用"水力缓冲+机械缓冲"技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析，研究假想堆芯跌落事故(吊篮断裂)下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟，分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律；基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程，研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示，堆芯跌落事故下，水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量，与传统缓冲结构相比，缓冲效果更佳，确保了反应堆压力容器(RPV)的结构完整性和堆芯稳定性。

为研究有内置翅片的封闭腔内壁面发射率(ε)对腔内湍流自然对流传热特性的影响，采用RNG k-ε湍流模型对流体为空气、高宽比为1的封闭腔内的温度场、流场、壁面传热能力进行数值分析。结果表明:内置翅片与壁面辐射的综合效应使得竖向热边界层和速度边界层厚度均增大，腔体顶部及底部区域水平速度产生了一定波动。考虑壁面辐射时，双翅片结构对热壁面局部传热能力的影响趋势与单翅片结构类似；ε为0.3、0.6、0.9时，单翅片对热壁面平均努塞尔数(Nu)分别提高39.95%、88.55%和144.97%，双翅片对热壁面平均Nu分别提高41.09%、87.32%和141.23%；ε过大对双翅片结构的封闭腔内对流散热反而不利。

管道系统的功能性是不同于管道系统压力边界完整性的一项要求，美国核管理委员会(NRC)提出了管道系统功能性的2种评定准则。为了探讨功能性评定准则的来源以及应用，通过研究经典文献中有关功能性评定准则的内容，阐述了2种评定准则的来历和依据，分析了2种功能性评定准则的特点，指出了使用功能性评定准则的注意事项。通过一个管道系统功能性评定的实例，提出2种功能性评定准则在不同的核电厂设计阶段的应用策略。对于新建的核电厂，尽量使用C级限值来保证管道系统的功能性，如果是已建造的核电厂，则可以用D级限值附加5个条件来保证管道系统的功能性。