针对示范快堆每个环路设置多个直流式蒸汽发生器模块的特点，提出集中控制环路给水流量和单独控制环路内各模块给水流量的控制方案，并搭建了给水控制系统的仿真模型；分别对2种给水控制方案进行仿真研究，分析在2种给水控制方案下各模块蒸发器出口钠温和蒸汽过热度的变化规律。研究结果表明:集中控制环路给水流量的控制方案更有利于保证蒸发器出口蒸汽过热度的安全限值，而单独控制环路内各模块给水流量的控制方案更有利于蒸发器出口钠温的控制。

液态熔盐堆堆芯系统具有非线性、时变性等特点，模糊比例积分微分(PID)控制技术因初始论域不能跟随误差变化而伸缩，使得系统的控制精度降低，故设计了一种基于变论域模糊PID控制器的堆芯功率控制策略。以熔盐增殖堆MSBR堆芯为例，在堆芯入口温度扰动或堆芯反应性扰动下，使用Matlab/Simulink对PID控制、模糊PID控制与变论域模糊PID控制下的效果进行仿真对比。结果表明，基于变论域模糊PID控制器建立的堆芯功率控制系统响应速度更快，超调量更小，控制效果更佳。

小尺寸支管接头(BOSS)焊缝作为核电厂一回路压力边界的薄弱环节，对其有效监控是核电厂日常和在役大修的重点和难点。采用仿真技术、工艺试验和现场应用验证等方法，设计并验证了BOSS焊缝的超声波相控阵检测工艺，解决了核电厂日常和在役大修中BOSS焊缝的监督难点。并得到类似超声波相控阵检测工艺的设计和验证方法。

针对夏季高温天气下，辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题，提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热交换器的改造方案，从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明，在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下，本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内，保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。

为研究辅助给水泵叶轮裂纹故障特性，基于计算流体动力学(CFD)探究不同叶轮裂纹长度下辅助给水泵泵壳测点的压力脉动响应规律，并结合辅助给水泵在有无叶轮裂纹时泵壳测点的振动监测数据对CFD结果进行验证。研究表明泵壳测点的压力脉动响应能较好地反映辅助给水泵叶轮裂纹故障特性；辅助给水泵叶轮存在裂纹时，泵壳测点的振动频谱中叶片通过频率附近会出现明显的宽度为转频的边频带。

针对不同功率水平下稳态中子密度造成的堆芯功率模型非线性问题，将广义预测控制(GPC)应用于堆芯功率控制，实现变工况条件下堆芯功率的自动控制。本文首先基于零功率堆芯模型和温度反馈模型建立堆芯功率模型，基于该模型阶次设计预测时域，并根据系统输入输出数据在GPC校正环节通过带遗忘因子的最小二乘法在线辨识不同功率水平下的模型参数。为验证控制器的鲁棒性，在满功率平稳运行时加入反应性扰动。基于MATLAB平台对控制器的性能进行仿真验证。结果表明，本文所设计的GPC在堆芯变工况运行时能使输出功率快速、准确地跟踪设定值，并能在线辨识不同功率水平的堆芯模型参数，具备一定的抗干扰能力。

为了确保氟盐球床堆堆芯传热模型的预测能力满足安全限制，研究了氟盐冷却剂的物性参数对堆芯传热模型不确定度和敏感性的影响。采用统计学不确定性评估方法，将氟盐冷却剂物性参数(包括动力粘度、密度、比热容、导热系数)作为输入参数，选取经典传热关联式作为计算模型，分析了努赛尔数(Nu)的不确定性及其对物性参数的敏感性程度。结果表明，无论氟盐物性参数的概率分布为正态分布或均匀分布，计算得到的Nu的平均值非常接近，其分布形式都接近正态分布；同时发现，动力粘度是物性参数中对Nu影响最大的参数，并且呈负相关；导热系数对Nu的影响为负相关，密度和比热容对Nu的影响较小且均为正相关。

检漏系统是长期放射性贮存池钢覆面的重要组成部分。为确定检漏系统的关键设计参数，采用风险分析、流体力学理论计算等方法开展分析研究，并基于某三代核电厂乏燃料水池钢覆面检漏设计开展实证分析，确定了乏燃料水池钢覆面检漏系统的检漏回路数量、最大泄漏量、检漏管道坡度和响应时间。同时，通过与乏燃料水池冷却和处理系统的设计补水能力及液位报警情况进行比对，结果表明乏燃料水池工艺设计上留有充足裕量。

通用调试导则作为核电厂调试的基础性技术指导文件之一，其作用是针对核电厂中同类型设备、部件或某种给定类型试验给出通用试验方法。基于国内外核电厂调试相关法规和标准的要求，分析国产先进压水堆核电厂的设计特点和调试工作的实际需求，制定了一种国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件的设计方法。通过核电厂主要设备和功能梳理、导则试验项目筛选、标准化分析等关键步骤，同时结合国产二代压水堆核电厂调试经验，设计了一套具有自主知识产权、标准化和规范化的国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件体系，并在此基础上确定了一种新的文件分类和编码形式，降低文件被错误使用和引用的风险，一定程度上减轻了调试人员的工作负担，同时满足文件的使用、管理和归档要求。

为了分析混流式核主泵叶轮叶片厚度对能量性能的影响和进行流体动力优化，以某公司制造的100型混流式核主泵为研究对象，选取叶轮叶片厚度作为优化设计变量，分别设计了3种不同叶片厚度的叶轮。首先对原始模型进行数值模拟及性能预测，通过与原始模型试验数据的对比分析，确定了合理的数值模拟方法和验证性能预测的可靠性。对3种不同叶片厚度的叶轮进行全流道的数值计算分析，预测分析不同叶片厚度对核主泵外特性以及内部流场分布的影响。分析结果表明:相同流量工况下，随着叶轮叶片厚度的减薄，核主泵的扬程增加，效率降低。由于空间导叶的特殊结构，叶轮叶片减薄使导叶叶片进口处出现回流现象，增加了导叶内的流动损失，且全流道内的压力整体较高。因此，适当地增加叶片厚度有助于提高具有特殊空间导叶结构的核主泵效率和保证核主泵运行的可靠性。

针对蒸汽发生器U形传热管泄漏，本文提出了一种基于时间序列神经网络对蒸汽发生器传热管泄漏程度进行诊断研究的方法。首先，对核电厂蒸汽发生器U型传热管泄漏进行机理分析，构建其数学模型，提取其泄漏的直接特征参数，再依据Fisher得分法，提取其间接特征参数；其次，通过滑动时间窗口法从预处理后的时间序列数据中生成数据样本，作为时间序列神经网络的输入，并以蒸汽发生器U形传热管泄漏程度信息为标注，基于反向传播(BP)算法对五层神经网络系统进行训练，得到蒸汽发生器U形传热管泄漏的时间序列神经网络模型；最后，模拟核电厂运行过程蒸汽发生器U形传热管泄漏时的时间序列测试数据。仿真结果表明，时间序列神经网络对演变事件的处理具有较好的有效性和较高的泛化能力，对故障程度的诊断研究具有参考价值。

目前国内在运核电厂控制棒组件并未考虑置换策略，控制棒组件在堆内位置固定，由于控制棒组件功能不同导致承受辐照不均匀，控制棒吸收体材料在辐照下发生肿胀及蠕变，影响电厂安全运行。使用控制棒组件工程分析评价程序CRABE V3.3对CPR1000核电机组控制棒组件设计寿命进行评价，通过对比分析控制棒组件置换策略对寿命的影响发现，若采用置换策略，功率调节棒组件设计寿命可显著提高至目前寿命的2倍以上，温度调节棒组件设计寿命也有明显提高。因此，在充分考虑电厂大修的实际情况下，通过优化控制棒组件在机组内置换策略，增加控制棒组件使用年限，从而提高机组安全性及经济性。

应用统计学中的中位数、四分位距概念并结合实践经验，研究了燃料棒氧化膜涡流测量信号在线及离线处理流程的优化方法，提出了使用标定信号检验结合氧化膜轴向变化趋势图进行在线的燃料棒氧化膜信号有效性评估，以减少事后复测带来的频繁吊运燃料组件的问题。同时，在对燃料棒氧化膜涡流信号进行离线统计时发现，相对平均数统计，中位数统计可以排除极端信号的干扰，燃料棒轴向长约150mm区域段的氧化膜厚度数据的四分位距多数分布于0～3μm。结果表明，使用中位数可以准确、直观地代表各个区域段的氧化膜厚度水平。

对Zr-0.2Cu-x Nb(质量分数x=0.2，0.5，1.0，2.5)合金进行真空β相油淬、冷轧及退火处理，并在静态高压釜中进行过热蒸汽腐蚀试验，最后采用扫描电镜和透射电镜研究了合金及其腐蚀生成的氧化膜的显微组织。结果表明，随着Nb含量的增加，Zr-0.2Cu-x Nb合金中Zr2Cu第二相的数量逐渐减少，而β-Zr第二相数量逐渐增加；合金中尺寸较小的Zr2Cu第二相对耐腐蚀性能有利；β-Zr第二相在氧化过程中会促进氧化膜微裂纹的产生，降低合金的耐腐蚀性能。Zr-0.2Cu-x Nb合金中Nb含量接近其在α-Zr中最大固溶度时，合金具有最优的耐腐蚀性能。

在室温纯水、高温纯水及高温硼锂水环境下开展了316LN不锈钢在不同应变幅加载下的腐蚀实验研究，并获得了3种条件下的腐蚀疲劳寿命曲线。结果表明，316LN不锈钢在加载过程中出现了先硬化后软化现象，且随循环周次增加，应力峰值逐渐下降；高温纯水及高温硼锂水环境下材料的腐蚀疲劳性能下降，加速了材料的腐蚀疲劳失效；在高应变幅条件下高温的软化作用占主要影响，低应变幅条件下腐蚀作用占主要影响；试验后的样品断面上均可观察到疲劳辉纹、滑移变形带及二次裂纹，高温水腐蚀环境会加速裂纹扩展，加速疲劳失效。

为开展电气机柜的地震概率安全分析(PSA)，利用抗震能力与条件失效概率之间的关系和抗震鉴定试验数据，通过地震易损度的对数正态分布特性开展了电气机柜的概率易损度评价，得到某电气机柜的抗震能力中值为0.75g、随机性对数标准差为0.21、不确定性对数标准差为0.50及高置信度低失效概率(HCLPF)值为0.23g。该评价方法对电气设备的地震易损度分析具有借鉴作用。

液态熔盐堆采用熔融氟化盐为燃料，燃料熔盐出口温度是衡量熔盐堆安全的重要指标。通过堆芯功率控制可实现燃料熔盐出口温度控制。将液态熔盐堆堆芯划分成内区和外区，并基于能量守恒原理建立堆芯非线性模型，采用微扰理论对非线性模型进行线性化。基于堆芯线性化模型，采用模糊比例-积分-微分（PID）控制器设计堆芯功率控制系统。以熔盐增殖堆（MSBR）为例，开展堆芯功率控制仿真。结果表明，引入10-3、2×10-3阶跃反应性时，模糊PID控制器可以减小系统响应的上冲幅度和超调量，并且在堆芯功率发生了较大的负荷变化时，模糊PID控制器可以对堆芯功率的变化实现良好跟踪。故所采用的模糊PID控制器具有良好的动态性能，可实现对堆芯功率的良好控制。

为确保安全级集散控制系统(DCS)的正确性、稳定性及可靠性，需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证，以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案，通过此方案可以实现对安全级DCS多维度、高逼真的闭环验证，确保了安全级DCS内部逻辑以及与外部系统连接的正确性。

基于RG1.60谱选取3条主余震地震序列，研究了主余震作用下核岛厂房模型的动态响应，对比研究了不同主余震序列地震作用下核电厂房楼层谱的影响规律。研究结果表明:主震震级越大，余震对结构的影响越明显，余震的影响还与余震自身的频谱特性有关。同时，主余震作用对核岛厂房水平房的楼层谱影响较大，特别是在结构刚度突然变化的部位影响更显著，应在核电厂抗震设计中予以重视。

基于有限元软件ANSYS超单元分析技术，建立乏燃料贮存格架整池超单元模型，对格架地震响应进行更精确的多自由度模拟。考虑了格架间流-固耦合影响，对整池格架进行非线性时程抗震分析，获得了格架的跳起位移、碰撞加速度、滑移位移等计算结果，并将超单元模型抗震分析结果扩展到格架详细模型，得到格架地震下的变形和应力。分析结果表明:基于超单元分析建模的技术方法显著提高了分析效率，格架响应计算也更为精确，可用于乏燃料贮存格架的抗震设计。