1．先进燃料组件热工水力与性能分析研究
核燃料是核反应堆的重要部件，堪称反应堆的“心脏”。核燃料元件及组件的性能对反应堆寿期、安全性及经济性有着深远的影响。核燃料性能分析的内容广泛而复杂，包括窄通道内汽液两相流动与传热、力学（蠕变，芯块包壳接触）、化学（核素迁移）、裂变气体释放与燃料肿胀等方面，是多尺度、多物理、多工况的综合分析。
在燃料组件的热工水力方面，主要研究方向有：先进核燃料组件基础科学实验研究、自主化定位格架的设计研究；棒束内单相与两相的精细CFD分析；堆芯与组件子通道分析；棒束临界热流密度现象与预测分析研究。形成了基于子通道分析的棒束CHF分析体系，基于CFD分析和实验验证相结合的定位格架设计方法等。
在核燃料性能分析方面，主要研究方向包括：水堆燃料、快堆MOX燃料、UN、UC与金属燃料裂变气体释放及燃料肿胀机理研究；适用于水堆燃料、快堆MOX及金属燃料的，涵盖力学、传热、化学、裂变气体等模块的多物理场耦合系统程序和性能分析程序开发。
2．现役核电厂安全性能改进研究
福岛核事故表明，目前在役和在建核电站安全运行、安全设计和事故应急技术方面还存在不少薄弱环节，相关技术还需要不断改进，并应用于核电设计、运行及应急处置。
基于非能动安全技术对现有二代反应堆进行了技术改进，提出了采用自动泄压系统、先进安注箱、安全壳内换料水箱自然循环、二次侧非能动余热排出、干式安全壳非能动冷却系统为一体的压水堆核电厂长期冷却链技术和基于分离式热管技术的乏燃料水池冷却系统。
3. 先进概念反应堆研究
新型核能系统需要具备高燃耗、低废料产生、高经济性、无核扩散风险、高安全性、长寿命、系统结构简单等特点。研究室近年来重点针对第四代先进核能系统（超临界水冷堆(SCWR)、钠冷快堆(SFR)、铅铋冷却快堆(LFR)）、钠冷行波堆(TWR)、加速器驱动次临界堆系统(ADS)、超临界二氧化碳直接冷却快堆、大功率空间快堆等开展研究。
在超临界水堆研究方面，开展了SCWR堆芯/组件子通道与CFD热工水力分析、堆芯核热耦合分析、启动方案以及核热耦合不稳定性分析、非能动安全系统设计及典型事故分析等研究，研制了ATHAS、FIAT和SCTRAN等程序，成功应用于中国压力容器式超临界水堆（CSR-1000）和加拿大压力管式超临界水堆（Canadian SCWR）的概念设计中。
在液态金属冷却反应堆研究方面，开展了SFR、LFR、TWR、ADS、空间快堆的堆芯/组件子通道与CFD热工水力分析、非能动安全系统设计及典型事故分析等研究，研制了ATHAS-LMR（组件子通道分析），WHAS（全堆芯子通道分析）、SAFAR（系统瞬态分析）、TAPIRS（大功率空间快堆瞬态分析）和NaPFP/NACOM（混合钠火事故分析）等程序，成功应用于各类液态金属冷却反应堆的概念设计中。
4. 两相流先进模型与算法研究
目前正在兴起的高精度、多尺度、快速核电厂瞬态分析需要更加精细的热工水力模型和分析方法。精度和效率是研究的主要目标。精度要求物理模型越来越精细，且计算的结果精度越来越高。效率要求核安全计算和分析程序的矩阵求解器具有超高的速度。
在物理模型及其处理方面，针对目前瞬态分析程序中采用的两流体单压力模型、一阶差分形式存在的问题，进行了两流体双压力模型和二阶差分的研究；在计算效率方面，采用基于Krylov子空间及其并行技术的迭代法作为大型稀疏矩阵求解器的基础，研究相关的预条件及并行技术，提高求解器的计算效率和精度。以上研究已成功应用于瞬态分析程序的二次开发和自主化瞬态分析程序的研究中。
5. 严重事故与概率安全分析评价
福岛核电厂事故之后，世界核能界对严重事故投入了更多的关注。
研究室对水堆和钠冷快堆事故产生的序列进行了研究和分析，梳理获得决定核电站重要事故（如堆芯熔化、压力容器破损等）序列的关键参数，为核电站的严重事故缓解与预防提供指导。针对现有水堆和钠冷快堆严重事故分析程序的不足，对碎片床的形成、迁移和冷却特性、安全壳内蒸汽冷凝等关键现象展开了实验和理论研究，并基于MPS等新方法，提出和改进了程序的相关模型，提高了分析程序对各个关键现象的模拟能力和精度，改进了严重事故分析程序。
针对核安全法规对新一代反应堆的安全评审需求，开展了基于PSA的核电厂维修策略研究，为核电厂的安全经济运行和严重事故的缓解提供理论、分析基础，改进措施和建议；通过PSA的开发与应用，建立基于绩效的核安全性能指标体系，统一评价我国核动力厂的安全水平。
6. 核材料辐照性能分析及堆外性能测试
在我国核反应堆物理与热工水力研究日益成熟，先进反应堆设计不断发展的背景下，核材料在辐照环境下的性能往往成为制约反应堆燃耗及安全性的因素。新型核材料的研发需要经过漫长的开发和测试过程。堆外性能测试、替代中子辐照的离子辐照测试及堆内中子辐照考验是核材料获得运行执照的重要环节。在核材料辐照性能分析及堆外性能测试方面，研究方向包括：结构材料及包壳材料的离子辐照实验：通过对离子辐照后材料微观组织结构的观察，量化衡量材料的抗辐照性能；锆合金包壳管的高温水蒸汽腐蚀原位观测：获得高时间分辨率的锆合金腐蚀动力学信息，包括单斜相和四方相的分布，应力分布及演变；材料在拉伸、压缩或其他应力作用下动态过程的原位观测：原位跟踪材料微观组织结构在应力作用下的变化，包括晶粒尺寸、位错密度以及应力分布/分配等随时间在不同应变速率作用下的演变。
