严重事故现象学和机理实验研究：
Ø 开展了碎片床冷却实验，并在国际上首先提出了堆芯熔化严重事故后热斑（Hot Spot）的形成与消失的新机理和压力容器冷却的新机理，为制定严重事故管理策略提供了理论基础；
Ø 开展了面朝下加热的平板和球面的池式沸腾及临界热流密度实验研究，对IVR-ERVC(压力容器下封头外部冷却保证堆内持留能力)机理研究有重要意义；
Ø 开展了大型压力容器下封头内熔融池换热特性试验（COPRA），试验段基于ACP1000反应堆压力容器下封头1:1比例的1/4圆的二维切片，瑞利数接近真实反应堆1016量级，试验工质选取水和20mol%NaNO3−80mol%KNO3，研究了熔融池的温度场、熔融池向壁面传热的热流密度分布、壁面硬壳分布特性等，对IVR设计提供一定的借鉴意义；
Ø 开展了纳米流体流动沸腾换热及临界热流密度特性试验，提出了描述流动沸腾换热的无量纲量以及具有较宽预测范围和较高预测精度的纳米流体流动沸腾换热和临界热流密度关系式，对采用纳米流体进行压力容器外部冷却的IVR设计具有理论指导意义；
Ø 开展了氢气爆炸试验，对不同混合浓度的空气、氢气和氮气等工况进行了爆轰研究，获得了胞格宽度，爆轰极限，爆轰速度等参数，并记录了火焰的动态传播现象；
Ø 开展一些严重事故机理实验研究，如正在搭建的液态金属钠中熔融物碎裂特性实验研究台架，燃料棒熔化及熔融物迁徙试验台架，共晶反应试验台架，堆芯熔融物与混凝土相互作用（MCCI）实验台架等；
严重事故系统分析程序和机理现象分析程序开发：
Ø 严重事故综合分析软件（MIDAC）的开发-重大专项课题；
Ø 堆芯再淹没综合分析程序开发；
Ø 堆芯碎片床冷却分析程序；
Ø 堆芯熔融物与混凝土相关作用分析程序；
Ø 基于IVR-ERVC机理自主开发了反应堆严重事故下IVR稳态和瞬态分析程序-IVRASA（IVR analysis code in severe accident），同时与德国KIT的LIVE台架实验数据进行了对比。该程序可对多层（二层/三层）熔融物构型和熔融物堆内持留力进行分析和评估。
Ø 基于开发的熔融物凝固模型、带表面凝固层熔融物颗粒的碎裂准则及TEXAS-V蒸汽爆炸模型，与美国威斯康辛大学联合开发出一维三流体蒸汽爆炸分析模型TEXAS-VI，并对蒸汽爆炸国际联合研究项目（OECD-SERENA）中在意大利FARO装置、法国KROTOS装置及韩国TROI装置上开展的一系列的蒸汽爆炸实验进行了分析，并对AP1000核电站进行了蒸汽爆炸分析。
Ø 压水堆乏燃料池严重事故分析程序开发；
Ø 氢气爆炸分析程序开发；
Ø 安全壳热工水力特性分析程序开发；
Ø 正在开发一些系统分析程序和机理现象分析程序，包括椭球型压力容器下封头内熔融池换热特性分析程序开发，钠冷快堆安全壳内源项的行为分析程序，堆芯熔融物与液态金属钠相互作用（FCI）分析程序等；
严重事故商用软件应用及二次开发：
NuThel拥有严重事故专用分析软件MAAP4、MELCOR1.8.5、GASFLOW、GOTHIC及熔融物与安全壳相互作用分析程序（CORQUENCH）等并拥有丰富实用经验，开展的核电厂建模分析工作主要包括：
Ø 利用MELCOR1.85程序建立了完整的CPR1000核电厂严重事故分析模型，完成了大亚湾核电站进行了各类严重事故的分析计算；
Ø 利用MAAP4程序建立了完整的CPR1000核电厂严重事故分析模型，对各类严重事故进行了分析计算并与MELCOR软件计算结果进行了对比分析；
Ø 利用MAAP5程序建立了完整的岭澳3、4号机组严重事故分析模型，并对各类严重事故序列进行了分析计算；
Ø 基于MELCOR1.85开展多用途模块式小型核反应堆严重事故预防与缓解研究；
Ø 基于RELAP5/SCDAP对多用途模块式小型堆严重事故进行了建模计算；
Ø 基于Gothic和Contemp程序的严重事故后安全壳内热工水力响应特性分析计算；
Ø 基于MAAP4程序对功率、停堆、换料以及乏燃料水池严重事故工况进行了分析，结合大亚湾核电厂的设计特点，提出了核电厂全范围严重事故管理导则的框架结构，编制完成了全范围严重事故管理导则（SAMG）；
Ø 基于ANSYS软件对高温蠕变条件下下封头壁面变形导致的流动形状变化进行了数值计算，并采用FLUENT软件对针对流道变形条件下压力容器外壁面临界热流密度进行计算；
Ø 基于MAAP4程序建立了完整的CAP1400核电厂严重事故分析模型，对多种严重事故工况进行了校核计算；
Ø 基于MPS先进方法对燃料棒熔化及熔融物迁徙行为现象、共晶反应特性等机理现象进行了模拟计算；