热管堆具有结构简单、布局紧凑、固有安全性高的特点，是无人潜航器的理想堆型之一。针对采用热管堆的新型兆瓦级高效紧凑核动力装置，设计了一种利用自然循环冷却热管绝热段的非能动余热排出系统。使用计算流体力学方法对不同几何参数的余排系统的排热能力进行模拟分析，使其保守满足最大余排功率的需求。结果表明：热管管束周围设计围板导流有利于降低流体最高温度，围板进出口宽度几乎不影响换热能力，而延长围板下部不利于自然循环；3.5兆瓦热管堆的应急冷却舱轴向长度为160 mm时可以保守满足最大余排功率，并在5?25 ℃的环境温度下均可正常工作。

基于斯特林技术的千瓦级热管反应堆实验（Kilowatt Reactor Using Stirling Technology，KRUSTY）开展了目前国内外唯一完成且公开发表的热管冷却反应堆带核实验，实验开展的工况包括冷态启动、负载变化、热管失效、反应性引入及热阱丧失事故等，这些工况下的带核实验数据对于热管堆瞬态分析程序的验证至关重要。本文自主研发了适用于热管反应堆的瞬态分析程序TAPIRS-D，采用KRUSTY带核实验数据对该程序展开了验证，对实验开展的冷态启动、负载变化、热管失效、反应性引入及热阱丧失事故进行了模拟计算和对比。验证结果表明：TAPIRS-D程序计算结果与实验数据符合较好，各工况下模型计算燃料温度的最大相对误差小于2%，整体功率的计算平均误差小于10%，预测的堆芯功率与温度瞬态响应与实验数据趋势符合一致，验证了TAPIRS-D程序的准确性与可靠性。本文研究可为其他新开发的热管堆热工安全分析程序的验证工作提供参考。

双层换热管的设计可以有效降低换热管破裂事故的发生概率，但管间接触热阻会导致换热管传热效率降低，不利于铅铋反应堆一回路系统热量的顺利导出，因此需要优化双层换热管的设计。本文以铅铋反应堆双层换热管式主热交换器为研究对象，提出在双层换热管间隙中填充镓基石墨烯纳米流体作为热界面材料，分析换热管长度、壁厚、外径和间距对传热性能的影响规律，并与未填充热界面材料的双层换热管式主热交换器传热性能进行对比分析；分别以JF因子和成本效率比（Cost-effectiveness Ratio，CER）为优化目标，以上述4种参数为优化变量，采用遗传算法对主换热器传热性能进行优化和综合评估，得到一种铅铋反应堆新型双层换热管式主热交换器设计方案。优化后的主换热器总传热系数增加5.79%，一回路压降提升2.32%，JF因子提升5%，CER因子提升24.62%。结果表明：在双层换热管间隙中填充镓基石墨烯纳米流体可以在降低蒸汽发生器管破裂事故概率的前提下，有效提高双层管换交换器的传热性能。

熔盐堆作为第四代先进反应堆的重要堆型之一，以高沸点熔盐为核燃料熔融载体，具有高温输出、常压操作等特点。而基于温差发电的热管熔盐堆，兼具了熔盐堆、热管和温差发电的优势，具有输出温度高、热电转换效率高、结构简单及安全可靠等优点，在能源系统领域具有极大的优势，是外太空及深海探测任务的理想能源。但因堆芯熔盐低热导率而形成的热管密集排布给热管冷凝段的温差发电传热设计带来了难题。针对该堆型设计需求，本文提出适于熔盐堆的热管-温差发电耦合系统结构并进行了传热分析。堆芯热管冷凝段采用塔式温差发电系统结构设计，整体热端座与堆芯热管冷凝端相配合，形成从下至上的第1层至第N层热段套；冷端座套置于热端座外，内设冷端热管通道；热端座的外侧壁与冷端座的内侧壁之间贴有温差发电片，发电片间隙采用保温棉减少漏热。采用Ansys Workbench开展了适于热管熔盐堆的4层塔式温差发电系统传热仿真模拟，分析表明：系统运行的高温热管最高温度为696 ℃时，整体塔座温度分布均匀，热量有效利用率大于96%，系统漏热量小于4%，发电片两侧温差大于490 ℃，利于提高热电转换效率，设计具有可行性，有利于推动温差发电在热管熔盐堆中的应用。

无人潜航器需要高可靠、高功率、长寿命的电源，为此西安交通大学提出了兆瓦级热管核反应堆（Silent Unmanned Portable Reactor，UPR-s）设计方案。为保证舱体辐射安全，对UPR-s开展了屏蔽方案设计研究工作。首先，对整个系统及屏蔽体的布局进行初步设计，并分别计算了反应堆满功率运行和停堆情况下的源项参数；其次，给出几种备选屏蔽材料；接着，利用确定论中子-光子屏蔽计算软件NECP-Hydra分别针对初始模型布置选型、复合式屏蔽布置选型及阴影屏蔽布置方案等进行计算分析，主要对安全平面处的累计快中子注量、光子剂量，以及停堆后的源强进行了分析；最终，基于数值分析结果，提出了满足要求的屏蔽优化方案，其安全平面处的累积快中子注量、光子剂量、屏蔽重量等关键参数均满足设计限值。

热管堆具有良好的固有安全性，在堆芯概念设计初期，热管失效事故通常是需要被考虑的设计基准事故之一。本文基于FLUENT软件研究了一种新型兆瓦级热管堆堆芯的核热性能，建立了点堆中子动力学模型、堆芯及热管传热模型和堆芯内腔辐射换热模型，完成了三维堆芯额定工况和热管失效事故工况下的核热计算。通过将堆芯各组件的峰值温度与对应的材料熔点进行比较，对堆芯安全性能进行评估。结果表明：额定工况和单根热管失效事故下该堆具有良好的安全性；较严重的高功率区三根热管串级失效事故下内腔辐射换热不可忽略；同时，该堆不能承受高功率区的四根热管串级失效；通过将多根热管失效后的峰值温度与单根热管失效后的峰值温度比较，反映了该堆的良好固有安全性。

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念，具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点，在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分，不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A，利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型，选取UO₂，(U_0.9Pu_0.1)O₂，U-10Zr，U-8Pu-10Zr，UN，UC这6种核燃料开展燃耗计算，分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明：在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t⁻¹)，装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需²³⁵U富集度最低(9.8%)，具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆，燃料中²⁴¹Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用，反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大，影响反应堆的安全性与经济性。因此，对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆，需重点关注²⁴¹Pu对堆芯燃耗性能的影响。

利用环路热管换热技术对光子吸收器进行换热可以提高光子吸收器的换热效率、减小其结构尺寸，而且运行时无振动，是未来高性能加速器中设计光子吸收器的重要技术储备。分析环路热管在光子吸收器上应用时的传热性能，发现目前环路热管的换热能力完全满足光子吸收器的换热需求，但热沉的结构、特别是导热距离需要严格优化。利用航天五院C18型号环路热管，优化设计了一台环路热管式光子吸收器样机，数值模拟其运行时的温度分布，并实验测试了光子吸收器样机的总体换热能力。

热管冷却核反应堆具有非能动传热、模块化和固有安全性高等特点，在航空探索、深海作业和偏远地区电力市场上有广泛的应用。以洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的5 MW_th热管堆为研究对象，选择SS-316，Mo-14Re和SiC作为基体候选材料，采用反应堆蒙特卡罗中子输运分析程序对比分析了以上三种基体堆芯的反应性、中子能谱、增殖性能和燃耗演化。结果表明：为了维持堆芯的10年运行，SS-316，Mo-14Re和SiC三种基体堆芯所需的初始燃料²³⁵U富集度分别约为19.35%，28.80%和17.10%，SiC基体堆芯所需的初始燃料²³⁵U富集度最小；10年后，SiC基体堆芯产生的易裂变核素（²³⁹Pu和²⁴¹Pu）和次锕系核素（通过分离嬗变可被再次利用）的量最高，分别约为11.91 kg和92.08 g。综合以上研究结果，推荐SiC作为热管冷却核反应堆的基体。