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。

核反应堆安全分析中的冷却剂丧失事故（Loss of Coolant Accident，LOCA）是反应堆安全的重要研究对象之一，LOCA事故中的再淹没阶段棒束通道内的热工水力行为是其中一个十分关键的问题。利用西安交通大学核安全与运行研究室的膜态沸腾实验平台，本文开展了对5×5均匀加热棒束开展了底部再淹没实验研究。通过求解一维瞬态逆导热问题获得再淹没过程中加热棒束的表面参数，探究了不同实验条件对骤冷前沿推进速度的影响，使用热工安全分析程序RELAP5对实验结果进行对比计算，总结了其在模拟再淹没过程中存在的问题。结果表明：1）再淹没过程中高进口流量、高入口过冷度和低功率密度更有利于骤冷前沿的推进；2）RELAP5模拟的骤冷时间总均方根误差40.994 s；包壳峰值温度（Peak Cladding Temperature，PCT）总均方根误差61.465 K。模拟值在后临界热流密度（Critical Heat Flux，CHF）换热阶段与实验值相比误差较大，问题主要集中在沸腾模式判断和膜态沸腾换热模型上。本文中的实验数据可为再淹没过程的流动传热预测模型提供新的验证数据，也可用于评价和优化热工安全分析程序。