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。

为解决多维计算程序对铅铋堆主回路进行长时间模拟时所需计算资源庞大的问题，基于自主开发的一维CFD程序，将零维点堆动力学模型及二维燃料棒传热模型集成到其中，并进行多物理场耦合，开发了一款适用于池式铅铋堆的系统分析程序。使用OECD/NEA发布的加速器驱动次临界系统（ADS）失束事故国际基准例题，对所开发程序进行稳态以及瞬态验证，以确保模型准确性。验证结果表明，所开发程序在关键参数上与发布结果吻合较好，且所需计算资源明显小于多维程序，证明了该程序可以对池式铅铋堆进行初步的热工水力及安全分析。

随着反应堆堆芯设计的复杂化，给堆芯物理的建模计算带来了一定的挑战。针对复杂几何堆芯的精细建模计算，采用基于任意三棱柱网格的离散纵标节块法，通过构造实体几何的方式，实现了复杂非结构几何堆芯的准确建模以及非结构网格的生成，同时由于非结构网格计算量大，采用了块雅各比的并行算法以减少堆芯输运计算时间。将SARAX程序用于空间反应堆和热管堆的计算中，特征值和堆芯径向功率分布结果与多群蒙特卡罗的计算结果吻合良好，特征值的计算偏差小于3.00×10^-3，径向功率分布的相对偏差小于1.5%，表明SARAX程序在复杂非结构几何堆芯计算中具有较高的精度。