隨著熱管技術的成熟和核能技術的迅速發展，熱管技術在核電工程中的應用顯得越來越為重要。
最早的開發在空間核電源中的應用，逐漸發展到地面核反應堆及核廢料的散熱及事故預防等方面。隨著核電技術應用的發展和推廣，熱管技術將會起到很重要的作用。
- 熱管技術在空間核電源中的應用
熱管應空間核電源而生，用以匯出堆芯內的核反應熱，並通過後續熱電轉換系統將熱能轉換為空間飛行器所需電能。廢熱由熱管輻射散熱器排入宇宙空間。
用熱管移走堆芯熱量的可靠性高。單根熱管若意外失效，不影響整個堆芯的正常工作，失效熱管所應傳遞的熱量由鄰近熱管以傳導和輻射的形式移走。
其次，可省去迴圈冷卻液的機械泵或電磁泵，管路閥門系統也相應簡化。由於熱管直接和後續熱電轉換系統相連，又省去了堆芯冷卻劑及其和外迴路之間的換熱器。
熱管是靠管殼內工作液體的汽化及冷凝相變過程來完成熱量輸送，管內充裝液體量大大少於常規方式冷卻堆芯所需的冷卻劑量，緩解了冷卻劑被活化引起的腐蝕問題。以下是兩種熱管堆芯的設計。
1.1 六邊形排列堆芯
六邊形排列堆芯是將熱管設計成熱管燃料元件，將這些燃料元件相互連鎖排列成六邊形截面堆芯，圖 10-5 中所示出的是堆中一根熱管燃料元件。
熱管殼體材料用鉬，內充介質為鈉。在熱管外部沿軸向布放燃料。燃料呈徑向、軸向堆放並留有足夠的燃料膨脹空間，外側用鉬作為保護殼體將燃料包緊。
在熱管另一端有 BeO 組成的中子反射器。在燃料和 BeO 段間有一 BAC 薄層以吸收被反射的低能中子。熱管直徑 15mm，長度 1～2m，軸向傳熱設計能力為 10kW/cm²，堆芯溫度為1300～1400K。
1.2 多層堆芯
在多層堆芯中，UO，燃料呈片狀結構層層堆放，層間有安插熱管的柱形孔。UO，導熱效能差，它與熱管間需安放鉬翅片以便將裂變熱傳給熱管，再由熱管傳出堆芯，其結構如圖 10-6 所示。
多層堆芯設計要求熱管軸向傳熱量為 12.5～16kW，軸向熱流密度 9.3～11.9kW/cm²；
徑向熱流密度 106W/cm²；熱管操作溫度 1400～1475K，熱管的尺寸為∶蒸發段長 0.3m，絕熱段長 1.3m，冷凝段長0.5m。
對空間核電源所用熱管的研究著重於吸液芯結構和熱量傳遞的各種極限（聲速、毛細、沸騰、攜帶等）以及由於結構需要熱管彎曲成不同形狀對其傳熱效能的影響。
一支鈉熱管的實驗結果。
熱管長 2m，外徑 15.9mm，壁厚 0.94mm。管子殼體材料為金屬鉬，管內充以精餾鈉。
熱管內部插有一支用絲網捲成的外徑為 12.8mm 的圓管。絲網管壁厚 0.23mm，長 1.984m。
絲網細孔孔徑為 47μm，在殼體內壁和絲網管外壁間留有0.61mm 的徑向間隙。
蒸發段長 300mm，絕熱段長1000mm，冷凝段長330mm，其計算及試驗結果示於圖 10-7。
從該熱管的效能試驗結果可見∶溫度超過1250K，熱管傳熱效能降低。這時在熱管管壁上產生了沸騰，液體迴流通道中產生的蒸汽影響了液體迴流，引起蒸發段乾涸。
絲網管不對中時，絲網管與熱管內壁間產生較厚液膜導致沸騰極限降低。
溫度低於 1250K，熱管極限主要是毛細極限。毛細極限和熱管內液體鈉的蒸汽流速有關。熱管絕熱段內鈉蒸汽流的 Re 數為 4000 時，計算值和實驗值相符合。
實驗表明：熱管的沸騰極限與熱管內部環狀液體通道中蒸汽泡的形成有關，它決定於熱管管壁的狀況以及管壁上汽化核心的尺寸和數量以及當地液體的過熱度。
當前對於這方面應用的熱管研究工作還不多，有限的報道資料也不夠詳細。作為空間核電源使用的熱管要求極高，如何更好地提高熱管在這種特殊條件下的傳熱能效能，仍然是一項很重要的研究任務。
- 熱管用於核廢料的冷卻
用熱管排出核廢料衰變熱已進行了初步研究。圖 10-8 是模擬過渡衰變物貯槽的熱管散熱裝置。
貯槽中的鈉浴用以存放核廢料， 散熱熱管傳熱介質為汞，殼體材料為不鏽鋼，內壁滾成 0.2mm 的稜錐體， 錐體成三角形排列。
在稜錐體表面緊貼一層絲網作為液體迴流通道，其上面附有一層細網以消除蒸汽對迴流液體逆向剪下對熱管傳熱效能的影響。
熱管長 7.1m，外徑 51mm，內徑 45mm，熱管蒸發段長2.4m，冷凝段長1.83m，並且焊接有縱向翅片以自然和強制對流散熱。
鈉浴中核廢料的衰變熱透過熱管傳至冷凝段的翅片後散入大氣。實驗要求最大散熱量 240kW，每支熱管在實驗條件下測得的傳熱功率為27.8kW，大大超過了單根傳熱功率 20kW 的設計要求。
根據 240kW 的總傳熱功率要求，需要 12 支熱管。考慮到製造較為麻煩，計算結果表明∶若將熱管直徑改為170mm，蒸汽流動面積則增加 16 倍，用 2 支熱管就可滿足總的傳熱要求。此時，每支熱管的傳熱量僅增加6倍。
圖10-9是核廢料貯存庫在地層中的佈置簡化示意圖。
在長達 100 多米的水平巷道內有 14～18 個廢料罐均勻佈置在豎井內，罐兩側對稱佈置一對熱管，熱管長 36m，與水平線成45°傾角，所用工質為水。
計算結果表明∶採用熱管向地層外散熱，能將巷道內最高溫度從 230℃降至 136℃，若同時採用巷道通風措施則可進一步降至 110℃。
不採用熱管，通風冷卻只能降至約 200℃。採用熱管強化了散熱，既提高了岩石的乾燥度，又可在相同的貯存面積內於較低溫度下貯存更多的廢料。
- 事故情況下的安全殼體保護
堆芯失冷是核反應堆的重大事故。高溫高壓冷卻劑大量流失釋放出來的高溫蒸汽將引起安全殼超溫超壓，並有可能破裂造成嚴重後果。
Razzaque，Sugawara 和 Asahil9 及 Lanchao Lin 等提出了運用熱管的停堆釋熱保護方案。以下是兩種方案的設計。
3.1 Razzaque 方案
Razzaque設想的方案示於圖 10-10。
在安全殼體上佈置一組可變熱導熱管，安全殼內充以惰性氣體作為緩衝層，以防止在事故條件下反應堆中的液鈉或石墨與大氣接觸。
熱管蒸發段暴露在惰性氣體中，一旦停堆（正常和事故情況下），堆芯衰變熱將使安全殼內的惰性氣體形成自然迴圈，熱管把熱量匯出殼外，安全殼不致超溫。
用可變熱導熱管後，反應堆正常工作時，熱管冷凝段完全為惰性氣體充滿，熱管沒有散熱面，熱量不會由熱管傳導，有利於減少熱損失。
當停堆造成安全殼內溫度升高時，熱管內工作液體的飽和蒸氣壓升高，不凝性氣體被壓向冷凝段端頭，露出冷凝面，熱管投入運轉，將熱量傳出。熱管冷凝段可採取以下方案∶
① 暴露於大氣中;
②浸沒在水池中;
③埋在土壤內。
熱管冷凝段方案① 最簡單，但與後兩者相比，其缺點是∶大氣溫度變化會引起熱管工作溫度波動，給可變熱導熱管的設計帶來困難，而且冷凝段易受破壞;
方案②具有比較完善的效能;
方案③不能提供足夠的冷凝。採用熱管散熱的另一重要優點是∶任何一支熱管破裂都不會使安全殼內外溝通，單根熱管只有兩端同時破裂才會出現安全殼內外溝通的情況，而這種可能性幾乎是不存在的。
3.2 利用分離式熱管散熱
利用分離式熱管散熱方案也有兩種佈置方法∶
① 蒸發段垂直放置 Sugawara 和 Asahi考慮了具有固有安全性的壓水反應堆的設計。為了降低製造難度，更重要的是為了防止在安全殼上大量開孔而削弱其強度及防輻射洩漏能力，採用了分離式熱管散熱方案（圖 10-11）。
每個分離式熱管單元只需要在安全殼壁上開兩個孔。表 10-1 列出了一座熱功率為650MW 的反應堆分離式熱管換熱器的有關設計引數。
② 蒸燕發段傾斜佈置 在 Lanchao Lin 等設計的壓水反應堆安全殼熱管散熱系統中，分離式熱管的冷凝段漫沒在安全殼外的水池之中。
在安全殼內的分離式熱管蒸發段與水平線成一個小的傾角佈置，採用翅片管束作為蒸發段的管束。反應堆正常執行時，熱管不工作。一旦發生失水停堆事故，冷卻劑大量外洩產生的蒸汽將在熱管翅片上冷凝，冷凝熱由熱管傳至安全殼外的水池中。
表 10-2 列出一座電功率為 600MW 的壓水堆分離式熱管換熱器引數。
- 熱管蒸汽發生器
核反應堆的蒸汽發生器是核電廠一、二回路的樞紐，是核能-電能轉換系統中的重要裝置，它的可靠性與核電廠的經濟性、安全性密切相關。
蒸汽發生器傳熱管一旦破損，對核電廠安全將構成威脅。對於鈉冷快堆，後果更為嚴重。
傳統的間壁換熱式蒸氣發生器固有的結構特點是兩種介質僅隔一層管壁傳熱，這一特點使得任何一根傳熱管破裂都會發生兩種換熱介質相互串通的危險。
儘管各國都把研究與改進蒸汽發生器當作完善核電技術的重要環節，但確保快堆蒸汽發生器的可靠性至今仍是一個技術難題。
熱管的出現，使得這一問題有可能得以較快解決。熱管傳熱先經過蒸發段管壁，然後再透過冷凝段管壁，任何一側管壁破壞都不可能使兩種換熱介質混合。單根熱管的破壞既不影響傳熱的進行也不會因為洩漏而被迫停堆。
圖 10-12 為 650MW 鈉冷快堆熱管蒸汽發生器的流程示意圖。
鈉冷快堆中的液鈉由鈉泵輸入熱管過熱器蒸發段後，再進入熱管蒸汽發生器的蒸發段；冷凝段產生的飽和蒸汽進入過熱器冷凝段被進一步過熱後進入汽輪機。
與鈉冷快堆傳統的冷卻方式相比，此方法省去了二回路及其蒸汽發生器，也省去了二回路迴圈泵，這樣有望簡化流程並提高系統可靠性。
實現熱管在核電工程中的應用的關鍵技術之一是開發可在不同條件下工作的鈉-鉬（或者不鏽鋼）熱管、汞-不鏽鋼熱管、水-碳鋼分離式熱管、可變導熱管，並開展熱管傳熱極限、內部吸液芯結構、充液量、製造方法等方面的研究工作。
我國自 1976 年起已致力於熱管工業應用的研究開發，已完成汞熱管的效能研究以及化學反應器工業實驗、高溫熱管蒸汽發生器（已運轉多年）、鈉熱管的效能研究高溫熱管空氣預熱器工業應用開發、分離式熱管效能研究、充氣式可變導熱管的效能研究等。
其中汞熱管的長度達 6m，高溫熱管軸向傳輸功率達 45kW。大型分離式熱管換熱器的傳熱負荷達 12.2MW。這些研究開發工作已為熱管在核電工程中應用打下了一定基礎。由於核電工程的複雜性，要實現其工程應用，涉及的技術問題很多，許多深入的研究工作有待進行。
