核能作为当前及未来中短期内能为各类航天器提供持久、大功率能源供给的唯一能源形式,在航天领域具有极其重要的意义。然而,其空间应用涉及领域众多,技术难度大,事故危害大,因此,除美苏冷战期间外,一直未有大规模的发展。近年来,航天技术、核技术、计算机技术等技术的快速发展及航天任务对大功率空间能源需求的增加,为大功率空间核动力技术的发展带来了新的机遇。本文以大功率空间能源需求为背景,开展了700kWe空间核动力系统特性研究及安全分析研究,并以系统设计方案为基础,基于物理、热工数值仿真软件等,开展了1/12反应堆三维仿真及系统瞬态特性研究。本文首先根据历史经验总结及对关键技术的分析确定了700kWe空间核动力系统的设计目标、约束条件以及方案选型,并在此基础上根据热力学关系建立了系统热平衡计算模型,明确了关键参数对系统循环效率、设备换热量、系统总质量等参数的影响,最后以寿命超过10年、循环效率尽可能高、系统总质量较小、综合性能较优等条件确定了700kWe空间核动力系统最高最低温度分别为1500K和390K。基于系统热平衡参数,本文初步建立了空间反应堆物理模型,运用蒙特卡罗物理计算软件研究了几何参数、富集度、材料温度、控制棒排布方式、不同位置控制棒插入方式等因素对反应堆物理特性的影响,初步获得了700kWe空间气冷快堆的基本物理特征,并发现控制棒排布方式对堆芯中子分布的影响较大,堆芯最外侧控制棒因具有加剧径向功率分布不均匀性的特征而不宜单独用于反应堆控制,中间控制棒则因具有更大的积分价值及功率展平能力而可用于各种用途。通过对比分析,本文提出了三种反应堆初步运行控制策略。最后,严格按照设计目标及约束条件,围绕高安全性要求进行了堆芯物理及控制策略优化,最终方案可确保在堆芯被水淹没等事故条件下的堆芯次临界安全要求。此后,本文建立了700kWe气冷空间反应堆三维堆芯结构简化模型,并以计算得到的三维功率分布为边界条件之一,考虑堆芯结构对称性,开展了1/12堆芯流动换热仿真计算,分别研究了支路冷却、辐射散热、堆内构件、流量分配板、绕丝结构对堆芯流动换热特性的影响,并通过对比分析明确了堆芯流动换热特性优化改进的方向。最后,以改进的反应堆方案为基础,进行了数值仿真研究。研究发现,通过对堆芯结构进行优化,可将堆芯最高温度降低约200K、堆芯压降降低约100kPa,在此基础上对堆芯功率分布进行优化,可进一步降低堆芯最高温度约70K。基于700kWe空间核动力系统方案和堆芯方案,本文使用Java语言编制了系统一维分析程序,开展了气冷空间核动力系统安全特性分析,对启动工况、失流事故、热阱丧失事故、反应性引入事故等典型工况进行了瞬态计算,获得了典型工况下反应堆功率、反应性、系统温度、压强、气轮机转速、部件换热量等关键参数的瞬态响应特性。相关研究发现,气冷直接循环空间核动力系统具有快速变化的瞬时特性,变化时间通常在分钟量级,因此为确保安全,需设置安全系统或制定应急处置策略。该研究对掌握700kWe气冷空间核动力系统的安全特性及制定系统启动控制、调功率控制、事故应急响应策略等均具有十分重要的指导意义。