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气体透平氦气模块堆（ＧＴ－ＭＨＲ）标准题是国际原子能机构（ＩＡＥＡ）关于“高温气冷堆在事故工况下的热传输和余热载出”问题的合作研究计划（ＣＲＰ）的一部分。本文用ＴＨＴＥＲＭＩＸ程序计算了稳态和两类丧失强迫冷却事故瞬态的反应堆温度分布以及腔冷却系统（ＲＣＣＳ）的载热能力。计算结果表明，稳态及事故中燃料和压力容器的最高温度不超过安全限值，ＲＣＣＳ能够有效带出堆芯余热，保证反应堆安全。