【摘要】针对核热推进反应堆核燃料的制备与考核问题，回顾了美国与苏联/俄罗斯在核热推进方面的研究，通过各种耐高温核燃料的热物性比较，给出了潜在可行的核燃料类型，并对未来最有潜力的钨基金属陶瓷燃料(CERMET燃料)与(U、Zr)C固溶体燃料进行了热物性参数、氢腐蚀考核等性能参数的研究对比分析。可为未来核热推进反应堆设计提供参考。 

【关键词】核热推进；核燃料；热物性；热膨胀系数；氢腐蚀

【作者】王三丙；马元；郭斯茂；谢奇林