西安交通大学核反应堆热工水力研究室（Nuclear THermal-hydraulic Laboratory- XJTU-NuTHeL）目前拥有教师11人，其中教授3名，副教授3名，讲师4名，实验老师1名。在读博士研究生57人和硕士研究生19人。研究室拥有设备先进的反应堆热工水力模拟实验回路(HIRETH)、国内唯一的液态金属钠沸腾实验回路(NABOLO)、AP1000 ADS-4泄压喷放实验台架(ADETAL 1:5比例)、氢气燃爆行为实验台架(SCCDA)、氢气燃爆行为实验台架(SCCDA)、严重事故下封头熔融物行为实验台架(COPRA)、核电厂ECC安注及T型管夹带实验台架等，并与户县第二热电厂联合成立了西安交大-户县第二热电厂热工水力实验基地，具备开展核反应堆基础性热工水力和小规模工程级汽(20t/h)-液两相流动与换热实验的能力。

         在软件平台方面，研究室拥有系统分析程序：Relap5、Athlet、Retran、MITARS(自主开发)、RETAC(自主开发)等；子通道分析程序：COBRA-EN、VIPRE01、FLICA、SACOS系列(自主开发)等；CFD程序：CFX、FLUENT、STAR-CD等；燃料性能分析程序：Factran、FRAP-T6、FEMAXI、FROBA(自主开发)等；安全壳分析程序：GOTHIC、CONTEMPT-LT等；严重事故分析程序：MELCOR、MAAP、SCADP-Relap5、MAACS、ASTEC、IVRASA(自主开发)等；物理热工耦合设计分析程序：MCORE(MCNP+OREGIN)；蒸汽爆炸分析程序：TEXAS-VII；钠冷快堆系统分析程序：THACOS(自主开发)：超临界水冷堆系统分析程序：TACOS(自主开发)；蒸汽发生器二次侧三维两相流场模拟分析程序：ATHOS,STAF(Fluent二次开发)。

         研究室主要致力于大型先进压水堆核电站、舰船核动力装置、钠冷快堆，熔盐堆、行波堆、超临界水堆、加速器驱动次临界装置、ITER装置和燃料循环等领域内的热工水力安全分析和严重事故分析的前沿课题研究。承担包括国家重大科技专项、国际磁约束核聚变ITER-973项目、国家自然科学基金重点项目、国防973以及企业委托课题一百余项；获国防科学技术奖二等奖、陕西省科学技术一等奖和二等奖、陕西省高校科学技术一等奖等奖项多项；发表学术论文300余篇（其中SCI收录120余篇），申请发明专利申请25项，软件著作权32项。
 
         研究室在汽液两相流热工水力实验，液态金属钠沸腾热工水力实验，CFD及先进数值算法(粒子法)应用研究，严重事故现象、机理学，严重事故系统分析程序及蒸汽爆炸、MCCI程序开发，熔盐堆、钠冷快堆、空间堆等新型反应堆及核聚变堆热工水力设计和安全分析、等领域形成特色。