Uzay araçlarında kullanılması düşünülen hızlı çekirdek reaksiyonlu termiyonik güç reaktörünün güç ve nükleer itme fazlarında, radyal reflektörler içerisine yerleştirilmiş kontrol tamburları için kritik nötron ısınması incelenmiştir. Reaktör Uranyumkarbit (UC) yakıtlı ve Berilyum reflektör içerisine yerleştirilmiş dönen kontrol tamburları üzerindeki borkarbit $(B_4C)$ yardımıyla kontrol edilmektedir.Tamburlardaki nötron ısınması güç safhasında bir soğutma mekanizmasına ihtiyaç duymazken itme fazında 1900 K civarı Hidrojen çıkış sıcaklığında 670 $sn^{-1}$ lik impulsta F=5000 N'luk nükleer ısıl itme için soğutma ihtiyacı duymaktadır. İlave soğutma ihtiyacı duymadan ancak F

The critical neutron heating in the reflector control drums is investigated for a fast incore thermionic space craft reactor for power and nuclear propulsion. The reactor is fueled with uranium carbide (UC) and controlled with the help of rotating $(B_4C)$ drums imbedded into the beryllium reflector. While the neutron heating in the drains would not require a cooling mechanism in the power phase, the heat generation during the thrust phase obliges cooling for a nuclear thermal thrust around F = 5000 N by a specific impulse of 670 $sn^{-1}$ at an hydrogen exit temperature around 1900 °K. With a beryllium reflector without extra cooling measures, thermal thrust must be kept F < 2500 N to relief the thermal load in the reflector. On the other hand, a reflector made of BeO can withstand a thermal load for a nuclear thermal thrust of F = 5000 N. The neutronic analysis has been conducted in $S_{16}P_3$ and $S_8P_3$ approximation with the help of one- and two-dimensional neutron transport, codes ANISN and DORT, respectively. A reactor control with boronated reflector drums (drum diameter = 14 cm) at the outer periphery of the radial reflector of 16 cm thickness would make possible reactivity changes of $\Delta k_{eff}$ = 13.55 % -amply sufficient for a fast reactor- without a significant distortion of the fission power profile during all phases of the space mission. Calculations are conducted for a reactor with a core radius of 22 cm and core height of 35 cm leading to power levels around $50kW_{el}$.