超临界水冷堆作为第四代六大堆型之一,是一次通过循环系统,在超临界压力下工质经过堆芯加热后进入汽轮机做功,具有结构简单、热效率高、可借鉴现有技术等优点。反应堆物理分析主要用于核反应堆裂变能量的计算,是进行事故分析的重要基础。反应堆热工水力分析主要是指主冷却剂传热特性和流动特性的分析。以超临界水冷堆为研究对象,结合时空动力学方程、扩散理论等,基于确定论耦合方法,建立超临界水冷堆三维瞬态耦合程序,可更精确分析超临界水冷堆瞬态安全特性。同时为扩散理论、时空动力学等应用于超临界水冷堆瞬态耦合计算的适用性提供理论依据,为超临界水堆的工程化奠定良好的理论基础。超临界水堆三维功率分布可利用求解扩散方程及时空动力学方程得到。求解扩散方程得到稳态功率分布。求解时空动力学方程,得到物理三维瞬态功率分布。通过编制热工程序进行计算,求解质量、能量、动量守恒方程得到瞬态及事故工况下,堆芯内参数特性。通过建立轴向导热模型,得到芯块表面及包壳温度。对流换热系数采用Watts计算公式。编制耦合接口将三维物理程序与单通道热工程序进行耦合,得到瞬态三维物理热工耦合程序。在稳态工况下,给定初始功率条件,采用三维耦合程序,分析计算堆芯内冷却剂温度、慢化剂温度、功率、包壳温度等分布特征。在不同功率及不同流量设计条件下,获得堆芯内热工及物理参数分布情况。在瞬态工况下,基于稳态计算结果,分析给水流量部分丧失、反应堆冷却剂泵卡轴、正常运行时控制棒抽出等部分瞬态及事故工况下堆芯内流体参数及包壳温度,在安全系统控制条件下,得到堆芯的安全特性。在瞬态及事故工况下得出结论,三维物理热工程序可以得到堆芯内参数分布,最大包壳温度仍满足安全准则。同时,将三维耦合得到的结果与一维耦合结果进行对比分析,通过各个参数对比分析可见三维耦合结果与一维耦合结果的差别。为更好更准确了解超临界反应堆实际工况下的安全特性奠定了基础,并为其他堆型计算分析提供参考。