在能源价格飞涨,全球变暖的压力下,核能发电近年来越来越受到重视。然而,依靠目前技术的核能机组来发电,其效率较低,有限的铀矿资源已经成为需要解决的问题。考虑到能源使用的可持续性、电厂安全、热效率、防止核扩散等因素,国际上已经对第四代的反应堆进行大量基础研究。我国也已将属于第四代核电的超临界水堆的关键技术开发列入国家重点基础研究发展计划(973计划)之中。超临界水堆内核热能量转换与传输过程中,由于流体在超临界压力下流动会出现物性的剧烈变化,这导致局部慢化剂密度的不均匀性大大超过了常规压水堆工况,从而不可避免地引起其堆芯物理特性发生显著改变,导致堆芯局部反应性及功率的扰动,从而形成异于常规压水堆强烈的核热特性反馈,因此建立可用于超临界水堆的物理和热工计算分析平台是非常必要的。研究选用合适的热谱超临界水堆作为基础研究对象,进行计算平台开发。首先,建立适用于超临界水堆的热工水力模型,包括传热模型和流动压降模型,建立可以具有灵活性的热工计算分析平台；其次,采用可以分析燃料组件的中子物理软件与一维轴向中子扩散方程了联立,建立燃料组件中子物理计算分析平台；最后,将组件分析平台与全堆中子物理计算软件的联立,建立全堆中子物理分析平台。通过建立的计算平台,对基础研究对象进行计算分析,结果与设计参数吻合较好。另外,对美国热谱超临界水堆设计(SCWR)进行冷却剂流量分配计算和对欧洲热谱超临界水堆设计(HPLWR)的慢化剂流量分配进行计算,并得到较为理想的结果。因此,本研究工作提供了可以灵活用于热谱超临界水堆设计的计算平台。