超临界水冷堆是第四代先进核能系统中唯一以轻水作为冷却剂的反应堆。跟目前的轻水堆相比,超临界水冷堆具有独特的特色,如高效率、低堆芯流量、系统简化等。为了进行超临界水堆核能系统的性能评估与可行性分析,国际上已经开发了一些适用于超临界水堆工况的分析程序。但对于临界点附近区域,水的换热现象和相变机理的研究存在很大的不足。尤其对于超临界水堆跨临界阶段的热工参数的瞬态分析仍然极少。因此对跨临界区域水的换热变化规律以及超临界水堆跨临界阶段的堆芯特性分析是非常必要的。以日本超临界水冷热堆Super LWR为背景,针对它的堆芯设计和燃料组件设计,提出基础研究分析模型。通过对基础研究对象的分析,编制超临界水冷堆跨临界瞬态分析程序,实现跨临界条件下的热工水力瞬态分析。利用该程序,通过改变边界条件,进行跨临界区域水的换热计算,分析其换热变化规律；并分析了压力、质量流速、通道当量直径、热流密度对超临界水冷堆单通道内的水强迫对流换热的影响；然后对超临界水堆滑压启动工况升压阶段进行了分析。通过编制程序,对跨临界区域水换热特性和超临界水堆滑压启堆升压阶段研究,得出结论：跨临界区域内,水的物性参数在饱和温度、临界温度或拟临界温度会发生急剧变化。其中,在确定压力下,水的密度、动力粘度随温度急剧下降；而定压比热、导热系数、普朗特数随温度急剧升高。选用不同的超临界水换热关联式进行计算,计算所得的换热系数在拟临界点附近区域差别很大,这将对超临界水堆的换热产生较大影响。在超临界压力下,拟临界点附近,提高压力、质量流速或者减小热流密度可以改善换热效果；而通道当量直径和浮升力的大小对换热影响不大,直径越小,传热略强。在超临界水堆滑压启动工况升压阶段中,无论是超临界压力还是亚临界压力,越靠近临界压力,换热系数出现的峰值越大。在跨越拟临界之前,内外部组件冷却剂的干度在流向上大体呈不断升高的趋势,且压力越低升高得越快。整个过程燃料棒最高包壳温度都没有超过650℃的限值,满足安全设计准则。