超临界水堆作为第四代核能系统国际论坛(GIF)提出的六种先进核能系统中唯一的水冷堆,具有热效率高、系统简单、装置尺寸小和经济性好等突出优点。由于我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,结合我国能源结构现状以及具体要求,开发和研制超临界水堆系统是必然的选择。而研究超临界压力流体传热特性是研发超临界水堆的基础和必要前提之一。本文在较大范围内对已有超临界压力水、二氧化碳和氟利昂在竖直上升管内强迫对流换热的实验数据进行收集、整理与分析;对超临界流体管内强迫对流换热的机理,以及诸如流体在拟临界点附近区域热物性急剧变化、浮力作用、受热导致热加速效应等重要因素及其对超临界压力流体传热的影响进行了讨论;在此基础上引入表征浮力作用和热加速效应对传热影响程度的无量纲准则数,并采用主成分分析,对超临界压力流体在壁温和主流温度下热物性比值修正项进行处理。由此对超临界压力水在竖直上升管内强迫对流换热实验数据进行关联,将所得关联式预测结果与实验数据进行对比,并进行误差与准确度分析。进一步地,结合不同工质对比参数相似的模化准则,本文尝试回归了适用于多工质的通用换热关联式,并进行了初步评价。本文的工作,初步形成了不同流体在超临界压力下管内强迫对流换热的实验数据库,以及数据整理、分析与关联的研究框架,为今后进一步全面、深入研究与探索超临界流体对流换热特征与规律提供了基础。