超临界水堆(Super Critical Water Reactor, SCWR)是第四代核能系统中唯一的水冷堆,其设计以现有轻水堆和超临界火电系统等的设计为基础,在技术上具有相当的成熟性和延续性。SCWR堆芯的进出口温差较大,热效率可提升到约44%。同时,由于SCWR系统中不需要蒸汽发生器、稳压器等设备而使系统大大简化。因此,该堆型具有较高的经济性。SCWR堆芯入口温度较低,冷却剂温度在堆芯内部达到拟临界温度,出口温度可达500℃以上。由于超临界压力下水的热力性质(密度、定压比热容等)和传输性质(动力粘性、导热系数等)在拟临界点附近变化非常剧烈,轻重流体的混合流动形成不同于简单单相流动的复杂“多流体”流动,可能导致流动不稳定性的发生,进而影响到系统的稳定工作及其安全性。本文以上海交通大学提出的混合能谱SCWR堆芯为对象,首先,针对堆芯热谱区和快谱区设计分别进行热工水力稳定性研究,得到各组件参数对流动稳定性的影响;然后,对整堆芯的热工水力稳定性进行数理分析,证明了当前堆芯设计具有较好的稳定性;最后,研究了在带有中子物理功率反馈情况下的堆芯动态特性。论文的主要工作包括:(1)超临界堆芯流道内流动稳定性研究的数理模型推导和程序研发及验证。给出用于堆芯流道流动稳定性研究的频域和时域模型,以及与之耦合的三维中子动力学模型,并基于各模型进行了相应程序的研发和验证。(2)混合能谱SCWR堆芯快谱区的热工水力稳定性研究。针对超临界快谱流道进行了定压力和定流量两种边界条件下的平行通道系统流动稳定性研究,得到了在现有设计参数下的流动稳定性边界,并给出了各主要流道参数对流动稳定性的影响。计算结果表明当前设计参数下快谱区流道具有较好的流动稳定性。(3)混合能谱SCWR堆芯热谱区的热工水力稳定性研究。针对超临界水堆热谱流道进行了定压力和定流量两种边界条件下的间壁式换热系统的流动稳定性研究,计算得到了在现有设计参数下的流动稳定性边界,并给出了各主要流道参数对流动稳定性的影响。计算结果表明当前设计参数下热谱区流道具有较好的流动稳定性。(4)混合能谱SCWR整堆芯的热工水力稳定性研究。以快谱区和热谱区稳定性研究为基础,对混合能谱超临界堆芯系统进行了频域和时域的稳定性研究,得出了堆芯系统的稳定性边界,并考察了相关参数对系统稳定性的影响。计算结果表明在当前设计参数下堆芯系统具有较好的流动稳定性。(5)进行核-热耦合条件下的混合能谱SCWR堆芯系统瞬态行为的研究,模拟并研究了在带有中子物理功率反馈条件下的堆芯动态特性。本文给出的超临界流动稳定性研究方法可为SCWR堆芯流动的稳定性研究提供借鉴。针对混合能谱超临界水堆热谱区流道、快谱区流道和整堆芯进行的稳定性研究为SCWR流动稳定性分析提供了方法论和研究技术框架。同时,本文的研究结论对超临界水堆的工程设计提供了理论依据,具有应用价值。