超临界水冷反应堆(Supercritical Water Cooled Reactor,SCWR)是六种第四代未来堆芯中唯一的水冷堆。SCWR通道独特而复杂,承受兆瓦级高热流密度和强核热反馈。由于受到高温高压等试验技术的限制,采用数值模拟的方法对反应堆子通道在超临界压力下传热特性深入分析成为一种有效方式。以反应堆棒束子通道为研究对象,在压力23~28 MPa,热流密度200~1000 kW/m2,质量流速700~1300 kg/(m2·s),加热管外径8 mm,栅距比1.2~1.4的参数范围内,采用计算流体力学软件CFX 14.0,对反应堆棒束子通道内超临界水传热特性及二次流动特性进行数值模拟研究。通过对模拟结果与经验关联式预测值的分析,验证使用的物理模型及数值方法的合理性。同时将数值模拟结果与试验数据及经验关联式进行了对比分析。对反应堆棒束子通道模型进行湍流模型验证及网格敏感性分析,确定SSG湍流模型模拟子通道内超临界水传热特性。建立子通道窄缝区物理模型,经湍流模型验证及网格敏感性分析确定SSG湍流模型模拟子通道窄缝区内超临界水二次流动特性。对子通道内超临界水流动传热特性进行数值模拟研究。详细分析了质量流速、压力、热流密度以及栅距比对传热特性的影响。同时对子通道内中心区和窄缝区传热不均匀性进行研究。研究结果表明,质量流速增加,强化传热增强。大比热区物性的剧烈变化引起了传热强化,在远离临界压力时,流体的热物性变化趋于平缓,传热强化降低。在较高质量流速下中心区与窄缝区传热系数差值高于在较低质量流速下的差值。随着栅距比的增加,子通道周向壁温分布趋于均匀,中心主流区与窄缝区换热系数差值减小。对子通道窄缝区二次流动特性进行数值研究。研究结果表明,子通道在与主流区垂直方向形成了明显的二次流场,二次流由位于中心主流区和窄缝区之间的4个对称漩涡组成。压力、热流密度和质量流速对拟临界区二次流结构影响不大,但对二次流流场的强度有较大影响。随着压力和质量流速的增加以及热流密度的降低、均会使拟临界区二次流流速与主流速度的比值逐渐升高。将数值模拟结果与试验结果及经验关联式预测值对比分析,结果表明,数值模拟与试验数据得到的内壁温度与传热系数变化趋势一致。在远离大比热区的低焓值区和高焓值区,数值模拟的结果能够很好地预测超临界水在子通道内的传热特性。但大比热区剧烈的物性变化,数值模拟结果与经验关联式预测值有一定偏差。本研究得到了国家自然基金(NO.51406026)和河南省高校创新人才计划(NO.2012HASTIT018)的资助。