随着核电的快速发展,国际上正积极开发第四代先进核反应堆技术。超临界水冷堆(Supercritical water cooled reactor,SCWR),作为第四代堆型中唯一的水堆,因其系统简化、热效率和安全性能高等优势,成为大型先进压水堆的替代堆型。而伴随核电比例的增加,核电站产生越来越多的乏燃料,其中U和Pu的回收逐渐受到人们的关注。其通常方式是将钚与铀制成混合氧化物MOX燃料(Mixed Oxide Fuel)通过铀钚循环来回收核电站乏燃料中的钚。因此,超临界水冷堆中采用MOX燃料可以实现第四代核能技术与铀钚燃料循环技术的结合。然而由于MOX燃料在物理特性上与UO2燃料存在较大差异,需要对采用MOX燃料的超临界水冷堆新型组件物理特性进行详细研究。本文首先采用MCNP软件计算得到MOX燃料的总中子反应截面、中子吸收截面、中子裂变截面和中子散射截面,并与UO2燃料的相关截面进行对比,得到两种燃料在截面上的差异:MOX燃料有较大的总中子反应截面、中子吸收截面和中子裂变截面,两种燃料中子散射截面近似。进一步得到了MOX燃料中各核素的中子截面特性,分析了MOX与UO2燃料核特性存在差异的原因。获得了MOX燃料中各易裂变核素在热中子能区和快中子能区的俘获裂变比变化规律。同时研究了MOX燃料中PuO2含量对燃料和组件物理特性的影响。鉴于MOX与UO2燃料物理特性上的差异性,进一步分析了组件尺寸变化对其物理特性参数的影响。通过计算,得到了MOX燃料组件中燃料棒直径和栅径比变化对组件的物理性能的影响,获得了组件的裂变反应率、俘获反应率、Keff、组件功率和径向相对功率峰值以及能谱的变化规律。结果表明通过燃料棒直径和栅径比设计可以改善组件的物理性能。此外还分析了MOX燃料新型组件的冷却剂与慢化剂温度反应性系数。发现冷却剂温度系数在拟临界温度附近达到最小值,且其值受MOX燃料PuO2含量的影响。MOX燃料组件有很好的慢化剂温度负反应性,其值也受MOX燃料PuO2含量和235U富集度的影响。通过调整PuO2含量和235U的富集度来得到所要求的慢化剂温度系数,可以保证固有安全性。最后分析了MOX燃料组件控制棒和可溶硼对组件反应性控制效果。既对比了控制棒不同10B富集度、不同直径条件下单棒的价值,也分析了不同富集度条件下可溶硼浓度变化对Keff、慢化剂温度系数和径向功率峰值的影响,以及PuO2含量对硼价值的影响。发现控制棒插入不会影响径向功率分布的均匀性,可溶硼浓度越大,组件功率分布越均匀。表明MOX燃料组件中通过提高控制棒的10B富集度和增大控制棒直径,以及提高可溶硼浓度的方式,能够改善控制效果。