超临界水堆(SCWR)是6种第四代反应堆中唯一以轻水作为冷却剂的先进反应堆堆型,由于超临界水堆具有较高的经济性、安全性和系统紧凑等优点,已逐渐成为国际核能界重点关注的反应堆堆型。超临界水堆是处于临界点以上的高温、高压的反应堆,系统中冷却剂由亚临界区域跨越拟临界温度线进入超临界区域,物性会发生剧烈的变化,水的热力学参数的剧烈变化将反馈给中子物理输运过程造成堆内复杂的核热耦合问题。因此开展超临界水堆组件的核热耦合问题对反应堆的设计和安全运行都具有重要的意义。　　 本文对超临界水堆组件的中子物理和热工水力过程进行了研究,在中子物理学方面,本文采用加拿大蒙特利尔大学开发的DRAGON程序作为超临界水堆组件的中子物理计算程序,编写了双群中子扩散物理程序和热工水力程序,并将它们的耦合起来计算燃料组件特性。　　 在中子物理特性计算方面,首先验证了DRAGON程序应用于超临界水堆的可行性,进一步在此基础上分析了栅元富集度布置、组件结构材料对于燃料组件中子物理特性的影响,提出了具体的燃料布置结构和合适的结构材料。针对超临界水堆的堆芯计算应用双群扩散理论,基于一维轴向稳态双群扩散方程编写了相应的中子动力学程序,用于计算轴向堆芯的功率分布。在热工水力方面,分析了超临界水的热物性对换热特性的影响。对于超临界水在圆管内湍流流动,由于超临界水物性变化较大,应用k-ε湍流模型,考虑了浮升力影响,进行了数值模拟。进一步将中子物理计算的DRAGON程序和基于双群扩散方程的中子动力学程序以及超临界水的湍流流动模型结合起来,开展超临界水堆的核热耦合分析,分析了中子通量、轴向功率、径向功率、燃料棒温度、冷却剂密度和慢化剂密度等参数的分布情况,对超临界水堆设计参数做了进一步的分析,为反应堆的设计和安全运行提供了参考。