超临界水堆（SCWR）就是稳态运行在水的临界压力之上的反应堆。由于简化的系统、高的热效率以及接近50年超临界火电站的工业运行经验，因此其被认为是最有前途的第四代反应堆堆型之一。目前主要存在两种SCWR设计概念：1）与传统的压水堆和沸水堆设计类似的压力容器式；2）与传统的重水堆和石墨水冷反应堆类似的压力管式。由于不存在干涸和烧干现象，燃料包壳最高温度（MCST）成为了SCWR的一个重要的设计标准。本文开发了一款通用的子通道分析程序ATHAS来预测超临界反应堆燃料棒束内的流场和温度场以及包壳最高温度分布。程序能应用于稳态和瞬态工况下任意超临界燃料棒束的热工分析。在调研了超临界压力下传热、水力阻力和湍流交混相关文献后，程序一共提供了13个传热关系式选项、6个摩擦系数关系式选项以及13个交混模型选项以便进行敏感性分析。此外，还建立了燃料棒三维导热模型来更精确地计算燃料包壳和中心温度。在程序经过验证后，本文利用ATHAS程序对超临界重水堆燃料组件进行了热工分析，结果表明：不同的传热关系式和交混系数对包壳最高温度影响很大；考虑周向导热后，得到的包壳温度值更合理，更均匀；43棒比37棒棒束更适合用于超临界重水堆。本文的工作为超临界水堆研究工作提供了一个新的子通道工具，为超临界水堆物理热工耦合计算打下了坚实基础，同时也对各种现有燃料组件的设计提供了有益的建议。