作为第四代核反应堆中最有潜力的堆型之一，超临界水冷反应堆具备很多特有的优势。例如它的热效率高达45%；它的压力容器、安全壳、厂房和冷却塔等可以做得更小更紧凑，不再需要蒸汽发生器、干燥器、汽水分离器和稳压器等设备，这样不但能节省开支，还大大降低了故障率；此外，超临界水堆不存在沸腾危机等问题。对于超临界水堆棒束通道内水的流动和传热特性的研究，不仅可以为这种堆型的工程设计和安全分析提供理论依据，而且对该堆型的一些关键问题的深入理解，也具有重要的意义。首先，本文在大量文献调研的基础上，利用CFD（Computational　Fluid　Dynamics）方法研究了超临界压力下棒束通道的计算中，流体和固体耦合传热计算的必要性。结果发现应当把包壳的固体区域考虑在内，因为如果只计算流体区域，得到的结果会有较大的偏差。考虑和不考虑包壳计算出的壁温和传热系数的最大相对误差分别为11.6%和16.0%。燃料芯块的固体区域不用考虑，因为它对计算结果的影响非常小。对于正方形布置的棒束通道，传热系数的峰值随着热流密度的升高而降低，随着质量流量的升高而升高。六角形布置的棒束组件中壁面热流密度对于传热系数的最大值的影响没有质量流量那样明显。不过不管是哪种布置方式，传热系数的峰值出现的位置都会随着热流密度的增大从高焓值区向低焓值区移动，也会随着质量流量的增大从低焓值区向高焓值区移动。其次，受到目前计算机机能的限制，CFD方法很难对结构过于复杂的超临界反应堆的整个堆芯进行模拟计算，因此本文利用子通道的方法，基于Fortran90环境建立了一系列超临界压力下的数学物理模型，编制了一套较为合理、完善的适用于超临界反应堆堆芯棒束通道流动与传热特性的分析程序，并验证了此程序的合理性和适用性。通过对3×3棒束通道进行模拟计算，研究和分析了一些重要参数对棒束通道内流动和传热的影响。结果发现，冷却剂的温度、流速和燃料棒包壳温度随着热流密度的增大而增大，随着质量流量的增大而降低。本文还针对典型的超临界水堆18×18棒束组件进行安全分析。在正常工况下，1号棒的包壳温度最高，4号冷却剂通道的温度最高。在堵流工况下，包壳最高温度达到了646.5℃，没有超过工程上的安全限值650℃。在棒弯曲工况一中，只有一个子通道受到影响，包壳最高温度达到了672.3℃，比安全限值高了22.3℃，有可能造成包壳的破坏。在棒弯曲工况二中，同时有两个子通道内的流动阻力都增大，因此这种情况比工况一更加危险。包壳最高温度达到了785.5℃，大大超过了工程上的安全限值，这种情况是非常危险的。最后，本文进行了初步的超临界反应堆热工物理耦合计算，发现传热结果受到的影响较大，冷却剂和包壳温度沿轴向的分布趋势有了很大的变化，流动的结果受到的影响较小。本文分别利用CFD方法和自编程序的方法对超临界水堆堆芯棒束通道内冷却剂的流动和传热特性进行了分析和研究，这对该堆型在未来工作中的工程设计和安全分析提供了一定的依据和参考。