超临界水冷堆是第四代核反应堆候选堆型中唯一的水冷堆,其研究目前在国际上备受关注,其中超临界水堆稳定性研究是各国科研人员普遍关心的课题,也是我国重点基础研究发展计划(973计划)第六课题重点研究的一个问题。论文围绕核热耦合条件下超临界水堆的稳定性,通过建立由燃料、包壳、冷却剂和慢化剂构成的轴向一维简化堆芯模型,采用直接数值模拟方法来加以研究。为此,论文首先研制了轴向一维核热耦合稳态分析程序,该程序由一维中子学、燃料棒导热、冷却剂/慢化剂传热和截面热工水力反馈四个主要功能模块组成。为验证模型和程序的正确性,论文首先针对文献给出的美国超临界水堆堆芯设计方案进行了稳态堆芯参数的计算,得出了和文献相一致的结论,为下一步开展超临界水堆核热耦合稳定性研究打下了基础。论文还利用该程序对上海交通大学提出的超临界水堆堆芯设计方案进行了稳态计算,并提出了有关改进设计的建议。然后,论文在稳态程序的基础上开发了轴向一维核热耦合瞬态程序,并建立了控制棒掉棒、弹棒、氙振荡、负荷跟踪等瞬态模型,并对这些瞬态工况进行了数值模拟,初步探讨了美国超临界水堆堆芯设计方案在核热耦合情况下的瞬态特性。最后,本文以研制的核热耦合瞬态计算程序为工具,通过计算堆芯入口处的扰动量传递至堆芯出口处时发散/收敛的情况,来初步探讨反应堆的核热耦合稳定性。论文以美国超临界水堆堆芯设计方案为对象,得出了与功率和流量有关的稳定边界,并对结果开展了初步的分析。本论文的研究为后续进一步深入研究超临界水堆核热耦合稳定性打下了良好的基础。