在福岛事故后,核电进入了缓慢复苏与发展的新阶段。超临界水冷堆作为第四代先进核能系统中唯一以轻水作为冷却剂的反应堆,与目前的轻水堆相比,超临界水冷堆具有高效率、低堆芯流量、系统简化等特色。作为超临界水堆的基础研究,跨临界水自然循环的不稳定特性研究具有重要价值,有利于提高反应堆的固有安全性。跨临界水自然循环的流动不稳定性容易影响局部传热特性,对核反应堆系统的固有安全特性产生重大影响。因此,对跨临界自然循环流动不稳定性的研究具有重要的工程意义和学术价值。在实验方面,进行跨临界自然循环实验台架的设计,并在其基础上进行设备采购、安装与调试,并开展相关实验。研究系统参数对跨临界自然循环流动不稳定性的影响。结果表明,随着加热的进行,跨临界区域内流体温升趋于平缓,且温度基本停留在拟临界点温度。跨临界区域内,发生流量漂移。同时流量振荡也较为剧烈,且功率越大振荡周期越小。随着压力的增加流量先增加后减小,同时压力越高,流量振荡周期越小。而压差的变化,导致加热段内高、低密度区的相互转换,与流量变化呈反相。在数值模拟和程序计算方面,基于ANSYS系统软件和Fortran语言进行编制程序,研究功率、压力、入口温度等参数对流动不稳定性影响,并比较分析圆形通道和矩形通道在跨临界区域流动换热特点。结果表明,随着加热段热流密度的增加,跨临界区域内流体温升趋于平缓,且温度基本停留在拟临界点温度。跨临界区域是自然循环回路系统流量的转变区域,跨临界区域之前流量随系统参数的增加而增加,经过跨临界区域之后流量随系统参数的增加而减小。亚临界区域内圆形管道换热优于矩形管道；在跨临界区域内,矩形管道优于圆形管道。在跨临界机理研究方面,跨临界区域内流体密度、粘度、膨胀系数等物性参数的变化,造成了超临界水的流动不稳定性。定压比热容的突降,是导致超临界水传热恶化的主要原因。同时,质量流速、管道形状也是传热恶化的辅助因素。亚临界由于气泡的产生、生长和消失,导致流动不稳定性。气泡在加热壁面的产生,也会造成传热恶化。跨临界区域与亚临界区域均会发生传热恶化现象,本质上都是由于物性变化产生的。亚临界条件下流量漂移较快,跨临界条件下流量振荡周期较长。亚临界窄矩形通道内同样发生流量漂移与流量振荡现象,在相同过冷度条件下,矩形通道需要更高的加热功率达到不稳定区域,有助于提高系统的稳定性。