为了解某型核动力装置蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的运行特性，采用RELAP5／MOD3．2安全分析 程序对该型核动力装置进行计算研究。采用了一种新方法对蒸汽发生器倒U形传热管进行建模，即将SG的倒U型 管按不同的长度分类并划分为不同的控制体与流线，用以模拟自然循环工况U形管内可能存在的冷却剂倒流现象，并 利用全尺寸装置的试验数据对理论计算结果进行校核验证，证明了新的建模方法正确。利用理论计算与试验结果对 该型舰船核动力装置非能动余热排出系统的运行特性进行分析研究，研究表明：该型核动力装置发生全部电源丧失事 故条件时，蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统能够较快地投入运行；对于该型核动力装置，在一定的条件下，蒸汽 发生器部分U形管内会出现冷却剂的倒流流动，蒸汽发生器出口腔室内温度较低的冷水将流人入口腔室，从而导致主 回路及反应堆的自然循环流量减少；理论计算与试验结果均表明反应堆人口温度缓慢上升，说明在一些时段内反应堆 内温度较高流体倒流进入反应堆入口管道，主回路中冷却剂出现反向流动；蒸汽发生器倒U形管发生的倒流给主回路 中冷却剂反向流动创造了必要条件。蒸汽发生器倒U形管倒流及主回路冷却剂的反向流动严重降低了一回路主系统 的自然循环能力，进而降低了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统的余热排出能力。