近些年来,核能作为一种兼顾清洁性与经济性的新型能源,成为了现阶段代替常规能源的重要途径。国家在支持发展核电的同时,也对核电的安全问题愈加重视。从反应堆动力学的角度出发,中子通量密度在偏离临界状态下的瞬态变化特性对反应堆的控制和安全运行是极其重要的,中子通量密度的实时仿真对反应堆运行过程中涉及到启停堆、功率调节、冷却剂管道的破裂、控制棒从堆芯中失控弹出等瞬态过程的参数监测与事故分析都具有重要意义。并且,反应堆堆芯内中子动态学与热工-水力耦合关系的复杂性是目前在堆芯仿真领域的难点。因此,本文从安全分析角度出发,在对VVER-440反应堆的堆芯进行合理简化假设的基础之上,使用APROS Nuclear仿真软件分别建立VVER-440型反应堆堆芯的中子动力学模型与热工-水力模型,为了准确描述两种模型之间的反馈效应,通过反应性系数对二者进行合理的耦合。最后,在该堆芯模型的基础之上,建立与之相对应的控制棒控制系统,并应用该模型对反应堆稳态、启堆与停堆的不同工况进行模拟仿真,最后,对其仿真结果进行分析研究。本文仿真内容主要包括以下三个方面:（1）在不同工况下,对快中子与热中子通量密度的瞬态特性进行模拟。仿真结果与压水堆堆芯内中子的实际情况较为吻合;（2）通过改变堆芯有效增殖因数k_eff改变堆芯功率水平,监测控制棒控制系统的响应情况。控制棒控制系统能够对不同的工况迅速做出合理的响应;（3）考虑到对堆芯系统反应性的控制,分别对反应堆启堆与停堆两种工况中堆芯内的中毒情况进行分析研究。堆芯模型内关于¹³⁵Xe,¹³⁵I,¹⁴⁹Sm与¹⁴⁹Pm浓度的计算结果与压水堆堆芯的实际情况一致。本文基于APROS Nuclear软件建立VVER-440反应堆的堆芯仿真模型与控制棒组件的自动控制系统,验证APROS Nuclear软件对堆芯模拟结果的可靠性与精确性,为核反应堆堆芯内的功率瞬态监控与其控制系统的设计提供了重要参考,为后期开展反应堆安全运行的相关工作奠定基础。