随着世界范围内常规能源短缺和环境污染严重这两大问题的突显,核能在本世纪初又重新走回了能源发展的舞台。特别是在我国核电装机比例比较低的情况下,核电发展得到了大力支持,迎来了一个新的发展高峰,在建和拟建机组的种类增加。核能是一把双刃剑,它可以造福众生,也可以为祸人间。所以,对于核电厂来说,反应堆事故研究和核电厂安全分析一直是核电厂建设和运行过程中最重要的课题。本课题以600MW压水堆核电厂为研究对象,以专用仿真分析软件为工具,对核电厂核岛系统进行建模与仿真。建模与仿真的范围是:反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析相关的一回路辅助系统。辅助系统主要包括:化学容积控制系统(RCV)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和辅助给水系统(ASG)。在建模的过程中采用模块化结构的方法,将需要建立的对象模型分解为若干个功能独立,能分别设计、调试和验证的模块。每个模块对应系统中的一个复杂的设备部件或一个简化的辅助系统,具有简单性、明确性和独立性的特点。对子模块检验完成后,逐层进行耦合:首先组合成分系统模型,然后再将各分系统整合成一个完整的核电站热力系统模型。根据所建核岛系统模型进行了稳态计算,并将计算结果与电站的部分实际数据和设计数据进行对比分析。在此基础上,进行了冷管段的双端断裂的大破口冷却剂丧失事故的瞬态过程进行了模拟和分析,通过仿真实验,了解了事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力行为,分析了应急堆芯冷却系统的能力。但分析结果的可靠性需要进一步认证。