U型管蒸汽发生器作为在当今二代核电站中应用最为广泛的连接核岛与常规岛的换热设备，因其重要的工作地位、复杂的结构与流动换热特性以及较高的事故率已成为国内外学者研究的重点。随着研究的深入其关键性问题也已趋于明朗，即蒸汽发生器二次侧沸腾段两相流精确模型的建立，蒸汽发生器水位随扰动的响应等。本文以大亚湾核电站蒸汽发生器为研究对象，二次侧沸腾段两相流采用较为准确的漂移流理论模型，并在蒸汽发生器数学模型中添加非线性水位模型以及预热段高度模型以完善蒸汽发生器模型，参照蒸汽发生器的实际运行参数进行了100%、70%、50%及30%四种工况水平下的稳态仿真，各主要参数的仿真结果与实际值及理论计算值的误差在3%⁴%之间，验证了模型的准确性。稳态计算得出的漂移流理论标志性参数—分布参数C0、两相流摩阻压降关键参数水相增倍因子Φ_l0²以及汽液两相流滑速比S与各自试验值间的误差分别为3.6%、6.8%和12.9%，验证了所建立的漂移流模型可准确反映并用于预测蒸汽发生器汽液两相流的流动与换热特性。在稳态计算的基础上，进行4种工况下给水流量阶跃增加5%与给水温度阶跃减少10%两种扰动情况下的动态仿真。仿真结果表明：随着扰动的添加蒸汽发生器各参数（压力、蒸汽产量、质量含气率、水位以及预热段高度等）都表现出合理的变化趋势，并准确的模拟出“虚假水位”现象。并且注意到负荷越高，水位最先达到上升或者下降的终点且变化迅速，水位的过渡过程随负荷的增高其延续时间逐渐缩短，水位的变化幅度也随负荷的增高而减小，即水位随着负荷越高对扰动的响应速度与程度越大。利用模型仿真了一次侧冷却剂泄露和蒸汽出口管道破口两种典型核电站事故，研究了压力、质量含气率和一次侧出口温度及水位等参数的变化。分析了两种事故对于蒸汽发生器的影响，并阐述了对其造成的危害。综上，两相漂移流理论在蒸汽发生器仿真中的成功应用，以及整体模型中非线性水位模型和预热段高度模型的添加对蒸汽发生器热工水力模型的完善，可为蒸汽发生器流动与换热特性分析研究提供理论支持。