当前,中国核电已进入加速建设时期。在建和规划中的核电机组多为三代压水堆机组。在社会各界对核电厂安全问题提出更高要求和期望的背景下,搭建一个可信的一回路热力系统模型,模拟并分析一回路的热工水力状态对各类事故的瞬态响应,是三代核电机组建设和运行过程中至关重要的课题。本研究的主要内容有两部分:(1)以我国目前唯一具有完整自主知识产权的三代核电机组“华龙一号”为研究对象,以RELAP5为建模工具,采用模块化建模的方法,通过参数分析计算、模型简化和等效,建立了一回路主系统四大设备(压力容器、蒸汽发生器、稳压器、主泵)的模型。最后将各模块整合成一回路主系统稳态模型。验证得出稳态计算结果与“华龙一号”设计参数的误差均在0.5%以内,证明了该模型的可靠性。(2)在稳态模型的基础上,建立了蓄压安注系统、反应堆保护系统、稳压器超压保护系统的模型。用RELAP5模拟失水事故、失热阱事故、失流事故这三种典型事故。事故模拟采用确定论安全分析的基本假设。事故结果用压水堆安全验收准则进行了评价。基于模拟结果图,分析了事故进程中,各个阶段的一回路温度、压力、流量、堆芯空泡份额、燃料包壳温度等参数的变化情况和变化原因。较为全面地反映三种事故下一回路的热工水力状态。从事故进程的分析得出:小破口失水事故中,高压下的冷却手段、长期有效的补水措施必不可少;失流事故中,事故的过程由冷却剂流量下降和堆芯功率下降两方面因素共同决定;部分失流事故的后果相较于全部失流事故的后果可能更加严重;失热阱事故中,在汽轮机跳闸情况下,“华龙一号”一回路主系统能够在无操纵员干预下进入安全状态,堆芯结构能够维持可接受的冷却特性。本研究建立的稳态模型和事故模型表明了以RELAP5为工具的三代核电机组一回路热力系统数值模拟是可行的。同时也为进一步的“华龙一号”核电系统全范围建模和安全分析提供了研究的基础。