核电站蒸汽发生器是双回路核电站的重要运行设备，是连接一、二回路的枢纽，核电站能否安全、高效运行，在很大程度上取决于蒸汽发生器的固有性能及工作状况。因此使用热工水力计算及计算机仿真等方法对其进行建模仿真，以分析其工作性能显得尤为重要。本文以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型，基于分布参数法建立了核电站蒸汽发生器一维动态均相流及分相流数学模型。采用四阶龙格库塔法离散微分方程，Jacobi迭代法、Gauss消去法求解稳态线性方程。自主开发了基于MATLAB的仿真程序，进行了蒸汽发生器稳态及动态换热性能仿真，并对两种模型所得仿真结果进行对比。基于均相流模型的仿真结果表明：不同稳态工况运行时，一次侧流体出口温度不随工况变化，U形管壁、二次侧流体出口温度随着工况的降低而提高，二次侧沸腾段出口焓值、质量含汽率随工况的降低而减小；从满负荷降低至70%负荷运行时，一次侧流体及内壁温度均随时间减小，而二次侧流体及外壁温度则随时间逐渐升高，出口焓值、质量含汽率降低。电力升级时，二次侧预热段变短，出口焓值、质量含汽率升高，一、二次侧流体温度下降，管壁温度普遍降低。基于分相流模型的仿真计算结果表明，满负荷运行时，二次侧汽、液两相流速均升高；滑速比从零开始上升，在达到最大值后急剧下降，最终趋于稳定；截面含汽率呈上升趋势。不同稳态工况运行时，随着负荷的降低，汽、液两相的流速均减小，两相流滑速比最大值减小，出口截面含汽率减小。对比分相流模型与均相流模型所得参数，基于均相流模型计算得到的混合速度一直处于分相流所得汽、液流速之间，其质量含汽率均略高。综上所述，本文分析蒸汽发生器工作特性，得出工作条件恶劣部位及易发生事故点，可为预防蒸汽发生器超温爆管等事故及解决方案的制定提供技术支撑，从而提高核电站装置的安全可靠性。