从第一座陆上模式反应堆的建成开始,船舶核动力堆在市场需求的巨大刺激下得到了迅猛的发展,尤其是核动力装置在作为大型水面舰只推进动力上的巨大优势,使得对船用核动力装置的研究继续成为当今的热门领域。在保证核动力装置安全运行的同时,对经济性也提出了更高的要求。仿真在核动力装置的研究领域发挥着越来越重要的作用,它为核动力装置的运行研究、热工水力研究、事故分析提供辅助设计手段,也为控制系统方案验证和优化提供研究手段,有效地缩短了核动力装置的研发周期,降低了研制费用和风险性等。本文在涉及课题的相关梯队之前开发的核电站仿真平台技术的基础上,开发船用先进核动力装置的仿真平台,并进行相关的仿真研究。仿真平台由热力系统、控制和保护系统、人机界面、共享数据库和后台控制程序组成。本文的仿真研究对象是具有双反应堆的先进船用核动力装置,工作重点在对先进核动力装置的热力系统和控制系统的建模及验证上,其中热力系统的建模包括了两个反应堆的完整的核岛和常规岛主系统模型,控制和保护系统包括了功率控制系统、稳压器控制系统、蒸发器控制系统等在内的主要系统。在建立了完整的热力系统和相关控制和保护系统模型的基础上,对热力系统进行相关的稳态和瞬态验证,包括满功率稳态、负荷阶跃变化、事故工况和特殊运行工况的模拟和验证。稳态计算结果与设计值基本一致,瞬态及特殊运行工况计算结果与设计趋势一致。在对热力系统模型进行验证后,整合控制和保护系统模型、人机界面程序和共享数据库,建立先进核动力装置仿真平台,并对仿真平台进行稳态和独立运行模式下的阶跃降负荷瞬态验证,稳态和瞬态的计算结果都与设计趋势相符,证明了仿真的正确性。本文的研究成果表明,开发的先进核动力装置仿真平台能够正确模拟仿真对象,能为先进核动力装置的运行研究、热工水力研究、事故分析及控制和保护系统方案验证和优化提供研究手段。