小型核动力装置可以通过交通工具运输,为偏远地区或者海岛提供现实的、经济可行的能源保障;也可以作为应对各种紧急情况的备用电源,为遭受自然灾害的地方提供电源;具有较好的应用前景。本文利用APROS平台建立移动式核动力转换装置仿真模型对装置运行的稳定性和可靠性进行分析,研究了蒸发器破裂、凝汽器真空破坏和循环冷却水阀门卡涩对系统的影响。基于APROS火电版中基本换热单元构建了核动力转换装置直流蒸发器仿真模型,通过B&W公司的直流蒸发器实验数据验证了选用六方程计算模型进行模拟仿真的准确性;从传热和流动两个方面对直流蒸发器特性进行了研究,结果表明,在单相区和两相区的对流换热系数计算曲线具有与实验曲线一致的传热特性;在蒸发器工作区间中获得的沿程、摩擦阻力系数与实验数据一致,为二回路完整模型构建奠定基础。在不同负荷对构建的汽轮机、给水加热、冷端和辅助系统模型进行对比验证,仿真结果与设计值误差达到设计要求。在此基础上对完整的核动力仿真系统进行稳态、变负荷和动态仿真试验;根据仿真结果,在不同负荷系统的主要参数与设计参数误差低于3%,在变负荷过程中各参数变化达到设计要求,在动态试验中各参数的变化趋势与理论分析一致,仿真模型具有较高的仿真精度。建立了直流蒸发器破口模型,通过对集中式和分布式两种破口模型研究,表明了分布式破口模型更能准确反映实验参数变化;在此基础上研究了直流蒸发器换热管破裂位置和大小对系统的影响;结果表明随着破口漏量增加或者破口位置逐渐接近二次侧出口,使得蒸发器出口蒸汽流量和温度逐渐降低,湿度增加,易引发汽轮机水蚀,同时造成一次侧流量降低,堆芯冷却不足。建立了凝汽器漏汽故障模型,利用实验数据验证了模型的准确性,仿真计算不凝性气体聚集对凝汽器真空、机组出力的影响;基于所建立的阀门卡涩故障模型,研究了阀门卡涩对系统控制品质的影响,结果表明随着阀门卡涩程度的增加,阀门响应时间延长,变工况后系统各参数波动的振幅越大,周期越长,控制品质和稳定性逐渐降低。