核电作为一种清洁能源,技术发展已经相对成熟,供应能力较强,安全可靠性也得到了实践验证,已成为国家能源电力战略的重要组成部分。核电机组的陆续建设和运行缓解了当今世界的能源需求,但是核电站的运行也可能会带来一定的安全隐患。尤其是日本福岛核电事故发生后,人们对沸水堆核电站的安全问题关注度越来越高。沸水堆内允许冷却剂饱和沸腾,因此两相流动稳定性问题是沸水堆重点关注的问题,对核动力系统的安全和事故分析具有重要意义。由于核电站系统的复杂性和重要性决定了研究者不能直接对其进行测试。因此,建立一个准确完整的沸水堆核电站机理模型,对研究沸水堆特性以及两相流不稳定性问题有着重要的意义。因此,本文利用美国Idaho国家工程实验室开发的轻水反应堆瞬态分析程序RELAP5,以某沸水堆核电站为对象,建立了沸水堆反应堆冷却系统和主给水系统的完整机理模型和控制系统设计,在此基础上对沸水堆中两相流系统不稳定性现象进行了模拟和分析。本文的主要内容和成果如下：1沸水堆核电站的模型建立：以某实际运行的沸水堆核电站为对象,建立沸水堆核电站的计算节点图和编写RELAP5输入卡,完成沸水堆核电站堆芯冷却系统和主给水回路系统的建模。2沸水堆核电站模型的验证：通过程序稳态调试,与实际运行数据比较,对所建模型进行调试和修改,确保了模型正确性与可靠性。同时对模型进行了动态验证,符合物理规律,进一步确定了模型的正确性。3控制系统建模：在模型基础上建立了沸水堆反应堆核电站的控制系统模型,对于电厂发生的变工况及故障工况能够进行实时的模拟,验证了控制系统的调控功能和抗干扰性。4沸水堆两相流不稳定性现象的分析：沸水堆在非能动工作的状态下,易出现两相流不稳定性现象,本文在前面建立的机理模型的基础上,建立了沸水堆自然循环模型,并对两相流不稳定性现象进行了模拟,对其影响因素进行了分析。