在核动力装置运行中,热工参数的变化对反应性有反馈效应,主要体现在温度场和密度场变化引起的核反应截面的变化,进而带来反应性的变化。热工仿真计算中的一些关系式是经验或半经验的,在相同热工水力条件下存在不同的计算关系式,带来的计算结果是不一致的,不同的温度场分布,会带来不同的反应性反馈计算结果。本文分析了在秦山一期核电站主冷却剂系统实时仿真中应用不同的计算传热系数的关系式和流动摩擦阻力的关系式对反应性反馈计算产生的敏感性,分析结果对核动力装置系统仿真程序的开发有借鉴意义。本文以秦山一期核电站为对象,收集相关参数,用三维中子时空动力学仿真程序REMARK进行堆芯物理实时仿真,用热工水力仿真程序THEATRE对秦山一期核电站主冷却剂系统进行热工水力实时仿真,并在SimExec仿真平台上对两个仿真程序做了耦合,形成了耦合的实时仿真程序。针对本文的研究内容,对秦山一期核电站主冷却剂系统进行了正常运行工况和事故运行工况的仿真。在正常运行工况和落棒事故中,堆芯及蒸汽发生器的一次侧传热形式为强制循环单相对流传热,在仿真程序中使用D.B公式、Gnieliski公式等传热系数关系式；在破口事故工况中,堆芯及蒸汽发生器中出现沸腾,传热方面考虑Chen公式、Shah公式等沸腾传热关系式；计算摩擦阻力方面,考虑使用Lockhart-Martinelli关系式、Chisholm关系式、Bankoff关系式等计算方法。仿真结果给出了在对秦山一期核电站主冷却剂系统仿真中,不同的关系式下温度、密度、硼浓度等参数的动态变化趋势,以及不同的关系式对有效增殖系数的影响。结果表明正常运行工况在稳态时应用不同的关系式对临界硼浓度的影响不大,而在工况变化时,不同的关系式对反应性的瞬态变化带来不同的影响。