大型非能动压水堆核电厂在发生失水事故（LOCA ）后的长期堆芯冷却阶段依靠重力向堆芯注入应急冷却水，其注射管线上设置的旋启式止回阀的阻力可随流量变化，管线的阻力可能将非预期地增加。根据旋启式止回阀阻力特性，为失水事故最佳估算系统分析程序添加相应的计算功能，对压力容器直接注射（DVI）管线双端断裂事故后长期堆芯冷却工况进行了计算分析。结果表明：安全注射管线上旋启式止回阀阻力变化对大型非能动压水堆核电厂LOCA后长期冷却的影响较小；在安全裕量不足的情况下，旋启式止回阀的阻力特性将影响到非能动注射管线的安全注射功能的执行。
长期堆芯冷却 旋启式止回阀 非能动安全注射