假设AP1000核电厂发生类似福岛核事故的初因事件，利用RELAP5/MOD3.3程序对事故早期的一、二回路系统和非能动安全系统进行模拟计算，得到了反应堆冷却剂系统压力、堆芯冷却剂温度、非能动安全系统流量等重要参数的瞬态变化。分析表明：在非能动余热排出系统完好的情况下，反应堆系统能顺利进入热停堆状态；如果非能动余热排出系统1根换热管发生双端断裂，则反应堆系统将会在5h内发生严重事故。
AP1000 RELAP5 福岛核事故 非能动安全系统