AP1000采用了双层安全壳的设计，内层为圆柱形的钢制容器，外层为混凝土屏蔽构筑物。依靠安全壳顶部水箱水自重下落及外侧空气自然循环对流换热，实现内侧安全壳的降温与压力控制。福岛事故后，顶部水箱失效下核电站的安全是人们关心的问题之一，因此开展双层安全壳自然循环的冷却能力的研究有重要意义。　　在冷管段双端断裂事故停堆后，由衰变热产生的蒸汽在钢壳内表面冷凝，热量通过导热传递到钢壳外表面。外侧空气在自然循环作用下进入内外两层安全壳间的环形通道，冷却钢壳外表面，最终将热量带出。根据双层安全壳的结构与运行原理，本研究建立了能够模拟安全壳冷却系统工作状态的物理模型。该模型能够反映安全壳内部混合气体的自然循环流动、含不凝气体的混合气体与壳内壁面的膜状凝结传热、安全壳壁面的传热、安全壳外空气的自然循环流动以及空气与壳外壁面的对流换热等过程。　　通过数学模型的建立、求解方案的设计、程序的UDF编写、网格的划分以及Fluent的仿真求解，本研究计算了核电厂在事故停堆3天后，只依靠安全壳外侧空气自然循环冷却时安全壳内部的物理状态，并通过仿真结果与美国 NRC认可的非能动仿真程序WGOTHIC计算结果的对比，证明了仿真程序的正确性。结果表明：3天时仅依靠空气自然循环无法将堆衰变热完全带走；空气自然循环能力将不断提升，但当散热量与衰变热持平时，安全壳内部压力已经超过限制。文中还分析了安全壳的高度、直径及烟囱高度对冷却能力的影响。