非能动安全系统减少了对运行人员干预和外部能源的依赖,是提高核电站安全性、可靠性和经济性的重要方式,在国内外新一代核电站的设计中得到了广泛应用。AP1000作为先进的第三代非能动压水堆,以非能动安全作为主要技术特点,成为我国第三代核电自主化依托项目所选择的技术路线。目前我国浙江三门、山东海阳已决定使用AP1000核电机组。本文利用实时热工水力工程分析工具THEATRe和两相流体建模工具JTopmeret作为AP1000非能动安全研究的工具,在实时仿真平台SimExec上进行仿真计算。论文分别就主给水丧失事故及非能动余热排出系统(PRHR)误开事故进行仿真。仿真结果表明：在主给水丧失事故下,非能动余热排出系统、堆芯补水箱系统(CMT)能够及时的排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。在非能动余热排出系统误开事故下,对于非能动余热排出系统误开事故是一个功率瞬变事件,在事件的发展进程中,反应堆达到一个新的高功率水平的平衡条件下,安全运行。本论文的仿真结果与美国西屋公司的仿真结果基本相同,说明在事故条件下,AP1000非能动堆芯冷却系统能够满足堆芯安全的要求,同时也说明THEARe和JTopmeret仿真软件适合于AP1000此类反应堆的仿真分析。在论文的研究工作中还应用SimExec平台建立AP1000非能动堆芯冷却系统人机界面。通过人机界面对事故进行仿真,有助于对各系统运行特性的分析。在国内,目前还没有关于AP1000非能动堆芯冷却系统的相关研究。论文结果对于AP1000设计特点的应用研究及技术消化吸收有所帮助、对AP1000电站在我国的实际运行将有一定的参考价值。