AP1000是国家大力引进的第三代新型核电厂,由于世界首座AP1000核电站还在建设阶段,因此AP1000的设计特性包括大破口事故下的全新安全设计需要得到进一步模拟验证。另外,1988年USNRC在10CFR50.46修订版中采用了一个性能导向的LOCA分析法规方法,采用更为真实物理模型,量化估算不确定性,保证结果在接受的准则范围内。根据西屋公司的AP1000 LBLOCA最佳分析结果可以知道,PCT计算限值与ECC验收准则规定的1477K非常接近,因此我们需要在最佳估算的基础上加入不确定性分析,从而获得较低的PCT计算限值。文章以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,将稳态调试与瞬态计算结果与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比对,以确立分析模型的实用性;进一步地,基于已建立的大破口模型,研究AP1000的非能动设计特性、功率提升以及冷却剂泵停闭时间对大破口失水事故的影响;最后针对大破口模型进行参数、模型灵敏度分析,基于西屋公司热工水力分析方法ITDP的数学统计理论,对参数不确定性量化分析,挖掘PCT热工裕量。比较结果显示,RELAP5和西屋公司的计算结果有相当的一致性。分析结果表明,ACC的注水会导致CMT安注的暂时停滞;IRWST失效会导致AP1000在大破口事故发生后17000秒左右发生堆芯裸露现象;主泵关闭越早,大破口PCT值越高;电厂功率每提升1%,大破口PCT值将上升约15K。而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA分析,能额外提供30~50K的热工裕量。