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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