核动力装置发生全船/厂断电事故后,需要采取应急冷却措施将堆芯余热排出,非能动余热排出系统依靠本身的自然循环特性,能够在丧失外部电力的情况下,提供对堆芯的冷却,保证反应堆的安全。本文提出了几种不同形式的非能动余热排出系统(PRHRS)方案:海水冷却方案、冷却水箱方案、空气冷却方案以及缓冲水箱方案。这些方案各有优势,能够满足不同型式的核动力装置在不同条件下的堆芯冷却要求。基于自然循环系统特性对PRHRS进行设计计算,从而确定了不同方案中换热器结构及系统主要尺寸。在此基础上使用RELAP5程序对断电事故下反应堆停堆后PRHRS投入运行的过程进行仿真,反应堆热工水力动态特性结果表明,不同方案中PRHRS均可通过自然循环排出堆芯余热,保证堆芯安全。最后,分析了各个方案中对系统特性影响较大的设计参数,分析结果表明:各设计参数值越大,越有利于自然循环的建立,PRHRS换热能力越强,但过大的设计参数会导致系统各运行参数变化过快,不利于系统的稳定及设备安全。本论文所设计的PRHRS均能够在事故工况下带出反应堆衰变热和一回路显热,从而保证堆芯安全,不同的PRHRS能够满足不同型式的核动力装置在不同运行条件下的要求;本文的研究结果可以为非能动安全系统在核动力装置上的应用提供一定的参考。