AP1000核电厂是在AP600的基础上发展起来的,作为我国最先引进的第三代核电站,其最大的优势是采用了非能动安全设施,极大地降低了人因动作造成事故的可能性,并大幅简化了系统的设计,使得AP1000在经济性和安全性上都具有较大的竞争力。三哩岛事故后,小破口失水事故(SB-LOCA)得到了更为广泛的关注,然而AP1000小破口失水事故的热力学现象还未完全了解,因此进一步的研究是非常必要的。本文以AP1000核电厂为对象,利用RELAP5程序建立了完整的系统模型,采用相对较为保守的参数设置,选取典型DVI管线双端断裂事故进行计算,通过将所得结果与西屋公司NOTRUMP的计算结果对比验证了所建系统模型的准确性,并在此模型基础上开展了冷管破口谱分析。本文对非能动余热排出(PRHR)管线小破口事故的变化进程及系统参数变化进行了研究,通过对PRHR管线小破口事故进行参数敏感性分析,研究了CMT延迟时间对事故进程及物理现象的影响,验证了事故工况下非能动安注系统的可靠性。结果表明,本文所建立的RELAP5模型能够较为准确地模拟AP1000小破口失水事故。在冷管段小破口失水事故下,破口的增大,事故序列进程加快,随着CMT、ACC、IRWST等非能动安全设施的投入,系统可以实现反应堆的安全停堆及后期冷却。在PRHR管线小破口失水事故中,事故变化进程比DVI管线双端断裂与冷管破口事故缓慢,在非能动安全系统成功注入的条件下,系统可以保证反应堆的安全性。对PRHR管线小破口事故参数敏感性的分析表明,延迟时间增加,事故进程会相应推后,但堆芯功率、反应堆冷却剂系统压力、反应堆冷却剂泵流量基本保持一致;ADS1-4级阀门与IRWST流量存在一定的差异,投入时间延迟,两者流量的波动也越大。