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采用美国MST公司核事故仿真软件PCTRAN，对AP1000小破口失水事故进行瞬态曲线分析，仿真结果表明：当发生400cm^2小破口失水事故后，AP1000机组堆芯补水箱和堆芯安注箱水位随反应堆系统压力下降而下降，反应堆系统压力降到13．09MPa时，触发AP1000机组非能动余热排出系统热交换器导出堆芯余热；当反应堆系统的压力降到1．52MPa时，堆芯水位开始上升；到反应堆系统压力达到0．29MPa后，压力开始趋于稳定。计算后的反应堆系统压力在数值上与西屋公司用NOTRUMP软件分析的结果大致一样。