安全壳作为核电厂反应堆最后一道安全屏障,其完整性对于核安全有非常重要的作用。安全壳冷却系统则是维护安全壳完整性的一个重要组成部分。非能动安全壳冷却系统(PCCS)因为其运行不需要外加动力,可以在全厂停电事故下保证安全壳的完全。本文以非能动安全壳冷却系统为对象,通过数值模拟对PCCS的瞬态特性和参数影响因素进行了数值研究及理论分析。为应对反应堆核事故,以有效地带走堆芯的衰变热,本文设计了一个新型的分离式热管非能动安全壳冷却系统。首先通过稳态计算得到了非能动安全壳冷却系统的相关设计参数,并综合文献,对非能动冷却系统进行了数学建模和系统建模,最后利用文献中的实验数据与模拟结果进行了比较分析,保证了非能动安全壳冷却系统的适用性和准确性。利用热工水力程序模拟分析了非能动安全壳冷却系统启动特性和瞬态流动特性。当核电站发生核反应堆冷管段双端断裂破口事故发生时,非能动安全壳冷却系统投入使用后,能在很短的时间内建立起自然循环,系统前期有很大的循环流量,可以带走安全壳内大量的热量。在整个事故期间,非能动安全壳冷却系统能够很好地带走堆芯衰变热,该循环系统具有极好的启动特性以及带走安全壳内的热量的能力。对系统影响因素的研究采用控制单一变量的方法,分别对系统冷热芯高度差、热源功率、冷却水池初始水温以及非能动冷却系统工作压力进行了研究。冷热芯高度差对循环流量和带走热量的能力影响很大,这主要是由于系统上水平段饱和温度不同造成的;热源功率会直接影响系统工质工作温度,从而对自然循环的流动不稳定性和循环流量造成较大影响;冷却水池初始温度会影响冷热源温差,而对循环系统的流量、流动不稳定性以及带走热量的能力造成影响;非能动冷却系统工作压力同样会影响系统上水平管饱和温度,以致对循环系统的流量、流动不稳定性以及带走热量的能力造成影响。