核动力装置非能动安全方面的研究是确保核能的安全利用及其进一步发展的重要课题。本文介绍了世界上正在研究的新一代核动力堆的非能动系统,并以大型热工水力瞬态分析程序——RDLAP5程序为研究工具,对AP-1000的非能动余热排出系统进行了仿真计算,同时,对本文中提出的新非能动余热排出方案进行了计算。本文利用RELAP5程序对我国最新引进的第三代先进压水堆AP-1000的非能动余热排出系统进行了仿真计算,计算结果表明:在发生全厂断电事故时,AP-1000的非能动余热排出系统和非能动安全壳冷却系统可在无需操纵员采取行动的情况下,提供无限的衰变热排出能力,提高了反应堆的固有安全性。同时,本论文提出了一种新的非能动余热排出系统方案,并根据系统之间的可比性,把计算的结果与AP-1000非能动余热排出系统的计算结果进行了定性的比较,结果表明:与AP-1000非能动余热排出系统相比,新的非能动余热排出方案在一定程度上提高了反应堆的固有安全性,但同时也为反应堆非能动安全壳冷却系统增加了负担。分析计算结果表明:虽然这两种非能动余热排出方案各自有不同的优点,但是,在全厂断电事故下,两种方案都能够实现长期导出堆芯余热的功能,确保反应堆的安全。