近年来,核电领域开展了非能动技术的广泛研发和工程应用。对非能动压水堆而言,当发生失水事故时,其安全系统的运行特性和传统压水堆有较大差别。因此,针对大型先进非能动压水堆开展失水事故热工水力研究,是掌握其非能动系统特性的重要课题之一。本文主要开展了以下三个方面的研究:(1)首先利用机理性程序模拟IFBVHC实验装置,并与试验数据进行对比,验证了程序用于低压力和自然循环系统的适用性。接着根据大型先进非能动压水堆的设计特点,利用机理程序建立其热工水力分析模型,模型包括反应堆冷却剂系统(RCS)、非能动堆芯冷却系统(PXS)、辅助系统以及简化的二回路系统。通过系统稳态调试,并与设计参数进行对比来验证所建模型。(2)分析了典型的小破口失水事故(SBLOCA)和大破口失水事故(LBLOCA),其中SBLOCA包括ADS阀门误开启、50.8mm冷段破口、DVI管线双端断裂、254mm冷段破口,LBLOCA包括冷段双端断裂事故。分析中选取的不同破口尺寸和位置的失水事故序列,具有足够代表性。结果表明PXS系统能使RCS卸压,将冷却剂注入压力容器,及时冷却堆芯,有效导出堆芯衰变热。对安全壳背压和单一故障假设进行敏感性分析,评估参数选择的保守性。(3)分析SGTR事故进程,结果表明PXS能使RCS系统有效降温降压,排出堆芯衰变热,并在破损SG满溢前自动终止破口流量。然后分析了破口形式、传热管热段或冷段破口、传热管断裂根数对SGTR事故的影响。指出了5根传热管断裂时,SG二次侧流体可能有向RCS倒流的风险。本文针对大型先进非能动压水堆失水事故的热工水力分析,对理解其PXS的工程设计特性和热工水力现象提供一定参考和支持。