第三代AP1000核电厂在严重事故下,堆芯锆合金与高温水蒸气发生反应生成氢气。氢气通过一回路压力边界破口进入安全壳空间,氢气燃烧或爆炸产生的热及压力载荷会威胁安全壳的完整性,导致放射性向环境和公众泄漏。严重事故下,必须对氢气进行控制与管理,消除能导致安全壳失效的大体积氢气燃爆。AP1000核电厂采用非能动氢气复合器和点火器来降低氢气风险。本文首先建立了AP1000核电厂MAAP程序模型,对于1#SG隔间内冷管段小破口叠加ADS4失效事故的事故进程进行了研究,并计算得到了氢气源项、水蒸气源项、安全壳压力和气体温度等参数。然后利用GASFLOW程序对氢气缓解系统有效性进行了CFD分析。研究表明：点火器能够在氢气大量释放阶段消耗掉大部分氢气,而复合器对于大量氢气集中释放情况的缓解效果有限；非能动安全壳冷却系统可以有效降低安全壳温度和压力；AP1000原有点火器方案可以有效降低上部空间的氢气风险,但1#SG隔间仍具有很高的氢气风险；通过在1#SG隔间添加两台氢气点火器,在1#SG隔间上方添加1台氢气点火器,可明显提升氢气缓解系统性能,可控制1#SG隔间氢气风险,因此通过在氢气富集区域合理加装点火器可以有效控制该区域的氢气风险。最后,本文分析了AP1000核电厂在小破口叠加ADS失效事故且点火器失效情况下惰化气体注入时间和注入流量对于安全壳事故后惰化的影响。分析表明,过早开始惰化会导致较大的氢气风险,500s开始注射方案较优,惰化气体的注入流量以23kg/s注射方案较优。