本文基于最佳估算热工水力程序RELAP5/MOD3.3,针对AP1000核电厂进行系统建模,主要对核电厂一回路系统堆芯压力容器、冷却剂管道、稳压器、反应堆冷却剂泵;二回路系统的蒸汽发生器、蒸汽出口管道;非能动堆芯冷却系统中非能动安全注入系统、非能动余热排出系统、自动降压系统进行建模。在建立的AP1000系统模型基础上进行程序稳态调试工作,即核电厂各项参数最终达到稳定状态,并且符合AP1000核电厂初始条件参数的参考范围。在AP1000系统程序稳态调试完成之后,引入ADS误动作事故与非能动余热排出系统误动作事故模型,对这两种事故工况进行瞬态计算。ADS误动作事故瞬态计算结果中重要参数符合验收准则的要求,验证了 AP1000核电厂在此事故工况下可以导出堆芯衰变热,不会导致严重事故。非能动余热排出系统误动作事故瞬态计算结果中重要参数符合验收准则的要求,结果证明在反应堆冷却剂泵不惰转与反应堆不停堆的情况下,AP1000核电厂在此工况下不会导致严重事故。之后通过改变安全壳内置换料水箱内水温度及PRHR热交换器换热面积两种方式对PRHR热交换器误动作事故进行敏感性分析,分析结果表明,改变内置换料水箱内水温度范围不大情况下,对PRHR热交换器内自然循环影响不大,改变热交换器换热面积对自然循环影响较大,敏感性分析计算结果中重要参数均符合验收准则要求,不会导致严重事故。