AP1000原子力発電所の一次冷却系に大破口事故が発生した場合を例に取り、自動圧力解除システム（ADS-1 - ADS-4）が主回路圧力、安全容器内圧力、非能動堆芯冷却システム（PXS）、及び堆芯水位に与える影響を研究した。その結果、事故初期には大量の冷却剤が破口から放出され、一次冷却系の圧力解除プロセスはADS-1 - ADS-3の影響をほとんど受けず、後期においてADS-4が主回路系圧力の低下に一定の役割を果たすことが示され、ADS-1 - ADS-3は堆芯補水タンク（CMT）及び安全注入タンク（ACC）にほとんど影響を与えず、ADS-4は重力注入タンク（IRWST）および堆芯露出防止に顕著な役割を果たす。

AP1000; 原子力発電所; 自動圧力解除システム; 一次冷却系; パイプ; 破口; 堆芯