Se toma como ejemplo el accidente de gran rotura en el circuito de tuberías de refrigeración de la central nuclear AP1000 para estudiar el impacto del sistema de alivio de presión automático (ADS-1 - ADS-4) en la presión del circuito principal, la presión dentro del contenedor de seguridad, el sistema de refrigeración pasiva del núcleo (PXS) y el nivel de agua del núcleo. Los resultados muestran que al inicio del accidente se libera una gran cantidad de refrigerante de la rotura, y que el proceso de alivio de presión del circuito principal apenas se ve afectado por ADS-1-ADS-3, mientras que al final, ADS-4 desempeña un cierto papel en la reducción de la presión del sistema del circuito principal; ADS-1-ADS-3 tienen poco impacto en el tanque de agua de reposición del núcleo (CMT) y el tanque de inyección de seguridad (ACC), mientras que ADS-4 tiene un papel evidente en la inyección gravitacional del tanque de agua de reposición integrado (IRWST) y en la prevención de la exposición del núcleo.

AP1000; central nuclear; sistema de alivio de presión automático; circuito principal; tubería; rotura; núcleo