为研究非能动核电厂在多重失效事故条件下的安全性能及新的热工水力现象，利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验（Advanced Core-cooling Mechanism Experiment，ACME）台架开展了非能动余热排出（Passive Residual Heat Removal，PRHR）管线破口失水试验（Loss of Coolant Accident，LOCA）。通过重点分析PRHR换热器（Heat Exchanger，HX）流动换热功能失效对事故进程和热工水力现象的影响，获得了非能动堆芯冷却系统（Passive Core Cooling System，PXS）与反应堆冷却剂系统（Reactor Coolant System，RCS）、PXS系统内各安全设备间的相互影响规律及耦合效应。结果表明：PRHR管线LOCA中，PRHR HX会出现反向流动换热的新现象；堆芯-蒸汽发生器自然循环过程的平均载热功率提高约30%，对RCS降温降压具有重要作用，是事故初期的关键现象；事故瞬态下，PXS非对称布置对RCS支路热工水力状态存在显著影响，PRHR管线LOCA中非对称布置效应会增强。