本文在调研近二十年来国内外严重事故管理发展的基础上，在严重事故管理研究的框架下，以秦山一期核电厂为分析研究对象，采用了以机理性的核反应堆热工水力计算分析程序（SCDAP/RELAP5）为基础的，具有计算分析压力容器内堆芯行为能力的严重事故分析平台为手段，系统性地对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）、全厂断电（SBO）、小破口冷却剂丧失（SBLOCA）等初因事故导致堆芯严重损伤的事故进程进行了计算分析。通过对SGTR、SBO、SBLOCA三个主导事故序列的计算分析以及相应的缓解措施的验证对比分析，得出以下结论： 1.基于状态判断（堆芯出口温度达到650℃）的严重事故管理入口准则，可适用于秦山一期核电站。 2.在SGTR事故缓解过程中，为了防止破损蒸发器向外泄漏放射性物质，在二回路压力较低时，需要先对破损蒸发器进行隔离；但如果二回路压力较高，则不宜对其进行过早的隔离，以防止放射性物质通过安全阀或释放阀向外泄漏。 3.在SBO事故缓解过程中，由于一回路压力较高，可以开启稳压器释放阀进行一回路降压，保证高压安注泵能有效地启动。