当前我国正积极发展核电，随着核电厂数量的增加，核电安全问题就显得越来越重要，而安全分析技术(DBA以及严重事故)是确保核电安全的技术基础。本文成功的在Linux系统下安装了ICARE／CATHARE程序，并建立了900MWe核电厂的计算模型。分析了该核电厂大破口失水加全厂断电事故序列和小破口失水加全厂断电事故序列的堆芯破坏过程，并研究了小破口失水加全厂断电事故序列的缓解措施及其有效性。900MWe核电厂大破口失水加全厂断电事故序列的分析表明：500s时开始锆水反应，1700s时堆芯内的燃料开始损坏，2400s堆芯上部全部损坏、坍塌并产生了大约270kg的氢气。对破口位置的敏感性分析表明，冷端大破口失水事故要比热端大破口失水事故进展更快、后果也更严重。小破口失水加全厂断电事故序列的分析结果表明小破口失水事故进程比大破口失水进程相对较慢。在大约2400s时开始堆芯裸露，13000s左右堆芯开始出现损坏，15000s计算结束。在小破口失水事故分析中还对几种事故缓解措施进行了分析，结果表明，如果能在事故开始后半小时开始注水，堆芯水位将很快恢复，能在堆芯建立冷却，并阻止堆芯损坏；如果在事故后堆芯出口蒸汽温度超过650℃(约2700s)时开始注水，堆芯内只有少量包壳发生氧化，但随后堆芯水位很快恢复，堆芯温度降低，也可以保持堆芯的完整性。严重事故分析有助于更加详细地了解堆芯破坏过程中所发生的物理、化学、力学行为、热工水力行为等现象。为研究事故的预防和缓解措施，给出最佳的干预时间和干预方式提供技术基础。本文应用ICARE／CATHARE程序研究900MWe核电厂的堆芯破坏机理，该工作是国内的首次成功尝试，对今后该程序的进一步推广应用以及中法继续在严重事故领域的合作都具有重要的促进作用。