国内外对一体化小型反应堆开展了大量研究,但是关于小型堆严重事故方面的研究比较少,由于一体化的小堆在结构上和传统反应堆差异较大,对一体化小型反应堆进行严重事故研究对于认识其在严重事故下的特性,帮助制定严重事故缓解措施和降低堆芯损坏频率有着重要意义。本文以IRIS反应堆为研究对象,调研IRIS反应堆研究进展和相关参数,建立了IRIS反应堆的RELAP5/SCDAP分析模型。所建模型包括反应堆一回路,二回路(详细模拟了8个蒸汽发生器)和4路应急余热排出系统,堆芯的SCDAP模型和下封头的COUPLE模型。并采用Contempt程序建立了IRIS反应堆的安全壳模型。本文所建模型计算的稳态值与目标值基本一致,在汽轮机停机导致的瞬态事故中,控制棒插入堆芯后功率迅速降低,余热排出系统投入运行后稳压器压力和一回路温度开始下降,符合事故预期进程,同时主要参数与参考文献中的变化趋势一致,这也验证了本文所建模型的正确合理。对汽轮机停机事故分析结果表明：由于IRIS反应堆低功率,大压力容器设计可以有效推迟堆芯裸露时间,事故发生7小时后堆芯开始裸露,12小时后堆芯开始损坏。对于不采取任何缓解措施的情况,压力容器最终会干涸,堆内出现蒸汽自然循环流动,控制棒熔化后掉入下腔室导致下封头失效；在不卸压的情况下,一个上充泵的安注就能够缓解事故；在卸压的情况下,堆内冷却剂快速闪蒸,堆芯迅速裸露,两个上充泵的安注流量不能缓解事故,安注流量增大到35kg/s时能够缓解事故。DVI破口事故下反应堆将丧失更多的冷却剂,2.6小时后堆芯开始损坏。相较于CVCS破口事故,事故进程更快,堆芯开始损坏的时间要早5.4小时。对于CVCS破口事故,两个上充泵的安注流量能缓解事故。对于DVI破口事故,一个上充泵安注流量能够缓解事故。综合分析汽轮机停机和破口事故引起的严重事故,确定堆芯出口温度到达703K时为IRIS堆严重事故的入口条件。