核能发电由于其清洁、高效的特性,一直受到各国的重视。但由于商业化核电项目至今尚未在设计上实现本质安全,尤其是三哩岛、切尔诺贝利和福岛核事故等一系列重大事故的发生,对核电建设造成巨大冲击。国内外在现有技术条件下,一方面继续探索实现本质安全的方法;另一方面,结合历次核事故,提出了在现阶段技术下切实可行的目标,即实际消除大量放射性物质释放。无论何种事件序列,核事故中大量放射性物质释放都要经历反应堆堆芯熔融,熔融物坍塌至下封头,进而发生压力容器失效。由于安全壳超压或熔融物与安全壳底板的反应,威胁安全壳的完整性,从而导致大量放射性物质释放。为应对这一极端情况,国内外核电站设计中采取了不同的技术方案,目前主流压水堆核电采取的方案主要可以分为两类:1)将堆芯熔融物保持在压力容器内部（IVR）,主要应用堆型是AP1000、华龙一号和国内二代改核电项目;2)堆芯熔融物堆外捕捉措施,主要应用堆型是俄罗斯VVER系列机组和法国EPR机组。本文在严重事故管理研究的基础上,结合实际核电项目的建设和运行情况,对IVR技术和堆芯熔融物捕集技术进行了对比分析。经研究认为,对于二代加核电项目而言,堆芯熔融物捕集技术在可靠性、成功几率等方面存在优势,但受限于国内技术储备,堆腔注水系统是目前比较可行的选择。对各机型的堆腔注水方案进行了详细的对比分析,分析认为目前二代加核电项目的IVR技术存在进一步优化空间,并提出了优化建议。以本厂二代改核电项目为分析对象,对IVR实施中若干关键问题,如误注入工况下压力容器的完整性,堆腔注水有效性、压力容器下部凸台对临界热流密度（CHF）的影响以及非能动堆芯注水技术的响应时间等问题进行了分析。研究表明,压力容器下封头凸台的存在将导致流体在凸台前部凹角位置产生滞留效应,相应位置冷却水流量较低且产生汽泡脱离困难,导致温度较高,属于压力容器下封头的薄弱环节。取消凸台,冷却水流动更为均匀,整体裕量更高。由于金属层的存在导致实际热流密度较高,换热裕量较小,堆芯熔池中金属层所在位置同样是下封头的薄弱环节,金属层的厚度对热流密度和换热裕量具有重要影响。计算表明,在严重事故下启动堆腔注水系统,可以保持压力容器的完整性,确保熔融物堆内滞留。堆腔注水允许的响应时间较长,至少在30min左右。计算了RPV在堆腔误注水工况下的结构温度场和应力分析,采用RCC-M附录ZG对RPV筒体段和下封头段的假设缺陷进行了分析评价;对缺陷尺寸a不大于20mm的外表面半椭圆缺陷,各分析瞬态时刻的评定结果均满足规范要求,不会发生断裂失效的风险。