在核电站中发生严重事故的概率很低,但一旦发生,将会造成非常严重的后果,历史上已发生的严重事故警示我们,核电安全仅以设计基准事故为限是不充分的,必须考虑严重事故的预防与缓解,以满足社会各界对能源和安全日益增长的要求。国家核安全局2004年4月18日发布了新版的《核动力厂设计安全规定》(HAF102)中,对严重事故的预防和缓解提出了要求,要求核电厂在设计中应尽实际可能地考虑设置严重事故预防和缓解措施。秦山二期扩建工程是在秦山二期1#、2#机组基础上的“翻版加改进”,针对严重事故,由于秦山二期扩建工程的PSA工作尚未完成,无法利用PSA结果进行分析,只能参考有关的安全研究和同类核电站的实践,经过分析比较,在合理可行的基础上尽实际可能地设置严重事故的预防与缓解措施。本文根据国际通用的严重事故选取原则确定了秦山二期扩建工程可能导致严重事故的十一个事故序列,并分别对每个事故序列进行了严重事故计算分析。根据严重事故计算分析结果,参考国内外电站相关经验,结合秦山二期扩建工程事故缓解的目标,采取了三项可行的、有效的严重事故缓解措施:1)稳压器卸压功能延伸防止高压堆熔导致安全壳直接加热;2)设置消氢系统措施防止氢气燃爆;3)增设安全壳过滤排气系统防止安全壳晚期超压失效。本文应用严重事故分析程序对可能发生的高压熔堆、氢气燃爆和安全壳超压失效且导致堆芯损伤频率最大的事件序列进行有无缓解措施情况的对比分析,主要得出以下结论:(1)在LOFW事故、SBO事故和小LOCA事故三种事故中采取在堆芯出口温度达到650度时操作员手动开启稳压器安全阀卸压措施可以有效降低压力容器下封头失效时的一回路压力,能有效的缓解高压熔堆导致安全壳大气直接加热导致安全壳早期失效的风险。(2)秦山二期扩建工程在安全壳内设置消氢系统能复合在小LOCA、大LOCA和SBO事故进程中产生的大量氢气,使得安全壳空间内的氢气浓度始终保持在很低的浓度水平,有效的遏制了氢气燃爆的风险。(3)秦山二期扩建工程安全壳过滤排放系统(EUF)能缓解严重事故后安全壳压力的增长,有效的消除安全壳缓慢超压的风险。本文通过对秦山二期扩建工程65万千瓦压水堆核电站严重事故序列的分析,提出了相关的严重事故缓解措施。并对所提出的严重事故缓解措施的有效性论证,这对提高秦山二期扩建机组的安全性能有着重要作用,为秦山二期下一阶段的研究工作提出了明确的方向,同时对国内新建核电站今后的工作有着重要的参考价值。