当核电厂发生严重事故(即堆芯熔化)时，由于堆芯燃料芯块(UO2)熔化温度可达到1800℃以上，当熔融物掉落在反应堆压力容器(RPV)底部时，会将RPV底部熔穿，进而烧穿安全壳底板混凝土导致放射性物质大量释放至环境。为了缓解严重事故所造成的后果，根据严重事故发展过程的特点，提出了将熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention, IVR)这一重要的严重事故缓解策略。熔融物堆内滞留(IVR)是通过对RPV的外壁面(堆腔注水)采取冷却措施，将滞留在RPV内的熔融物热量排出，使熔融物滞留于RPV内，从而维持RPV的完整性。  通过反应堆压力容器(RPV)外水冷实现堆芯熔融物在RPV内滞留是非能动压水堆核电厂发生严重事故后的重要缓解措施。在采取IVR措施期间，RPV内壁仍会受到1200℃以上的超高温，而RPV壁厚上承受高温差以及内压的共同作用，RPV材料会产生严重的蠕变损伤。因此，堆腔注水将RPV传递的热量充分带走，外壁冷却水的沸腾传热保持在临界热流密度以下的前提下，RPV受到高温差和内压是否能保证RPV压力边界结构完整性必须经过充分论证和分析。本研究重点是严重事故下，在满足热工失效准则前提下，研究分析RPV在内压与高温差联合作用下保持结构完整性的技术。  本研究内容及创新点：(1)国内首次采用RPV用SA-508G.3C.1钢在超高温条件下的蠕变性能试验，获得SA-508Gr.3Cl.1钢在高于设计温度以及在蠕变温度以上的蠕变性能试验数据和等时应力应变数据，并建立本构方程，为RPV结构完整性分析提供输入；(2)通过采用大型CFD软件对严重事故IVR下反应堆压力容器传热特性进行研究，采用RPV内熔融物和RPV外冷却水沸腾换热的耦合数值模拟，分析IVR下的传热问题，获得RPV的剩余壁厚和温度分布，作为RPV结构完整性分析的输入；(3)根据规范ASME BVPC-III-1-NH，采用高温蠕变和高应变极限分析方法和理论，确定外载(包括结构自重、内压等)及温差应力作用下RPV下封头的极限承载能力，以评价RPV下封头在IVR下是否有形成塑性铰导致承载能力大幅降低的可能性，形成了严重事故下反应堆压力容器结构完整性分析技术。(4)提出了RPV堆外冷却不超过临界热负荷是实现严重事故IVR的必要条件，而确保在内压与高温差联合作用下RPV结构完整性则是实现严重事故IVR的充分条件。  本成果中获得材料超高温蠕变性能数据和RPV结构完整性分析方法，已用于非能动核电厂采用IVR措施的分析，在后续非能动核电厂设计中将作为成熟技术来应用。  采取IVR策略可缓解严重事故后果，为核电厂运行和事故后响应带来重要保障，产生巨大的经济效益和社会效益。