小破口失水事故作为压水堆核电站典型的设计基准事故,小破口失水事故的后果包括反应堆冷却系统由于冷却剂减少引起的压力下降、堆芯冷却恶化、冷却剂泄漏到安全壳中和潜在的放射性向工厂外泄漏。通常对于小破口失水事故利用系统分析程序RELAP5进行建模分析,但由于该程序在堆芯建模部分只能采用点堆中子动力学模型,在破口事故发生之后不能很好地将局部产生的空泡效应反应到临近的燃料反应截面上,因此包壳峰值温度的最终计算结果并不能很好地反应真实情况。本文利用RELAP5-3D程序对小破口失水事故进行建模分析,堆芯建模部分采用节块中子动力学模型,其中对于空泡效应的模拟通过反应截面关于空泡份额的二次多项式实现,从而将局部产生的空泡及时反馈到燃料的反应截面上。在空泡范围变化较大情况下,当空泡份额超过二次多项式的拟合范围时,该多项式就不再适用,因此本文对空泡效应进行分段拟合,在不同的空泡份额条件下利用不同的二次多项式模拟空泡效应,从而实现对整个空泡范围的模拟,并对不同的分段方案进行敏感性分析,筛选出合适的分段方案。通过分段拟合方式实现基于堆芯三维节块中子动力学模型的小破口失水事故模型建立,利用该模型继续对小破口失水事故叠加停堆失效事故进行分析计算,在小破口叠加停堆棒不插入、安注系统失效的情况下,堆芯燃料包壳温度会超过程序的计算范围,因此后续计算采用严重事故分析程序MELCOR进行分析,通过Python语言编写接口程序实现将RELAP5-3D产生的计算数据收集整理后写入MELCOR程序输入卡中,并将计算结果与单独使用MELCOR程序分析小破口始发严重事故的计算结果对比。然后再利用两种严重事故分析手段对严重事故管理导则入口条件进行分析,验证严重事故管理有效性。计算结果表明:采用节块中子动力学模型的建模方式计算的事故后包壳峰值温度相较于采用点堆中子动力学模型的结果有明显下降;采用节块中子动力学模型时,只有当小破口叠加停堆棒失效以及安注失效工况下包壳峰值温度才会超过程序的计算范围;RELAP5-3D/MELCOR联合应用计算的事故序列相较于单独利用MELCOR程序的计算结果都存在明显的滞后;采取严重事故管理措施后,事故后果显著缓解。