简介： 本发明公开了属于核工业材料技术领域的一种反应堆事故工况下碳化硅复合包壳失效评估模型。该模型是通过分析大破口事故LOCA的再淹没阶段时多层碳化硅复合材料包壳与冷却剂之间的传热行为，并引入发生LOCA时的包壳氧化因素，得到内外压差、径向温度梯度和辐照肿胀引起的应力分布，进而运用Weibull断裂理论计算出在碳化硅复合材料伪塑性下的包壳失效概率；本发明不但考虑了传热系数的变化，涉及的变量因素更加全面；还引入了事故时碳化硅复合材料包壳与冷却剂之间的氧化反应和碳化硅复合材料伪塑性对失效概率的影响。本发明可评估核反应堆在事故阶段的包壳完整性，保证核反应堆的安全。所得的失效概率数据对安全评估更具有参考价值。