本發(fā)明公開了屬于核工業(yè)材料技術(shù)領(lǐng)域的一種反應(yīng)堆事故工況下碳化硅復(fù)合包殼失效評估模型。該模型是通過分析大破口事故LOCA的再淹沒階段時多層碳化硅復(fù)合材料包殼與冷卻劑之間的傳熱行為，并引入發(fā)生LOCA時的包殼氧化因素，得到內(nèi)外壓差、徑向溫度梯度和輻照腫脹引起的應(yīng)力分布，進(jìn)而運用Weibull斷裂理論計算出在碳化硅復(fù)合材料偽塑性下的包殼失效概率；本發(fā)明不但考慮了傳熱系數(shù)的變化，涉及的變量因素更加全面；還引入了事故時碳化硅復(fù)合材料包殼與冷卻劑之間的氧化反應(yīng)和碳化硅復(fù)合材料偽塑性對失效概率的影響。本發(fā)明可評估核反應(yīng)堆在事故階段的包殼完整性，保證核反應(yīng)堆的安全。所得的失效概率數(shù)據(jù)對安全評估更具有參考價值。