本发明属于核反应堆安全评价技术领域，具体公开一种核反应堆堆腔注水冷却措施有效性的评价方法：利用严重事故系统计算得到热工失效评价输入参数；利用熔融池分层模型、熔融物的成分和质量，确定熔融池的结构；针对熔融池结构计算熔融池内传热；根据熔融池内传热获得压力容器外壁面热流密度；将外壁面热流密度值与相同位置处值比较，判断下封头是否发生热工失效；对压力容器下封头材料进行静载荷、高温蠕变和快速断裂分析；将参数与极限值进行比较，判断下封头是否发生力学失效；根据分析判断核堆腔注水冷却措施的有效性。本发明的方法能够准确、全面地评价严重事故工况下实施堆腔注水冷却措施时压力容器下封头的完整性。