1.装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，包括以下步骤：
S1、将压力容器内堆芯熔化过程简化为三个阶段：
第一阶段、堆芯裸露，燃料包壳膨胀并破裂；
第二阶段、包壳快速氧化阶段；
第三阶段、堆芯熔融物在压力容器下封头形成碎片床，熔融物与下封头发生相互作用；
S2、严重事故下堆芯损坏，结合具体的堆芯熔化进程，装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法包括以下子步骤：
S21、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，根据仪表监测数据判断堆芯熔化的状态，结合具体的堆芯状态分析确定堆芯注水对策；
S22、监测堆芯注水的冷却效果，进一步调整堆芯注水对策；
S23、监测到压力容器下封头熔穿，如果此时正在向压力容器内注水，则中止注水；
S24、监测压力容器熔穿的规模和持续时间，根据堆芯熔融物的实际位置和状态实施堆芯注水。
2.根据权利要求1所述的装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，所述的步骤S21包括以下子步骤：
S211、堆芯出口温度高，堆芯开始损坏，根据仪表监测数据判断堆芯熔化过程尚处在第一阶段，向堆芯冷却水流道注入冷却水；
S212、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，堆外核测系统显示中子通量发生变化，伴随压力容器外温度监测的空间变化，由此判断堆芯损坏进入第二阶段，结合电厂功能和资源恢复的实际状态确定堆芯注水对策；
S213、监测压力容器内堆芯熔融物重定位的过程，监测到堆芯熔化过程进入第三阶段，此阶段实施堆芯注水，根据注水冷却效果进一步调整堆芯注水对策。
3.根据权利要求1所述的装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，所述的步骤S22包括以下子步骤：
S221、对于上述第一阶段的注水，监测到堆芯出口温度降低则表明冷却成功；
S222、对于上述第二阶段的注水，如果监测到有限的注水流量不能终止堆芯损坏进程，则进一步加大注水流量；
S223、对于上述第三阶段的注水，监测到堆芯出口温度降低至饱和温度或饱和温度以下，则表明压力容器内可能存在液态水，此时的堆芯注水冷却效果存在三种可能：
a)下封头温度持续升高，表明堆芯注水不能有效冷却堆芯熔融物，下封头熔穿不可避免，为防止潜在的蒸汽爆炸，中止堆芯注水；
b)下封头温度降低，下封头熔融物得到有效冷却，持续注水或增大注水流量，终止堆芯熔化进程；
c)下封头温度变化趋势不确定，仍然存在压力容器下封头熔穿失效的可能，此时调整注水流量，维持注水冷却带热的同时，避免压力容器内积存大量冷却水。
4.根据权利要求3所述的装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，所述的步骤S223的c)中调整注水流量，维持注水冷却带热的同时，避免压力容器内积存大量冷却水的具体的操作为：间断运行高压安注泵，控制压力容器内冷却水过冷裕度小于5℃，即当监测到堆芯出口温度低于饱和温度5℃时或连续注水达到5分钟时，停运高压安注；压力容器内冷却水蒸干后，监测到堆芯出口温度超过饱和温度且上升趋势，或者根据当时的衰变热功率水平估算此前注水量的蒸干时间，经过所述估算的注水间歇时间后，启动高压安注系统向压力容器内注水。
5.根据权利要求1所述的装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，所述步骤S24中实施堆芯注水包括压力容器内注水和堆芯捕集器注水，分为两种情况：
S241、压力容器大规模熔穿，熔融物迅速坠落堆芯捕集器，并且监测到绝大部分熔融物都坠落捕集器，为避免蒸汽爆炸，暂不向堆芯捕集器内的熔融物注水，间隔40分钟～60分钟后，直接向堆芯捕集器内熔融物的表面注水冷却；
S242、压力容器小规模熔穿，堆芯熔融物的坠落过程比较缓慢，为避免蒸汽爆炸，暂不向堆芯捕集器内的熔融物注水，直到熔融物坠落过程中止，再间隔40分钟～60分钟后，同时向压力容器内和堆芯捕集器注水。
6.根据权利要求5所述的装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，所述步骤S242中间隔一段时间后，同时向压力容器内和堆芯捕集器注水的具体操作为：当监测到捕集器上方温度降低而下封头保持高温时，断定熔融物坠落过程已中止，再间隔40分钟～60分钟后，实施向堆芯捕集器注水，直接冷却堆芯熔融物；同时向压力容器内注水，冷却压力容器内残留的堆芯熔融物。
7.根据权利要求1所述的装备堆芯捕集器的核电厂的堆芯注水评价方法，其特征在于，还包括在压力容器外壁增设温度监测仪表的步骤。