概率安全分析能够对核反应堆事故发生过程进行全面分析,并可对潜在事故定量化。在核电厂安全分析中,作为确定论安全分析的补充可以识别出核电厂设计或运行的薄弱环节。为了评价AP1000先进非能动型电厂在ATWS事故工况下的安全性能,本文对AP1000的ATWS事故进行了概率安全分析。主要研究内容和结论如下:论文将ATWS分成三类:主给水不可用ATWS、安注信号已触发ATWS和主给水可用ATWS,分析了三类ATWS的事故进程和安全功能响应。在此基础上,建立了三类ATWS的事件树。论文建立了缓解ATWS事故的AP1000相关系统故障树,对故障树的不确定性和人因可靠性进行了详细分析,并深入地研究了共因失效。给出了共因失效模型:Alpha因子模型、Beta因子模型和MGL模型在交错试验和非交错试验下的参数估计公式,评价了三种共因失效模型对系统失效概率的影响。论文应用Risk Spectrum软件完成了事故序列和系统故障树的定量和定性分析。结果表明:AP1000的ATWS事故堆芯损坏频率均值为5.35E-10/ (堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为3.70E-12/ (堆·年),上限(95%)为1.55E-09/(堆·年)。研究给出了系统故障树和事故序列的最小割集及其发生概率;通过堆芯损坏重要度分析得出了风险和安全重要的基本事件;通过堆芯损坏敏感性分析,得到所有人因失误概率为1时,堆芯损坏频率为2.52E-06/(堆·年),该数值比基准堆芯损坏频率增加了 4710倍,这说明缓解ATWS事故的人因行为是非常重要的;PRHR不可用导致堆芯损坏频率增加了 10.7倍,PRHR是非能动系统中最重要的。