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随着公众对核安全问题的关心,能够将风险量化的概率安全分忻(PSA)方法得到越来越多人的关注。对于提高反应堆系统运行的安全性与可靠性,PSA是一种有重要价值同时也必不可少的工具。并且,经过数十年的发展,其在核动力厂的设计、运行、维修、退役等方面的应用日趋成熟。目前,美国作为PSA的发源地和先驱者,已经通过有关法律、法规将PSA作为核动力厂申请各类许可证的要求之一;我国的核安全法规中也要求必须完成核动力厂的概率安全分析。对于设计、建造或运行中的研究堆,尤其是具有较长运行历史并逐渐趋于老化的研究堆,PSA同样会发挥巨大作用。与大型核动力厂相比,研究堆系统配置更加简单,燃料装量、运行功率及运行条件都有显著不同。同时由于试验需求,反应堆堆芯布置变动频繁,启停及运行过程中涉及更多的人员操作,使得人员操作在研究堆运行和安全中具有更加重要角色。本文通过采用核动力厂PSA一般方法以及调研类似研究堆PSA分析过程及成果,开展了高通量工程试验堆(HFETR)功率工况下的一级PSA研究,分析得到HFETR堆总的堆芯损坏频率(CDF)、支配性始发事件及事故序列。所分析事件的范围为内部始发事件,同时包括丧失厂外电事件。HFETR堆始发事件的确定综合使用了多种方法以保证始发事件清单的完备,其频率通过故障树特定分析、参考相似研究堆数据及特定数据确定；始发事件后的序列分析及系统分析分别采用事件树与故障树方法；始发事件前人员可靠性分析采用ASEP方法,始发事件后的人误使用SPAR-H方法评估；设备随机失效数据与共因失效数据采用通用数据。通过对HFETR的PSA模型的量化分析,得到其内部事件导致的CDF为6.01E-7/堆年,其中对CDF具有支配性的始发事件为失水事故(LOCA)与丧失厂外电(高压I段、高压II段、外电压波动引起的瞬态、丧失两路厂外电和全厂断电)。