反应堆紧急停堆系统是探测核电厂偏离可接受状态并发出指令维持安全并及时报告操纵员反应堆运行状态的核电厂的安全系统,它是整个核电站的中枢神经系统。紧急停堆系统可分为以模拟量组合单元仪表为主的控制系统、以模拟量和数字量混合运用的主控制系统、全数字化仪表控制系统三种类型,随着计算机硬件设备的快速发展及成本的降低,同时数字化控制系统在可靠性及可操作性方面相较模拟控制系统有了很大提高,因此核电站采用数字化控制系统是必然趋势。福岛事故的发生使得人们更加核电安全性,反应堆保护系统的可靠性研究成了人们关注的焦点。目前,对于核电厂的概率安全评价方法(PSA)主要有:可靠性框图法、马尔可夫分析法、故障树分析法、失效模式及影响分析法和GO法。然而对于数字化反应堆紧急停堆系统的研究国内外还没有一种得到一致认可的数字化系统可靠性评价方法。故障树分析(FTA)一种非常成熟的分析方法在各行各业的可靠性及安全性研究有着广泛的应用并得到了一致的认可。国内某型反应堆保护系统设计由四个保护组,每个保护组由两个通道构成。紧急停堆信号由四个保护组经过停堆断路器4取2表决产生,本文采用FTA方法对其进行分析获得反应堆紧急停堆自动处理逻辑失效故障树,经过统计得到IP保护组不发出紧急停堆信号基本事件共74项,紧急停堆自动处理逻辑失效故障树发现可能的失效(故障)模式及原因87项;其次,根据数字化反应堆停堆子系统的紧急停堆自动处理逻辑失效故障树有8个通道,每个通道的子树结构是完全相同的,如果故障树文件本地化保存建立一颗完整的故障树就需要重复32次相同的工作。为了提高建树效率,本文引进了数据库管理系统,只对一个通道进行建树,其他通道的故障树通过调用其中的一个实现快速建树的目的。此外,本文通过改进后的FTA辅助分析工具实现快速建立子通道A&B失效DUN故障树,大大缩短了建立故障树及分析的时间,最后,文章对CAFTA软件的优劣势进行总结。