核能发电作为国家未来能源供给的重要组成部分,对其安全性的评估随着科学技术的发展不断得到改进。早期的核电站安全评价体系基于足够保守的确定论的研究方法,针对设计基准事故(Design Basis Accidents,DBA),挑选出始发事件,并给以足够保守的初始条件、边界条件及系统运行模型假设,若最终计算结果符合法规标准,则认为设计足够安全,并把计算值与法规值之差作为运行安全裕度。在即将公布的10CFR 50.46a法规中,大破口失水事故(Large Break Loss of Coolant Accident,LBLOCA)将会被归类为非设计基准事故(Beyond Design Basis Accidents,BDBA),同时该法规要求以风险告知的方法评估电厂包壳峰值温度(Peaking Cladding Temperature,PCT)安全裕量。风险告知的安全裕度量化处理方法(Risk Informed Safety Margin Characterization,RISMC)综合最佳估算+不确定性量化分析方法(Best Estimate Plus Uncertainty,BEPU)及概率安全评价技术(Probabilistic Safety Assessment,PSA),合理的处理PCT安全裕度评价过程中的随机不确定性及认知不确定性,以获得电厂风险告知的PCT安全裕度量化。基于概率安全评价方法获得电厂运行过程中可能发生的事故及其对应的发生概率;针对其中发生概率较高的事故序列,利用最佳估算+不确定性量化分析方法可以获得对计算对象不确定性的合理量化,以达到对核反应堆在运行过程中安全裕度的更加合理的计算。本文以典型的三环路压水堆LBLOCA为研究基础,给出基于RISMC研究方法针对电厂PCT安全裕度量化的执行步骤。步骤中利用PSA方法合理处理了随机不确定性造成的系统或部件的随机失效,而针对认知不确定性的处理则采用了BEPU的随机抽样处理方法。于本论文中基于PSA分析结果,选取发生概率最高的前三个LBLOCA事故序列及传统确定论中代表性序列作为研究对象,以合理计算risk-informed PCT安全裕度。由量化结果可以发现,与传统确定论研究代表性序列结果相比,以RISMC计算方法为基础所获得的PCT安全裕度可增加26.67~61.47K。