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本文主要对船用核动力装置稳压器所在环路冷却剂管道失水事故进行研究。首先对概率论安全评价法(PSA)进行了介绍,分析了小破口失水事故响应进程,以及失水事故发生以后相关安全功能和操纵员的干预对事故进程的影响。在对题头事件和对前沿系统分析简化的建立了事故序列模型,通过对事件序列的分析,为装置和操纵人员操作规范的改进意见提供支持。