在国际实践中,PSA方法已广泛应用于核电厂的设计、运行和维修等各个领域,对促进核电行业的发展起到了非常重要的作用,并已经被公认为安全分析的有效工具。为此在核电站安全管理工作中引入PSA方法有着现实的意义。硼误稀释是核电厂比较关注的事故,在许多核电厂的概率安全评价(PSA)中都将“硼误稀释”作为单独的一类始发事件或作为“一回路瞬态”类始发事件的一部分加以分析。本文将通过对误稀释的风险进行分析,发现系统设计和日常维护的薄弱环节,进一步挖掘降低或防止误稀释事件风险的针对性措施。并希望通过本研究课题推动秦山二期PSA工作的进展,发现其中的关键环节和注意事项,为下一步的工作积累有益的借鉴经验。本文将维修冷停堆下误稀释事件定义为一类始发事件,并对始发事件发生后反应堆系统和人员的响应进行了分析与描述,在此基础上进行了事件树的构造,并由此发展完成了各故障树。鉴于秦山二期运行时间较短,设备可靠性数据的代表性不能完全满足PSA分析的要求,因此本文中可靠性数据的处理方法是以通用数据为先验数据,以电厂的历史数据为样本数据,进行贝叶斯处理后得到可用于PSA定量化的后验数据。此外可靠性数据的收集充分考虑了设备的共模失效和人因失效因素。在完成上述工作后,对故障树和事件树进行了定量与定性的分析,通过分析我们可以验证秦山二期1、2号机组针对维修冷停堆下的硼误稀释事件的设计是安全的,相关事故规程的处理思路与具体的措施是有效的。并且通过分析也挖掘了一些管理和技术上有针对性的改进措施以提高反应堆的安全水平。通过对本课题的研究,使得我们发掘了PSA分析中的基本方法和重点关注事项,为秦山二期今后PSA工作的顺利开展确定了良好的基础。