为解决人类长期的能源问题，建设快堆依然被公认为是增殖核燃料、焚烧核废物的现实途径。快堆的安全性一直受到世界公众的关注，概率论分析技术是对核反应堆进行安全分析的确定论方法的有益补充，概率安全评价(PSA)技术通过对核反应堆进行全面的风险评价，形成用于分析核反应堆特定问题和普遍问题的信息库，同时可定量地度量潜在的事故对公众造成的风险，并对核反应堆的设计和运行的安全特征作出全面分析。 一级PSA通过对核反应堆设计和运行分析，尤其着重于对能引起堆芯熔化的事故序列、基本原因和发生频率的分析，对反应堆安全作出评价，对设计和运行规程作出评价，并从防止堆芯熔化的观点给出电站的系统分析模式，获得核反应堆总的堆芯熔化频率(CDF)。 在系统调研国际国内核反应堆PSA分析以及快堆PSA研究进展的基础上，研究和阐述了实施快堆一级PSA的方法论，重点研究了确定快堆初因事件并进行分类、确定事故序列、建立安全系统的可靠性模型、进行定量分析、不确定性分析和重要度分析的实施方法和技术，从而确定了实施CEFR一级PSA分析的技术路线与方法。 在研究和掌握中国实验快堆(CEFR)安全设计及确定论分析的基础上，分析了CEFR内部初因事件并进行了分类和归集，界定了事故序列分析和系统模化的边界与范围，通过详细分析CEFR的各种事故保护模式设计，建立了完整的CEFR内部事件一级PSA事故序列分析模型。通过对重要安全系统及部件故障和失效模式分析，建立了这些系统的可靠性分析模型。然后，采用广泛调研和与实际设计相结合的方法，收集和确定了各种可靠性参数，应用小事件树与大故障树相结合的技术，在国际著名核反应堆一级PSA分析软件RiskSpectrum平台上，完成了事故序列与系统故障树的各种定量分析、不确定性分析和重要度分析。获得了重要系统的不可用度及CDF，得到了导致系统不可用和堆芯熔化的支配性最小割集及事故序列。 最终计算结果显示，在超功率保护信号触发时停堆系统的不可用度为7.6E-10／需求，各种事故情况下事故佘热排出系统的不可用度为6E-7/需求，各种事故情况下主热传输系统的不可用度为1.6E-4／需求，内部事件总的CDF为4E-7堆年，其90％置信度区间下限(5％)为6.2E-8／堆年，上限(95％)为2.3E-6／堆年，对CDF贡献最大的初因事件为失去厂外电源，支配性事故序列是失去厂外电源合并事故余热中国原子能科学研究院博士学位论文排出系统失效。 各种重要度和灵敏度分析表明，避免较长的任务时间给事故余热排出系统带来的风险、改进事故余热排出系统的可靠性、通过优化的运行规程和完善的管理减少导致主热传输系统失去排热能力的初因事件的发生是减小CEFR堆芯熔化风险、更加提高安全与可靠性的主要努力方向。 在国内首次进行了快堆PSA研究。研究和论述了将通用一级PSA原理应用到池式钠冷快堆概率安全分析的方法学，并通过实施CEFR一级PSA的实践，掌握了快堆一级PSA的特点、方法和经验。为国内今后快堆PSA的深入研究奠定了重要基础。 首次完成了CEFR一级PSA研究。通过系统评价CEFR安全设计和确定论分析，建立了实施CEFR一级PSA的总体模型和信息库。为当前和今后对CEFR的各级PsA分析以及Living(活的)PSA分析研究奠定了重要基础。 首次获得CEFR停堆系统和事故余热排出系统的不可用度，获得了内部事件时总的CDF。与国际快堆研究及典型的轻水堆比较研究表明，论文获得的CEFR结果满足国际原子能机构建议的快堆的概率安全目标，而且与国际快堆PSA研究结论基本一致，印证了世界其它国家研究的结论，即快堆的CDF比当代轻水堆约低一个量级。这一结果提供了快堆安全性的量化指标，为我国今后大力发展以快堆为主要环节的核燃料循环事业提供了重要的理论支持。 创新地引进另一种系统可靠性分析技术一GO法。应用GO法原理建立了对CEFR供电系统可靠性分析的理论模型，创建了CEFR供电系统GO图，并编制计算机软件进行GO法分析，获得了重要安全系统和设备的电力系统的失效概率。为在我国应用GO法进行核反应堆相关系统的可靠性研究增加了新的例证。关健词:概率安全评价、中国实验快堆、堆芯熔化频率、可靠性、不可用度