加速器驱动次临界反应堆可以在提供清洁的核能的同时解决现有放射性乏燃料大量累积的问题，被认为是最有效的核废料处置技术方案之一。尽管加速器驱动次临界反应堆具有很多安全上的优点，但它仍然具有与裂变堆类似的停堆余热问题。因此，研究它的安全问题，对其运行给环境所带来的风险进行评价，对该新型核能系统的长远发展具有重要意义。概率安全评价可以提供针对核设施的整体风险模型，并能对可能发生的事故场景、事故后果及其频率进行综合性的定量评价，给出一些有价值的风险管理见解，是加速器驱动次临界反应堆风险评价领域的重要课题。论文以中国铅基研究反应堆CLEAR-I为研究对象，主要完成的研究工作如下:　　 首先，基于CLEAR-I的设计和安全特性，给出了概率安全评价中整合非能动系统可靠性的方法框架。根据CLEAR-I安全分析报告中始发事件清单，筛选出了其两种运行模式下的始发事件，按照反应堆响应过程的不同进行分组，并使用大事件树/小故障树方法对这些始发事件组建立了事件树模型。对于CLEAR-I三个安全重要系统，紧急停堆系统、二回路和事故余热排出系统，使用故障树分析方法，在RiskA软件中建立了故障树模型。参考国际原子能机构、美国核管会以及中国实验快堆的通用可靠性数据，对于部分无数据来源的情况作保守性假定，建立了CLEAR-I初步的可靠性数据库。　　 其次，使用RiskA完成了CLEAR-I概率安全评价模型定量计算，计算结果表明:紧急停堆系统在堆芯出口温度超限触发停堆工况下的不可用度为1.44E-10;二回路系统在24小时任务时间内不可用度为1.21 E-04(两条环路)和6.17 E-03(一条环路);RVACS系统在168小时任务时间内不可用度为5.99 E-05;CLEAR-I次临界运行和临界运行两种模式下总堆芯损伤频率分别为1.96 E-07/堆年和2.08 E-07/堆年。对于上述定量计算结果分别进行了不确定性、重要度和敏感性分析。　　 最后，通过对CLEAR-I概率安全评价模型的定量分析，给出了控制其整体风险水平的管理建议。同时，研究了概率安全评价方法在反应堆系统设计中的作用，完成了对于CLEAR-I二回路循环水泵和事故余热排出系统换热管布置的不同设计方案堆芯损伤频率的计算和比较，从概率安全评价角度给出了优化系统设计的参考依据。