核动力装置事故分析是核动力装置安全分析的重要组成部分，是核动力装置设计过程与许可证申请程序中的重要步骤。

按照核反应堆事故出现的预计频率、现象特点以及放射性后果，可将核动力装置事故进行分类。

第Ⅰ类：正常运行和运行瞬态。这类工况出现较频繁，故要求整个过程中无须停堆，仅依靠控制系统在反应堆设计裕量范围内进行调节，即可把反应堆调节到所要求的状态，重新稳定运行。该类工况包括：①核电站的正常启动、停闭与稳态运行。②带有允许偏差的极限运行，如放射性屏障泄漏导致放射性水平升高，但未超过规定允许最大值。③运行瞬变，如在允许范围内的负荷变化等。

第Ⅱ类：中等频率事件。这类工况在核电站运行寿期内预计会出现一次或数次偏离正常运行的过程。它可迫使反应堆停闭，但不会造成燃料元件损坏或一、二回路系统超压。

第Ⅲ类：稀有事故。这类工况在核电站运行寿期内极少出现，发生概率在10^-4～3×10^-2次/堆年。一旦此类事故发生，专设安全系统将投入运行以便缓解事故后果。

第Ⅳ类：极限事故。这类工况在核电站运行寿期内发生频率极低，发生概率约为10^-6～10^-4次/堆年，但仍有可能出现。一旦发生，将导致多重放射性屏障失效：堆芯燃料元件可冷却性丧失，包壳不断升温并导致严重损坏；堆芯高温熔融物导致安全壳熔穿，使得大量放射性物质进入安全壳环境；安全壳内部压力载荷超过其设计限值后导致其结构完整性丧失，放射性将直接威胁环境与生命安全。世界上已发生过三次极限事故：三哩岛核事故、切尔诺贝利核事故和福岛核事故。

第1类：二回路系统排热增加。如给水温度降低、蒸汽管道破裂事故等。

第2类：二回路排热减少。如正常给水流量丧失、给水管道破裂事故等。

第3类：反应堆冷却剂系统流量减少。如主冷却剂泵轴断裂及主冷却剂泵轴卡死事故等。

第4类：反应性和功率分布异常。如控制棒失控弹出事故等。

第5类：反应堆冷却剂装量增加。如应急堆芯冷却系统误投入事故等。

第6类：反应堆冷却剂装量减少。如反应堆冷却剂系统压力边界各种管道破裂导致的冷却剂丧失事故。

第7类：未能紧急停堆的预期瞬变。指在事故情况下反应堆控制棒未能在接受到停堆信号后顺利下插的叠加事故工况。

这种核电站的事件分级方法是根据各个核事件的放射性影响范围，以及对纵深防御削弱的几个方面来考虑的。对于安全上无重要意义的事件定为零级，即不列入分级范围。另外，较低级（1～3级）称为事件，而较高级（4～7级）称为事故。

核动力装置事故分析方法分为两类：确定论分析方法以及概率论安全评价方法。在核动力装置设计中进行的事故分析必须同时采用确定论和概率论相结合的方法。两种方法相互补充。

确定论事故分析是考验核动力装置设计总体完整性的主要手段，其基本思想是根据纵深防御原则，除了将反应堆设计得尽可能可靠以外，还配置相应的专设安全设施以应对可能出现的假想事故。确定论分析方法的4个基本要素是：

①根据核动力装置设计与运行经验确定一组设计基准事故。设计基准事故是为了考验核电站专设安全系统的设计裕度，依据工程判断、设计建造和运行经验确定的一系列假想始发事件。对这些始发事件引起的系统事故瞬态过程响应分析的目的在于表明核电站的设计以及相应的安全专设可以有效控制这些事件引发的后果，将放射性危害限制到合理、可行、尽可能低的水平。

②假设可能导致最严重事故后果的专设安全系统单一故障。

③确认事故分析所用的模型与输入参量是保守的。

④确认事故分析结果满足相应验收准则，并具备一定安全裕量，进而确认安全系统设计是充分的。

概率论安全评价方法又称概率风险分析。它认为核动力装置事故的发生是一个随机事件，其安全性应当由全部潜在事故的数学期望值表示。该方法在实际分析中采用系统可靠性评价技术（故障树、事件数分析）和概率风险分析方法，对复杂系统的各种可能事故的发生和发展过程进行全面分析，从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。

与确定论分析方法相比，概率风险分析方法不仅能确定从各种不同始发事件所造成的事故序列，还能系统和现实地确定该事故的发生频率和事故造成的后果。但概率论安全评价方法的数值结果有其局限性和不确定性，在核动力装置的设计过程中，还应当遵从多重屏障和纵深防御原则考虑，以预防事故的发生并减轻事故后果。

核电厂事故分析方法包括确定论分析方法和概率论安全评价方法。在核电厂设计中进行的事故分析必须同时采用确定论和概率论相结合的方法。两种方法相互补充。