随着数字化工业控制系统在火电和化工等行业的普遍推广和成功应用,核电站仪表与控制系统也逐渐开始采用数字化仪控产品实现。目前国内外正在建设的第三代核电站以及正在研发的第四代核电站,均已采用数字化仪控技术实现全厂的保护、控制和监视功能;早期建设的在役核电站也在逐步进行改造,使用数字化仪控系统代替传统模拟仪控系统。其中,执行反应堆保护监视功能的安全级仪控系统,与电站的安全性和可用性密切相关,对其可靠性的分析具有十分重要的意义。本文以一个具有代表性的核电站数字化反应堆保护系统作为研究对象,对其总体架构和功能进行分解,并对反应堆紧急停堆和专设安全设施驱动两个子系统的功能路径和工作原理进行分析说明。利用FMEA分析方法对两个子系统的可靠性进行定性分析,明确了其所有组成模块的各类故障失效模式,并针对系统功能路径上发生的单一故障开展失效后果影响分析。基于FMEA分析结果,针对假定的一个简化反应堆保护系统紧急停堆功能,在限定的系统边界和建模原则下完成了该安全功能失效的故障树模型构建。根据故障树模型的计算结果,得到了该紧急停堆功能的失效概率,即反应堆紧急停堆系统的拒动率。同时,通过最小割集和FV重要性对系统的薄弱部位进行了定位,并提出了改进优化措施。通过具有动态属性的马尔科夫模型,对数字化反应堆保护系统每个保护组子系统局部热备冗余配置的CPU单元进行了可靠性分析,利用转移概率矩阵计算得到了多状态和多种可靠性指标,并将同类型计算结果与故障树模型进行了对比和分析。最后,提出了一种马尔科夫和故障树混合模型,以局部子单元的马尔科夫模型为基本事件,通过故障树模型对数字化反应堆紧急停堆系统的安全功能进行了可靠性分析,同样获得了紧急停堆功能的失效概率,计算结果证明了该模型应用的可行性。通过建立多种简化冗余度和/或含共因事件的系统故障树模型,对其计算结果和基本事件重要度占比进行横向对比,分析了冗余度与共因故障对于数字化反应堆保护系统安全功能失效概率的影响,并对工程上设计保护通道冗余度和降低共因故障造成的影响提供了参考解决措施。