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英文缩写说明1

第一章 绪论1

1.1 研究背景1

1.1.1 安全评价的两种方法：确定论和概率论2

1.1.2 HRA是PSA的关键性因素7

1.2 HRA国内外研究现状9

1.2.1 HRA与人因失误9

1.2.2 HRA研究现状11

1.3 研究意义14

1.4 人因工程研究方法15

1.4.1 文献研究16

1.4.2 实验研究16

1.4.3 任务分析法16

1.4.4 对比分析17

第二章 人机界面与HRA发展研究18

2.1 核电厂人机界面发展18

2.1.1 第一、二代控制室18

2.1.2 第三代数字化控制室19

2.1.3 第四代全数字化控制室20

2.2 重水堆及其人机界面21

2.2.1 重水堆的安全特性22

2.2.2 CANDU6型重水堆半数字化（混合式）人机界面25

2.3 人机界面发展对HRA影响29

2.3.1 HRA研究的基础是MCR人机界面29

2.3.2 对几种主要的HRA方法的评述35

第三章 核电厂HRA模型研究40

3.1 核电厂中的人员行为40

3.1.1 核电厂正常运行中的人员行为41

3.1.2 电厂发生事故后的人员行为43

3.2 在PSA中考虑人员行为45

3.2.1 人因失误并入PSA模型45

3.2.2 事件序列分析46

3.2.3 初始定量化筛选46

3.2.4 确定事故发展序列中关键人员行为47

3.2.5 分析序列简化50

3.2.6 人员任务分解50

3.3 HRA模型建立50

3.3.1 在IE序列中考虑操纵员的人员行为51

3.3.2 影响HRA的主要因素52

3.3.3 HRA模型55

第四章 事故诊断的模拟机实验研究57

4.1 操纵员诊断策略57

4.2 实验目标和方法60

4.2.1 实验目标60

4.2.2 实验对象60

4.2.3 实验方法61

4.3 事故后人员诊断行为编码61

4.4 实验场景64

4.5 实验结论64

4.5.1 操纵员完成HTS泄漏诊断的任务64

4.5.2 操纵员执行人员诊断行为的时间66

4.5.3 操纵员事故后MCR行动分布67

第五章 事故后诊断PABI模型69

5.1 HRA方法对诊断的考虑69

5.2 半数字化MCR诊断模型框架73

5.2.1 半数字化MCR人员响应行为73

5.2.2 半数字化MCR人员诊断模型75

5.3 诊断过程方法的提出78

5.3.1 诊断过程方法计算模型78

5.3.2 诊断过程计算方法的提出81

5.3.3 xi，μxj，μAj，σxj，y（t+Γ（t））计算方法的提出83

5.4 实例应用85

5.4.1 任务分析85

5.4.2 实验结果85

5.4.3 参数xi，μAj，σxj，y（t+Γ（t））的计算85

5.4.4 P_wi值的确定87

5.4.5 诊断过程的失误率88

5.4.6 恢复过程的失误率89

5.4.7 恢复过程的最终失误概率计算90

5.4.8 诊断过程中几个类别的失误概率90

第六章 在HRA中考虑组织因素93

6.1 组织管理因素分类的收集与分析93

6.1.1 高风险组织管理因素分类93

6.1.2 HRA分析中的组织因素分类94

6.2 HRA方法与组织因素的考虑100

6.2.1 HRA与组织因素考虑100

6.2.2 HRA分析105

6.3 HRA组织定向模型108

6.3.1 模型假设108

6.3.2 HRA组织映射模型108

6.3.3 组织因素权重和计算109

第七章 PABI+THERP模型集成研究112

7.1 PABI+THERP的HRA模型112

7.1.1 操纵失误模式113

7.1.2 操纵员操纵考虑的主要影响因素和分析假设114

7.1.3 模型集成的时间接口问题116

7.2 事件分析案例117

7.2.1 IE117

7.2.2 始发事件进程分析117

7.2.3 人因事件基本情况分析118

7.2.4 建模计算119

7.3 分析结果122

7.4 对比分析125

7.4.1 ORSA——操纵员未能在30分钟内实施手动停堆125

7.4.2 OBPCC——操纵员未能在60分钟内启动BPCC对蒸汽发生器降温126

7.4.3 OEWS——操纵员未能在60分钟内实施EWS投运127

第八章 结论和展望128

参考文献131

致谢146