人因可靠性分析技術(shù)研究及在AP1000核電站SGTR事故分析中的應(yīng)用.pdf_第1頁
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文檔簡介

1、歷史經(jīng)驗教訓(xùn)表明，人為因素（簡稱人因）是影響復(fù)雜工業(yè)系統(tǒng)極為重要的因素之一，如何從人因工程的角度，正確地分配人機功能、合理地設(shè)計操作規(guī)程、改善人機接口等，已經(jīng)成為減少或緩解人為失誤誘發(fā)的核電站事故的關(guān)鍵。論文以核電站蒸汽發(fā)生器管道破裂事故為背景，針對人為失誤，研究系統(tǒng)設(shè)計的人因可靠性。對于建立完整概率風(fēng)險分析，實現(xiàn)定性和定量評價人因失誤行為對系統(tǒng)安全的影響、盡可能減少人因失誤并提供恢復(fù)能力的人因工程設(shè)計有著至關(guān)重要的作用。
　　本

2、文分析對比了當(dāng)前應(yīng)用最廣泛的6種HRA方法，得出其各自的優(yōu)缺點。建立了操縱員認(rèn)知行為模型，給出了其與數(shù)字化核電站人機接口資源的映射關(guān)系。分析了Rasmussen三級行為模型及其人因失誤模式。建立了人因失誤原因、操縱員認(rèn)知行為模型、Rasmussen三級行為模型之間的對應(yīng)關(guān)系。
　　基于對HRA方法的對比和人因失誤事件分類，建立了THERP-HCR組合模型。提出了人因可靠性分析的假設(shè)條件和規(guī)范的流程。
　　針對AP1000核電

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