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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 IE 117

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

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