半数字化核电厂控制室事故后HRA操纵员诊断模型
2018-11-08分类号:TM623
【部门】南华大学人因研究所 湖南工学院安全工程系 秦山第三核电有限公司
【摘要】概率安全评价中人的可靠性分析(HRA)能较好地量化和评价事故后操纵员行为,事故后操纵员行为主要包括诊断和操纵两部分,诊断对于事故缓解至关重要。针对半数字化核电厂控制室的特点,提出了一种基于电厂界面的诊断任务流程分析的HRA诊断模型。模型一方面考虑时间对诊断的影响,另一方面考虑半数字化控制室中人机界面的变化对操纵员诊断行为产生的影响。所提出的诊断模型可较好地满足采用半数字化人机界面的核电厂PSA的数据和安全改善的需求。
【关键词】人的可靠性分析 马尔可夫过程 半数字化人机界面 诊断模型
【基金】国家自然科学基金资助项目(51674145);; 教育部人因工程与工效学新工科建设资助项目(201702145001)
【所属期刊栏目】工业工程与管理
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