半数字化核电厂控制室事故后HRA操纵员诊断模型

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

所属期刊栏目：24

分类号：TL364;X913(核反应堆工程)

资助基金：国家自然科学基金;教育部新工科研究与实践项目

在线出版日期：2019-04-12（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共7页

页码：9-15