HRA方法对核电厂数字化事故规程的适用性研究

来源：核动力工程杂志2017年第3期北京时间：

作者：青涛, 张力, 戴立操

单位：1. 南华大学核科学技术学院, 湖南衡阳, 421001;；2. 湖南工学院, 湖南衡阳, 421002；

摘要：分析数字化规程与纸质规程在人因工程学上的差异,认为事故规程数字化后需新考虑的行为形成因子。据此对几种常用的人因可靠性分析(HRA)方法进行比较分析。除人因失误分析技术(ATHEANA)外,常用的HRA方法用于数字化事故规程都存在比较明显的问题。ATHEANA由于其未划分具体的行为类型和行为形成因子(PSFs),在对基于数字化规程的HRA分析中有一定灵活性,相对能作为较理想的备选方法。HRA分析的最大困难是基础数据的获取,考虑数字化规程下操纵员行为特征的HRA方法的数据获取也应当成为接下来主要的研究内容。

关键词：人因可靠性分析(HRA), 数字化, 事故规程, 先进主控室

基金资助：国家自然科学基金资助项目(71071051,71371070) 岭东核电有限公司科研项目(KR70543)