共查询到18条相似文献,搜索用时 125 毫秒
1.
2.
人因可靠性分析(HRA)已成为概率安全分析(PSA)必不可少的内容.事故前人因事件可靠性分析作为HRA的重要组成部分,对PSA最终计算结果有重要影响.本文描述了事故前人因事件分析的基本程序、方法及分析文档模式,建立了程序化的事故前人因事件分析模式,该分析方法在国内某核电厂最近的HRA分析中得到应用并取得成功. 相似文献
3.
标准化核电厂人因风险分析(SPAR-H)方法在数字化核电厂的适用性尚未得到充分研究。本研究通过对核电厂数字化后操纵员行为特征的研究和SPAR-H方法在岭东核电厂中的具体应用,分析得出SPAR-H方法应用于数字化核电厂时存在分析结果过度保守、认知过程不够完整、部分行为形成因子(PSF)过于敏感等不足,并针对以上不足对SPAR-H方法提出明确PSF水平的判断标准、完善SPAR-H方法的认知模型、建立人因数据库等改进建议,从而使SPAR-H方法更适用于数字化核电厂的人因可靠性分析。 相似文献
4.
人因可靠性分析(HRA)已成为概率安全分析(PSA)不可或缺的内容.激发事故初因的人因事件(B类人因事件)分析作为HRA的重要组成部分,在国内外尚无正式的分析报告.本文描述了B类人因事件的定义和分类,建立了B类人因事件分析基本程序和方法,该方法已在国内某核电厂最近的HRA分析中得到应用.文中还对1993年~2002年WANO 940件运行事件和国内某核电厂运行事件进行了B类人因事件统计分析和发生原因分析,并据此提出了预防和减少B类人因事件的措施. 相似文献
5.
6.
7.
8.
9.
10.
核电厂人因工程与控制室的安全审评 总被引:2,自引:0,他引:2
核电厂人因工程与控制室的安全审评是美国三哩岛来重事故后开始的一项科技前沿课题,目前在我国已经实施,本文论述了开展该项工作的重要性及意义,并详细说明了该领域安全评审的范围和深度要求,同时也简要介绍了作为该项工作基础的我国自己建成了核电厂人因工程与控制室核安全法规技术文件体系的情况。 相似文献
11.
12.
13.
14.
15.
16.
通过分析核电厂小破口失水事故(SBLOCA)处理过程中运行人员的行为可靠性,对主控室设计的人因工程特性作了分析评价。同时还根据分析结果提出了进一步提高运行人员行为可靠性的建议。 相似文献
17.
18.
简要说明了高通量工程试验堆(HFETR)的人—机体系;介绍了应用人因工程的原理改善 HFETR 主控室工作环境,提高设备、仪器的性能和操作的可靠性;论述了 HFETR 人因失误的减少与人因工程的关系。提出了进一步加强人因工程的应用,可以提高主控室人—机系统的交互作用效果,并能够为反应堆更加安全、可靠地运行提供条件保证。 相似文献