適用于數(shù)字化主控室的核電廠HRA基礎(chǔ)數(shù)據(jù)架構(gòu)研究

摘要： 目前國(guó)內(nèi)開(kāi)展核電廠人員可靠性分析(HRA)采用的人員失誤概率基礎(chǔ)數(shù)據(jù)庫(kù)年限較為久遠(yuǎn)，且缺乏對(duì)于數(shù)字化主控室環(huán)境下人員失誤模式的考慮。本文基于多個(gè)HRA方法及國(guó)外典型人員可靠性數(shù)據(jù)庫(kù)的設(shè)計(jì)，結(jié)合國(guó)內(nèi)電廠的實(shí)際情況，搭建了核電廠HRA基礎(chǔ)數(shù)據(jù)庫(kù)的框架，對(duì)于其中的績(jī)效影響因子(PSF)架構(gòu)采用數(shù)據(jù)庫(kù)概念設(shè)計(jì)階段的自頂向下設(shè)計(jì)方法，結(jié)合數(shù)字化環(huán)境下新增的人員失誤模式，給出可供采集的PS... （共10頁(yè)）