核科学与工程
覈科學與工程
핵과학여공정
Nuclear Science and Engineering
2015年
2期
271-276
,共6页
人员可靠性分析(HRA)%动态流图法(DFM)%定量化方法%蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)
人員可靠性分析(HRA)%動態流圖法(DFM)%定量化方法%蒸汽髮生器傳熱管破裂(SGTR)
인원가고성분석(HRA)%동태류도법(DFM)%정양화방법%증기발생기전열관파렬(SGTR)
human reliability analysis (HRA)%dynamic flowgraph methodology (DFM)%quantitative method%steam generator tube rupture (SGTR)
以SGTR事故人员可靠性DFM模型求解为基础,对模型定量化中的技术难点进行分析;结合THERP、HCR等第一代人员可靠性方法中人误数据库对DFM模型进行定量化分析和讨论.结果表明:质蕴含PI#5和PI#6人误概率占SGTR事故中人误的主要部分,前几个时间段的执行失误和诊断/决策失误的FV及RAW重要度相对较大,将时间划分为2步长、3步长和1步长的总体人误概率无显著差异,这都与如何获得的人误数据及处理质蕴含内部相关性等密切相关.
以SGTR事故人員可靠性DFM模型求解為基礎,對模型定量化中的技術難點進行分析;結閤THERP、HCR等第一代人員可靠性方法中人誤數據庫對DFM模型進行定量化分析和討論.結果錶明:質蘊含PI#5和PI#6人誤概率佔SGTR事故中人誤的主要部分,前幾箇時間段的執行失誤和診斷/決策失誤的FV及RAW重要度相對較大,將時間劃分為2步長、3步長和1步長的總體人誤概率無顯著差異,這都與如何穫得的人誤數據及處理質蘊含內部相關性等密切相關.
이SGTR사고인원가고성DFM모형구해위기출,대모형정양화중적기술난점진행분석;결합THERP、HCR등제일대인원가고성방법중인오수거고대DFM모형진행정양화분석화토론.결과표명:질온함PI#5화PI#6인오개솔점SGTR사고중인오적주요부분,전궤개시간단적집행실오화진단/결책실오적FV급RAW중요도상대교대,장시간화분위2보장、3보장화1보장적총체인오개솔무현저차이,저도여여하획득적인오수거급처리질온함내부상관성등밀절상관.
