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重水堆核电厂人因可靠性分析

摘要第1-6页
ABSTRACT第6-8页
目录第8-12页
英文缩写说明第12-14页
第一章 绪论第14-27页
   ·研究背景第14-18页
     ·安全评价的两种方法:确定论和概率论第14-18页
     ·HRA是PSA的关键性因素第18页
   ·HRA国内外研究现状第18-22页
     ·HRA与人因失误第18-20页
     ·HRA研究现状第20-22页
   ·本研究的目的和意义第22-23页
   ·研究方法第23-24页
     ·文献研究第23页
     ·实验研究第23页
     ·任务分析法第23-24页
     ·对比分析第24页
   ·论文的主要内容和结构第24-26页
   ·课题来源和研究成果第26-27页
第二章 人机界面与HRA发展研究第27-42页
   ·核电厂人机界面发展第27-29页
     ·第一、二代控制室第27-28页
     ·第三代数字化控制室第28页
     ·第四代全数字化控制室第28-29页
   ·重水堆及其人机界面第29-34页
     ·重水堆的安全特性第30-31页
     ·CANDU 6重水堆MCR:半数字化(混合式)人机界面第31-34页
   ·人机界面发展对HRA影响第34-41页
     ·HRA研究的基础是MCR人机界面第34-38页
     ·对几种主要的HRA方法的评述第38-41页
   ·本章小结第41-42页
第三章 核电厂HRA模型研究第42-53页
   ·核电厂中的人员行为第42-45页
     ·电厂正常运行中的人员行为第42-44页
     ·电厂发生事故后的人员行为第44-45页
   ·在PSA中考虑人员行为第45-48页
     ·人因失误并入PSA模型第45-46页
     ·事件序列分析第46页
     ·初始定量化筛选第46页
     ·确定事故发展序列中关键人员行为第46-48页
     ·分析序列简化第48页
     ·人员任务分解第48页
   ·HRA模型建立第48-52页
     ·在IE序列中考虑操纵员的人员行为第49-50页
     ·影响HRA的主要因素第50-51页
     ·HRA模型第51-52页
   ·本章小结第52-53页
第四章 事故诊断的模拟机实验研究第53-60页
   ·操纵员诊断策略第53-54页
   ·实验目标和方法第54-55页
     ·实验目标第54-55页
     ·实验对象第55页
     ·实验方法第55页
   ·事故后人员诊断行为编码第55-57页
   ·实验场景第57页
   ·实验结论第57-59页
     ·操纵员完成HTS泄漏诊断的任务第57-58页
     ·操纵员执行人员诊断行为的时间第58页
     ·操纵员事故后MCR行动分布第58-59页
   ·本章小结第59-60页
第五章 事故后诊断PABI模型第60-76页
   ·HRA方法对诊断的考虑第60-62页
   ·半数字化MCR诊断模型框架第62-65页
     ·半数字化MCR人员响应行为第62-63页
     ·半数字化MCR人员诊断模型第63-65页
   ·诊断过程方法的提出第65-70页
     ·诊断过程方法计算模型第65-70页
   ·实例应用第70-75页
     ·任务分析第70页
     ·实验结果第70页
     ·参数x_i,μ_(Aj),σ_(xj), y(t+(?)(t))的计算第70-72页
     ·P_wi值的确定第72页
     ·诊断过程的失误率第72-73页
     ·恢复过程的失误率第73页
     ·恢复过程的最终失误概率计算第73-74页
     ·诊断过程中几个类别的失误概率第74-75页
   ·本章小结第75-76页
第六章 PABI+THERP模型集成研究第76-86页
   ·PABI+THERP的HRA模型第76-79页
     ·操纵失误模式第76-77页
     ·操纵员操纵考虑的主要影响因素和分析假设第77-78页
     ·模型集成的时间接口问题第78-79页
   ·事件分析案例第79-83页
     ·IE第79页
     ·始发事件进程分析第79-80页
     ·人因事件基本情况分析第80页
     ·建模计算第80-83页
   ·分析结果第83页
   ·对比分析第83-85页
     ·ORSA-操纵员未能在30分钟内实施手动停堆第83-84页
     ·OBPCC-操纵员未能在60分钟内启动BPCC对蒸汽发生器降温第84页
     ·OEWS-操纵员未能在60分钟内实施EWS投运第84-85页
     ·比较分析结论第85页
   ·本章小结第85-86页
第七章 结论和展望第86-92页
   ·论文完成的主要工作第86-88页
     ·论文研究了人机界面发展及其对HRA方法的影响第86-87页
     ·论文研究了如何在核电厂复杂系统考虑人员行为,建立HRA模型第87页
     ·论文通过全尺寸重水堆模拟机上的实验,研究重水堆事故后人员行为的主要特点第87页
     ·研究提出了事故后诊断的PABI模型第87-88页
     ·论文对PABI+THERP进行了模型集成研究第88页
   ·主要创新点第88-90页
     ·研究选题的创新第88-89页
     ·提出了在核电厂复杂系统中考虑人员行为的结构性方法第89页
     ·提出了适合于重水堆半数字化控制室的PABI+THERP的HRA模型.第89页
     ·研究方法的创新第89-90页
   ·未来研究工作的展望第90-92页
参考文献第92-103页
攻读博士学位期间取得的研究成果第103-106页
致谢第106页

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