| 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 |
