核电厂事故后人因可靠性分析与操纵员绩效改善

核电厂人因可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价(PSA)的重要组成部分,能够较好地评价和量化核电厂主控室(MCR)操纵员的行为。通过对国内某核电厂压水堆(PWR)进行HRA分析,对事故后操纵员行为进行分类和归组并对其进行量化分析,对核电厂事件进行基本人误概率和重要度排序。基于HRA分析,从管理的角度,提出对相对应的应急规程(EOP)进行改进,对于重要度较高的操纵员行为,核电厂应加强培训,改善操纵员绩效。