【摘 要】
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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事故后操纵员的人员行为.本文通过对国内某核电厂压水堆（PWR）进行HRA分析,筛选出
【机 构】
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中南大学信息物理工程学院,南华大学人因研究所,湖南工学院
【基金项目】
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国家自然科学基金资助项目（70873040,70573043）, 国防科研计划基金资助项目（Z012005A001）
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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事故后操纵员的人员行为.本文通过对国内某核电厂压水堆（PWR）进行HRA分析,筛选出对于PSA总体风险贡献大于5%的严重人因事件序列,得出这些人因事件序列基本人误概率值,分析操纵员事故后的干预行动并进行重要度排序.文章从工程管理的角度,通过分析严重人因事件序列排列以及序列进程中操纵员的干预行动,提出对相对应的应急规程（EOP）和核电厂主控室现场进行改进的措施,对于重要度较高的操纵员干预行为,核电厂应加强培
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