| 核电厂HRA定性分析 |
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| 引用本文： | 戴立操,张力,黄曙东.核电厂HRA定性分析[J].核技术,2004,27(10):792-795. |
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| 作者姓名： | 戴立操 张力 黄曙东 |
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| 作者单位： | 南华大学人因所,衡阳,421001;南华大学人因所,衡阳,421001;南华大学人因所,衡阳,421001 |
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| 基金项目： | 国家自然科学基金资助项目(70271016)，国防科研计划资助项目(Z012002A001) |
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| 摘 要： | 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，定性分析是HRA的基础和出发点。本文介绍了核电厂HRA定性分析的目的、原则、方法和程序，并以压水堆核电厂SGTR为具体实例进行说明。
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| 关 键 词： | HRA 定性分析 程序 |
HRA qualitative analysis in a nuclear power plant |
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| DAI Licao ZHANG Li HUANG Shudong.HRA qualitative analysis in a nuclear power plant[J].Nuclear Techniques,2004,27(10):792-795. |
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| Authors: | DAI Licao ZHANG Li HUANG Shudong |
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| Abstract: | Human reliability analysis (HRA) is a very important part of probability safety assessment (PSA) in a nuclear power plant. Qualitative analysis is the basis and starting point of HRA. The purpose, the principle, the method and the procedure of qualitative HRA are introduced. SGTR, a pressurized nuclear power plant as an example, is used to illustrate it. |
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| Keywords: | HRA Qualitative analysis Procedure |
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