一、核电厂先进的主控制室相关技术研究（论文文献综述）
曾刚,窦颖[1]（2021）在《核电站控制室马赛克设备人因工程优化研究》文中进行了进一步梳理马赛克设备以其简洁的模块化设计和灵活的安装模式,已成功应用于多个核电站项目的控制室中。随着实际应用经验的积累及人因工程要求的加强,马赛克设备逐渐显露出一些设计的不足,迫切需要技术的创新与优化。因此,针对一些马赛克设备实际应用问题,详细分析了盘台外观、马赛克设备组件、马赛克设备外观,设备颜色搭配以及其他领域成熟技术引入等5个方面对马赛克设备人因工程优化的影响。结合相关人因标准,提出"以人为中心"的优化方案,使其可以更高效地配合操作员完成任务。其中,部分方案已实际应用并取得良好效果。随着国产化进程的推进,马赛克设备优化研究会越来越深入。在技术不断优化与创新的良性循环下,马赛克设备技术将具有更广阔的发展空间。
韦关祥,杨明[2]（2021）在《主控制室操纵员任务负荷分析与预计》文中进行了进一步梳理文中针对数字化核电厂软控制操作任务的特点展开分析,研究了由于人员误操作导致动作被纠正重复执行下的数字化主控制室任务执行模型。任务基本执行流程包括选择规程、选择屏幕、选择控件、执行操作,并在该模型下考虑操纵员由于任务执行失败重新纠正的过程。针对该模型下的操纵员任务负荷进行仿真分析,得到了影响主控制室安全的重要动作。其中检查记录类操作变化最为敏感,在人因失误增大到基础失误概率的50倍时,其任务负荷期望也增大了一倍。重要度最大的是视觉定位类动作,但随着人因失误概率的增加,其重要度在下降,而视觉检查类及相关诊断类动作的重要度上升。因此,在核电厂设计早期阶段的安全性评估重点要随不同场景进行调整。数据分析测试结果表明,尽管人因失误对于任务负荷的水平影响较大,但对于任务负荷的波动性影响较小。
韦关祥[3]（2020）在《核电厂主控制室操纵员工作负荷早期评估与预计》文中指出当下大多数主控制室操纵员工作负荷的评估主要发生在核电厂主控制室设计的V&V阶段,通过仿真实验进行测量,其测量结果可用于改进系统设计,并能够在一定程度上反映主控室人机交互（HMI）设计的科学性。但该方法存在着明显缺点:假设在核电厂主控制室设计的后期发现设计的不合理之处,此时进行设计问题的改进,将造成主控制室设计周期延长、设计成本增加,造成极大的时间和资源浪费。因此开发一种在核电厂主控制室设计早期阶段对操纵员工作负荷评估的科学性方法,对核电厂主控制室人机交互设计的效率和经济性具有重要意义。本文针对核电厂数字化主控制室人机界面的设计特征,通过对国内外核电和航天等相关行业工作负荷测量方法进行调研,确定基于最小任务需求角度的VACP方法,并针对核电厂数字化主控制室任务特点对此方法进行了改进,最终确定了适用核电厂设计的早期阶段的工作负荷评估与预计方法。主要研究成果包括以下几个方面:1.通过对国内外核电、航天等相关领域的操纵人员工作评估方法进行调研分析、对比和论证,确定基于最小任务角度的操纵员工作负荷评估方法-VACP方法。2.针对数字化核电厂主控制室的任务特点,对VACP方法进行改进,确定基于数字化主控制室任务的VACP评估量表,并参照数字化主控制室的任务流程,建立了数字化主控制室的操纵员任务执行模型。3.针对核电厂早期阶段的两类经典场景,建立针对性的评估指标,评估相应场景下的工作负荷水平,其次确定了针对具体任务的工作负荷水平指标选择方法。1)不考虑时间压力的操纵员工作负荷水平评估方法:（?）核电厂正常工况下时间非常充分的背景下,当操纵员执行压水堆NPP全功率下工作时发生冷却剂损失事故下,在处理事故过程中主要给水和辅助给水缺失下的操纵员工作负荷评估。2)考虑时间压力的操纵员工作负荷水平评估方法。（?）发生紧急工况下,可用时间不足时的操纵员工作负荷水平评估。本论文建立的针对于核电厂设计的早期阶段主控制室操纵员的工作负荷水平评估方法,可以实现在核电厂设计的早期阶段实现对主控制室操纵员的工作负荷水平进行评估与预计,并针对主控制室设计改进提供一定的参考。
窦颖,郭毅飞,曾刚,刘志宾,孟庆军[4]（2019）在《马赛克控制盘台在核电厂主控制室的应用》文中指出核电厂主控制室盘台是仪控系统人机接口的主要载体,马赛克控制盘台凭借其设计工艺特点,在主控制室中的应用越来越广泛。对马赛克控制盘台与传统盘台进行差异分析,分析表明应用马赛克控制盘台具有设计灵活,易扩展,成套性强、维护方便等优势,并提出该技术现存问题及解决方案。同时,基于不同类型马赛克设备功能,总结了马赛克控制盘台在应用时设备型号确认过程。目前,马赛克控制盘台已在多个核电项目中成功进行应用,对打破国外制造厂商技术和价格双重垄断,实现中国核电技术国产化具有重要意义。
郭佳[5]（2019）在《核动力装置先进主控制室人机界面V&V技术研究》文中指出核动力装置主控室的设计正在迅速地向采用数字化技术的先进主控制室方向发展。与传统主控制室技术相比,先进主控制室人机接口和人机交互方式发生了显着变化。主控制室人机界面人因工程验证与确认（Validation and Verification,V&V）是评估主控制室人机界面设计是否满足人因工程设计原则,确认操纵员能够通过人机界面完成规定任务。由于主控制室人机界面设计和人机交互过程的复杂性,对主控制室人机界面实施人因工程V&V对保障操纵员实现核动力装置的安全目标和运行目标发挥重要作用,也是目前核电厂获得运行许可的前提,核动力装置也将首次展开人机界面V&V活动。确保人机界面软件的质量是实施人机界面人因工程V&V活动的前提。人机界面的人因工程V&V与人机界面软件V&V贯穿了人机界面设计的整个生命周期,但核工业目前将这两个V&V过程作为两个独立的工作,由不同的单位组织实施,这使得人机界面软件的研发过程对人机界面人因工程V&V活动质量的影响没有得到考量。本文以数字化主控制室技术为研究背景,围绕人机界面生命周期管理,以强化人机界面V&V质量为目的,开展人机界面V&V技术研究,研究内容包括:（1）人机界面耦合双V&V体系研究:本文针对人机界面的软件V&V和人因工程V&V活动在人机界面的整个生命周期中耦合交互的特点,参照IEEE Std 1012-2012标准和NUREG-0711标准,分别构建了人机界面软件V&V以及人因工程V&V框架。研究中根据软件开发的阶段性特征将两个V&V过程进行耦合,建立了人机界面双V&V框架,在确保人机界面的质量的前提下保障人机界面的可用性和易用性。（2）人机界面可靠性论证方法研究:本文提出一种新的人机界面可靠性论证方法,基于IEEE Std 1012-2012标准中规定的软件V&V过程,利用论点-论证-论据（Claim-Argument-Evidence,CAE）方法识别了各阶段影响软件质量的关键要素,构建了软件质量阶段性评估模型,进一步结合贝叶斯网络方法,对软件的阶段性质量进行量化评估,并以此作为人机界面能否进入人因工程V&V以及识别人机界面软件研发过程中的薄弱环节的判断标准,以便持续改进人机界面软件设计质量。（3）人机界面人因工程V&V体系研究:本文在NUREG-0711标准的体系框架下,将人因工程V&V划分为任务支持验证、人因设计验证和集成系统确认三个阶段,选择了适当的集成系统确认方法和人员绩效测量方法,确定了人因工程偏差项（Human Engineering Discrepancies,HED）解决流程。（4）人机界面人因工程V&V辅助支持技术研究:为了高效实践本文所确立的人机界面人因工程V&V体系,开发了计算机辅助支持系统,实现了人机界面和人机界面人因工程学导则查询、任务支持验证、人员绩效评估以及HED报告生成和管理等功能。本文所提出的人机界面耦合双V&V体系将人机界面软件研发和人机界面人因工程V&V紧密地联系起来,通过对人机界面软件研发质量进行量化分析,人机界面验证单位能够对人机界面设计及整个软件研发过程进行生命周期综合管理。利用本课题中制定的人机界面人因工程V&V辅助支持系统,可以高效实现HED识别和解决的闭环管理过程,对缩短人机界面人因工程V&V时间、提高人机界面的可用性和易用性、并最终确保主控制室操纵员完成规定运行任务可以发挥显着的作用。
桑玮,潘卫华,魏健[6]（2018）在《秦山一期报警系统数字化改造设计和实施》文中进行了进一步梳理介绍了秦山一期核电厂报警系统改造前的现状以及存在的设备老化、备件停产以及抗震性能不足等问题,并阐述了报警系统改造的必要性;同时从设备布置、电缆敷设和供电负荷等方面分析数字化改造的可行性;结合数字化报警系统的功能和特性要求,提出了系统改造范围、改造原则、设计方案,并介绍了报警系统在供电方式、信号接口、抗震能力、报警连锁操作等关键功能的设计和实施改进,最后比较了改造前后系统在可靠性、稳定性和灵活性方面的差异。
冯燕,路燕,刘景宾,张云波[7]（2017）在《中国AP1000的人因工程安全审评的几个问题》文中指出第一座AP1000核电厂建造于中国的浙江省三门县。人因工程原则应用于核电厂控制室设计以及于全厂设计。本文依据法规标准对三门核电厂的人因工程进行了审评。本文介绍了审评过程中的几个重要问题。主要是主控室设计（包括环境和布局）,背景噪声,主控室温升的设计变更,集成系统确认和人因工程偏差项。
侯长治,陈洁,崔瑶[8]（2017）在《核电厂控制模式的工程设计研究》文中研究说明核电厂主控室是对核电站进行监督、控制和操纵的主要场所,几乎所有运行工况下,通过操作员站或后备盘能使核电厂安全地运行;当主控室失效时,就需要在远程停堆站继续对核电厂进行控制,确保核电厂的稳定、安全运行。遵照核电厂相关法规标准,运用人因工程理论,结合数字化仪控平台特点,对主控室操作员站、后备盘及远程停堆站之间操作权限切换进行工程设计与研究,将是本文重点探讨的内容。
吴官寅[9]（2017）在《基于人因可靠性分析的核电厂人机界面评价研究》文中认为核电厂主控室是操纵员监视和控制核电厂安全生产的最主要场所,而主控室中的人机界面则是操纵员和电厂工艺系统进行交互的载体。对于系统复杂,操作风险高的核电厂来说,在保障电厂安全水平和提高操作员绩效方面越来越受到人们的重视,人机界面设计是否合理已成为制约人员绩效提高的主要因素,也成为操作员人因失误与电厂事故发生的主要原因之一。随着数字化技术在核电厂仪控系统中的全面应用,先进的数字化人机界面与传统的人机界面相比,信息显示的形式和方式都发生了很大变化,出现了一些新的特征,例如VDU式屏幕显示,大屏幕信息显示系统,先进数字化报警系统,数字化规程系统、软控制和数字化界面管理等。新特征的引入对提高人员绩效和降低人因失误都带来了不利的影响。这些变化对先进控制室人机界面带来了新的挑战,对于如何识别潜在的易诱发人因失误或弱化人员绩效的人机界面缺陷成为重要的研究课题。本文的目标是通过人因可靠性分析（HRA）方法对现有人机界面进行评价,识别出人机界面弱点和缺陷,为工程项目上人机界面修订优化提供决策支持。其主要研究内容如下:1.对核电厂数字化人机界面的发展进行了研究,分析了数字化主控室人机界面与传统人机界面的差异和特征,重点论述和分析了主控室人机界面评价优化设计的原因。2.针对核电站主控室人机交互系统自身的特点,研究了核电站操纵员相关的人的因素。3.对比研究了现有HRA分析方法,并重点选取了CREAM分析法为例,阐述了CREAM分析方法在计算人员失误概率的过程。并结合数字化主控室人机界面的特点,分析了CREAM方法存在的问题与不足。4.考虑贝叶斯网络在处理共同绩效条件（Common Performance Condition,CPC）相互关系影响方面的优势,本文提出了一种基于模糊逻辑+贝叶斯神经网络的改进型CREAM方法,为人因失误的概率的量化计算提供了指导。5.以某核电厂误安注操作场景为例,研究了操纵员在通过人机界面处理误安注场景时的人因失误概率,采用了改进型CREAM方法计算人员失误概率,并验证了改进型CREAM分析方法的有效性。6.分析了基于人因工程检测表（HEC）对误安注场景所涉及的人机界面主要缺陷进行检查的可行性,并给出了提高控制室数字化人机界面人因可靠性的合理建议与措施。
周彧,阎明,聂洪权[10]（2017）在《核电厂先进主控制室设计人因验证与确认活动概述》文中提出人因验证与确认是当今核电厂主控制室设计中的重要组成部分之一,它是对主控制室中各类人机接口的设计,特别是数字化人机接口进行的全面验证和确认。经过人因验证与确认,可以保证主控制室内人机接口能满足人因工程的要求,并确保人机接口功能的完整性。本文详细描述了核电厂主控制室设计中人因验证与确认活动的内容、流程以及意义。
二、核电厂先进的主控制室相关技术研究（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、核电厂先进的主控制室相关技术研究（论文提纲范文）
（1）核电站控制室马赛克设备人因工程优化研究（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 人因设计问题 |
| 2 人因工程优化方向 |
| 2.1 优化盘台外观尺寸 |
| 2.2 优化设备关键组件 |
| 2.3 优化设备外观尺寸 |
| 2.4 合理的颜色搭配 |
| 2.5 新兴技术应用 |
| 3 结论 |
（2）主控制室操纵员任务负荷分析与预计（论文提纲范文）
| 1 VACP评估方法与原理 |
| 1.1 VACP评估方法 |
| 1.2 多资源理论 |
| 2 主控制室任务执行模型分析 |
| 2.1 建立主控制室的任务评级量表 |
| 2.2 主控制室任务执行模型建立 |
| 3 任务负荷仿真分析 |
| 3.1 案例中任务的任务负荷分析 |
| 3.2 案例任务的动作重要度排序 |
| 3.3 仿真结果分析 |
| 4 结束语 |
（3）核电厂主控制室操纵员工作负荷早期评估与预计（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外核电厂常用测量方法简介 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 第2章 主控制室操纵员工作负荷及其测量方法 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 核电厂主控制室操纵员工作负荷介绍 |
| 2.3 核电厂主控制室操纵员工作负荷的产生 |
| 2.3.1 操纵员工作负荷和操纵员绩效关系 |
| 2.4 影响核电厂主控制室操纵员工作负荷的主要因素 |
| 2.5 测量方法选择流程和方法详细介绍 |
| 2.5.1 主任务绩效测量方法 |
| 2.5.2 次要任务测量方法 |
| 2.5.3 工作负荷主观测量方法 |
| 2.5.4 生理测量方法 |
| 2.5.5 基于操纵员动作的工作负荷评估方法 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 VACP测量方法介绍与改进 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 VACP测量方法介绍 |
| 3.2.1 方法背景(C,D WICKENS多资源理论) |
| 3.2.2 方法测量流程 |
| 3.3 核电厂设计早期阶段的任务分析 |
| 3.3.1 核电厂主控制室动作统计 |
| 3.3.2 核电厂任务执行模型的构建 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 主控制室操纵员工作负荷分析与预计 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 不考虑时间压力下的操纵员工作负荷分析 |
| 4.2.1 任务的静态工作负荷分析 |
| 4.2.2 失误概率(不考虑时间压力)不同时操纵员工作负荷变化分析 |
| 4.2.3 任务操纵时间的分析 |
| 4.3 时间压力对操纵员实际工作负荷水平影响分析 |
| 4.3.1 任务序列分析 |
| 4.3.2 任务执行流程建模 |
| 4.3.3 SPAR-H时间压力与调整系数关系拟合 |
| 4.3.4 考虑时间压力操纵员工作负荷水平波动性分析 |
| 4.3.5 案例分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.1.1 内容总结 |
| 5.1.2 本文创新点 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 攻读硕士学位期间取得的研究成果 |
| 致谢 |
| 附件 |
（4）马赛克控制盘台在核电厂主控制室的应用（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 核电厂控制盘台类型及功能 |
| 2 马赛克控制盘台优劣势分析 |
| 3 马赛克控制盘台功能及应用 |
| 3.1 马赛克控制盘台设备类型及功能 |
| 1）报警指示灯 |
| 2）信号指示灯 |
| 3）旋转开关 |
| 4）按钮开关 |
| 5）控制瓦片 |
| 6）模拟量指针仪表 |
| 7）数码显示管仪表 |
| 3.2 马赛克控制盘台在核电厂主控制室的应用 |
| 4 结束语 |
（5）核动力装置先进主控制室人机界面V&V技术研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 人机界面软件V&V标准体系现状 |
| 1.2.1 国外标准现状 |
| 1.2.2 国内标准现状 |
| 1.3 人机界面人因工程V&V标准体系现状 |
| 1.3.1 国外标准现状 |
| 1.3.2 国内标准现状 |
| 1.4 论文主要内容和结构 |
| 第2章 先进主控室人机界面双V&V框架 |
| 2.1 人机界面软件V&V |
| 2.2 人机界面人因工程V&V |
| 2.3 双V&V框架 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 主控室人机界面软件生命周期质量评估 |
| 3.1 主要目的 |
| 3.2 常用软件生命周期质量论证方法 |
| 3.3 人机界面生命周期质量管理 |
| 3.3.1 人机界面可靠性论证方法 |
| 3.3.2 人机界面软件V&V阶段及任务模型 |
| 3.3.3 人机界面设计阶段任务质量评估 |
| 3.4 人机界面生命周期质量管理辅助平台设计 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 主控室人机界面设计验证 |
| 4.1 设计验证总体框架 |
| 4.2 设计验证常用方法 |
| 4.3 设计验证实施过程 |
| 4.3.1 运行工况抽样 |
| 4.3.2 人机界面清单和特性 |
| 4.3.3 任务支持验证 |
| 4.3.4 人因设计验证 |
| 4.3.5 人因偏差项处理解决 |
| 4.4 设计验证辅助平台设计 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 集成系统确认及人员绩效测量 |
| 5.1 主要目的 |
| 5.2 集成系统确认评价要素 |
| 5.3 常用绩效测量方法 |
| 5.4 集成系统确认实施过程 |
| 5.5 人员绩效测量 |
| 5.5.1 人员任务绩效 |
| 5.5.2 情景认知 |
| 5.5.3 工作负荷 |
| 5.6 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（6）秦山一期报警系统数字化改造设计和实施（论文提纲范文）
| 0 引言 |
| 1 原系统架构 |
| 2 改造的必要性 |
| 2.1 设备老化和备件停产 |
| 2.2 设备抗震不足 |
| 2.3 人因改进 |
| 3 数字化改造的难点和解决思路 |
| 3.1 设备布置 |
| 3.2 电缆敷设 |
| 3.3 供电负荷 |
| 3.4 备用系统 |
| 4 改造方案 |
| 4.1 改造范围 |
| 4.2 改造原则 |
| 4.3 设计方案 |
| 5 改造后的系统特点 |
| 5.1 供电方案的可实施性 |
| 5.2 通信方式的可扩展性 |
| 5.3 报警多级控制的灵活性 |
| 5.4 设备抗震性能的适应性 |
| 5.5 顺序事件记录的稳定性 |
| 5.6 长期运维的可用性 |
| 6 结束语 |
（7）中国AP1000的人因工程安全审评的几个问题（论文提纲范文）
| 1 主控室的背景噪声 |
| 2 对于三门核电厂DCP4733的考虑 (主控室温升问题) |
| 3 集成系统确认试验 |
| 3.1 验证团队 |
| 3.2 试验目标 |
| 3.3 试验平台 |
| 3.4 电厂人员 |
| 3.5 效能测量 |
| 3.6 试验设计 |
| 3.7 数据分析与HED识别 |
| 3.8 确认结论 |
| 4 人因工程偏差项 (HED) |
| 5 结论 |
（8）核电厂控制模式的工程设计研究（论文提纲范文）
| 一、核电厂控制室 |
| (一) 主控室。 |
| (二) 远程停堆站。 |
| 二、模式分类 |
| (一) MCM操作模式。 |
| (二) BUP操作模式。 |
| (三) BUP测试模式。 |
| (四) RSS操作模式。 |
| 三、模式操作 |
| (一) 切换开关。 |
| (二) 切换过程。 |
| (三) MCM/BUP模式下单列切换。 |
| (四) RSS/MCR单列切换。 |
| 四、模式切换逻辑实现过程 |
| (一) L1模式切换。 |
| (二) L2模式切换。 |
| 五、结语 |
（9）基于人因可靠性分析的核电厂人机界面评价研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究的背景及意义 |
| 1.2 人因失误及HRA的重要性 |
| 1.3 国内外研究现状 |
| 1.3.1 国外研究现状 |
| 1.3.2 国内研究现状 |
| 1.4 论文主要研究内容和结构安排 |
| 第二章 核电厂主控制室操纵员认知行为模型 |
| 2.1 核电厂主控制室 |
| 2.1.1 主控制室人机界面特性 |
| 2.1.2 数字化主控室人机界面与传统主控室人机界面比较 |
| 2.2 操纵员认知行为模型 |
| 2.2.1 操纵员人因特征 |
| 2.2.2 操纵员认知行为模型 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 人因可靠性分析相关理论和方法 |
| 3.1 几种HRA方法介绍 |
| 3.1.1 HCR方法 |
| 3.1.2 THERP方法 |
| 3.1.3 SILM方法 |
| 3.2 传统CREAM方法及其不足 |
| 3.2.1 环境影响因子 |
| 3.2.2 控制模式 |
| 3.2.3 人误概率计算步骤 |
| 3.2.4 存在的问题与不足 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 基于贝叶斯网络的改进型CREAM方法 |
| 4.1 改进方法理论基础 |
| 4.1.1 模糊逻辑概念 |
| 4.1.2 贝叶斯网络 |
| 4.2 改进型CREAM方法设计过程 |
| 4.2.1 建立主控室人机界面操作评估细则 |
| 4.2.2 建立模糊规则库评价法 |
| 4.2.3 因素权重系数确定方法 |
| 4.2.4 置信度计算 |
| 4.2.5 贝叶斯网络概率计算 |
| 4.2.6 人因失误概率计算 |
| 4.3 改进方法计算HRA分析步骤 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 改进型CREAM方法应用实例 |
| 5.1 场景示例分析 |
| 5.2 误安注人因可靠性分析 |
| 5.3 改进方法的合理性验证 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 基于HEC方法的人机界面评审 |
| 6.1 HEC方法简介 |
| 6.2 评审过程 |
| 6.3 改进建议 |
| 6.4 本章小结 |
| 第七章 总结和展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读硕士学位期间已发表或录用的论文 |
（10）核电厂先进主控制室设计人因验证与确认活动概述（论文提纲范文）
| 一、概述 |
| 二、活动内容 |
| 三、活动实施 |
| (一) 活动流程。 |
| 1. 静态验证活动。 |
| 2. 动态确认活动。 |
| (二) 活动执行效果。 |
| 1. 人因V&V程序。为人因V&V活动顺利开展提供理论方法及执行流程保障, 作为整个V&V活动的总纲领。 |
| 2. 计算机画面设计验证。为画面设计提供了及时有效的设计反馈信息和确认过程。 |
| 3. 盘台设计验证。 |
| 4. 任务支持验证。主要是针对BUP、ECP盘台以及基于系统画面设计开展的任务支持验证, 但满足上述HSI设计要求。 |
| 5. 关于先进报警和计算机化规程的验证与确认工作。 |
| 6. 关于集成系统确认。通过该项活动的实施, 对主控制室系统进行了综合评估。 |
| 四、工作意义 |
| 五、结语 |
四、核电厂先进的主控制室相关技术研究（论文参考文献）
- [1]核电站控制室马赛克设备人因工程优化研究[J]. 曾刚,窦颖. 自动化仪表, 2021(S1)
- [2]主控制室操纵员任务负荷分析与预计[J]. 韦关祥,杨明. 电子设计工程, 2021(15)
- [3]核电厂主控制室操纵员工作负荷早期评估与预计[D]. 韦关祥. 华南理工大学, 2020(02)
- [4]马赛克控制盘台在核电厂主控制室的应用[J]. 窦颖,郭毅飞,曾刚,刘志宾,孟庆军. 仪器仪表用户, 2019(09)
- [5]核动力装置先进主控制室人机界面V&V技术研究[D]. 郭佳. 哈尔滨工程大学, 2019(08)
- [6]秦山一期报警系统数字化改造设计和实施[J]. 桑玮,潘卫华,魏健. 仪器仪表用户, 2018(11)
- [7]中国AP1000的人因工程安全审评的几个问题[J]. 冯燕,路燕,刘景宾,张云波. 核安全, 2017(04)
- [8]核电厂控制模式的工程设计研究[J]. 侯长治,陈洁,崔瑶. 产业与科技论坛, 2017(14)
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