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1、ICS27.120.20F65NB中华人民共和国能源行业标准NB/T206422023代替NB1T202972014核电厂人员可靠性分析导则(uideofhumanre1.iabi1.ityana1.ysisfornuc1.earpowerp1.ant2023-11-26实施国家能源局发布前*III范IHI2术语和定义及缩略语I3人员可靠性分析的基本要求24人员可靠性分析的实施4参考文觥12.JU1.刖5本文件按照GB,，T1.1-2020标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则3的规则起草.本文件主要参考IAEA、NRC、IEEE仃关PSA实施导则/标准中的HRA部分,并结合国内核
2、电厂人员可就性分析的羟验总结完成编制工作.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由中国核电发展中心归口本文件编制单位；苏州热工研究院有限公司、上海核工程研究设计有限公司、中国核电工程有限公司、深圳中广核工程设计有限公司。本文件主要起草人：李林峰、国秀峰、仇永津、娄亮、吴官寅、刘坤秀、卓伟钺、徐志辉、郑脾蛟，核电厂人员可靠性分析导则1Xf1.本文件规定了核电厂概率安全评价活动中人员可粕性分析的基本要求和实施方法.本文件适用于设计阶段与运行阶段核电厂全范例概率安全评价活动中的人员可靠性分析。2规范性引用文件本文件无规范性引用文件.3术褥和定义及甯3.1 术语和定义下列术语和定义适用于本文
3、件.3.1.1认知cognitive人员接受、控制和存储知识或佶息,或是按照该认识所进行的控制行动.3.1.2相关性dependency某一物项实现此功能所依赖的外部要求，并且与相关事件有联系,这些相关事件由其他事件或偶发事件所确定，或受它们影响或与它们有相互关系.3.1.3母断diaenoeis对数据进行检查和评价，以确定设翁和系统的状态或产生这种状态的原因.3.1.4人员动作humanaction可观察到的人员意向的结果。注：通常指身体的行动或动作.3.1.5人员失误（人员差错humanerror超出某一可接受限值的任何人员动作。注：包括需要实施却没有实施的行为（动作），但不包括恶意的行为
4、,3.i.6人员失篌事件humanfai1.ureeventi1.1.人员不动作或不适当的动作而引起的一个部件、系统或功能的失效或不可用的茶本方件，3.1.7Af1.失IMHhuanerrorProbeM1.ity电厂人员执行正确的.必要的或指定的行动和响应时发生失误的可能性,即人员失误事件的发生概率.3.1.8人员可性分析humnre1.iabi1.ityana1.ysis用于识别潜在的人员失误事件，并应用数据、校型或专家判断来系统地评估这些事件的发生概率的一种结构化方法.3.1.9A111hurariiBdnnei11tface人计算机(系统)之间建立联系交换信息的输入/输出设备的接口.注
5、：这些设的可能包括但不限于犍盘、显示器、打印机、跳标等。3.1.10债效形成因子perfor三anceshyingfactor影响人员行为和统效的因素，注：在人员可锹性分析中，它是彰喇人员失俣概率的因子，至少应考虑培训程度、程序化导则的版址/可用性、执行一个动作的可用时间等PSF.3.2略语卜列缩略语适用于本文件ASEP事故序列评价程序(AccidentSequenceEva1.uationProgram)CBDTM干咏囚的决策树分析法(Cause-BaseddecisiontreeInCthodHCR/ORE人的认知可能性(HUn1.anCognitiveReIiabiIia”操作仍可靠性实
6、验(OPeratorRe1.iabi1.ityExperiment)HFE人员失误事件(HiIInanFai1.ureEvent)HEP人员失误概率/人员差错期率(HUmImErrorProbabi1.ity)HR人员可锦性分析(11UmanRdiabi1.i1.yAnidySiS)PSF绩效形成因子/行为形成Mf(PCrMrn1.a1.KCShapingFactor)PSA概率安全评价/分析(PnobiibiIMcSafetyAsscssmcnVAnaIysis)SPARH除准化核电厂风除分析HRA(StandardiZCdP1.antAna1.ysisRiskHumanRe1.iabi1.
7、ity)THERP人员失误率预测技术(TCChniqUCforHumanErrorRatePrediction)4人员可蠡性分析的*本要求41人员可拿性分析的基本原则4,将y在实施HRA时，人误事件的边界划分、任务定义、所做假设和影响分析等应与核电厂的状态相符合.4.1.2 -aH三MHRA的实施应与具体应用的要求相致,可根据衡要分为隔化分析和详细分析.4.1.3 合理性则HRA分析方法的选取应充分考虑任务分解的详细程度.方法对人员行为特性的网或件、IjHRAI1.1.关的标准的符合等。4.1.4 充性*对于每一个人员行为（任务）的分析应完整,除了包括定性分析（人员活动定义和建模）、定Ja分析
8、（包括相关性和不确定性分析）以外,必要时还应包括中要度分析、班感性分析.4.1.SWMttBM分析人员陶详细的记录HRA分析过程的所有信息,包括方法描述、假设边界划分、数擀使用和处理等,以便分析或审杳人员快速地了解方法、假设和数据来源等相关信息,保证HRA的可追溯性、申杏、现现和更新。4.2人员可性分析果用冬濯的原财人员可豫性分析中所采用的标准是HRA实施的重要依据，也是HRA.审查的重要依据，因此标准的迭收应遵循以下原则：a）标准的认可度，即所选择标准的应用情况、是否被行业内认可、是否有很多的实我验证：b）是否湎足具体应用的要求，即所选取的标准应满足应用的最低要求：C与实施HRA的可用资源（
9、如技能经验等）相一致.4.3人员失件的分类PSA中考虑的人M失误事件分为三种类型：A类：始发事件发生前电厂功率运行时已经存在的人员失误.这主要指试袋或维修后将设备置于忸误的位粗（如阀门、开关未发位）或整定值设置情误.这些人员失误大多是在主控室以外.B类：引发始发小件的人员失误。大多数情况下，这类事件对电厂的影响已统计到电厂的始发事件频率中.不霰进行分析.C类：始发事件缓解过程中干预不当的人员失误.这是指在始发事件发生后，电厂人员（主要是操作员）没有根据Ir件的进展情况按照短程进行及时响应，或者干预失误，这类人员失误W件主要发生在主控室内,是人员可靠性分析的成点。对于B类人员失误,其对始发事件婉
10、率的贡献应考虑在PSA的始发事件频率中.通常B类人员失误对也厂的影响?被包含在运行统计数据之中，不再进行额外的人员可玄性分析：对于采用始发事件故闵树来分析始发事件频率的情况，通常采用HRA分析来评估人技对始发事件的贡献B类人员失误力件中包含的多个人员动作通常是在IE常情况下执行的，例如正常的推修或试的活动,且它们的修我是潜在的触发指示/根部的动作除外）.如果所要分析的B类人员动作具忏以上特性，可以参考A类人员失误分析实能方法开展分析。此外，分析人员可能会将应急措施模化在始发事件中.应急措施是指当现场操作人员发现指示,报警提示先IW步墀发生错误/失败时.得要立即采取的精施.应急措施具疗C类人员动
11、作的特性.包括诊断部分和操作部分，如果所要分析的B类人员动作具有以上特性，可以参考C类人员失误分析实施方法开展分析.圈要注意的是.通过HRA计算的B类人员失误概率在PSA中陶用时应转化为频率.4. 4人员可靠性分析的方法人员可重件分析方法是指HRA实施所遵循的方式或者途径,是用种系统化的方法评估人员失误事件及其发生概率，根据HRA的实战经蛤，HRA方法选择可Ift点考虑以下儿个因素后琼台确定：a与核电厂状态相符合印所使用的方法是否能合理、正确地反映核电厂的真实状态：b）与具体应用需求相致,如果是支持核电厂的优化出进或防人因失误，则人防行为的建模越详细也好：如果是用于股性的管理,允许比较粗略的评
12、估,则可选用向单保守的力.法；C）与所参考HRA标准的符合性，即所使用方法及得到的结果是否健湎足标准的要求：d）方法的成熟性.即应用和认可情况：c）数据的可用性、适当性和准f性：f）。实施IIRA的可用资源（如技能、经验、所获取信息等）相一致.如果时间紧、人员少、分析所需获取的信息获取，攵少，选择悚作简维、资源需求少的方法：否则可以选择分析比较详细的方法。目前核电厂概率安全评价中HRA工作可接受的方法主要包柘THERP、ASEP.SPAR-H、HCR.ORE.CBDTM或共它通用被认可的方法.5人员可性分析的实5.1（电厂人员可性分析实UM内部事件一坡、二级、内外部灾害PSA中的人员可豫性分析
13、的通用流程见图I,主瞿包括9个住务。二娘、内外除灾褥PSA中的人员可豫性分析除J满足HRA的通用流程外,还应考虑特殊因素对人员可靠性产生的影响并展开计对性工作.详见5.11.5.12.砌J人员可喜性分析尖能程序三.m收集值息,期定核电厂人员行为次俺核tU人员j为的砒分析BB1核电厂HRA通用窿程5. 2人员可住分析案*（该任务的目标是呜制核电厂HRA实施程序，以指导核电厂开展HRA。实施程序应燃定HRA的人贝蛆织、分工及具体任务的按口关系,HRA方法i择、实族的评细过程等.5. 3人员住分析工作依IR成人员可箪性分析需要多学科、多专业的人员共P1.完成.因此HRA工作阻应包括以下专业的专家/技
14、术人员参与：）核电厂运行专业：b）核电厂系统工程邮：C）人员可推性分析专业：d）人因工探专业.如果HRA用于支持核电厂PSA分析，则应包括相应的故障树分析和货件树分析人员。6. 4值总收拿与电厂人员行为的京6.1.1 A集人员可住分析值收编与人员行为的富该任务的目的是根据收染壑理的核电厂信息确定需要分析的事故I1.UiR要人51行为，主要包括熟悉.、松妪、辨M关键系统.关俊任务、关键人机接口、关Bt人员动作，A类人员可T性分析收妪相关书面程序及其他相关珞料主要包括以下几个方面I系统设计文件：系统分析文件：一周期性的试验一览我和校准一览表：预防性维护程序：系统事件历史记录：-行政隔商程序：系统逻
15、辑图：11常巡桧清单：其它。A类人员失误事件识别关迸系统、任务及人员动作时主要关注的安全相关内容包括但不限于以下几部分内容：在刈试或维修活动后可能被置于错误状态的啊、泵、继电器和开关等：一完成需要切断电源和启动信号的工作（如测试、定期更换、维修工作.质1.it控制检查）后可能使得系统或设备（典型设备，如泉、电动机、柴油发电机和风机）启动信号无效的情况；需设定信号阈值的安全相关系统：安全相关系统中需校准信号的测试仪表.关键任务识别时警里检查任务如下：系统或设安全相关的周期性测试记录或规程文件；-安全相关系统仪表和测试仪的校准.包括安全限值的设定.查找维护记录：一一对于单个主要设备（包括一组相似的
16、元件）周期性的预防性维护行为：变更设备状杳的操作行为：自动测试和检查。注：设计阶段开履A类HRA伯息收集与人员行为的确定时，由于可能抉少具体的支持资料，可参考相似电厂的分析报告或给予合理的假设开展评价工作.5.4.2 像人员可性分析H息收集与人员行为的定为了开展人员可靠性分析,完整地、正确地评价操作员在执行操作过程中的操作及其失误概率,至少需要以下几方面的资料：a）所采用的HRA方法的相关资料或国内外相类似核电厂的人员可旅性分析报告.作为本项目人员可靠性分析的参考资料：b）核电厂系统设计资料.包括说明书、流程图、控制室盘台布置等,照悉电厂设计：C）核电厂安全分析报告（SAR）、始发”件分析报告
17、、件树分析报告和成功准则分析等，了解并熟悉事故发展进程：d）核电厂的运行规程,包括系统运行规程、报警响应规程、异常运行规程、应急运行班程等，了轿和熟悉在事故进界中操作员的各种缓解措施；O特定核电厂人因事件时间窗口热_E水力分析报告：D电厂运行后开展探作员访谈或模拟机观摩工作，主要访谈、模拟机观庠内容应包括但不限于：1）操作员执行任务所需时间：2）操作员接受培训情况：3）执行员执行任务真实/模拟机绩效；1）操作员对不同下故的认知程度：5）班组配置及工作流程：6）特定任务现场作业适应性评价：7记录操作员其实人员失误。注，设计阶段开展C类HRA信息收佻与人员行为确定I.作时可能缺少具体的电厂文件及运
18、行经脸支持.可参考为相似的电厂分析报告或给予合理的假设开版评价I：作,对于SPAR-H方法而吉如果缺少相似电厂参考,定优分析时可选取最保守PSF取值或选取“信息不足”的PSF收低。应对相关程序开展系统化的申查，以确定PSA分析中每个事件序列所需执行的一系列运行人员响应动作.在确定人员响应动作时需：B）按事故情景审Jft电厂特仃的应急运行规程及其他相关规程：b）印汽系统的运行,以了解系统是如何实现其功健，以及人员与系统之间的接口关系：c）审查相关运行事件.以帮助分析人员确定已导致人员失误的活动种类：d）确认手动启动、操作、控制、隔离或停止系统和部件的动作：C确认主控室人员根擀程序或经验恢复已失效
19、的功能、系统或设备所采取的动作：DJ电厂运行人员和培训人员一起讨论分析结果是否符合电厂实际情况：g）条件具备时需使用模拟机观察记录或操作协访谈来确定人M行为响应模型；h）对于设计阶段核电厂,在条件不具备时.可果用与该设计M相近电厂信息.5.4.3 B类人员可今性分析值总收集与人员行为的定引起始发事件的人员可靠性对始发事件频率的贡献应考虑在始发事件频率中.通常B类人员可就性对电厂的影响多被包含在居行统计数据之中.不再进行做外的人员可徵性分析I对于没有可用的历史数据作为始发事件频率统计数据时,通常采用HRA分析来评估人员对始发事件的贡峨.B类人误事件中包含的多个人员动作通常是在正常情况下执行的，例
20、如正常的维修或试验活动，I1.它们的影响是潜在的（触发指示/报警的动作除外）.如果所要分析的B类人力动作具有以上特性，可以参考A炎人员失误分析实逃方法开展分析。此外,分析人员可使会将应急布施模化在始发事件中.应急彷施是指当现场操作人员发现指示/报警提示先前步舞发生错误/失数时.箭要立即采取的措施.险急措施只育C类人员动作的特性.包括诊断部分和操作部分.如果所要分析的B类人珏动作具有以上特性.可以参考C类人员失误分析实施方法开展分析.5.5电厂人员行为的建5.5.1 A类人员行为的0选筛选分析的目的是识别那些对于核电J的安全和运行有Ift钱作用的人员行为，避免在其他非血要人员行为上浪费资源.A类
21、人员行为涌足以下任意一条准则即可筛除,不做进一步分析：一一维修等活动结束之后会进行功能性试验或其他可用性蛤证类试验，H试股能发现错误的接入状态；一一设备位阻在控制空中有指示，其状态在F1.常的佻行检表，能在控制空操作设符来实现水料接入；一一要求经常检查设备的状态（至少每个运行仪一次）：一一在电厂的预防性维修、试会等系列可能的活动中，均不会对该设备的状态或位阻迸行改变：-反应堆在正常运行过程中投运的系统或设翁可以不考虑由于人员失误导致解门置于忸误位置：一一系统/设各处于葺预期状态时主控室有报警信号：一一存在有效的行政隔离手段确保设各状态：一一系统要求时存在自动保护信号从而恢复设备状态；一一可能导
22、致某些人员失误出现的因素对于某个部件或设备来说不存在或存在概率极小：一一人员失误的发生不会造成任何产Ift后果或可以被立即帙史。5.5.2 Cft人员行为的的速分析C类人力行为筛选股包含定件定技筛选,定性筛选确定C类人员行为对系统和设备功能的影痢.定筛逡时根据确定的筛选准则对人员失误事件进行筛选，选取贡献大（如对设备、系统、功能失效再响大）的人员失误事件进行详细分析（运行电厂概率安全评价中原则上所有的C类HEP评价均需进行洋细分析，设计阶段对于不重要I1.支持贲14不足的可信的人员失误事件可采用保守的解选值进行评价.箫选值不得低于0.135. 6人员可性分析的悻定性分析5.1.1 A类人员失件
23、的悻定性分析A类人员可格性分析的定性分析目的是详细评价A类人员行为的自我恢或其他班也成员的慢攵动作,便用所选方法相致的A类人员失误事件怅复因子,并使用下列信息评价A类人员失误事件恢复的可能性：一一规程要求的、并按规程执行的维修或标定后的试收：一一使用书而检住单进行维修和（或）试验后部件状态的独立验证：一一初的执行者在后来的某一时间使用书而检IS单对郃件状态进行独立-检隹:一一短个值班田或怔天使用书面检杳单对部件状态进行检直.注I对于设计阶段的A类人员可兜性分析工作，如果上述特定电厂的信息不可获取,则应采用设H呆I1.1.近的电厂怡愿或供货商提供的通用侑息.5.1.2 C类人员可性分析的详定性分
24、析C类人员可索性分析的定性分析目的是详细描述人员行为及其影响.倚定建模过程中院考虑的里要影响因素,具体分析中主要包括两个任务ra）定义人员失误事件.按照合适的层次定义人力失误事件,衣迷人员失误对功能、系统、列或制件的影响.如果若干项响应动作失误的影响是相似的,或可以包络的，则可将这些失误归并为一个HFE.而后.使用合适的HRA方法对人员失误事件建模.事件的定义应与小件序列的结构和详细程度相一致，完祚HFE定义至少应包括以下侑息ID事件序列指示或信号的详细时序及人制动作的时间SH1：2）指引人员动作的详细程序导则执行流程，如，应急运行短程（EoP）;3）用于监视或评估事故的指示信号或其他指示的可
25、用性：4）设计阶段核电厂,在条件不具备时.可果用参考电厂信息或适当的热I：水力分析结果.b）确定可能的绩效形成因子。效形成因子被用来确定哪些因素会彬响人员行为的结果,如操作规程的有无、人员培调的效果.在具体分析中,PSF的选择应考虑：DPSF造择应制核电J.现实情况，并结合所使用I1.RA方法的要求：2）考虑人员失误分析的详细程度.一般来说分析得越详细.考虑的PSF相对就越多.5. 7人员可性分析详定分析5.1.1 A类人员可蠡性分析的详一定分析选取合适的人员可靠性注价方法,选取合适的数描源评价A类人员失锲事件的荔本人员失误概率.数据源可以是人员失误的研究数据.专豕判断、模拟实验室数擀等.A类
26、人员失误分析可采用THERP、ASEP方法.在分析过程中应开展HEP的不确定性分析，且在确定HEP的点侪计值时应使用均值.5.1.2 C类人员可靠性分析的详!定分析应枭用定义清晰,前后一致的方法进行始发，件后人员失误概率评价，造用方法时既要考虑特定电厂和特定怡境卜人员行为影响，又要考虑同个事件序列中人处失误事件之间的潜在相关性,定居评价时应注意以卜时四：a)运行电厂概率安全评价中原则上所忏的C类人员失误柢率评价均需进行详细分析设计阶段对于不域要且支持资料不足的人员失误事件可采用保守的筛选值进行评价,解选值不御低于0.1):b)人员失误模式分类至少应考虑诊断与操作两类失误模式：C)应尽可能多的考
27、虑影响人员绩效的因素，h可用时间、曳杂性、情景所导致的紧张程度、人机接口操作协的经的与培训等：d)完成任务的时间窗I以适当的，现实的通用性热工水力分析为基础，或从捋定电厂的模拟结果得到(对于设计阶段电厂，也可根据相似电厂或适用的通用性研究为葩稔确定完成任务的时间窗口)；e)定业的结果应说明人员失误概率估计值的不R定性，井确定用于PSA显化过程的均伯：C类人仍失误分析可采用SPAR-H、TIIERP.HCR0RK.ASEP.CBDn1.方法.6. 7.3人员可今性分析相关性分析HRA相关性包含：（八）同一人员失俣事件内多个动作间的相关性：(b)同人员失误事件内不同人员间的相关性I(c)不同人员失
28、误事件间的相关性.对于前两种川关性.在分析单个人员失误事件的过程中予以考虑I对于不同人员失误事件间的相关性,则需要专门另行分析.在HRA分析中.A类、B类、C类人员失误事件内部以及之间均可能存在上述三种相关性向四.不同类别人M失误事件在工程上存在不同的人员失误机理，采用的HRA方法也不尽相同.不同类型的相关性评价至少应包括相关性识别、相关性水平评估、人员失误概率值憔正、联合人员失误收率限依评价等方面的内容.6.8评价与应用谖任务的E要目的是把HRA结果怆入到应用对象中,鼓域础的应用对象是PSA评价模型.HRA与设备、系统的功倭失效充分结合，可以系统化、结构化地评价人员失误动作时核电厂风隆的贡献
29、。PSA中对A、B、C类HRA的要求您见NR，T20037系列标准,URA的另一个血要的应用对毁是人因工程，I1.RA与PSA结台后，经综合评价可以识别出风险加要的人员动作,这些人员动作需要在人网I：程活动中展开系统化的分析、评估和验证.必要的时候,需SX1.HRA中的人员失误事件分析进行修正和迭代计尊，或根据HRA的分析对人因工程设计进行优化，HRA与人因工程结合的方法和要求参见NUREG-O711.在核电厂运行阶段,运行PSA中HRA的结果Ur以应用于优化核电厂怆理、规程、培调等与人协行为密切相关的防人因失误体系、工具和方法，提高核电厂人员绩效，M大可能的减少人员失误发生的可能性。5.9人
30、员耳性分析结果的事充该任务的目的是验证HRA的过程和结果与电厂系统、设饴及运行的现实状况是相符合的、合理的.审吉包括：a）确定HRA分析是否满足所选标准的要求：b）输入数据和假设的合理性；c）分析过程的规范性：d）结果的合理性，并核森应要电J,力故响应序列是否包含关键的人员失i关事件。5.10文档和记录5.10 .HRA实施过程中的每步骤都应该进行记录和存档.宜包括以下内存：a）核电厂运行历史（事件）审if记录：b）核电厂人员访谈信息：C）人机接I的分析：d）运行人员行为的审查Ie）IIRA方法选取过程及方法描述；f）所做假设、边界条件、数擀的来源及选取更因：g）人员失误事件的模化过程：h）筛
31、选分析的方法和姑果；i）人为失误事件的定性定Ift分析过程和结果；j）人员失误事件的相关性分析；k）重要度、敏感性、不确定性分析：I）分析结果使用的局限性。5. 10.2对于设计阶段的核电厂,需根据实际情况对记录的内容进行由整,核电厂PSA中的HRA报告格式可见HAFJOo88.HRA分析报告的内容和格式般应包括以卜内容：a）人力可掂性分析实使方法；b）人员可靠性分析假设及边界条件：C）人员可索性分析,包括：1）人员行为选探和人仍失误事件定义：2）人员失误事件分析.包括定性分析.筛选分析和定S1.分析：3）人员可旅性相关性分析：4）人员失诙概率的血要度、敏感性、不确定性分析，d）人员可旅性分析
32、结果及建议；。）参考资料.5.11 二覆茶率安全*价中人员可性分析实二级PSA中的HRA分析要求可叁考NB/T20445应用于核电厂的：缎慨率安全讨价中关于HRA的内容.除广本文件中对HRA的通用整求外，二蚁PSA需要考虑如下特殊因素对于人员绩效可能产生的修响：一一决谊主体的改变,在进入严重亚故管理导则进行决策的过程中.决策上体格从主控制室转移至IO技术支持中心,从而可能对响应时间、人员交互的复杂程度、工作过程等方面造成影响:加重事故管理导则与事故规程的区别和接口；在严重事故情景下人员承受的压力：一缓解严重事故的经般和培训水平I技术支持中心中人机接口的质电。5.12 内外M灾害人员可靠性分析实
33、合并外部除了本文件中对HRA的通用要求外，内部灾害人为可施性分析还需开展以I：工作：a）识别内部灾害PSA中考虑的人员活动和相应的人员失误事件：D确定内部事件中的人员活动在内部灾害中是否仍然有效：2）识别出内部灾害响应程序中是否存在新的人员活动：3）识别出因内部灾杏将致单个仪器失效而产生的影响：力结合内部灾害影响.识别出可能的恢复行动.b）考虑内部灾害影响后，定量评估人员活动的失误掇率：D确定符合内部灾害特征的绩效形成因子取值：2）根据内部灾害实际特征，相较作灾书类人员Ur旅性分析可有条件地引入新PSF,I1.考文XU1.HAFJO088核动力厂概率安全评价报告的标准格式和内容(一级、内部事件
34、)2.NB.-T2OO37.U2O18RK应用于核电厂的啜概率安全评价第11就分：功率运行内部事件网.NSGGIR132020核动力J人员可旅性分析中相关性评价H1.ASMEANSRA-Sb-2O)3StandardforProbabi1.isticRiskAssessmentforNuc1.earPowerP1.antApp1.iva1.ions.5.Risk.AssessmentforNuc1.earPowerP1.antApp1.icationseAddcndatoASMB,ANSRA-S-2OO8.ASME.NCWYor1.2(X)9(6.1EEEStdI()82-1997JEEEgu
35、idef)rincorporatinghumanactionre1.iabi1.ityana1.ysisfornuc1.earpowergeneru1.ingMa1.ins.(7.NUREG-1842,Eva1.uaionofHunumRe1.iabi1.ityAna1.ysisMMMMISAgainsiGoOdPniciices8.NUREG1792.GoodPracticestorImp1.ementingHumanRe1.iabi1.ityAna1.ysis.(9.NUREG071.1.HunuinFactorsEngineeringProgramReviewMode1.U.S.Depar1.nwnIfTransporta1.in.HumanRe1.iabi1.ityAna1.ysisinSupponofRiskAssessmentforPositiveTrainContro1.FinaIRCpOEJUnC2(X)3(IO.Sa!e1.yReportsSeriesNo.25.RcviewofPnotxibi1.isticSafe1.yASMM1.1.CnISbyRcgu1.a1.oryBodiesJoint1.ysponsoredby!AEA.OECDXNEAInternationa1.AtomicEnergyAgcncy.Vicnna,22.
