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摘要
在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)的重要性逐渐突显,其中,HRA相关性问题的处理对PSA结果有较大影响,逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题。国内外HRA相关性处理的理论众多,然而用于工程实践的可供操作的理论十分有限。本文对核电厂HRA相关性问题,包括基本概念、相关性因素和水平、联合人误概率等进行研究,总结形成了应用于核电厂工程实践的HRA相关性分析的一般方法和步骤。应用该分析方法和步骤,以国内某核电厂一级PSA结果中同一最小割集的人员相关性组为例,分别采用SPAR-H和NUREG-1921方法建模进行对比分析。结果表明,对最小割集HRA相关性处理与否对结果影响较大,且两种分析方法的相关性处理结果有较大差异。建议在同一项目中使用的HRA相关性分析的方法应保持一致,定性分析和定量分析并重,尽可能详细记录分析过程的所有信息,保证分析结果可追溯、可审查、可再现和可更新。
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单位中国核电工程有限公司
