數(shù)字化核電廠操縱員監(jiān)視行為可靠性分析及其應(yīng)用

張 力，胡 鴻，李鵬程，易燦南，蔣建軍，陳青青

（1.南華大學(xué) 核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，湖南 衡陽 421001；

2.湖南工學(xué)院 人因工程與安全管理研究所，湖南 衡陽 421001；

3.南華大學(xué) 人因研究所，湖南 衡陽 421001）

數(shù)字化核電廠操縱員監(jiān)視行為可靠性分析及其應(yīng)用

張 力1，2，胡 鴻1，2，李鵬程3，易燦南2，蔣建軍3，陳青青2

（1.南華大學(xué) 核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，湖南 衡陽 421001；

2.湖南工學(xué)院 人因工程與安全管理研究所，湖南 衡陽 421001；

3.南華大學(xué) 人因研究所，湖南 衡陽 421001）

為了建立數(shù)字化核電廠操縱員監(jiān)視行為可靠性量化模型，在分析電廠數(shù)字化主控室設(shè)計特征和操縱員監(jiān)視行為的基礎(chǔ)上，結(jié)合監(jiān)視活動過程與規(guī)律，將監(jiān)視行為可靠性劃分為屏幕間轉(zhuǎn)移可靠性、屏幕內(nèi)信息搜索轉(zhuǎn)移可靠性和信息察覺可靠性3部分?；赟enders的監(jiān)視理論建立了屏幕間轉(zhuǎn)移可靠性計算模型；基于注意力資源分配理論建立了屏幕內(nèi)信息搜索轉(zhuǎn)移可靠性計算模型；考慮行為形成因子（PSF）的因果關(guān)系，基于貝葉斯網(wǎng)絡(luò)建立了信息察覺可靠性計算模型，并給出了“誤安注”場景下監(jiān)視可靠性計算應(yīng)用實例。結(jié)果表明，建立的監(jiān)視行為可靠性模型既能客觀地描述操縱員監(jiān)視過程，又能給出其可靠性量化結(jié)果，克服了傳統(tǒng)方法的不足，提高了人因可靠性分析的精度，為數(shù)字化主控室操縱員監(jiān)視行為可靠性分析與工程應(yīng)用提供了理論與技術(shù)支持。

數(shù)字化核電廠；操縱員；監(jiān)視；人因可靠性分析；監(jiān)視行為可靠性

隨著信息技術(shù)發(fā)展，核電廠儀控系統(tǒng)由傳統(tǒng)模擬式逐漸轉(zhuǎn)變?yōu)閿?shù)字化［1－2］，操縱員從手動控制者轉(zhuǎn)變?yōu)楸O(jiān)督者或決策者［3］。操縱員基于對核電廠狀態(tài)監(jiān)視、狀態(tài)評估與決策，以及響應(yīng)執(zhí)行來實現(xiàn)對電廠控制［4］，對核電廠狀態(tài)的有效監(jiān)視是操縱員診斷、決策與響應(yīng)執(zhí)行的前提。

監(jiān)視行為即操縱員從核電廠主控室環(huán)境獲取信息的行為［5］。文獻［6］基于現(xiàn)場觀察來研究傳統(tǒng)核電廠操縱員的監(jiān)視活動；文獻［7］基于不同類型核電廠人機界面開展監(jiān)視行為比較研究，分析監(jiān)視績效影響因子及其策略；文獻［8］分析儀控系統(tǒng)數(shù)字化改造對監(jiān)視行為的影響，及其監(jiān)視策略異同；文獻［9］基于對傳統(tǒng)和先進核電廠主控室38名操縱員288h觀察和訪談的分析結(jié)論，建立了其監(jiān)視行為認知模型。目前對操縱員監(jiān)視行為的量化研究不多，如Chang等［10］發(fā)展的IDAC模型考慮了數(shù)據(jù)驅(qū)動的監(jiān)視行為；Kim等［11］基于信息理論建立了操縱員知識驅(qū)動的監(jiān)視計算模型。

綜上所述，國內(nèi)外對核電廠監(jiān)視行為大多聚焦于其規(guī)律與機制等方面研究，沒有系統(tǒng)構(gòu)建起監(jiān)視行為可靠性量化模型與工程方法，難以滿足數(shù)字化背景下核電廠人因可靠性分析和概率安全評價（PSA）的要求。本文基于核電廠數(shù)字化主控室特征，基于改進的Senders的監(jiān)視理論［12］、信息采樣理論和貝葉斯網(wǎng)絡(luò)模型構(gòu)建操縱員監(jiān)視可靠性定量分析模型，為數(shù)字化核電廠監(jiān)視行為可靠性分析、工程應(yīng)用，及其失誤預(yù)防提供技術(shù)支持。

1 數(shù)字化核電廠操縱員監(jiān)視行為及其可靠性定性分析

1.1 數(shù)字化核電廠主控室特征及其影響

數(shù)字化核電廠主控室如圖1所示，主要包括4個操縱員工作站，及其前方4個大屏幕（顯示一、二回路等參數(shù)）與后備系統(tǒng)，每個工作站由6個顯示屏（VDU）與計算機系統(tǒng)構(gòu)成。

圖1 數(shù)字化核電廠主控室Fig.1 Digital main control room in nuclear power plant

數(shù)字化核電廠人-系統(tǒng)界面有以下5方面特征：基于計算機分析和處理的先進報警系統(tǒng)、基于計算機技術(shù)的信息顯示系統(tǒng)、規(guī)程系統(tǒng)與操縱員支持系統(tǒng)，以及基于虛擬圖標的軟控制等［13］，監(jiān)視對象主要源于計算機顯示的電廠狀態(tài)或部件信息。其信息顯示直觀充分、信息數(shù)字化與分類顯示、信息自動處理、警報分級、信息可查詢等是有利于監(jiān)視活動，但某些系統(tǒng)屬性與設(shè)計缺陷也給監(jiān)視活動帶來不利影響，主要包括：1）異常工況下巨量信息的遴選與干擾；2）計算機顯示導(dǎo)致操縱員信息獲取的小孔影響；3）二次管理任務(wù)（如界面管理、導(dǎo)航等）使得監(jiān)視負荷增加；4）多界面重疊導(dǎo)致目標信息被覆蓋或監(jiān)視失效；5）長時間監(jiān)視活動導(dǎo)致的視覺疲勞。

核電廠操縱員認知與控制任務(wù)主要包括監(jiān)視、狀態(tài)評價、響應(yīng)計劃與響應(yīng)執(zhí)行［14－16］。而其對電廠的監(jiān)視活動包括對目標信息的搜索定位與察覺認讀，其中信息定位包括在不同VDU間和在同一VDU內(nèi)不同位置的信息搜索（圖2）。

圖2 操縱員監(jiān)視轉(zhuǎn)移過程與路徑Fig.2 Monitoring transfer processes and paths for operators

1.2 監(jiān)視行為可靠性定性分析

監(jiān)視行為的可靠性包括對目標信息的定位搜索和察覺認讀的可靠性，即監(jiān)視轉(zhuǎn)移與信息察覺可靠性兩部分。

1）監(jiān)視轉(zhuǎn)移可靠性

監(jiān)視轉(zhuǎn)移可靠性主要是指操縱員注意力是否準確定位到目標信息。操縱員需要通過對4個大屏幕和6個VDU搜索來獲取信息，其注意力和注視點在不斷轉(zhuǎn)移。同時操縱員須連續(xù)分配注意力在多個信息資源上，但注意力和記憶力資源的有限決定了其只能進行選擇性注意［17］。

根據(jù)監(jiān)視搜索目標區(qū)域與路徑差異（圖2）可將監(jiān)視轉(zhuǎn)移劃分為屏幕間監(jiān)視轉(zhuǎn)移（即操縱員在4個大屏幕和工作站6個VDU間來定位搜索目標信息行為）與屏幕內(nèi)信息搜索轉(zhuǎn)移（即在某個屏幕中搜索目標信息的行為）。操縱員監(jiān)視轉(zhuǎn)移主要受規(guī)程任務(wù)、人機界面特征、系統(tǒng)狀態(tài)、操縱員知識和經(jīng)驗、報警顯示及外部干擾等因素影響。

2）信息察覺可靠性

目前人因可靠性分析（HRA）方法對信息察覺可靠性評定一般是通過對情境環(huán)境分析來確定基本失誤模式及其概率，然后基于行為形成因子（PSF）來對名義失誤概率進行修訂，如CREAM方法［18］。但PSF間存在交互作用，在對失誤概率修訂時因重復(fù)計算而帶來較大誤差，而貝葉斯網(wǎng)絡(luò)模型考慮了內(nèi)部各因素的相互作用，且一般只考慮最終的直接影響因素，從而可消除這種重復(fù)計算誤差，因此貝葉斯網(wǎng)絡(luò)能很好地解決該問題。

信息察覺可靠性主要受操縱員心智模型的影響，Lee等［19］認為心智模型貯存于人的長期記憶，是操縱員在長期學(xué)習(xí)、教育、培訓(xùn)及其他實踐中所形成的有關(guān)核電廠動態(tài)特性的心理認知模式，知識和經(jīng)驗水平受培訓(xùn)水平影響，同時，班組的交流與合作水平也對信息的理解有影響。

此外，一般的HRA方法都認為壓力是影響HRA的重要因素，如THERP方法［20］，同樣，壓力水平也是影響操縱員對信息察覺認讀的重要因素。壓力水平還受其他因素的影響，如用于事故緩解的“時間窗口”與任務(wù)復(fù)雜性。若可用時間較少會給操縱員帶來很大的壓力［21］，從而引起其生理失衡和心理緊張，導(dǎo)致信息察覺失誤；任務(wù)的復(fù)雜性主要受數(shù)字化規(guī)程的設(shè)計及任務(wù)在數(shù)字化人機界面中的合理布局和顯示等影響?；谝陨戏治鼋⒉倏v員信息察覺可靠性貝葉斯網(wǎng)絡(luò)模型，如圖3所示。

圖3 核電廠操縱員的信息察覺可靠性的貝葉斯網(wǎng)絡(luò)模型Fig.3 Bayesian network model of operators’information detection reliability in nuclear power plant

2 監(jiān)視行為可靠性定量建模

在數(shù)字化核電廠主控室，操縱員主要基于工作站VDU來獲取信息，其注意力需在屏幕之間和屏幕內(nèi)不同位置的目標信息間進行搜索轉(zhuǎn)移，以完成對目標信息的定位搜索（即監(jiān)視轉(zhuǎn)移），并對定位到的目標信息進行識別認讀（即監(jiān)視察覺）。因此，操縱員監(jiān)視行為可靠性（PMR）包括操縱員屏幕間監(jiān)視轉(zhuǎn)移可靠性（P1）、屏幕內(nèi)信息搜索轉(zhuǎn)移可靠性（P2）及信息察覺可靠性（P3）3部分，即：

2.1 屏幕間監(jiān)視轉(zhuǎn)移可靠性計算模型

本文對屏幕間的轉(zhuǎn)移只考慮事故工況下，操縱員基于狀態(tài)導(dǎo)向規(guī)程（SOP）來開展核電廠的監(jiān)視與控制活動。在監(jiān)視階段，操縱員執(zhí)行規(guī)程屏幕中的任務(wù)，察覺規(guī)程任務(wù)中所要求搜索的目標信息，為完成監(jiān)視任務(wù)，需操縱員將注意力轉(zhuǎn)移到相關(guān)屏幕（如狀態(tài)畫面所在的屏幕）中搜索目標信息，從而產(chǎn)生屏幕間的轉(zhuǎn)移（數(shù)字化規(guī)程中任務(wù)和目標信息一般分屏顯示）。

對于多個儀表之間的轉(zhuǎn)移概率，Senders［12］認為可采用如下公式計算：

其中：Pab為儀表a和b間的轉(zhuǎn)移概率；Pi為注視到儀表i的概率，i＝1，2，…，N；Pa、Pb分別為注視到儀表a與b的概率；其中，Pi可由下式計算：

其中：FFi為操縱員監(jiān)視第i個儀表的頻率；T為給定的單位時間。

根據(jù)數(shù)字化主控室操縱員事故后的行為特征，對Senders的轉(zhuǎn)移理論進行改進，將VDU類似為儀表；事故工況下操縱員執(zhí)行基于SOP規(guī)程對事故進行緩解，是在給定任務(wù)情境下的屏幕單向轉(zhuǎn)移，不是雙向轉(zhuǎn)移，故式（2）中分子倍數(shù)2應(yīng)去掉，且假設(shè)起始轉(zhuǎn)移點可靠度為1，則操縱員在N個屏幕間的轉(zhuǎn)移概率為：

其中：Pab｜Tj為在給定任務(wù)Tj（j＝1，2，…，M）從屏幕a轉(zhuǎn)移到屏幕b的概率；Pi｜Tj為給定任務(wù)Tj時操縱員注視到屏幕i而固定不轉(zhuǎn)移的概率，i＝1，2，…，N。Pi｜T可表示為：

其中，F(xiàn)Fi｜Tj為給定任務(wù)Tj的情況下操縱員注視到第i個屏幕的頻率。

2.2 屏幕內(nèi)信息搜索轉(zhuǎn)移可靠性計算模型

假設(shè)操縱員將注意力轉(zhuǎn)移到指定的VDU后，操縱員需在該VDU中搜索定位到所需要的信息。Lee等［19］和Wickens等［22］認為信息的醒目性和信息資源價值（即信息相對于特定任務(wù)的重要性）是決定操縱員注意力受到吸引的最主要因素。為了建立屏幕內(nèi)信息搜索轉(zhuǎn)移的可靠性計算模型，基于以上分析和信息注意理論，可做如下假設(shè)。

假設(shè)1：屏幕內(nèi)信息搜索轉(zhuǎn)移可靠性主要受注意力資源的影響，信息獲取注意力資源的多少受信息的醒目性、信息資源價值或重要性、信息搜素干擾等因素影響。

假設(shè)2：操縱員分配給每個信息的注意力資源與其注視到該信息資源的概率成正比。

假設(shè)3：信息醒目性水平低的信息對目標信息沒有干擾，只有醒目性水平等于或高于目標信息的信息資源對目標信息才有干擾，降低信息搜素的可靠性。

在諸假設(shè)條件下，將目標信息吸引操縱員注意力的概率定義為：

其中：P（Ii）為第i個信息得到注意力監(jiān)視的概率；Ci為目標信息的顯著性或醒目性，取值在0～1之間；Wi為第i個目標信息相對于特定任務(wù)的信息價值或重要性；P（O）為外部干擾等對注意力的影響概率；Pi為規(guī)程狀態(tài)數(shù)（如有無規(guī)程指引）；Mj為人機界面狀態(tài)數(shù)（如優(yōu)與劣）；Sk為系統(tǒng)狀態(tài)數(shù)；El為知識和經(jīng)驗的狀態(tài)數(shù)；Ap為報警的狀態(tài)數(shù)；Iq為外部干擾的狀態(tài)數(shù)；分別為引發(fā)屏幕內(nèi)監(jiān)視正確目標失誤的概率。

2.3 信息察覺可靠性計算模型

1）貝葉斯網(wǎng)絡(luò)

貝葉斯網(wǎng)絡(luò)是由節(jié)點和邊組成的有向無環(huán)圖（DAG），可以用N＝〈〈V，E〉，P〉來描述［2324］。離散隨機變量V＝｛X1，X2，…，Xn｝對應(yīng)的節(jié)點表示具有有限狀態(tài)的變量，節(jié)點可以是任何抽象的問題，如設(shè)備部件狀態(tài)、測試值、組織因素、人的診斷結(jié)果等。DAG蘊涵了一個條件獨立假設(shè)：給定其父節(jié)點集，每一個變量獨立于它的非子孫節(jié)點。P為定量部分，是V上的概率分布，對于離散情況，可用條件概率表（CPT）來表示，用于定量說明父節(jié)點對子節(jié)點的影響。根節(jié)點的概率分布函數(shù)為邊緣概率分布函數(shù)，其節(jié)點概率不以其他節(jié)點為條件，故其概率為先驗概率，其他節(jié)點為條件概率分布函數(shù)。

2）評估變量的先驗和條件概率

基于1.2節(jié)建立的操縱員信息察覺貝葉斯網(wǎng)絡(luò)模型，由本領(lǐng)域的專家（2名人因?qū)＜遥?名具有5年以上工作經(jīng)驗的操縱員及2名系統(tǒng)安全分析人員）對網(wǎng)絡(luò)中的節(jié)點變量的先驗概率和條件概率進行評估?？紤]到評估的復(fù)雜性和不確定性，以及專家知識、能力、經(jīng)驗的有限性，可采用確定值、描述性語言、范圍值及三角模糊數(shù)（最小的可能概率、最可能的概率和最大的可能概率）等來評估，如“0.1”、“大約0.1”、“0.05～0.1”及“0.05，0.1，0.15”等。然后統(tǒng)一將不同的描述方式轉(zhuǎn)化為每個節(jié)點狀態(tài)的三角模糊數(shù)，采用遞歸技術(shù)（如特爾斐方法）以保證變量的評估結(jié)果收斂。每個變量假設(shè)都有2種或3種狀態(tài)，對應(yīng)每種狀態(tài)的概率采用三角模糊數(shù)來表示。最終得到的各根節(jié)點變量的狀態(tài)等級水平及概率分布列于表1。同理可得各中間變量的條件概率，列于表2～5。

3）貝葉斯推理

為了進行貝葉斯推理計算，首先需將描述性語言、模糊隸屬函數(shù)轉(zhuǎn)變成三角模糊數(shù)，然后采用三角形重心解模糊法［25］求解：

其中：l、m、u分別為對應(yīng)模糊數(shù)的低水平、中水平與高水平3種狀態(tài)，其中l(wèi)≤m≤u；F為對應(yīng)的三角模糊數(shù)；i為三角模糊數(shù)的序號。

表1 根節(jié)點的模糊先驗概率Table 1 Fuzzy prior probability of root node

表2 中間變量“知識和經(jīng)驗”的條件概率Table 2 Conditional probability of intermediate variable“knowledge and experience”

表3 中間變量“任務(wù)的復(fù)雜性”的條件概率Table 3 Conditional probability of intermediate variable“task complexity”

表4 中間變量“壓力”的條件概率Table 4 Conditional probability of intermediate variable“pressure”

表5 中間變量“信息察覺”的條件概率Table 5 Conditional probability of intermediate variable“information detection”

表1列出了通過三角形重心解模糊法得到的確切值。根據(jù)確切的變量的先驗概率和條件概率，利用微軟開發(fā)的可支持貝葉斯概率模型的創(chuàng)建、操作和評價的MSBNX來構(gòu)建選取的范例進行概率推理。

3 應(yīng)用實例

在“誤安注”場景下發(fā)生紫色報警，操縱員需進入DOS規(guī)程，DOS規(guī)程中第3～5頁的目的是“診斷反應(yīng)堆狀態(tài)”。在“誤安注”場景下，其監(jiān)控的任務(wù)步驟或路徑為：1）判斷是否發(fā)生火災(zāi)，是則返回到DOS第1頁；2）監(jiān)視反應(yīng)堆壓力容器的液位（L.Vessel）和過冷度（ΔTsat）處于什么水平；3）判斷安全注射系統(tǒng)（SI）或安全殼噴淋系統(tǒng)（EAS）是否自動啟動，是則返回到DOS第1頁；4）判斷一回路放射性水平；5）檢查蒸汽發(fā)生器（SG）在NR（窄量程）的液位＞－1.8m的SG個數(shù)等任務(wù)。在每個任務(wù)過程中均需監(jiān)視，本文選擇第2個任務(wù)來進行監(jiān)視可靠性定量計算的實例說明。

3.1 屏幕間監(jiān)視轉(zhuǎn)移可靠性P1的定量計算

先對數(shù)字化核電廠主控室的4個大屏幕和6個小的計算機屏幕從左至右進行編號，分別標識為S1，S2，…，S10。假設(shè)操縱員一般不習(xí)慣將規(guī)程與狀態(tài)畫面在同一屏幕執(zhí)行操作（避免在同屏幕中的轉(zhuǎn)移），且一般將規(guī)程畫面置于S8，顯示信息的狀態(tài)畫面置于S7，且大屏幕S2顯示與核電廠一回路相關(guān)的主要信息，選取的任務(wù)的相關(guān)信息在大屏幕S2中也可找到，則操縱員監(jiān)視屏幕轉(zhuǎn)移的可靠性包括P87｜Tj＋P82｜Tj。

在給定任務(wù)的情況下對模擬機實驗進行錄像，并采用行為分析系統(tǒng)進行分析，可識別注視到各屏幕的頻率FFi｜Tj。由于工作量巨大，且本文的主要目的是對監(jiān)視行為可靠性進行建模分析，故假設(shè)對該任務(wù)情境下觀察了10 000次操縱員的注視情況，操縱員在屏幕間轉(zhuǎn)移的概率分布列于表6。

由式（5）計算得到Pi｜Tj（i＝1，2，…，10）的概率分布，從而由式（4）可計算得到任務(wù)2情況下，操縱員監(jiān)視“反應(yīng)堆壓力容器水位參數(shù)”所在屏幕的可靠度為0.999 2。同理可得到操縱員監(jiān)視“反應(yīng)堆壓力容器過冷度”的可靠性概率為0.999 2，則該任務(wù)在屏幕中的轉(zhuǎn)移可靠性概率為PT1＝0.999 2×0.999 2＝0.998 4。

3.2 屏幕內(nèi)信息搜索轉(zhuǎn)移定量計算

屏幕內(nèi)信息采樣的計算，主要根據(jù)信息資源特征（醒目性）、信息和任務(wù)的關(guān)聯(lián)關(guān)系（信息相對于特定任務(wù)重要性）及信息獲取時外部環(huán)境等干擾三者結(jié)合來進行計算。

表6 操縱員在屏幕間轉(zhuǎn)移的概率分布Table 6 Probability distribution of operators’monitoring transfer among screens

由式（6）可得到注意力注視到任務(wù)相關(guān)的信息的概率，為簡化計算，假設(shè)屏幕內(nèi)沒有高于目標信息的顯著性的其他信息資源，并根據(jù)任務(wù)2與屏幕內(nèi)各種信息的相關(guān)程度對所有信息進行重要性評定。假設(shè)屏幕內(nèi)共有10個信息，且操縱員先執(zhí)行注視“壓力容器液位”這個子任務(wù)，通過專家評定各信息與子任務(wù)相關(guān)的重要性，結(jié)果列于表7。同樣，假設(shè)沒有外部干擾，則P（O）＝0。

表7 每個信息資源與任務(wù)2的關(guān)聯(lián)程度或重要性Table 7 Interdependence or importance between each information source and task 2

將表7的數(shù)據(jù)代入式（6）可得操縱員監(jiān)視到壓力容器液位信息的可靠性為0.995 5。假設(shè)同任務(wù)中的參數(shù)之間沒有影響，同理可得監(jiān)視到第2個參數(shù)的可靠性概率也為0.995 5。則P2＝0.995 5×0.995 5＝0.991。

3.3 信息察覺可靠性定量計算

基于信息察覺可靠性的因果模型及收集到的數(shù)據(jù)，利用MSBNX構(gòu)建選取的范例進行概率推理。針對任務(wù)2及其涉及的PSF狀態(tài)，得到各影響因素狀態(tài)水平為：交流與合作水平為“充分的”；培訓(xùn)水平為“充分的”；任務(wù)2對應(yīng)的規(guī)程為“支持性的”；任務(wù)2對應(yīng)的人機界面為“支持性的”；SGTR事故的可用時間為“足夠的”。因此，針對任務(wù)2構(gòu)建的監(jiān)視信息察覺可靠性的貝葉斯網(wǎng)絡(luò)模型，則察覺“液位”和“過冷度”目標參數(shù)的可靠度為：

因此，完成任務(wù)2的監(jiān)視行為的可靠性為：

4 結(jié)論

基于數(shù)字化核電廠分析得到操縱員監(jiān)視行為特征，建立了操縱員監(jiān)視行為的可靠性定量計算模型，并給出了應(yīng)用實例。結(jié)果表明，本文結(jié)果可為數(shù)字化核電廠HRA分析提供新的理論與工程應(yīng)用技術(shù)，并提高其分析精度，為數(shù)字化人機界面的設(shè)計和優(yōu)化奠定了基礎(chǔ)。

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Reliability Analysis of Operator’s Monitoring Behavior in Digital Main Control Room of Nuclear Power Plants and Its Application

ZHANG Li1，2，HU Hong1，2，LI Peng-cheng3，YI Can-nan2，JIANG Jian-jun3，CHEN Qing－qing2
（1.College of Nuclear Science and Technology，University of South China，Hengyang421001，China；2.Ergonomics and Safety Management Institute，Hunan Institute of Technology，Hengyang421001，China；3.Human Factors Institute，University of South China，Hengyang421001，China）

In order to build a quantitative model to analyze operators’monitoring behavior reliability of digital main control room of nuclear power plants，based on the analysis of the design characteristics of digital main control room of a nuclear power plant and operator’s monitoring behavior，and combining with operators’monitoring behaviorprocess，monitoring behavior reliability was divided into three parts including information transfer reliability among screens，inside-screen information sampling reliability and information detection reliability.Quantitative calculation model of information transfer reliability among screens was established based on Senders’s monitoring theory；the inside-screen information sampling reliability model was established based on the allocation theory of attention resources；and considering the performance shaping factor causality，a fuzzy Bayesian method was presented to quantify information detection reliability and an example of application was given.The results show that the established model of monitoring behavior reliability gives an objective description for monitoring process，which can quantify the monitoring reliability and overcome the shortcomings of traditional methods.Therefore，it provides theoretical support for operator’s monitoring behavior reliability analysis in digital main control room of nuclear power plants and improves the precision of human reliability analysis.

digital main control room of nuclear power plant；operator；monitoring；human reliability analysis；monitoring behavior reliability

X946

：A

：1000-6931（2015）05-0921-09

10.7538／yzk.2015.49.05.0921

2014-10-04；

2015-02-16

國家自然科學(xué)基金資助項目（71071051，71371070）；嶺東核電公司科研項目資助（KR70543）；安全工程教育部第一類特色專業(yè)建設(shè)點資助項目（TS12328）；湖南省戰(zhàn)略性新興產(chǎn)業(yè)產(chǎn)學(xué)研結(jié)合創(chuàng)新平臺創(chuàng)新能力建設(shè)項目資助（2012GK4101）

張 力（1955—），男，四川德陽人，教授，博士，管理科學(xué)與工程專業(yè)