HAD 102／21-2021标准规范下载简介：

内容预览由机器从pdf转换为word，准确率92%以上，供参考

HAD 102／21-2021 核动力厂人因工程设计.pdf

核动力厂人因工程设计

械设施在多大程度上有助于核动力厂安全运行； （4）从人因的角度进行确认，证实在概率论和确定论安全 分析中的重要人员任务的可行性： （5）确认人因工程分析以及用于设计的人因工程输入符合 人因工程大纲和监管预期。 2.3.6在整个设计过程中，应考虑技术的约束条件（如可用 性、可靠性、适用范围以及人员对技术的普遍的接受程度与熟悉 程度）。例如：尽管人们在目常生活中已接受了数学技术，设计 者仍需考虑采用虚拟现实或增强现实是否给人带来困难。 2.3.7人员效能监测应在运行与维护阶段进行，以验证设计 阶段的分析与假设在核动力的整个生命周期依然有效。 2.3.8用于分析、设计、验证与确认的人因工程活动应在整 个工程设计阶段送代执行。 2.3.9支持分析、设计、验证与确认的人因工程活动大多需 要协作完成，应由一个具备人因工程专业知识的多学科团队来共 司完成。人因工程分析、设计、验证与确认活动的结果应传递给 参与设计的相关单位和部门，以便进行正确处理。 2.3.10人机接口及其功能应作为统一整体的一部分进行处 理，而不仅仅是控制墨、指示、系统的离散组合

核动力厂人因工程设计

GB/T 40274-2021 生活用纸 生产过程质量安全状态监测与评价指南核动力厂人因工程设计

3.2.1应针对所有核动力厂状态进行功能分析，以确保完成 核动力广安全运行所必需的功能得到明确的定义和充分的分析。 3.2.2功能分析应提供说明，以便于理解人在核动力厂控制 过程中的角色。 3.2.3应通过功能分析确定人完成运行目标所需要的信息 （例如：功能何时需要、何时可用、何时运行、何时达到自的或 终止）与控制。 3.2.4功能分析应提供执行功能所需的时间和性能要求及限 制条件。 3.2.5功能分析应考虑人、技术和组织因素。 3.2.6应通过功能分析确定与维持核动力厂安全运行相关的 高层次验收准则。 3.2.7以下内容应作为功能分析的一部分进行分析并存档： （1）确保核动力厂安全运行的高层次功能： （2）高层次功能与执行这些功能的核动力厂系统之间的关 系（例如：核动力厂配置或“成功路径"1)：

1“成功路径"是所选构筑物、系统、设备的一个组合，该组合能高度确保核 动力厂在事故发生后成功地达到安全状态。

核动力厂人因工程设计

（3）将高层次功能分解为可自动执行、手动执行或手/自动 执行相结合的低层次功能： （4）确定人与自动控制的角色与职责的框架。 3.2.8实现高层次功能所需系统及过程和成功路径所需人员 行为的组合应作为功能分析的一部分进行存档。 3.2.9核动力厂功能、系统以及支持系统之间存在的相关性 应作为功能分析的一部分进行存档

3.3.1应针对所有核动力厂状态进行功能分配，以确保实现 核动力广安全运行所必需的功能得到充分明确的定义和恰当的 分析。 3.3.2进行人与自动控制的功能分配时，应考虑到人的能力 （例如：改进能力、灵活性、判断与状态探查的能力）和机器的 尤势（例如：复杂操作的快速性与并行处理能力）。 3.3.3进行功能分配时应考虑人、技术和组织因素。 3.3.4设计团队应利用工艺过程知识、当前工业技术、运行 经验以及人员效能的优势和弱点，将功能分配给人和自动控制 （如硬件和软件等）。 3.3.5功能分配应利用核动力厂控制系统的功能分析，建立 空制过程的功能分配，可按以下方式分配： （1）分配给人，如手动控制（无自动控制）; （2）分配给自动控制系统，如全自动控制和非能动控制： （3）分配给人与自动控制的组合，例如： 一共同操作，即：一个功能的某些方面为自动执行，其他

核动力厂人因工程设计

方面则是手动操作； 一经过批准或授权的操作，即：当得到人员许可且条件充 许时，功能通过自动控制实现； 一例外操作，即：功能通常通过自动控制实现，除非有特 别预定义的情境或必须要手动操作的情况。 3.3.6在功能分配时，除了考虑人的能力，还要考虑诸如技 术是否可被人接受、系统响应的及时性、纵深防御等因素。 3.3.7如果控制功能的实现需要将重叠和完余的职责分配给 人和自动控制（例如：将对于自动控制系统的监视并维持监督控 制的责任分配给人），则应对该分配进行记录并存档。 3.3.8对于所有功能，人员任务的性质和范围应进行记录并 存档。 3.3.9应分析不同运行状态和事故工况下的功能分配。 3.3.10功能分析与分配应考虑严重事故管理指南实施的要 求。

核动力厂人因工程设计

核动力厂人因工程设计

（2）关于如何执行每项任务的期望，预期的任务效果，任 务的人员效能的可靠性评估： （3）安全关键任务的防失误措施： （4）各项任务的开始与终止条件以及受影响的安全功能： （5）执行任务和子任务的顺序； （6）人员需求（如组织方面、人员配置、资质与培训），设 备需求（如人机接口、专用工具、防护服），文件需求（如程序、 工艺流程和操作指南）； （7）人员效能要求和限制（如时间、准确性和独立验证）; （8）所需的通信系统及其使用。 3.4.9任务分析时应考虑以下信息来源： （1）文件（如供应商文件、技术规范、已有程序、手册和 培训教材）; （2）来自专家的信息，包括设计团队专家、有类似核动力 厂运行经验的运行人员、相关方以及其他行业专家； （3）通过排演、推演分析以往系统和相似核动力厂执行的 任务，以及与正在升发的系统有关的任务； （4）运行经验评审的数据（考虑与参考设计的差异）； （5）用户需求数据； （6）其他用做人因工程设计输入的数据（如功能分析与分 配、重要人员任务处理）； （7）来自模拟机研究的数据： （8）国内外相关的人因工程标准。 3.4.10应论证任务分析所使用的技术选项的适用性，

核动力厂人因工程设计

3.4.11应评估任务执行需求对人员可靠性的影响。 3.4.12对任务分析输入进行收集、列表和分析的一系列过程 应存档。 3.4.13任务分析是一项协作活动，应由具备人因工程专业知 识和运行专业知识的多学科团队来共同完成。 3.4.14任务分析结果应传递给参与设计的相关单位和部门。 3.4.15任务分析结果可直接用于支持人的失误评估。 3.4.16应特别针对重要的认知活动（如决策、问题解决、记 忆、注意力和判断）进行任务分析。 3.4.17当仅对文件（如规程）进行书面分析不足以确定任务 可否执行时，可通过实物模型仿真、核动力厂实地考察、部分任 务模拟机或全范围模拟机支持的模拟，来确定任务在真实场景中 的可行性。 3.4.18任务分析应包含对错误进行分类的方法，该方法至少 能得出每项任务潜在的疏忽/遗漏错误和执行错误，包括决策错 误、沟通错误。

3.5人员配置、组织和资质的分机

3.5.1应分析人员配置、组织架构、人员资质对重要人员任 务的影响，以确定人员需求数量、组织交互和人员资质。 3.5.2对于运行核动力厂的改造或新建核动力厂，应进行人 员配置、组织和人员资质的分析，考虑相较参考核动力的所有 变更，这些变更可能会影响： （1）人员任务的安全执行； （2）人的工作负荷；

核动力厂人因工程设计

（3）使每个团队成员的贡献与团队任务相一致的能力； （4）负责检查任务进度（例如：检查操纵员在控制室和就 地执行的行动）的个人的独立性与合作性； （5）对任务及其作用的认识，以及人对任务的接受度。 3.5.3人员配置、组织和资质分析应涵盖执行影响安全任务 的所有团队（见3.4）。这包括所有运行值、服务支持团队、应急 准备与响应团队。分析应识别并评估这些团队在人员配置、组织、 资质方面的需求。 3.5.4人员配置、组织和资质分析应评估与参考核动力厂的 组织和技术差异的影响。 3.5.5人员配置、组织和资质分析的输入应包括： （1）运行状态和事故工况下的运行概念方案； （2）设计需求； （3）任务需求； （4）监管要求； （5）运行经验； （6）重要人员任务的处理（例如：对重要人员任务的处理 可能确定需要启用两人规则，以确保可靠地完成某些任务）。 3.5.6任务分析应用于支持对团队角色、需求、责任及必要 输出的定义。 3.5.7在给团队成员分配个体任务时应考虑以下几点： （1）分配给每个成员的任务清晰明了； （2）任务分配的依据是确定的、合理的： （3）在所有运行工况和事故工况下，每个成员的工作负荷

核动力厂人因工程设讯

是合适的； （4）在白班和夜班团队间分配任务时，应考虑对人员效能 的影响； （5）不同运行工况下的任务应以某种方式分配给团队成员， 这种方式要确保职责的连续性，并保持个人与团队的情境意识。 3.5.8任何人员配置的减少都应通过建模、分析以及全范围 仿真试验评估其对安全的潜在影响

3.6重要人员任务处理

3.6.1重要人员任务和动作应通过概率论或确定论的安全分 析来识别。 3.6.2确定重要人员任务的基本方法应同时考虑运行状态和 事故工况下的响应。 3.6.3支持人因工程在设计中应用的分析可采用定性或定量 分析的形式。 3.6.4至少应对安全分析中置信的操纵员任务与动作进行分 析，包括影响效能的相关因素。应确认设计方案能满足与人员效 能相关的安全要求。 3.6.5无论采取什么方法识别重要人员任务，设计、规程、 培训、人员配置水平和运行概念应支持重要的人员决策与动作 3.6.6核动力厂改造可能会改变重要人员任务的执行方式。 所有核动力厂改造都应评估相关的重要人员任务是否仍然能够 可靠地执行。

核动力厂人因工程设计

4.1.1必须在核动力）设计过程初期就系统地考虑人因（包 括人机接口），并贯彻于设计全过程。 4.1.2设计必须支持运行人员履行职责和执行任务，并必须 限制操作差错的可能性及其对安全造成的影响。设计过程必须适 当考虑核动力厂布置、设备布置、以及包括维修程序和检查程序 在内的有关程序，以便于在核动力厂各种状态下运行人员和核动 力厂之间的互动。 4.1.3人机接口的设计必须能按照决策所需时间和行动所需 时间给操纵员提供全面且易于管理的信息。向操纵员提供的用于 决策和行动所需的信息必须简洁明了且无歧义。 4.1.4应采用结构化方法开展人机交互设计，可进行概念设 计、备选人机接口方法的识别和选择、详细设计，以及必要时升 展人机接口测试和评估。 4.1.5应将纵深防御的理念应用于人机接口设计，以保证故 障一旦发生可以被探查到，并可以通过采取适当措施进行弥补或 纠正。 4.1.6设计应采用以人为中心的方法，从执行相关功能和任 务的人员的角度来考虑设备和系统。 4.1.7人员、技术（包括硬件和软件）、工作环境以及使用的 控制、运行和管理策略，应在设计全周期的所有阶段予以考虑（按 照集成的和系统的方法）。

核动力厂人因工程设计

2指组织应对逆境的能力，在面对异常、令人担忧的或意想不到的威胁之后 能够恢复和回到常态。

核动力厂人因工程设计

出人机接口设计中需考虑的要求： （1）运行经验评审； （2）功能分析和功能分配； （3）任务分析： （4）人员配置、组织和资质的分析； （5）重要人员任务处理。 4.1.11.2人机接口设计中需要考虑的重要输入包括： （1）总体仪控系统的限制（例如：传感器数据的可用性对 可提供信息的限制）； （2）配置人机接口的物理环境； （3）用户的认知局限和能力； （4）不同专业组人员的知识、技能和能力； （5）适用的监管要求。 4.1.11.3人机接口设计应支持核动力厂运行人员完成任务， 应考虑在功能分析和功能分配中所确定的自动化水平。 4.1.11.4任务分析结果应为人机接口设计提供以下输入 （1）在各种状态下（从正常运行到事故工况）控制核动力 厂的必要任务； （2）详细的仪表与控制要求（如显示范围、精度、准确度、 测量单位等的要求); （3）有关任务支持方面的要求，包括可居留性（如照明和 通凤要求）。 4.1.11.5人员和资质分析结果应为人机接口设计提供输入， 以确定控制室总体布置方案以及每个控制台、盘和工作站上的控

核动力厂人因工程设计

核动力厂人因工程设计

核动力厂人因工程设计

于理解的提示，并能够提供简单有效的恢复手段。 4.1.12.11应设计和比较人机接口程序和培训大纲，以确保 彼此的一致性。 4.1.12.12所有的描述性的标识和标签应考虑使用同一种语 言和协调一致的描述。 4.1.12.13人机接口设计应考虑对其进行检查、维护、测试 和维修而不影响其他的核动力厂控制活动。 4.1.12.14人机接口设计应支持在最小、典型或优化人员配 置条件下完成任务。 4.1.12.15如果要进行人机接口改造，则新的人机接口应： （1）与已有人机接口的设计指南保持一致，这样新旧设备 对于操纵员来说接口相似： （2）尽可能与任务分析中用户现有的收集和处理信息、执 行动作的策略保持一致。 4.1.12.16如果修改人机接口，减少任何显示信息都应经过 设计工程师、人因工程师和操级纵员的论证、评审和一致同意。 4.1.12.17就地控制站的人机接口设计应与控制室的人机接 口设计保持一致。 4.1.12.18监控安全系统的人机接口设计应采用纵深防御的 理念。 4.1.12.19应说明人机接口是如何进行控制、显示和报警的， 以保证正确可靠地执行识别出来的重要人员任务。 4.1.12.20人机接口设计应考虑必要的补偿动作和支持程序， 以保证人员能够有效地应对仪控功能和人机接口的降级，并提供 22.

核动力厂人因工程设计

后备系统切换。 4.1.13人机接口的测试和评估 4.1.13.1在人机接口的开发过程中应对概念设计和详细设 计的特性进行可用性测试。 4.1.13.2权衡评价是基于对成功完成任务重要的人员效能 的各个方面和其他设计考量，对设计选项进行比较。权衡评价应 考虑: （1）人员任务的要求； （2）人员能力和限制； （3）人机接口的性能要求； （4）检查和测试所需； （5）维护要求； （6）用经过验证的技术和先前设计的运行经验。 4.1.13.3可用性和性能测试包括对人机接口性能的评价（其 中包含用户意见），以评估设计选项和设计可接受性。 4.1.14人机接口控制的设计 4.1.14.1如果一个控制可以从多个地点实施，例如：分别从 主控制室、辅助控制点和就地都可进行控制，则应采取保护措施 以保证多个运行人员之间的协调控制。 4.1.14.2人机接口控制可以通过软”控制（见4.1.15）来实 现，适用于多路复用控制设备、专用控制设备或两者结合的控制 设备。 4.1.14.3模拟控制设备（如按钮、旋转开关、滑动/拨动开关、 摇臂开关）适用于经常使用的控制（如电气输出），以及注重立

核动力厂人因工程设计

即可达和可靠性的控制（如紧急停堆按钮）。 4.1.14.4控制应及时提供视觉的和/或听觉的反馈，以表明系 统已收到了控制输入。 4.1.14.5控制应与反馈相伴，以展示数据输入过程（例如： 调整设定值）并确认数据输入完成。 4.1.14.6人机接口应保证在执行会产生负面结果的动作时 要求采取一些谨慎的操作（如确认按钮、开关上的保护罩），从 而使误触发的可能性最小。 4.1.14.7防止模拟控制误触发的措施包括： （1）控制器布置在合适的位置： （2）使用保护结构： （3）要求二次确认动作； （4）通过优先级的合理分配，使用联锁或充许信号； （5）正确选择控制器的物理特性，例如：尺寸大小、操作 用力以及触觉、视觉、听觉反馈。 4.1.14.8为将操纵员失误减到最少，控制动作应符合常规 （例如：应符合用户期望），而且应适合控制变量的属性 4.1.15软控制的设计考虑 4.1.15.1软控制是通过视频显示单元与一个定位设备（如鼠 标、跟踪球、光笔、触摸屏）共同来实现的，或者是一个视频显 示单元与一套专用控制器的集成。 4.1.15.2以下信息显示方式会极大地影响操纵员使用软控 制的效能：选择被控部件的方式、输入的显示区域、输入数据的 格式。

核动力厂人因工程设计

4.1.15.3软控制宜用于交互，例如：选择一个变量或被控部 件，提供控制输入并监测系统响应。 4.1.15.4软控制通过显示设备应做到： （1）必要时能够访问单个部件： （2）能够访问每个部件的状态信息： （3）控制与其他部件的关系。 4.1.15.5“选择显示”显示一组要控制的部件或变量，它们应 有明显的视觉差异，布局清晰，标识唯一，以便能够正确选择。 4.1.15.6软控制应设计成操纵员能够通过诸如前后关联、视 觉上独特的格式、分隔、输入区域、可选部件等特性，一眼就能 辨别出选项。 4.1.15.7常与软控制共用的输入格式包括离散型控制界面， 滚动条、箭头按钮。软控制中必须为输入数据提供输入格式。 4.1.15.8光标应有独特的标识，其移动应灵敏，适合所要求 的任务和操纵员技能。光标移动应符合操纵员的捕提、视觉、舒 适度等特性，应能够快速移动并准确定位。 4.1.15.9人机界面中控制导航的操作应与控制核动力厂的 操作（例如：从计算机屏幕启/停泵）区分开来。 4.1.15.10对于任何特定动作的控制输入，应只向操纵员提 共可选项和控件。选项应列在附加于工作显示区的一个菜单中， 而不需要操纵员记忆它们或访问间一个不同的菜单显示。 4.1.15.11软控制菜单设计应保持一致，其选项列表的文字 和排序在整个人机界面也应一致。 4.1.15.12为避免执行命令时出现失误，控制顺序应包含：

核动力厂人因工程设计

控制选择、命令选择、命令确认。 4.1.16人因工程在工作站设计中的应用 4.1.16.1工作站设计应考虑操级纵员的可达性、视野和舒适度 等相关特性，如： （1）工作站的高度； （2）工作台的倾斜度、控制台的角度和深度，以及可以根 据坐姿和立姿调整的工作站； （3）控制设备的位置； （4）显示设备的位置； （5）控制和显示设备在控制台或工作站上的布局： （6）文本和图形的尺寸和易读性; （7）容腿和容足空间。 4.1.16.2控制台的高度应允许操纵员越过它的顶部观看，例 如：看到共享显示和其他操纵员。 4.1.16.3报警面板的位置应可以在主控制室的操作区域看 到，并且处在便于操纵员可见和易读的高度， 4.1.16.4频繁使用的控制器应布置在操纵员的伸展范围内： 与之相关的指示和显示设备在操级纵员位置即可观察到。 4.1.16.5应根据功能和工艺运行的特点将其组合成功能组。 4.1.16.6应根据功能、使用顺序、使用频率、优先级、操作 规程或模拟显示3布置的系统划分功能组。 4.1.16.7功能上相关的控制和显示，应与其他功能组的控制 和显示区分开来

3模拟显示是指在显示盘上模拟核动力厂的实际布置情况。

核动力厂人因工程设计

4.1.16.8为防止操纵员左右混淆，应避免控制盘、控制和显 示设备的镜像布置。 4.1.16.9应为工作站上的控制、显示和其他设备设置恰当、 清晰的标识，以使人员迅速准确地识别相关信息。 4.1.16.10应采用分层级的标识体系，以减少混淆、缩短查 找时间和避免重复。主要标识应用于识别主要的系统或工作站， 次要标识应用于识别子系统或功能组，设备标识应用于识别每个 部件。 4.1.16.11标识应描述设备物项的功能，所使用的符号应是 推一的、易于互相区分的。 4.1.16.12控制盘上标识使用的词语、缩略语、缩写词以及 系统和设备编号应保持一致。此外，程序文件和印刻在铭牌上的 名词术语之间应保持一致。 4.1.16.13工作站的设计应考虑必须在工作站进行的测试和 维护活动，这种考虑包括： （1）对盘上部件进行维修、移除或更换的通道： （2）将仅用于测试和维护的显示和控制设备与用于运行的 显示和控制设备分开； （3）用于特殊测试设备或维修通道的应急空间。 4.1.17人因工程在可达性及工作环境设计中的应用 4.1.17.1在需要运行人员监视和控制核动力厂系统的区域， 应采取必要的措施确保适宜的工作环境，保护人员免受有害影响 4.1.17.2工作环境设计中应考虑的因素包括照明、温度、湿 度、噪声和振动。

核动力厂人因工程设计

4.1.17.3应考虑的危害包括放射性、烟尘以及坏境中的有毒 物质。 4.1.17.4确保可达的一种恰当方法是提供受到保护、不受潜 在内部和外部危险影响的合格路径，通向辅助控制点和预计操级 员采取行动的其他现场地点。

核动力厂人因工程设计

所有核动力厂状态下如何运行核动力厂。 4.2.2.2主控制室的人机接口设计应考虑以下内容： （1）运行目标和目的，包括安全运行； （2）工作站人机接口的组织（如控制台和盘）; （3）主控制室中工作站和支持设备的布置。 4.2.2.3人机接口显示信息应能帮助操纵员： （1）识别出反应堆保护系统和其他自动系统所执行的动作 （2）分析产生扰动的原因并跟踪过程： （3）完成必要的手动干预

言息，并支持操纵员在共同任务上的合作，以及他们对彼此活动 的了解。 4.2.2.5在主控制室内应提供显示设备，使操纵员和监督人 员能够监视所有安全功能，包括核动力厂状态、安全状态以及重 要核动力厂参数的趋势。 4.2.2.6对于每一特定的任务，应保证人机接口要素和编码 （如颜色、形状、线条、标识、缩略语和缩写词）在最低环境照 明条件下可从最大可视距离处识别和读出。 4.2.2.7显示系统应清晰、明确、及时地向操纵员提供所需 信息。 4.2.2.8显示能力应允许操纵员快速评估单个人机接口要素 的状态以及它们与其他人机接口要素之间的关系。 4.2.2.9即使单个输入数据有更高的精度，但数值也应仅显 示到运行所需数据的精确程度。

核动力厂人因工程设计

核动力厂人因工程设计

示区、控制区和消息区）的位置是统一的。 4.2.2.23人机接口显示系统应清楚地显示哪些项是可选的。 当操纵员在选定项上进行操作时，选定项应突出显示以避免出现 差错。 4.2.2.24人机接口应是用户友好的，不应要求操纵员记忆特 殊的代码或序列来执行操作。 4.2.2.25大屏幕显示器可用于提高操纵员的效能，使其能够 获得核动力厂信息的共同视图或共享信息。 4.2.3主控制室布局 4.2.3.1主控制室应具有足够的空间，使主控制室人员可以 执行全部必须的活动，而且在异常和事故工况下，使操纵员的移 动最小。 4.2.3.2主控制室的人员配置和任务分配应确保所有运行模 式下均能充分、迅速地访问控制器、显示器和其他必要的设备。 4.2.3.3主控制室内工作站和控制台的布局应： （1）充许看到所有控制和显示盘（包括报警显示）的全貌： （2）便于工作站操纵员与主要操作区域内任何地点人员的 口头交流； （3）使主控制室人员不需要绕过障碍就可以接近工作站； （4）使主控制室人员进行有效的、无障碍的活动和交流。 4.2.3.4主控制室内应为运行规程和其他文件提供存放空间 该存放空间应便于人员接近和取放文件。 4.2.3.5应为事故期间主控制室人员可能需要使用的应急设 备提供存放空间。该存放空间应便于人员接近和取放应急设备

核动力厂人因工程设计

4.2.4可居留性设计 4.2.4.1主控制室应为控制室人员提供适宜的工作环境，以 利于任务的执行，而不会感到不适、过度的压力或受到身体伤害。 4.2.4.2主控制室中的工作区设计应考虑对人员效能可能有 重要影响的环境因素，包括热舒适度、紧急情况下的充足照明， 利于清晰口头交流的听觉环境，以及合适的布局。 4.2.4.3主控制室应配置足够的设施和供给，以保证事故响 应期间舒适的长期居留。 4.2.4.4主控制室设计应对来自外部的飞射物进行评价并采 取相应的保护措施。 4.2.5安全参数显示系统设计 4.2.5.1应提供安全参数显示系统，以帮助主控制室人员在 事故中确定核动力安全状态，并评估该工况是否需要操纵员采 取纠正动作以避免堆芯恶化或放射性物质释放。 4.2.5.2安全参数显示系统设计应利用人因工程以提高主控 制室人员的效能。 4.2.5.3安全参数显示系统应提供与核动力厂重要安全功能 相关的信息。 4.2.5.4安全参数显示系统应布置在便于主控制室人员使用 的位置，并提供信息的连续显示，主控制室人员从这里可以方便 可靠地评估核动力厂状态。 4.2.5.5安全参数显示系统的设计应将最小的一组核动力厂 参数集合在一起，操纵员可以据此评估核动力厂状态，而不需要 查看主控制室内的全部显示信息。 22

核动力厂人因工程设计

4.2.5.6可使用模拟设备和计算机设备来显示安全参数。模 拟显示设备可包括表计、指示灯、数显表和记录仪。计算机显示 设备可包括平板显示器和大屏幕。 4.2.5.7安全参数显示系统所使用的显示设备应遵守主控制 室人机接口通用设计准则。 4.2.5.8在信息的呈现和编码方面，安全参数显示系统应与 显示器及其他人机接口装置一致和兼容

核动力厂人因工程设计

作用。 4.3.7辅助控制室中用于显示和控制的人机接口应与主控制 室中的人机接口相类似，以便操纵员快速适应。应根据所需完成 的功能布置人机接口，将可能的人员失误降至最低。 4.3.8应制定相应的规程，以便将命令、控制和通信从主控 制室切换到辅助控制室。 4.3.9辅助控制室应提供通信手段，实现与就地控制点、核 动力厂管理部门、外部应急管理团队以及技术支持中心之间的通 信。

4.4其他场内应急设施

4.4.1其他场内应急设施4的设计应采用人因工程。设计应提 供每一处工作场所的最佳布局，以及执行事故管理策略活动所需 的数据和信息。 4.4.2应急设施中支持情境意识的显示应使用公认的人因工 程方法和原则来设计。需要考虑的因素包括照明、大小、几何结 构、显示和控制布局、内容的可用性、格式的适合性和显示的标 准化。应从根本上考虑通过显示信息来执行的任务。 4.4.3运行经验评审GB/T 34961.1-2018 信息技术 用户建筑群布缆的实现和操作 第1部分：管理，包括应急演习，结合功能分析和任务 分析，应为确定缓解严重事故后果的事故监测和设备操作方面与 人员效能有关的要求提供基础。 4.4.4应考虑资源分配策略（如人员配置）、核动力厂实际情 况（如电源、可达性、环境及放射性情况）、恶劣因素（如高温

核动力厂人因工程设计

严寒、冰電等极端天气情况）以及应急状态下与人员效能相关的 技术选择。 4.4.5当要求人员操作严重事故管理确认的非永久性设备时 应考虑人因工程。包括安全接近就地控制装置以确保非永久性设 备的安全使用。典型就地控制装置的例子包括就地控制盘、连接 点、开关和端子，这些就地控制装置用于： （1）连接非永久性设备； （2）对由非永久性设备供电的设备（如泵）进行操作。 4.4.6应考虑到在各种应急情况下，个人和相关各方与场内 和场外应急组织的内部和外部互动的范围 4.4.7应考虑应急响应期间的压力和工作负荷水平。 4.4.8应培训技术支持中心人员识别和使用支持严重事故管 理指南执行所需的仪表，

4.5.1报警或其他装置指示与止常运行的工况偏差。当发生 时，应向操纵员提供必要的信息，以便： （1）识别自动系统动作 （2）实施必要的手动缓解动作： （3）跟踪核动力厂的运行状况或响应过程。 4.5.2报警应提供以下异常状态信息： （1）控制或保护定值的参数偏离或变化率偏离； （2）设备故障、异常或偏差； （3）不完全或失效的自动动作

4.5.3不需要任何操纵员动作的工况不应产生报警。来

SN/T 0871-2012 出口乳及乳制品中乳糖的测定方法核动力厂人因工程设计

核动力厂人因工程设计