标准化核电厂风险分析-人因可靠性分析方法（Standardized plant analysis of risk-human reliability analysis,SPAR-H）以其简单、方便和容易使用等特点,成为目前国际上认可和接受的人因可靠性分析方法,且已广泛应用于我国核电工程领域中。然而,研究人员和使用者已经发现在采用SPAR-H方法分析核电厂内部事件时,其行为形成因子（Performance shaping factors,PSFs）体系存在两方面的缺陷。（1）内容相关:某些PSFs内容存在重叠;（2）因果相关:计算人因失误概率时PSFs间的因果影响关系没有考虑。这两方面的缺陷增加了使用SPAR-H进行人因可靠性分析的不确定性并且造成人因失误概率的重复计算。为了使人因可靠性分析更为可靠,需要对SPAR-H的PSFs体系进行完善,即,解决上述两方面的缺陷。本研究沿以下三个步骤对SPAR-H的PSFs体系进行了改进:（1）研究内容存在相关的PSFs。SPAR-H的八个PSF都包含许多子因素,这些子因素作为指标来确定人因事件中涉及的PSFs及其相应的水平。内容相关的PSFs主要指子因素间存在重叠,导致专家在选择某一事件中的PSFs时产生差异。随着人因事件的增多,这种重叠的PSFs会通过专家分析的结果表现出一定的规律。通过研究人因事件/事故分析报告,可以探究这些规律,进而发现内容重叠的PSFs。基于此,通过统计2007年到2017年219份国内核电厂运行事件报告,筛选出与主控室操纵员运行有关的人因事件/事故报告89份进行PSFs相关性的研究,运用数据挖掘技术（关联规则分析、探索性因子分析、皮尔森相关性分析）对统计结果进行分析,识别出了内容相关的PSFs,包括（1）复杂度、压力职责适宜以及可用时间之间存在相关关系;（2）工作过程、规程、人因工程学/人机界面和经验/培训之间存在关联。且专家在选择经验/培训、人因工程学/人机界面和规程时,很大概率还会选择工作过程。（2）针对“问题”PSFs进行改进并验证。首先,基于（1）中识别出的内容重叠的PSFs,再在文献分析的基础上结合数字化核电厂主控室操纵员的工作环境,对SPAR-H的PSFs进行整体分析。其次,针对PSFs存在的缺陷提出相应的改进方案,采用文献分析法和专家分析法,从以下三个方面进行改进:a.减少PSFs的重叠;b.增加PSFs的可变性;c.考虑数字化情境的PSFs。之后,将改进的PSFs用于数字化核电厂人因事件分析,采用肯德尔协同系数（Kendall’s W test）检验不同专家对同一事件的分析结果,用以验证改进后的PSFs是否减少了内容的重叠;在此基础上将专家的分析结果用于计算相应事件的人因失误概率,采用配对样本T检验（Paired samples test）对计算的人因失误概率与历史数据进行配对分析,以验证改进后的PSFs体系是否合理。结果显示（a）肯德尔协同系数均在0.8以上且具有显著性,说明不同专家对同一事件的分析结果高度一致,表明改进的PSFs内容减少了重叠性;（b）配对样本t检验显示根据修改后的PSFs内容计算的人因失误概率值与历史数据之间不存在显著性差异,说明修改后的PSFs合理。（3）建立PSFs间因果关系的定量模型。将该定量模型归并到SPAR-H方法,可以使得SPAR-H方法在工程应用中能更准确地估计人因失误概率。（1）和（2）的完成为研究PSFs间复杂的因果关系奠定了基础。本研究采用系统动力学（System dynamics,SD）方法对PSFs之间的因果关系进行模拟。首先采用文献分析法和专家判断法定性描述PSFs间的因果关系,建立关系流图。然后,基于互信息（Mutual information,MI）和层次分析法（AHP）确定各PSFs变量的函数关系。使用VENSIMPLE软件执行因果关系的模拟。从以下三个方面对模型的合理性进行验证:（1）以NUREG/CR-6883附录中三个案例为模拟分析对象,将模拟结果与案例的结果进行比较;（2）验证模型对人因失误概率的模拟范围是否在区间[0,1];（3）对模型进行灵敏度分析。验证分析结果表明:（1）考虑了PSF间因果关系得到的HEPs与没有考虑该关系得到的HEPs在统计学上无显著差异,且前者整体上要小于后者;（2）SD模型模拟的人因失误概率处在区间[0,1];（3）灵敏度分析结果表明,规程和人因工程/人机界面是显著影响操纵员绩效的两个PSFs。上述结论可以表明本研究建立PSFs因果关系模型是合理的。本研究成果有助于完善SPAR-H方法的PSFs体系。在定性分析方面,可以更清晰的引导人因专家分析事件中影响因素,减小专家分析的不确定性;在定量方面,考虑PSFs之间的因果关系后,使得人因失误概率的估计更接近真实值,减小了SPAR-H在计算人因失误概率时的保守性。