随着计算机与数字化技术的发展,核电领域正处于运行反应堆改造、新的反应堆建造、先进反应堆在设计的阶段。对于1990年后建造的机组,控制和安全系统中部分或全部安装了数字化仪控,操纵员工作环境的变化使得操纵员的行为模式﹑工作负荷等产生了新的变化。而另一方面,有关数字化控制系统中的人因失误与人因可靠性分析(HRA,Human reliability analysis)的研究还处于起步阶段,其中影响人因可靠性分析水平的重要因素就是缺乏充分的人员绩效数据。因此,本文以核电厂数字化核电厂中操纵员的人因失误和人因可靠性分析为研究对象进行定性分析,通过在调研当前HRA方法与宏观认知模型的基础上,建立了宏观认知框架,对国内1993-2017年661份核电厂运行报告进行了统计分析,获得以下研究成果:(1)识别了数字化核电厂的人员人误模式,为数字化核电厂人因数据的收集提供依据。通过与模拟技术核电厂进行比较,发现数字化核电厂与模拟技术核电厂的任务类型大致相似,但数字化核电厂信息来源类型更多样化,信息数量增多,同时计算机辅助支持系统﹑数字化界面可以辅助操纵员进行图形对比与辅助预测,相比模拟技术核电厂更多基于技能与经验进行操作与决策,工作负荷有所降低,有助于操纵员做出正确决策。(2)基于SPAR-H方法的影响因素分类,识别了导致数字化核电厂人因事件的根原因与分布特征。知识水平不足﹑可用时间不足﹑规程内容不完善和工作前没有进行充分的研究是导致数字化核电厂人因事件最主要的几个根原因。(3)通过与模拟技术核电厂人因事件进行统计与对比研究,发现人因失效仍是导致数字化核电厂事故的重要原因,数字化技术在核电厂的应用并没有使人因事件占核电厂事故总数的比例得到本质的下降。但是操纵员的宏观认知失效类型分布发生了新的变化,不同影响因素对不同宏观认知功能产生影响的途径也有所不同。本文通过对应分析,获出了不同认知失效类型与根原因间的关系。(4)基于工程实践经验建立了符合数字化核电厂特征的SPAR-H方法影响因素水平确定原则,并通过案例分析验证了其可行性。本文的研究成果为数字化HRA方法的探索提供了理论基础。