火灾情景下的人员可靠性分析

国内外各核电厂火灾概率安全评价（PSA）表明,人员操作对火灾情景下的电厂风险有重要影响,因此,有必要采用系统的人员可靠性分析（HRA）方法来评价火灾情景下的人员失误概率。本文阐述了HCR/ORE和CBDTM模型的基本理论和在火灾情景下的特殊考虑。将HCR/ORE和CBDTM方法与THERP方法相结合应用于火灾情景下的人员可靠性分析,并进行了实例分析。为建立更符合工程实际的火灾PSA模型奠定了基础。     

核电厂传统人员可靠性分析方法中引入班组因素的研究

在核电厂等大型复杂系统中,人员干预行为通常以班组的协作来完成,而目前核电厂概率安全评价（PSA）采用的以人的失误率预测技术（THERP）和人的认知可靠性（HCR）方法为代表的人员可靠性分析（HRA）方法主要关注对个人绩效的影响,它们在评估核电厂主控室班组绩效时存在一定局限。本文定义一种新的绩效形成因子“班组绩效形成因子（TPSF）”,并将其合理地引入THERP和HCR方法的定量化体系中,使它们可在一定程度上体现班组环境对人员绩效的影响。文章提出了TPSF等级的评价方法及将其引入THERP和HCR方法的定性实施框架。结果证明,合理地将班组因素引入传统HRA方法能改进它们对班组环境下人员绩效模化的合理性。     

秦山第三核电厂人因可靠性分析

人因可靠性分析（HRA）是概率安全评价（PSA）的重要组成部分。秦山第三核电厂（简称秦山三核）初版HRA由加拿大原子能公司（AECL）完成,其采用的HRA方法为简化的ASEP HRA。为获得更符合秦山三核运行状态实际的HRA结论,本工作对秦山三核重新进行了HRA分析,并增加了事件间的相关性分析。在对国际HRA方法比较研究的基础上,秦山三核HRA采用了规范化的THERP+HCR分析方法。新分析所得数据与AECL数据比较分析结果表明,新分析与AECL的分析判断基本一致,但在合理性和准确性方面较原分析有明显提高,分析结论更符合秦山三核实际。     

核电厂地震PSA中HRA方法研究

在调研外部事件人员可靠性分析（HRA）的发展历史及方法缺陷的基础上，研究了当前国内外外部事件HRA技术标准，并以某核电厂地震概率安全评价（PSA）中的人因事件为研究对象开展方法研究，说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点，明确地震人员响应的流程，阐述地震场景下HRA方法，使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况，并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。      

人的可靠性分析中不确定性的影响、来源以及处理

概率安全分析 (PSA)在管理决策中的作用不断增加 ,要求尽量减少PSA的不确定性。人的可靠性分析 (HRA)作为PSA的一部分 ,是PSA结果不确定性的一个重要来源。调查分析了核电站PSA结果中HRA不确定性的影响。通过分析所应用的HRA模型、数据和实施过程 ,讨论了HRA不确定性的可能来源 ,以及减少这些不确定性的一些方法和措施。考虑到HRA不确定性存在的必然性 ,讨论了在PSA中处理HRA不确定性的方法。     

火灾PSA人员可靠性分析中的Scoping方法研究

核电厂火灾情景下的人员可靠性分析(HRA)是核电厂火灾概率安全评价(PSA)中的重要内容。本文介绍了一种新的火灾HRA定量筛选分析方法 Scoping方法,并将其应用于某非能动核电厂火灾PSA建模中,将所得出的结果与运用NUREG/CR-6850筛选法得出的结果进行了比较。结果表明,Scoping方法一般具有更少的保守性,能合理地模化火灾情景下的人员失误,具有较好的工程应用价值。     

IDHEAS方法应用研究

人员可靠性分析（HRA）作为核电厂概率安全评价（PSA）中的重要组成要素,一直是影响PSA分析质量和风险见解的关键内容。目前业界中已有的HRA方法众多,不同的HRA方法各有优缺点且存在基础数据过老的问题,为此,美国核管理委员会联合HRA领域权威专家开发了一种综合性的HRA方法--人员失误事件综合分析系统,简称IDHEAS方法。本文对IDHEAS方法进行了系统性的研究,对相关实施流程和要点进行归纳,并运用IDHEAS方法进行了实例分析。理论研究和实例分析表明,IDHEAS方法在工程应用上具备可操作性,能较好弥补其他HRA方法的局限性。同时,IDHEAS方法亦存在对时间参数不敏感、部分分析内容依赖于分析人员经验等特点。     

核电厂始发事件前人因事件分析方法及应用

ASEP HRA是一种传统人员的可靠性分析方法，是THERP（人的失误预测技术）的简化版本。但使用THERP方法进行人因可靠性分析需要的资源过多，人力、物力投入庞大。而ASEPHRA方法在THERP的基础上规范了操作步骤和相关注意事项，很大程度上避免了不同的分析人员的分析差异较大的问题，虽然较为保守但更加便于工程应用。本文介绍了使用ASEP方法分析和处理秦山二期核电厂的始发事件前人因事件的过程，并以PTR水箱传感器标定为例进行分析得出定性和定量化分析结论。     

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

二级概率安全分析（PSA）可用来定量评估严重事故风险，是评价严重事故管理的良好工具。通过研究二级PSA应用于严重事故管理的一般方法与流程，以某二代改进型核电厂二级PSA模型为例，对严重事故管理导则中“一回路卸压”和“一回路应急注水”两个关键操作进行了定量评价。评价表明进入严重事故管理导则后立即执行“一回路卸压操作”可大幅度降低大量放射性释放风险，执行“一回路应急注水操作”对于降低进程较慢的事故序列大量放射性释放风险贡献较大。研究表明国内核电厂针对严重事故的管理还有进一步提升空间。      

大型干式安全壳严重事故下超压失效概率研究

核电厂安全壳是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障,严重事故下安全壳压力可能超过设计压力,在超压情况下安全壳的完整性及失效概率的研究,是严重事故重点关注的内容,也是二级PSA安全壳失效和源项分析定量化的基础。结合美国SANDIA实验室安全壳完整性试验及分析的情况,对AP1000、EPR核电厂安全壳超压失效概率进行了分析,重点对国内典型二代改进型核电厂的安全壳超压失效概率进行了建模计算,相关计算方法和结果可为相关电厂实施严重事故管理和二级PSA提供参考。     

核电厂HRA定性分析

人因可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价(PSA)的重要组成部分,定性分析是HRA的基础和出发点。本文介绍了核电厂HRA定性分析的目的、原则、方法和程序,并以压水堆核电厂SGTR为具体实例进行说明。     

基于THERP+HCR的人因事件分析模式及应用

分析了传统人因事件分析模式THERP和HCR的特点与不足。将两者结合．建立了以THERP HCR为定量分析核心的人因事件分析模式，介绍了其规范化分析程序和文件报告模式，并给出了在核电站的应用实例。     

Application of thermal comfort theory in probabilistic safety assessment of a nuclear power plant

Human factor errors in probabilistic safety assessment(PSA) of a nuclear power plant(NPP) can be prevented using thermal comfort analysis.In this paper,the THERP+HCR model is modified by using PMV (Predicted Mean Vote) and PPD(Predicted Percentage Dissatisfied) index system,so as to obtain the operator cognitive reliability,and to reflect and analyze human perception,thermal comfort status,and cognitive ability in a specific NPP environment.The mechanism of human factors in the PSA is analyzed by operators of skill,rule and knowledge types.The THERP+HCR model modified by thermal comfort theory can reflect the conditions in actual environment,and optimize reliability analysis of human factors.Improving human thermal comfort for different types of operators reduces adverse factors due to human errors,and provides a safe and optimum decision-making for NPPs.     

动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究

动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况，是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法，使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析，并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA）分析，最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明，系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响，且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息，有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

The development and demonstration of integrated models for the evaluation of severe accident management strategies—SAMEM

This study is concerned with the further development of integrated models for the assessment of existing and potential severe accident management (SAM) measures. This paper provides a brief summary of these models, based on Probabilistic Safety Assessment (PSA) methods and the Risk Oriented Accident Analysis Methodology (ROAAM) approach, and their application to a number of case studies spanning both preventive and mitigative accident management regimes. In the course of this study it became evident that the starting point to guide the selection of methodology and any further improvement is the intended application. Accordingly, such features as the type and area of application and the confidence requirement are addressed in this project. The application of an integrated ROAAM approach led to the implementation, at the Loviisa NPP, of a hydrogen mitigation strategy, which requires substantial plant modifications. A revised level 2 PSA model was applied to the Sizewell B NPP to assess the feasibility of the in-vessel retention strategy. Similarly the application of PSA based models was extended to the Barseback and Ringhals 2 NPPs to improve the emergency operating procedures, notably actions related to manual operations. A human reliability analysis based on the Human Cognitive Reliability (HCR) and Technique For Human Error Rate (THERP) models was applied to a case study addressing secondary and primary bleed and feed procedures. Some aspects pertinent to the quantification of severe accident phenomena were further examined in this project. A comparison of the applications of PSA based approach and ROAAM to two severe accident issues, viz hydrogen combustion and in-vessel retention, was made. A general conclusion is that there is no requirement for further major development of the PSA and ROAAM methodologies in the modelling of SAM strategies for a variety of applications as far as the technical aspects are concerned. As is demonstrated in this project, the generic modelling framework was refined to enable a number of applications. Some recommendations have also been made regarding the applicability of these approaches to existing operating reactors and future reactors. The need for further research and development in the area of human reliability quantification was identified.