人因可靠性分析方法在核电厂调峰运行背景下的适用性研究

为探讨现有人因可靠性分析（HRA）方法在调峰运行背景下的适用性，基于调峰运行背景下主控室操纵员操作任务特性，从定性分析程度、定量分析水平、可追溯程度及可用性4个标准对典型HRA方法进行对比分析。分析结果显示，现有HRA方法都不能较好地应用于调峰过程中操纵员的人因可靠性问题，需建立新方法或对原有方法进行改进，才能解决调峰过程中操纵员的人因可靠性问题。该适用性研究可为调峰运行背景下HRA方法的建立或改进提供指引。     

人因可靠性分析方法在核电厂调峰运行背景下的适用性研究

为探讨现有人因可靠性分析(HRA)方法在调峰运行背景下的适用性,基于调峰运行背景下主控室操纵员操作任务特性,从定性分析程度、定量分析水平、可追溯程度及可用性4个标准对典型HRA方法进行对比分析。分析结果显示,现有HRA方法都不能较好地应用于调峰过程中操纵员的人因可靠性问题,需建立新方法或对原有方法进行改进,才能解决调峰过程中操纵员的人因可靠性问题。该适用性研究可为调峰运行背景下HRA方法的建立或改进提供指引。     

核电厂操纵员在操作任务持续快速变化下的认知行为特征

为了分析操作任务持续变化背景下核电厂操纵员的认知行为特征，通过研究核电厂承担电网调峰任务的特殊性，结合文献调研、操纵员访谈及现场观察来研究操作任务持续快速变化背景下操纵员的认知行为过程，建立了操作任务持续快速变化背景下的操纵员认知行为模型，识别了操纵员在执行调峰任务时的认知过程。本文结果为研究操作任务持续快速变化背景下的人因可靠性分析方法打下了基础。     

核电厂操纵员在操作任务持续快速变化下的认知行为特征

为了分析操作任务持续变化背景下核电厂操纵员的认知行为特征,通过研究核电厂承担电网调峰任务的特殊性,结合文献调研、操纵员访谈及现场观察来研究操作任务持续快速变化背景下操纵员的认知行为过程,建立了操作任务持续快速变化背景下的操纵员认知行为模型,识别了操纵员在执行调峰任务时的认知过程。本文结果为研究操作任务持续快速变化背景下的人因可靠性分析方法打下了基础。     

数字化主控室操纵员人因可靠性研究

当前较经典、较普遍的人因可靠性分析（HRA）方法均是在主控室数字化前研究的。本研究根据操纵员模拟机培训录像，采用行为学的方法，对数字化主控室操纵员的操作行为进行了定义、数据采集和分析。研究表明，数字化主控室操纵员操作失误概率基本正常；二类任务操作增多、失误概率增大。因此，本研究为数字化主控室操纵员HRA提供了依据。      

核电厂数字化主控室操纵员界面管理任务特征的研究

首先采用系统性人因失误减少和预测方法（SHERPA）分析操纵员界面管理任务中的关键行为；再用行为分析软件（INTERACT9）分析国内某数字化核电厂全范围模拟机上操纵员的操作录像视频，之后对INTERACT9采集的关键行为数据进行统计分析，得到4个操纵员界面管理任务的一般特征:①一、二回路操作员操作菜单栏、选择监视目标和打开参数界面的频率最高；②操纵员在选择进入不同系统界面的方式上趋向于选择从菜单栏进入；③一回路操纵员在正常工况和事故工况下的界面管理任务没有明显差异；二回路操纵员在正常工况下的界面管理任务明显少于事故工况；④正常工况下，一回路操纵员的界面管理任务显著多于二回路操纵员；事故工况下，一回路操纵员的界面管理任务与二回路操纵员的的界面管理任务相当。      

基于UML的核电厂操纵员行为工作流建模方法

基于统一建模语言对核电厂主控室操纵员的行为特性的分析,提出了对操纵员行为进行工作流建模的方法,进而通过工作流模型来考察操纵员的人因可靠性.对操纵员行为的工作流建模不仅可以准确、形象地反映操纵员的行为特性和内在约束,实现对操纵员行为的可靠性分析;而且操纵员行为工作流模型的仿真执行还能实现从多个角度(操纵员行为、负荷情况、资源运行效率、流程优化等)进行考察.文中通过简化的正常工况和异常工况的典型事例展示了操纵员行为的工作流建模方法.     

基于模拟机实验的核电厂数字化主控室人因失误辨识

为了识别核电厂数字化主控室中操纵员的主要人因失误模式,本文基于现场观察、操纵员访谈以及认知行为分析识别操纵员的主要认知功能,并据此建立了人因失误分类体系。在此基础上,通过模拟机实验识别数字化主控室操纵员的主要人因失误模式及其原因,为提高核电厂操纵员的行为可靠性、人因失误的减少和预防提供理论支持。     

核电厂数字化主控室操纵员行为形成因子评价模型

由于人因可靠性分析(HRA)方法中用于量化基本人因失误概率(HEP)的行为形成因子（PSF）数目众多,且一般是通过专家评判,从而带有主观性、模糊性和不确定性。本文提出一种利用相关系数矩阵、图的距离分类和主成分分析法相结合的方法构建核电厂数字化主控室操纵员PSF的评价模型,其目的是识别不同类型的人因事件中主要影响人因绩效的PSF,以供决策减少人因失误。对某核电厂的179起人因事件报告进行实验,结果表明该评价模型能对核电厂数字化主控室操纵员的PSF进行有效评价。     

核电厂A类人因事故分析方法及应用

人因可靠性分析(HRA)已成为概率安全分析(PSA)必不可少的内容.事故前人因事件可靠性分析作为HRA的重要组成部分,对PSA最终计算结果有重要影响.本文描述了事故前人因事件分析的基本程序、方法及分析文档模式,建立了程序化的事故前人因事件分析模式,该分析方法在国内某核电厂最近的HRA分析中得到应用并取得成功.     

核电厂DCS模拟机中数据回放技术的设计与实践

在核电厂操作员培训时，为了使教员能检测操作员的操作过程是否正确，需要分散控制系统（DCS）模拟机具备数据回放功能。该功能是模拟机与实际DCS最大的区别，也是模拟机实现的难点。本文论述了数据回放技术的设计与实现方法，通过对系统中的数据、事件、鼠标键盘操作分别进行存储和查询来实现数据回放的目的。该技术已经在核电厂DCS模拟机产品SpeedySim中实现，并在阳江核电站5号、6号机全范围模拟机系统中得到了良好的应用，可以推广到其他模拟机产品和模拟机系统应用中。      

How does a change in the control room design affect diagnostic strategies in nuclear power plants?

Recently, main control rooms have been considerably changed by modern computer techniques. Some of the features that distinguish digital control rooms from conventional, analog rooms in nuclear power plants include advanced alarm systems, graphic information display systems, computerized procedure systems, and soft control. These features can bring changes in operator tasks, changing the characteristics of tasks or creating new tasks for operators. It is especially expected that these features may bring out changes in the operator's diagnostic tasks and strategies in a digital control room as compared with an analog control room. This study investigates the differences in the operator's diagnostic tasks and strategies in analog and digital control rooms. This study also attempts to evaluate how new systems in a digital control room affect diagnostic strategies. Three different approaches, which are complementary, are used to identify diagnostic strategies in the digital control room and in the analog control room: (1) observation in the simulator, (2) interview with operators, and (3) a literature review. The results show that the digital control room introduces new diagnosis strategies compared with the analog control room while also changing the characteristics of the strategies, mostly by gaining more support from the computerized system.     

核电厂人因可靠性分析中的相关性分析方法研究

人因可靠性分析（HRA）是核电厂风险分析中的重要组成部分，其中人误事件的相关性分析是HRA中必不可少的内容，忽略人误事件间的相关性，将导致低估核电厂的风险水平。本文提出了一种基于D（邓）数和层次分析法-决策试行与评价实验室（AHP-DEMATEL）方法的相关性分析模型。首先，确定两事件间相关性的影响因素及其结构关系，并针对每个影响因素建立相关性等级的隶属度函数及其锚点；其次，利用AHP-DEMATEL方法来确定各影响因素的综合权重；最后，根据实际情况评估各因素的相关性等级并构建D数，并根据D数和综合权重计算出两人因事件的相关性程度及其可信度，通过算例验证了该模型及其方法的有效性。      

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。     

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。      

核电厂通风系统防火阀应用现状及维修优化分析

为了提高核电厂防火阀的可靠性，对多个电厂防火阀的应用现状和故障历史进行了梳理，并采用故障模式及影响分析（FMEA）方法对不同防火阀故障机理和维修策略优化进行了研究。结果表明，对年度外观与动作检查任务进行优化，并增加定期更换熔断元件和电动机构任务，有效降低了防火阀故障率，保证了核电厂的安全稳定运行。      

核动力装置运行数据的特征提取方法研究

随着传感器技术的发展，核动力装置能采集和监测的运行参数越来越多，这不仅加大了操纵员的负担，而且提升了监测系统的负载。考虑到大多数参数之间具有相关性且部分参数是冗余参数，其中的有效信息可用少数参数表达，因此提出了运用机器学习方法稀疏自动编码器对核动力装置的运行参数进行特征提取，然后将提取的特征数据应用到状态监测中。结果表明，在测试样本数据中分别包含单一正常工况数据和多种正常工况数据情况下，经过特征提取后的数据不仅能提升状态监测的精度，而且还能减少计算资源，这对提升核动力装置的安全性具有重要的指导意义。     

Operations strategy for workload balancing of crews in an advanced main control room

The advanced main control room (advanced-MCR) is the one that allows for reactor operations based on digital instrumentation and control (I&C) technology. Thus, the operators of an advanced-MCR operate the plant through digital I&C interfaces, and for this purpose, an additional digital manipulation task for the operating equipment should be performed that cannot be observed in a conventional-MCR. As a prior study proposing the cognitive, communicative, and operational activity measurement approach (COCOA), COCOA enables an evaluation of the operator's workload in an advanced-MCR, which includes newly generated tasks for Man-Machine Interface System based secondary operation under a digital environment, which does not exist in a conventional-MCR. As a result of observations on the workload level by utilizing COCOA for a reference plant with an advanced-MCR when conducting an emergency operating procedure, it was observed that the workload of the shift supervisor is about two times greater than that of other operators. This is because operators therein stuck to the old guidelines customized to a conventional-MCR and failed to accomplish load balancing in consideration of the operation environment that an advanced-MCR provides. In this context, it would be imperative to develop and apply an operations strategy for an advanced-MCR operation. This study proposes an operations strategy in an attempt to make a balanced workload of operators in an advanced-MCR.