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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。 相似文献
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标准化核电厂风险分析人员可靠性分析方法(SPAR-H方法)在现阶段国内外事故后人员失误事件(HFE)的分析中得到了广泛应用,但在工程应用过程中发现,目前参考的方法论文献对绩效形成因子(PSF)的定义、评级准则的描述不够明确、详细,从而对人员失误概率(HEP)的计算准确性造成影响。为解决该问题,本研究结合SPAR-H方法实施导则,对可用时间、压力及复杂度PSFs进行了深入研究,给出了定量化中PSF定义、评级的更加明确的参考依据,并结合实例分析对“可用时间”PSF的改进优化进行了应用说明。理论研究和实例分析表明,相关优化建议改善了SPAR-H方法中的PSF等级评定过程,得到更符合工程实际的HEPs,增强了人员可靠性分析(HRA)定量化结果的可信度。 相似文献
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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. 相似文献
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核电厂传统人员可靠性分析方法中引入班组因素的研究 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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Yanzi Liu Yu Luan Gang Zhang Jianjun Jiang Li Zhang 《Journal of Nuclear Science and Technology》2020,57(6):719-733
ABSTRACTAs the main control room of nuclear power plants (NPPs) has been gradually digitized, new human reliability problems may emerge because of a series of new changes in the cognitive processes, behavioral patterns, and error mechanisms of operators. Aiming to address this situation, this paper proposes a method as guidance for human reliability analysis (HRA) of different cognitive Stages. This method first constructs the influencing factors of three cognitive processes, including monitoring, decision-making, and execution of actions, and then evaluates the weights of these influencing factors through an analytic hierarchy process (AHP). In this study, the parameters used in the proposed HRA method were determined by analyzing the test data obtained from a simulation model, and the results demonstrated the rationality and feasibility of the proposed method. A case example using this HRA method was given in which the human error probabilities at three stages in a nuclear power plant (NPP) steam generator tube ruptures (SGTR) accident were obtained. In summary, the proposed method is a simple and feasible HRA tool that can be applied in digital NPP main control rooms (MCRs). 相似文献
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支持系统始发事件(SSIE)是核电厂概率安全分析(PSA)中需考虑的一类特殊始发事件,建模时需要解决的重要技术问题包括:与PSA模型的联接和定量化方式、备用列/设备的任务时间、共因失效、重要度和不确定性分析结果。目前国内各单位在开展PSA工作时对这些问题的处理方式差异很大,可能影响PSA风险见解的合理性。本文结合PSA技术标准要求,通过实例分析和对比,提出以下建议:①SSIE故障树应与PSA整体模型联接并开展定量化分析;②目前2种常见方法——乘数法(Multiplier)和显式法(Explicit)均可使用,但应了解2种方法在重要度分析和不确定性分析中分别存在的局限性并避免造成明显偏差。 相似文献