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。     

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。     

二级PSA中人员可靠性分析方法研究

在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)是必不可少的组成部分。国内在一级PSA中的HRA做了大量的研究工作,已有良好的基础和工程实践,但由于核电厂严重事故下人员响应的复杂性,有关二级PSA的HRA还处于摸索阶段。通过研究二级PSA中人员响应特点,调研国内外在二级PSA中采用的HRA方法,最后以我国某三代压水堆核电厂严重事故下一回路快速卸压为例,采用THERP、HCR+THERP以及SPAR-H三种方法,分别进行了HRA,并给出相应的结论和建议。     

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.     

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。     

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。     

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。     

时间事件树在高温气冷模块反应堆示范电站设计阶段的应用

电站设计阶段具有多种不确定性、反复性和复杂性，概率安全分析（PSA）存在一些困难。为解决诸如设计的更改对PSA造成的影响、设计人员与PSA人员间的信息不一致等困难，设计了一种时间事件树。在一棵时间事件树中，除反映事故发展进程和逻辑关系外，与传统事件树相比，它还可明确反映安全系统、信号、人的动作等投入的时间点、持续工作的时间长度。这种事件树是设计人员与PSA人员间沟通的桥梁，使得两者的信息保持一致，从而更加有效地发挥PSA在电站设计阶段的作用。     

核电厂激发事故初因的人因事件分析

人因可靠性分析(HRA)已成为概率安全分析(PSA)不可或缺的内容.激发事故初因的人因事件(B类人因事件)分析作为HRA的重要组成部分,在国内外尚无正式的分析报告.本文描述了B类人因事件的定义和分类,建立了B类人因事件分析基本程序和方法,该方法已在国内某核电厂最近的HRA分析中得到应用.文中还对1993年～2002年WANO 940件运行事件和国内某核电厂运行事件进行了B类人因事件统计分析和发生原因分析,并据此提出了预防和减少B类人因事件的措施.     

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。     

An approach to the construction of a one top fire event PSA model

An internal fire event probabilistic safety assessment (PSA) model has been generally quantified by modifications of a pre-developed internal events PSA model. New accident sequence logics not covered in the internal events PSA model are separately developed to incorporate them into the fire PSA model. Previous studies on the changes of the one top internal event PSA model for the one top fire event PSA model have been limited to the equipment failures affected by the fire. In addition, they assumed that the probabilities of basic events associated with equipment or cables impacted by the fire are one. However, the probabilities of spurious operation events and human failure events affected by the fire might not be estimated as one. In this study, new modification rules were proposed for the construction of a one top PSA model for fire events by using a one top internal event PSA model. The proposed new modification rules can be applied to all the fire damage events for the fire-induced equipment failure events and spurious operation events, human error events impacted by a fire, regardless of whether they are estimated as one or not. Applications of the proposed modification rules to the compartment and scenario-level fires for the hypothetical plants were performed for demonstrating their appropriateness to the changes of the one top internal event PSA model to the one top fire event PSA model. In addition, quantification procedure with the one top fire event PSA model was presented and discussed.     

多模块高温气冷堆地震概率安全分析关键技术研究

高温气冷堆核电厂采取多个反应堆模块匹配1个汽轮机的设计方式,即1台高温气冷堆机组会包含多个反应堆模块,这使多个高温气冷堆模块在地震外部事件下存在明显的相关性,因此在利用概率风险分析方法来全面地识别和评价高温气冷堆的地震风险时,需要从机组的角度充分考虑和模化机组内多个反应堆模块间的相关性。高温气冷堆示范电站已完成了较为完整的单模块地震概率安全分析,本文将以该分析结果为基础梳理出高温气冷堆多模块地震概率安全分析的关键技术要素并进行研究,研究内容包括多模块事件序列建模和地震相关性失效评价等关键技术,并针对多模块高温气冷堆提出了应用策略。然后以双模块设计的高温气冷堆示范电站为对象,以地震导致丧失厂外电始发事件为代表,对多模块高温气冷堆地震概率安全分析进行了实例分析获得远低于概率安全目标的释放类频率,且分析得到了高温气冷堆多模块事件序列建模策略与地震相关性失效的评价路线可行这一重要结论。     

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。     

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。      

基于蒙特卡罗抽样和最大-最小法的地震易损度算法研究

本文探索并研究了一种新的地震易损度算法,基于蒙特卡罗（MC）抽样和最大-最小法计算了单个设备和多个设备组合的最小割集的易损度。最小割集包括3种类型：纯地震失效最小割集、包含非事件的最小割集、地震失效和随机失效混合割集。对于仅包含地震失效的事故序列,可直接采用基于蒙特卡罗抽样和最大 最小法的易损度算法进行计算。涉及地震失效和随机失效混合的事故序列,可采用极限近似方法（MCUB）或其他割集定量化算法进行计算。经对比,基于蒙特卡罗抽样和最大 最小法的地震易损度算法计算结果与理论值一致,为工程应用中的地震易损度计算提供了另一种可行的算法。