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。     

浅议核电厂“人因可靠性分析”的审评

论述了人因可靠性分析在核电厂设计中的重要性,简要介绍了人因可靠性分析在人因工程项目中的角色,详细描述了人因可靠性分析的审评目的和审评标准。     

SPAR-H方法在数字化核电厂人因可靠性分析中的应用研究

标准化核电厂人因风险分析（SPAR-H）方法在数字化核电厂的适用性尚未得到充分研究。本研究通过对核电厂数字化后操纵员行为特征的研究和SPAR-H方法在岭东核电厂中的具体应用,分析得出SPAR-H方法应用于数字化核电厂时存在分析结果过度保守、认知过程不够完整、部分行为形成因子（PSF）过于敏感等不足,并针对以上不足对SPAR-H方法提出明确PSF水平的判断标准、完善SPAR-H方法的认知模型、建立人因数据库等改进建议,从而使SPAR-H方法更适用于数字化核电厂的人因可靠性分析。      

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。     

多机组核电厂动态人因可靠性分析:现状与展望

发展核电对于优化我国能源结构、缓解环境污染和保证能源安全具有重要意义.核电发展是大势所趋,但安全是其重要前提.人因可靠性分析(HRA)作为核电厂风险评估的重要组成部分,是保障核电厂安全运行的重要技术手段.福岛事故后,多机组核电厂HRA成为近年来的研究热点.然而,现行的HRA方法并未考虑多机组运行特征对人因可靠性的影响、...     

数字化人机界面人因可靠性分析方法研究与应用

为了将人因工程方面有关人的能力和限制的知识应用到人机界面的设计,从而使控制室系统设计达到人‐机‐环境的最佳匹配,本文研究通过人因可靠性分析方法,结合人因工程设计过程,建立一种适于工程应用的综合性分析方法来识别人机界面中影响人员绩效和容易诱发人因失误的潜在设计缺陷,并采用系统化的方法来优化人机界面设计。结果表明,本文建立的方法具有可操作性强、评价客观等优点,可有效提高核电厂安全性、可靠性和经济性。该方法现已成功应用于在建的CPR1000各项目,具有广阔的应用空间。     

核电厂人因工程运行经验评审研究

本文论述了人因工程(HFE)在核电厂设计,尤其在人机接口设计中的重要性;简要介绍了核电TAN工程的范围和内容.本文的重点是核电厂人因工程运行经验评审的意义和作用,以及运行经验评审的范围、内容和具体实施过程.文章总结了运行经验评审的范围:分析了运行经验评审的具体内容,并举例予以说明;归纳了运行经验评审一般的实施 过程.最后,简单介绍了目前国内运行经验评审的形势.     

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.     

核电厂控制室的人因工程

核电厂控制室是核电厂人－机接口最集中的地方，也是核电厂人误发生率最高的地方。发展先进的核电厂控制室是提高核电厂安全性和可靠性最有效的方法。先进控制室的发展。除了不断引入先进的技术和设备之外，最根本的是考虑了人因工程的原则，在简化操作减轻运行人员工作负相的同时，大大提高了核电厂的安全性和可靠性     

数字化核电厂班组情景意识可靠性评价方法

班组情景意识(TSA)水平是影响班组可靠性的重要原因。为更客观地定量评价数字化核电厂TSA水平,通过定性分析和专家组讨论构建TSA因果概念模型,发展基于贝叶斯网络的TSA可靠性评价方法。该评价方法不仅考虑了行为形成因子(PSF)的相对权重,且发展了分别用于确定中间变量和二值变量条件概率的方法,使获得的概率数据更为客观合理。通过案例分析说明该方法的具体应用。结果表明,该方法不仅能很好地模拟PSF与TSA可靠性之间的因果关系,且在给定事故情景下能定量对TSA可靠性进行评价,并能识别出引发TSA失误的最重要原因,为人因失误预防提供理论支持。     

核电厂操纵员可靠性与素质关系研究

通过核电厂操纵员在模拟机上的事故不响应概率实验，研究操纵员可靠性与素质的关系，并运用模糊回归方法对操纵员可靠性进行分析。研究结果表明．该方法适用于我国核电厂的小样本数据情况。     

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。     

威布尔分布在核电站可靠性数据库中的应用

结合核电站设备可靠性数据的特点，给出用最小二乘法进行二参数和三参数威布尔分布参数估计的方法，并对核电站设备故障数据用威布尔分布进行拟合，得到了满意的结果。     

核电厂周围液态有毒化学品类外部人为事件危险源评价方法研究

核电厂附近如果存在有毒化学品类潜在危险源,可能会对核电厂的安全构成严重威胁,因此在核电厂外部人为事件影响分析评价时必须评估其是否会对核电厂安全构成潜在影响。对于核电厂周围液态有毒化学品类潜在危险源,可采用筛选距离值的方法进行初步筛查。对于无法筛查掉的危险源,由于相关的核安全法规和导则中未给出针对有毒化学品类潜在危险源的具体评价方法,通过对国内外相关标准和文献的分析研究,提出了一套有毒液体危险化学品对核电厂影响的评价方法:首先采用适当的事故泄漏模型计算出泄漏量和蒸发量,再采用适当的扩散模型计算出到达核电厂处的浓度,最后通过与毒性浓度限值比较,判断是否会对核电厂安全构成潜在危险。本文提出的分析和评价方法可为核电厂周围有毒化学品类外部人为事件潜在危险源的影响评价提供参考。     

核电厂操纵员认知模型研究

本工作涉及中国核电厂操纵员可靠性研究的认知模型。采用核电厂模拟机作为研究平台，以核电厂操纵员事故不响应概率两参数威布尔分布拟合在核电厂模拟机上获取的有关核电厂6个事故序列的实验数据，得到了中国核电厂操纵员对事故的响应时间及其它分布参数。该研究结果可推广应用于我国核电厂操纵员的能力评价，对核电厂安全运行具有一定意义。     

基于人因可靠性的核电厂数字化人机界面功能布局优化方法研究

监视信息过程中,人的可靠性很大程度上取决于数字化人机界面中功能块之间的布局。本文提出了基于人因可靠性的核电厂数字化人机界面功能布局优化方法,对该优化方法建立了一个完整的优化流程,提出了线性逆向杂交方法,使用人因可靠性作为优化标准。对该优化方法进行实验分析,实验结果表明,线性逆向杂交方法有较好的稳定性,本文提出的优化方法有较好的精确性及收敛性。     

核电厂控制器人因工程验证准则和方法探讨

为防止或减少人的失误，保证核电厂安全运行，需要从人因工程设计方面对控制设备进行验证。本文综合考虑了国内外有关核电厂控制器的人因工程法规标准，探讨了核电厂控制器的人因工程验证准则及验证方法，并结合相关实例为核电厂控制器人因工程验证准则及方法的选择提供参考依据。结果表明，在对核电厂控制器进行人因工程验证时，应选择合适的人因工程验证准则，并结合适当的验证方法，才能保持结论的客观性的同时又保证其正确性。