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。     

核电站人因失误的动态灰色关联分析

基于人的失误率预测技术(THERP)和失误分析方法(CREAM),运用一种动态的、关注影响结果的人因失误动态灰色关联分析方法,搜集、整理、分析了2006年至2008年间我国6座运行核电厂的人因事件情况.在此基础上,对人因事件进行分类,运用动态灰色关联分析得到相应的关联度,提出核电厂应重点控制与预防管理的人因失误因素.     

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。     

一种基于HRA的数字化人-机界面评价方法研究

为识别数字化人-机界面中可能诱发人因失误或弱化操纵员绩效的设计缺陷,建立了一种基于HRA的人-机界面评价方法：HCR+CREAM+HEC。首先,采用HCR方法从事件整体中识别出失误概率高的风险场景;然后,针对高风险场景采用CREAM方法确定各种失误模式及其失误概率,并对失误概率进行排序;最后,依据数字化人-机界面特征建立人因工程检查表,对失误概率高的人-机界面进行审查,以识别人-机界面设计中存在的缺陷,并提出改进建议。结果表明,该方法能快速有效地识别出数字化人-机界面设计中存在的容易诱发人因失误的缺陷,通过设计优化提高核电站数字控制系统运行的安全性。     

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.     

人的可靠性分析方法比较

选择了THERP、ASEPHRA、HCR、HEART、SLIM、CREAM、ATHEANA等7种常用的人的可靠性分析（HRA）方法进行比较,提出了HRA方法比较的12个标准,并用这些标准得到了HRA方法的比较结果。方法比较的标准和依据来自HRA方法的理论基础、模型、分析过程、具体实践,以及文献调研和专家判断。     

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.     

大亚湾核电站人因事件分析与预防对策

大亚湾核电站商运三年来，在运行，维护过程中发生的人因事件，总计３６８起，占事件总数的３９％。人因事件主要发生在维修，试验，设备隔离和系统在线过程中，而以大修期间最为突出，文中分析了人因事件的根本原因，误操作，规程缺陷，未遵守规程，培训不足，通讯联络不够，工作组织不力等，提出了预防对策和处理原则，并列举了出相应人因事件的典型实例，最后指出，在预防人因事件过程中，最重要的环节是协调管理，选取最关键岗位     

大亚湾核电站换料大修过程中人因失误及经验反馈

介绍了大亚湾核电站换料作过程中的各类人因失误以及通过事件根本原因分析后所采取的防范措施，大亚湾核电站认为，处理人因失误关键在于发现事件的事实真相，以避免人因失误的重复发生或使事故后果更进一步恶化。大亚湾核电站运动经验证明，增加事件透明度，有利于经验反馈工作的开展生防止重大人因失误。     

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.     

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。     

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。     

Cognitive model research of nuclear power plant operators

Human cognitive reliability (HCR) model is a very useful quantitative model to the reliability research of nuclear power plant (NPP) operators based on simulators. The event non-response probability versus normalized time curve of HCR can be evaluated by statistical distributions such as three-parameter Weibull distribution and lognormal distribution. The paper analyses the HCR model and the characteristics of Chinese NPP operators. Firstly, two-parameter Weibull distribution is used to evaluate the fitting curve of HCR. Then the reliability of NPP operators and the verification of HCR model are studied. The research shows not only the quantitative results of Chinese NPP operators but also a new method to verify HCR model, and can be referred to the real NPP operation, and hence, is of importance to safe operation of NPP.     

考虑人因的面向对象贝叶斯网络概率安全评估模型

人因对系统安全的影响日益突出,但现有的概率安全评估方法对其重视不足.本文建立了一种考虑人因的面向对象贝叶斯网络概率安全评估模型.该模型将人因整合到已有的事件序列图框架中,然后构建面向对象贝叶斯网络模型中的类,并转化为潜在贝叶斯网络进行推理,最后将推理结果整合到事件序列图中进行概率安全评估.利用该模型对核电站失水事故进行了分析,结果表明,该模型不仅适用于实时情境评估的情形,还适用于积累了一定量信息之后的情境评估.由于采用了面向对象的建模思想,有效地降低了建模的复杂程度,非常适用于大型复杂系统安全性建模分析.     

WANO人因事件统计及分析

对世界核电厂营运者联合会1993～2002年940份运行事件分析报告进行分析．发现有551件与人因相关．人因失误仍然是核电站事故最主要的诱因之一运用统计技术和数据挖掘技术对这551件人因事件进行分析．获得如下结论：①维修、调试,试验活动中所产生的人误导致系统潜在失效而最终诱发系统事故已成为人因事故最重要的原因;②反应堆启动阶段和停堆阶段人误概率较高,且易诱发严重事故;③人因事件发生概率与反应堆类型没有必然的联系;④对事故征兆或事故判断失误和操作失误是人误的最主要表现形式．也是导致人因事故的最主要原因,造成严重电站瞬态和安全系统的故障或者不恰当投运的事故的可能性较大;⑤理论知识欠缺、基本操作能力较差、组织管理缺陷、规程不足以及粗心大意、缺乏相互检查是导致人因失误最主要的根原因.     

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。