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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。 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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ZHOU Tao SUN Canhui LI Zhenyang WANG Zenghui Institute of Nuclear Thermal-Hydraulic Safety St ardization North China Electricity Power University Beijing China Graduate University of Chinese Academy of Sciences Beijing China 《核技术(英文版)》2011,(5):316-320
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. 相似文献
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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。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2012,49(1):121-132
ABSTRACTHuman-induced initiators (category-B actions) are the initiators that are caused by human errors and are rarely explicitly identified and modeled in probabilistic safety assessments (PSAs). The current concern over the safety of multi-unit nuclear power sites is also a motivation for this research. This study proposes a novel process for identifying and quantifying category-B actions and ultimately, how to derive a human-induced initiating event frequency in a multi-unit scenario. Hence, this study fundamentally applies a scenario–system–action search scheme using maintenance and testing procedures, quantifies the human error probability by using the cause-based decision tree and technique for human error rate prediction method, models category-B human actions in the developed fault trees, and derives the human-induced initiating event frequency. The procedure, which is used in this approach, essentially involves system analysis, fault tree development, human error identification, screening, and quantification. The multi-unit loss of offsite power is used as an example accident situation which illustrates the application of the suggested method. Hence, the human-induced initiating event frequency for the loss of off-site power scenario for two units is derived. The application of this method would advance the efforts concerning multi-unit nuclear power plant (NPP) site risk analysis. 相似文献
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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。 相似文献
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为分析核电厂应急人员在处理严重事故时可能发生的人因失误,通过建立不同应急人员的认知模型及识别相应的行为影响因子,在认知功能的基础上识别出13种人因失误模式:信息来源不足、信息可靠性不佳、过早结束对参数的获取、重要数据处理不正确、缓解措施负面影响评估失误、选择不适用当前情景的策略、延迟决策、遗漏重要信息/警报、延迟发觉、软操作失误、信息反馈失效、设备安装/连接/操作失误、延迟实施,并基于故障树分析得出人因失误模式的主要根原因:交流失效、时间压力、事故发展的不确定性、信息接收延误、监视失误、人-机界面不佳和环境因素。分析结果可用于预测严重事故缓解进程中可能出现的人因失误,为核电厂实施严重事故管理和技术改进,以及保障严重事故工况下核电厂安全提供参考。 相似文献
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对国内核电厂功率提升的背景以及适合的功率提升模式进行了阐述,分析和总结了核电厂功率提升相关法规及标准的要求;梳理了核电厂功率提升的分类,对小幅功率提升的具体要求和主要途径进行了分析研究;在分析核电厂功率和不确定度计算方法的基础上,明确了主给水流量和主给水温度为影响堆芯热功率计算误差的主要参数,分析总结了参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的方法,即新增差压或超声流量计以及新增温度计以提升不确定度,并对小幅功率提升的经济性进行了总结。 相似文献
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随着我国核电的发展,数字化仪控系统和设备的引入,给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到广泛的关注。目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备,具有一定的局限性,忽略了设备间的可靠性关联及设备可靠性趋势对整个系统可靠性的影响。本文提出一种核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法,以高压安注系统为例,通过监测多个相关设备的状态信息,分析其内在可靠性关联,得到设备当前可靠性趋势对整个系统可靠性状态的影响,建立系统可靠性模型。该模型通过状态信息的更新,实时监测整个系统的可靠性状态,为核电厂系统和设备提供更为全面的预测和可靠性状态监测,为核电厂的系统管理、设备管理及运行维护提供指导。 相似文献
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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. 相似文献
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传统意义上核电厂数字化仪控系统主要依靠提升设备的可靠性来满足电厂安全目标。随着监管要求的逐步提高,在提升设备可靠性基础上,基于概率论技术的设计手段逐步成为核电厂安全设计新的研究方向。本文应用概率安全评价(PSA)技术,对典型电厂始发事件进行分析及研究,之后对仪控设计方案整体进行PSA建模,再将其置于电厂PSA模型中,通过定量评估分析,识别薄弱环节,给出优化改进措施。在此基础上提出了一套确保核电厂仪控系统满足整体安全目标的可靠性设计流程。 相似文献