认知失误定量分析方法及其在PSA中的应用

认知可靠性和失误分析方法(CREAM)是第二代人的可靠性分析方法中的代表方法之一.以CREAM的核心思想为基础,对定量分析方法进行了改进,给出了共同绩效条件(CPC)对人的可靠性影响的量化指数.提出了用环境影响指数来定量计算情景环境迫使人的认知失误的发生概率,给出了概率安全评价(PSA)中人误概率的分析方法,并用于诊断核电站蒸汽发生器传热管破裂和蒸汽发生器隔离时的人误概率分析.     

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.     

人因可靠性分析技术的研究进展与发展趋势

本文对人因可靠性分析方法进行综述。分别对人因可靠性分析的理论基础——人因失误机理、人因可靠性分析方法的关键要素以及现有的人因可靠性分析方法的研究现状进行了介绍和评析,指出了这些研究方法的不足,以及目前研究的热点和难点问题。总结并展望了人因可靠性分析方法的发展趋势。     

人的认知失误事件定量分析法的进展及应用

认知可靠性与人误分析法(即认知失误分析法,CREAM)是具有代表性的第2代可靠性分析(HRA)方法,它可从回顾式和预测式进行班组人误事件概率的定量分析.本工作除描述了通用的CREAM方法外,还建立了用环境影响指数β与共同绩效条件(CPC)因子关系的人误事件概率简化的定量化公式,可用于计算核电厂人误事故中班组的人误事件概率.并假想以秦山一期蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,说明人的认知失误事件概率的计算过程及结果,为核电厂概率安全评价(PSA)的班组人因分析提供了另一种有效的途径,使核电厂的风险的概率估计值更为客观、更有参考价值.     

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。     

灰色关联分析在人因失误与根原因关系分析中的应用

本工作引入灰色关联分析法,对根原因在人因失误中影响的相对重要性进行分析.根据WANO统计数据,在灰色关联分析基础上,得出影响人因失误的根原因重要性依次为缺乏交互检查、基本操作较差、理论知识欠缺、组织管理缺陷、规程缺陷.对如何减少人因失误进行了探讨.     

一种整合组织因素的人因可靠性分析方法

为了模拟组织因素对人的可靠性影响,将概念模型与贝叶斯网络相结合,提出一种整合组织因素的人因可靠性分析的新方法。将该方法应用于某核电厂的辅助给水系统阀门泄漏案例分析,结果表明,采用概念模型与贝叶斯网络相结合的方法不仅能很好地模拟组织因素与人的可靠性之间的因果关系,而且在给定情境下,能定量对人的可靠性进行度量,并能识别出引发人因失误的最可能根原因。     

基于模拟机实验的核电厂数字化主控室人因失误辨识

为了识别核电厂数字化主控室中操纵员的主要人因失误模式,本文基于现场观察、操纵员访谈以及认知行为分析识别操纵员的主要认知功能,并据此建立了人因失误分类体系。在此基础上,通过模拟机实验识别数字化主控室操纵员的主要人因失误模式及其原因,为提高核电厂操纵员的行为可靠性、人因失误的减少和预防提供理论支持。     

基于认知模型与故障树的核电厂严重事故下人因失误分析

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。     

核电厂临时设备投运人员可靠性评估模型

核电厂临时设备作为严重事故缓解的重要设施,其接入工序大多较为复杂。为了分析核电厂人员在临时设备投运时的可靠性,通过研究福岛核事故后改进项所增设临时设备接入行为的特征,基于人因失误模式和影响分析,定义人因失误发生概率、人因失误影响程度、人因失误可恢复概率为风险因子,结合专家评价与模糊语言理论提出一种临时设备投运人员可靠性评估模型。以全厂断电事故下移动电源的接入任务为例,应用所建模型获得了该任务中的人误模式重要度排序及合理的风险见解,验证了模型的可行性。      

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。     

Quantitative developments in the cognitive reliability and error analysis method (CREAM) for the assessment of human performance

The current ‘second generation’ approaches in human reliability analysis focus their attention on the contextual conditions under which a given action is performed rather than on the notion of inherent human error probabilities, as was done in the earlier ‘first generation’ techniques. Among the ‘second generation’ methods, this paper considers the Cognitive Reliability and Error Analysis Method (CREAM) and proposes some developments with respect to a systematic procedure for computing probabilities of action failure. The starting point for the quantification is a previously introduced fuzzy version of the CREAM paradigm which is here further extended to include uncertainty on the qualification of the conditions under which the action is performed and to account for the fact that the effects of the common performance conditions (CPCs) on performance reliability may not all be equal. By the proposed approach, the probability of action failure is estimated by rating the performance conditions in terms of their effect on the action.     

Human reliability analysis in the man–machine interface design review

Advanced, computer-based man-machine interface (MMI) is emerging as part of the new design of nuclear power plants. The impact of advanced MMI on the operator performance, and as a result, on plant safety should be thoroughly evaluated before such technology is actually adopted in the plants. This paper discusses the applicability of human reliability analysis (HRA) to support the design review process. Both the first-generation and the second-generation HRA methods are considered focusing on a couple of promising HRA methods, i.e. ATHEANA and CREAM, with the potential to assist the design review process.     

核电厂数字化主控室操纵员的响应执行可靠性评估模型

为了对核电厂数字化主控室操纵员的响应执行可靠性进行定量评价,通过情景环境分析识别了主要的行为形成因子（PSF）,采用层次分析法（AHP）识别了PSF的权重,并基于提出的6个模型假设等方法建立响应执行评估模型。通过案例和比较分析对本文建立的方法进行验证。结果表明,该方法与CREAM和SPAR-H的估计结果具有一致性。      

全局决策树方法在核电站人员可靠性分析中的应用研究

以核电厂人员可靠性分析中的全局决策树方法及其应用研究为主要内容。重点介绍全局决策树方法的基本框架、背景和实施步骤。结合秦山二期核电厂的人员可靠性现场访谈形成影响因子和品质等级描述,并以SLOCA和SGTR为例进行全局决策树方法分析。该方法以图形化决策树的形式,综合考虑了各个影响因子对人误概率的影响。分析表明该方法能够适应人误分析过程中出现的不确定性,具有较高的可靠性和实用性。     

用ICP-AES法分析喂饲辐照食品的大白鼠血清中的微量元素

辐照保鲜是当前发展的一项新的食品保藏技术,其安全性为人们所关注。为此,近卅年来各国对辐照食品进行了大量的研究。结果证明经适当剂量辐照的食品是安全的。但随着生命科学的深入研究,揭示了某些微量元素对健康的密切关系,为此,测定辐照食品喂饲的大白鼠血清中微量元素的变化,以验证辐照食品的安全性。     

Seismic analysis of the APR 1400 reactor vessel internals using the model reduction method

To secure reliability of the seismic design of the reactor vessel internals (RVIs) through the finite element analysis, it is important to develop the accurate analysis model which can represent the geometric complexity of the RVIs. However, the seismic analysis requires too large computation cost to solve the complex equations; thus, it needs to reduce the overall size of the analysis model. Here, we apply a model reduction method based on the fixed-interface component mode synthesis (CMS) method to practical RVIs to solve complex numerical problems efficiently. To verify the model reduction method, several cases of the RVIs with different conditions are analyzed for the static and dynamic problems. Finally, the seismic analysis was performed with the suggested reduced model with the CMS method. The time history analysis is performed to extract important seismic responses at the specified locations, and the stress analysis is also performed to identify that the RVIs satisfy the seismic design. In the last part of the paper, an example of the design modification is suggested to reduce the stress intensity at the support locations.     

Data analysis in risk assessments

Several issues pertaining to data analysis in risk assessments are investigated. The derivation and interpretation of generic distributions are detailed. It is suggested that the generic distributions in the literature may be narrower than it can be justified. Methods for analyzing plant-specific data are summarized. Finally, the uncertainties in human error rates are discussed.