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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. 相似文献
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人的认知失误事件定量分析法的进展及应用 总被引:3,自引:0,他引:3
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. 相似文献
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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。 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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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。 相似文献
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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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人的可靠性分析是广东核电站PSA研究中的一个重要部分,其目的是研究电站中人的行为对反应堆堆芯熔化频率的影响,文章对广东核电站事故序列中可能出现的人误进行了定性和定量化分析,给出了PSA研究中需要的人误概率值。详细的人因分析将在以后的工作中进行。 相似文献
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参照新版HAF102的要求,秦山二期扩建工程设计中将应用概率安全分析(PSA)方法作为确定论分析方法的辅助和补充。本文简要介绍了秦山二期扩建工程PSA项目的工作目标和工作范围,并详细分析了PSA项目的具体工作任务,即1级PSA和简化的2级PSA。1级PSA的工作任务包括始发事件的定义和选取、事件树分析、系统热工水力学分析、系统故障树分析、人因可靠性分析、共因失效分析、编码系统、数据分析与评价、事故序列定量分析和分析结果及评价:简化的2级PSA工作任务包括导致堆芯熔化的主导事故序列分析、安全壳事件树和向环境释放的放射性源项。 相似文献
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