钴调节棒更换后RFSP-IST程序通量计算不确定性分析

在中核核电运行管理有限公司秦山第三核电厂（简称秦山三核）调节棒组件变更设计的物理分析中,用于堆芯计算程序RFSP-IST的钴调节棒增量截面由DRAGON产生,它的方法模型与秦山三核安全分析报告RFSAR（2007版）所采用的超栅元计算程序MULTICELL不完全相同,因此有必要对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。基于秦山三核1、2号机组的相关历史运行数据,采用95/95单边上限不确定性分析方法,对调节棒组件变更前后RFSP-IST程序通量计算不确定性进行分析。数值计算结果表明,调节棒组件变更设计及超栅元增量截面计算程序变更未对RFSP IST程序通量计算不确定性产生影响。     

法国原子能委员会获得了3个订单

【英国《国际核工程》2002年3月号第14页报道】 法国原子能委员会（CEA）已与三家公司签订了价值1千万美元的合同。这三家公司分别是加拿大原子能有限公司（AECL）、中国秦山第三核电有限公司和亚美根能源公司。 AECL已为罗马尼亚切尔纳沃达-2 CANDU购买了一套电站控制系统。这种数字控制计算机将于2004年初交付切尔纳沃达-2号堆。CEA曾于1984年卖给AECL那种数字控制计算机用于切尔纳沃达1号堆。 中国秦山三期核电有限公司为其秦山第三电厂购买了数字控制计算机备件；CEA曾于1998年向其提供过这种部件。 CEA还获得了一个为亚美…     

加拿大原子能公司与中方企业签署四方协议

加拿大原子能公司（AECL）2008年11月3日与中核秦山第三核电有限公司、中核北方核燃料元件公司和中国核动力研究设计院正式达成四方协议。 根据这份协议,双方将联合进行技术开发,以便能将从中国轻水堆乏燃料中回收的铀用于中国的CANDU堆中。     

IDHEAS方法应用研究

人员可靠性分析（HRA）作为核电厂概率安全评价（PSA）中的重要组成要素,一直是影响PSA分析质量和风险见解的关键内容。目前业界中已有的HRA方法众多,不同的HRA方法各有优缺点且存在基础数据过老的问题,为此,美国核管理委员会联合HRA领域权威专家开发了一种综合性的HRA方法--人员失误事件综合分析系统,简称IDHEAS方法。本文对IDHEAS方法进行了系统性的研究,对相关实施流程和要点进行归纳,并运用IDHEAS方法进行了实例分析。理论研究和实例分析表明,IDHEAS方法在工程应用上具备可操作性,能较好弥补其他HRA方法的局限性。同时,IDHEAS方法亦存在对时间参数不敏感、部分分析内容依赖于分析人员经验等特点。     

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。     

HRA方法对核电厂数字化事故规程的适用性研究

分析数字化规程与纸质规程在人因工程学上的差异,认为事故规程数字化后需新考虑的行为形成因子。据此对几种常用的人因可靠性分析(HRA)方法进行比较分析。除人因失误分析技术(ATHEANA)外,常用的HRA方法用于数字化事故规程都存在比较明显的问题。ATHEANA由于其未划分具体的行为类型和行为形成因子(PSFs),在对基于数字化规程的HRA分析中有一定灵活性,相对能作为较理想的备选方法。HRA分析的最大困难是基础数据的获取,考虑数字化规程下操纵员行为特征的HRA方法的数据获取也应当成为接下来主要的研究内容。     

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。     

人员可靠性分析中人误概率数据的修正

人误数据是人员可靠性分析(HRA)的一个非常重要的方面.应用贝叶斯(Bayesian)参数估计方法,可以利用电站实际数据、专家判断等多种数据对通用人误数据进行修正,获得能够更真实反映电站实际情况的人误数据.本文利用自编的数值计算程序,通过一些实例说明HRA中Bayesian参数估计的过程,讨论了不同修正数据对Bayesian参数估计的影响.     

核电厂地震PSA中HRA方法研究

在调研外部事件人员可靠性分析（HRA）的发展历史及方法缺陷的基础上，研究了当前国内外外部事件HRA技术标准，并以某核电厂地震概率安全评价（PSA）中的人因事件为研究对象开展方法研究，说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点，明确地震人员响应的流程，阐述地震场景下HRA方法，使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况，并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。      

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。     

人的可靠性分析中不确定性的影响、来源以及处理

概率安全分析 (PSA)在管理决策中的作用不断增加 ,要求尽量减少PSA的不确定性。人的可靠性分析 (HRA)作为PSA的一部分 ,是PSA结果不确定性的一个重要来源。调查分析了核电站PSA结果中HRA不确定性的影响。通过分析所应用的HRA模型、数据和实施过程 ,讨论了HRA不确定性的可能来源 ,以及减少这些不确定性的一些方法和措施。考虑到HRA不确定性存在的必然性 ,讨论了在PSA中处理HRA不确定性的方法。     

核电厂HRA定性分析

人因可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价(PSA)的重要组成部分,定性分析是HRA的基础和出发点。本文介绍了核电厂HRA定性分析的目的、原则、方法和程序,并以压水堆核电厂SGTR为具体实例进行说明。     

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。     

核电厂数字化主控室操纵员行为形成因子评价模型

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。     

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。     

Human reliability analysis for operators in the digital main control rooms of nuclear power plants

ABSTRACT

As the main control room of nuclear power plants (NPPs) has been gradually digitized, new human reliability problems may emerge because of a series of new changes in the cognitive processes, behavioral patterns, and error mechanisms of operators. Aiming to address this situation, this paper proposes a method as guidance for human reliability analysis (HRA) of different cognitive Stages. This method first constructs the influencing factors of three cognitive processes, including monitoring, decision-making, and execution of actions, and then evaluates the weights of these influencing factors through an analytic hierarchy process (AHP). In this study, the parameters used in the proposed HRA method were determined by analyzing the test data obtained from a simulation model, and the results demonstrated the rationality and feasibility of the proposed method. A case example using this HRA method was given in which the human error probabilities at three stages in a nuclear power plant (NPP) steam generator tube ruptures (SGTR) accident were obtained. In summary, the proposed method is a simple and feasible HRA tool that can be applied in digital NPP main control rooms (MCRs).     

Cernavoda CANDU severe accident evaluation

The papers present the activities dedicated to Romania Cernavoda Nuclear Power Plant first CANDU Unit severe accident evaluation. This activity is part of more general PSA assessment activities. CANDU specific safety features are calandria moderator and calandria vault water capabilities to remove the residual heat in the case of severe accidents, when the conventional heat sinks are no more available. Severe accidents evaluation, that is a deterministic thermal hydraulic analysis, assesses the accidents progression and gives the milestones when important events take place. This kind of assessment is important to evaluate to recovery time for the reactor operators that can lead to the accident mitigation. The Cernavoda CANDU unit is modeled for the of all heat sinks accident and results compared with the AECL CANDU 600 assessment.