核电厂HRA相关性问题研究及应用

在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)的重要性逐渐突显,其中,HRA相关性问题的处理对PSA结果有较大影响,逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题.国内外HRA相关性处理的理论众多,然而用于工程实践的可供操作的理论十分有限.本文对核电厂HRA相关性问题,包括基本概念、相关性因素和水平、联合人误概率等进...     

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。     

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.     

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。     

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。     

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.     

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.     

IEEE/IEC 63260-2020 将人员可靠性分析纳入核电厂和其他核设施的概率风险评估指南

正该指南提供了将人因可靠性分析(HRA)纳入概率风险评估(PRA)的结构化框架。该指南旨在加强PRA中人与系统交互作用的分析,以帮助确保得出可重复的结论,并使此类评估的文件标准化。为此,根据标准做法开发了一个特定的HRA框架。对于特定的HRA方法,HRA框架是中立的。     

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。     

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).     

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。     

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。     

大亚湾核电站人因数据管理系统结构设计

人因数据的收集、分析与量化是人员可靠性分析（ＨＲＡ）和概率风险评价（ＰＲＡ）极为重要的组成部分。为此,已建立了各种各样的人因数据库,但兼有数据采集、分类、分析、计算、预测功能的人因数据管理系统国内外尚不多见。鉴于此,我们研制了大亚湾核电站人因数据管理系统,该系统包含三大模块（源数据模块、计算模块、导出数据模块）和４个数据库（基本数据库,本厂其他数据源库、外部数据库、导出数据库）。本文首先阐明了该系     

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。     

数字化主控室操纵员人因可靠性研究

当前较经典、较普遍的人因可靠性分析（HRA）方法均是在主控室数字化前研究的。本研究根据操纵员模拟机培训录像，采用行为学的方法，对数字化主控室操纵员的操作行为进行了定义、数据采集和分析。研究表明，数字化主控室操纵员操作失误概率基本正常；二类任务操作增多、失误概率增大。因此，本研究为数字化主控室操纵员HRA提供了依据。      

Human error probability estimation by coupling simulator data and deterministic analysis

Operator error in diagnosis and execution of task have significant impact on Nuclear Power Plant (NPP) safety. These human errors are classified as mistakes (rule base and knowledge based errors), slip (skill based) and lapses (skill based). Depending on the time of occurrence, human errors have been categorized as i) Category ‘A’ (Pre-Initiators): actions during routine maintenance and testing wherein errors can cause equipment malfunction ii) Category ‘B’ (Initiators): actions contributing to initiating events or plant transients iii) Category ‘C’ (Post-Initiators): actions involved in operator response to an accident. There have been accidents in NPPs because of human error in an operator's diagnosis and execution of an event. These underline the need to appropriately estimate HEP in risk analysis. There are several methods that are being practiced in Probabilistic Safety Assessment (PSA) studies for quantification of human error probability. However, there is no consensus on a single method that should be used. In this paper a method for estimating HEP is proposed which is based on simulator data for a particular accident scenario. For accident scenarios, the data from real NPP control room is very sparsely available. In the absence of real data, simulator based data can be used. Simulator data is expected to provide a glimpse of probable human behavior in real accident situation even though simulator data is not a substitute for real data. The proposed methodology considers the variation in crew performance time in simulator exercise and in available time from deterministic analysis, and couples them through their respective probability distributions to obtain HEP. The emphasis is on suitability of the methodology rather than particulars of the cited example.     

人因失误心理背景与核电站安全

人因失误是造成核电站事故的主要因素之一,而现场的心理背景在诱发人因失误的过程中起着十分重要的作用。本文分析了人行为时心理背景的结构,总结了几种典型的人误心理背景。最后指出,消除不利于安全的心理背景之根本途径是建立企业安全文化,并提出了核安全文化的基本特征。     

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。     

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。