广东核电站的人可靠性分析

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。     

考虑组织和管理因素影响的人误概率计算方法

采用三级影响图模型，对人的失误概率计算进行了描述，模型中能考虑组织和管理因素对人误概率的影响。概率影响图最初只是作为构造和表征决策树或事件树模型的一种工具，本文按三级影响水平对产人识的原因建立了分析模型，介绍了定量求解影响图模型的方法。它可用于核电厂概率安全评价中的人误概率计算，也可用于复杂树的定量化，它是一种工程决策分析中的重要方法。     

PSA分析中可靠性参数的Kass-Steffey修正原理及应用研究

可靠性参数是核电厂概率安全分析评价(PSA)的基础,参数经验贝叶斯方法(PEB)在处理少量失效数据样本时会低估待估可靠性参数的不确定性;Kass-Steffey修正方法采用泰勒展开对参数的后验方差进行修正可以解决参数低估问题。研究Kass-Steffey修正原理并推导出一阶修正公式,计算带Kass-Steffey修正的多个核电厂始发事件频率的参数后验估计方差及90%的置信区间值。计算结果表明,对于失效数据次数多的样本,Kass-Steffey修正对后验方差及估计区间影响较小;对于失效数据稀少的样本,Kass-Steffey修正值得关注,修正后的后验方差变化16%~99%,置信区间值变化4%~53%。     

考虑人因的面向对象贝叶斯网络概率安全评估模型

人因对系统安全的影响日益突出,但现有的概率安全评估方法对其重视不足.本文建立了一种考虑人因的面向对象贝叶斯网络概率安全评估模型.该模型将人因整合到已有的事件序列图框架中,然后构建面向对象贝叶斯网络模型中的类,并转化为潜在贝叶斯网络进行推理,最后将推理结果整合到事件序列图中进行概率安全评估.利用该模型对核电站失水事故进行了分析,结果表明,该模型不仅适用于实时情境评估的情形,还适用于积累了一定量信息之后的情境评估.由于采用了面向对象的建模思想,有效地降低了建模的复杂程度,非常适用于大型复杂系统安全性建模分析.     

核反应堆人误数据的收集

本文结合我国五座核反应堆人误数据收集的实践,讨论了核反应堆运行中人误数据收集的内容、要求、方法和质保措施等技术问题,并简述了这些反应堆人误数据的收集结果。     

基于Jeffreys先验的PSA通用数据贝叶斯处理方法

利用Jeffreys先验理论推导出gamma分布和beta分布的Jeffreys先验,在此基础上通过贝叶斯方法得到通用数据分布超参数计算表达式,最后以文献数据为例对失效率分布的超参数进行计算。与经典统计学方法所得结果相比,基于Jeffreys先验的数据处理方法简单易行,可最大限度地保留样本信息,给出的概率分布不确定性较小。     

核电站PSA分析中可靠性数据处理的贝叶斯方法

可靠性数据早进行核电站概率安全分析（ＰＳＡ）分析的一个非常重要的方面,对于一些运行时间较短的核电站而言,综合考虑同型电型的先验数据和本站的运行是必不可少的。贝叶斯方法是进行这种数据处理方式的一种重要方法,在贝叶斯处理中,必须胡定先验分布的类型和分布参数。本文用数值计算的方法,得到了先验数据的分布参数。并将这种方法作为计算核心,形成贝叶斯处理程序ＩＮＥＴＢＡＹＥＳ。利用大亚湾核电站一些特有数据,以同     

核电站运行事件人误因素交互作用分析

简要介绍了核电站运行事件中人误因素之间的交互作用。从世界核电厂营运者联合会(WANO)1999～2008年的645份运行事件分析报告中筛选出人因事件432件,对事件的根原因和原因因子进行分类统计,并运用统计分析软件SPSS进行相关性分析。结果表明:①工作人员的实际操作受到多因素制约,形成良好的操作习惯是一个系统性的工作,需要多方面的支持;②口头交流、实际操作、人-机接口、程序文件这4个因素非常重要,并且经常捆绑性地同时出现,因此,如果对其中某一方面进行改进,则需考虑对其他几方面同步进行相应改进才可能有效;③管理方针和决策过程这2个与管理相关的因子同人员相关因子之间的交互作用较为显著。     

核电站概率安全分析的若干课题

文中对核电站概率安全分析所取得的主要成就、待澄清的概念及当前的主要课题等进行了分析介绍。     

人误模式、人误影响以及严重度定量分析方法

为达到概率安全评价的最终目的,建立了一种人误模式、人误影响以及严重度量化方法.通过确定人误模式概率、人误影响慨率和严重度指标,建立了人误模式和任务严重度辨识矩阵,用于识别关键的人误模式和任务以及重要的组织根原因,通过实例介绍了该方法的具体应用.     

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.     

重要厂用水系统地震情况下可靠性分析

重要厂用水系统是核电厂重要的安全系统之一,其失效概率通常由系统可靠性分析获得。而地震情况下设备的失效概率是地震动峰值加速度的函数,且地震的发生又具有随机性,目前概率安全评价中传统的故障树分析方法对此种情况缺乏足够的处理能力。本文采用蒙特卡罗模拟方法解决条件概率的问题,针对地震情况系统可靠性分析,提出了评价模型,并对核电厂重要厂用水系统进行了分析计算,得到地震情况下重要厂用水系统的年失效概率为1.46×10^-4。计算结果与设备抗震性能数据符合,验证了分析模型的合理性。     

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。     

基于自适应重要抽样法非能动系统功能故障概率评估

针对非能动系统功能故障概率评估,提出一种新的自适应重要抽样方法。这种方法先对失效域进行预抽样,然后拟合出失效域中样本分布的密度函数,以之作为重要抽样密度函数。以1000 MW非能动先进压水堆(AP1000)非能动余热排出系统为研究对象,考虑模型和输入参数的不确定性,将响应面法和自适应重要抽样法相结合,对其进行功能故障概率评估。结果表明:与传统的概率评估方法相比,自适应重要抽样法具有较高的计算效率,同时又能保证很高的计算精度。     

核电厂人因失误分析与人因失误动态作用模型

分析了核电厂人因失误动态影响因素和人因失误特性,并结合人的生理、心理因素分析了核电厂人因失误的分布规律。最后以现在运行的核电厂为依据,提出了核电厂人因失误动态作用模型。该模型可以更好地总结人因失误经验,使得人因研究成果在核电厂得到更直接的应用,更有效地减少人因失误。     

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。     

基于模糊逻辑方法的人误风险严重度识别

在系统的可靠性和安全评价中,不仅要关注硬件或软件失效引起的风险,而且要关注由人误引起的风险。本工作考虑人误可能对系统带来的风险,建立一种基于模糊逻辑方法的人误风险评价模型,识别人误风险的严重度及优先性。该方法不仅考虑人误概率,且将人误影响概率与后果严重度二因子整合到人误风险评价模型中,以满足概率风险评价的最终目的。同时,该方法能模拟系统复杂的行为历程,处理主观、模糊以及不确定的信息或知识,较传统的确定性分析方法更符合实际。通过实例说明了该方法的具体应用,表明该方法是可用的、可靠的、有价值的。