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。     

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。     

核电厂功率快速变化下操纵员任务分析

从操纵员培训、任务类型和工作负荷3个方面,对比分析核电厂调峰任务与其他常规工况下操作任务存在的差异性。通过对比得出,调峰任务和常规工况下操作任务相比,操纵员心理负荷和体力负荷将发生较大改变,这将导致操纵员的认知模式和人因失误模式相较于常规工况存在差异。现有的人因可靠性分析（HRA）方法和模型难以满足操纵员人因可靠性分析的需求,因此需要建立一种新的HRA方法解决操控任务持续快速变化背景下核电厂操纵员人因可靠性问题。      

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.     

灰色理论在人因失误严重度识别模型中的应用

基于失效模式和影响分析的原理,建立一种由人因失误的模式概率、人因失误的影响概率以及人因失误的后果严重度等级3个决策因子确定的人因失误严重度识别模型.针对直接利用该模型进行人因失误严重度识别难以考虑因子权重的缺陷,本文结合灰色关联理论识别特定情境下的人因失误重要度,为确定人因失误重要度排序及原因提供一种新的思路,克服了3个决策因子在实际中的权重分配问题.     

百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价

对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。     

核电厂人因失误智防研究

核电作为复杂人—机系统,防止人因失误是核电运营中需要关注的重点问题.随着智能化技术迅猛发展,人因失误防御也从传统人防逐步向智防发展,目标是进一步提高人员效能和人因可靠性.本研究基于核电厂人因事件人因失误因素分析和重要度排序,以典型人因失效点作为切入点,从认知和行为两个角度入手,将工作过程分解为工作前期、工作任务准备、工...     

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。     

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。     

基于蒙特卡罗抽样的简化核电站SBO事故的风险指引安全裕度分析

风险指引的安全裕度是近十年来核电行业提出的新的安全理念。本文研究风险指引的安全裕度的计算框架和蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度定量化技术,并重点研究蒙特卡罗抽样方法下的核电站全厂断电（SBO）事故下的风险指引的安全裕度定量化技术。借鉴蒙特卡罗抽样次数估算方法和基于蒙特卡罗的可靠度计算方法,根据蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度的不确定度计算方法以及蒙特卡罗抽样次数的估算流程,计算得出在绝对误差小于001或相对误差小于5%时,两种不同误差方法选择时SBO事故的风险指引的安全裕度计算的抽样次数,并分别完成两个抽样次数下核燃料包壳失效概率均值和标准差定量化计算。计算结果表明,不同的抽样方法、不同的正态分布对核燃料包壳失效概率均值和标准差均有显著影响。     

Analysis of human-induced initiating events in a multi-unit loss of offsite power scenario

ABSTRACT

Human-induced initiators (category-B actions) are the initiators that are caused by human errors and are rarely explicitly identified and modeled in probabilistic safety assessments (PSAs). The current concern over the safety of multi-unit nuclear power sites is also a motivation for this research. This study proposes a novel process for identifying and quantifying category-B actions and ultimately, how to derive a human-induced initiating event frequency in a multi-unit scenario. Hence, this study fundamentally applies a scenario–system–action search scheme using maintenance and testing procedures, quantifies the human error probability by using the cause-based decision tree and technique for human error rate prediction method, models category-B human actions in the developed fault trees, and derives the human-induced initiating event frequency. The procedure, which is used in this approach, essentially involves system analysis, fault tree development, human error identification, screening, and quantification. The multi-unit loss of offsite power is used as an example accident situation which illustrates the application of the suggested method. Hence, the human-induced initiating event frequency for the loss of off-site power scenario for two units is derived. The application of this method would advance the efforts concerning multi-unit nuclear power plant (NPP) site risk analysis.     

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。     

Analysis of human error and organizational deficiency in events considering risk significance

In this study, we analyzed human and organizational deficiencies in the trip events of Korean nuclear power plants. K-HPES items were used in human error analysis, and the organizational factors by Jacobs and Haber were used for organizational deficiency analysis.

We proposed the use of CCDP as a risk measure to consider risk information in prioritizing K-HPES items and organizational factors. Until now, the risk significance of events has not been considered in human error and organizational deficiency analysis. Considering the risk significance of events in the process of analysis is necessary for effective enhancement of nuclear power plant safety by focusing on causes of human error and organizational deficiencies that are associated with significant risk.     

基于SVM与DT的核电装备制造业供应风险组合预测模型

基于对核电装备制造业供应风险的识别,确立风险预测的指标体系;对国内3家重点核电装备制造企业及其60家供应商进行问卷调查及深度访谈,运用支持向量机与决策树组合的方法建立供应风险的预测模型.实证研究表明,组合预测模型对供应风险预测的精确性优于单一方法的模型,证明了该预测体系的可行性与可靠性,为核电装备制造业供应风险的管理提...     

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。     

Decommissioning and Equipment Replacement of Nuclear Power Plants under Uncertainty

This study examines the optimal timing for the decommissioning and equipment replacement of nuclear power plants. We consider that the firm has two options of decommissioning and equipment replacement, and determines to exercise these options under electricity price uncertainty. This problem is formulated as two optimal stopping problems. The solution of this model provides the value of the nuclear power plant and the threshold values for decommissioning and replacement. The dependence of decommissioning and replacement strategies on uncertainty and each cost is shown. In order to investigate the probability of events for decommissioning and replacement, Monte Carlo calculations are performed. We also show the probability distribution and the conditional expected time for each event.