核电站人因失效分析与预防

根据大亚湾核电站自身实践和世界同行的一般性经验 ,对核电站人因失效的特点、常见种类 ,以及产生人因失效的个人因素、外部因素和决策因素等主要因素进行了分析 ,有针对性地提出科学有效的预防措施 ,并重点介绍了大亚湾核电站在预防人因失效方面所取得的成功经验。     

基于THERP+HCR的人因事件分析模式及应用

分析了传统人因事件分析模式THERP和HCR的特点与不足。将两者结合．建立了以THERP HCR为定量分析核心的人因事件分析模式,介绍了其规范化分析程序和文件报告模式,并给出了在核电站的应用实例。     

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.     

反应堆系统人因事件分析与预防方法及应用

以人因工程学、控制论和安全科学为工具,采用综合集成及实证性方法,研究了人因(事件)分析学科面临的问题和发展趋势、人因事件分类体系、人因事件成因理论、人因事件定量评价方法、人因事件数据采集、处理及数据库、组织管理因素对人因事件的作用和影响、人因事件根原因分析技术、人因事件模式与影响及严重度分析、人因事故防御方法与策略,构建了反应堆系统中人因事件分析理论和方法,且在大亚湾核电站、岭澳核电站获得了成功应用。     

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。     

近五年核电厂人因相关运行事件统计分析与建议

我国核电自20世纪80年代起步以来,在核电建设和运行方面都取得了长足的进步,如平均到机组的核电厂执照运行事件数量大幅下降,WANO指标（世界核电运行者协会运行安全指标）处于国际前列。但核安全是核电的生命线,更高的安全业绩是永远的追求目标。我国核电的运行情况也表明,目前人因事件在核电厂事件中仍占有较大比例。作者依托国家核安全局核电厂人因工作组近年来的工作成果,对我国核电厂近五年发生的人因相关事件进行了统计分析,得出我国核电厂人因事件的总体现状,发现了人因管理存在的问题,为进一步加强我国核电厂人因监管提出了建议。     

WANO人因事件统计及分析

对世界核电厂营运者联合会1993～2002年940份运行事件分析报告进行分析．发现有551件与人因相关．人因失误仍然是核电站事故最主要的诱因之一运用统计技术和数据挖掘技术对这551件人因事件进行分析．获得如下结论：①维修、调试,试验活动中所产生的人误导致系统潜在失效而最终诱发系统事故已成为人因事故最重要的原因;②反应堆启动阶段和停堆阶段人误概率较高,且易诱发严重事故;③人因事件发生概率与反应堆类型没有必然的联系;④对事故征兆或事故判断失误和操作失误是人误的最主要表现形式．也是导致人因事故的最主要原因,造成严重电站瞬态和安全系统的故障或者不恰当投运的事故的可能性较大;⑤理论知识欠缺、基本操作能力较差、组织管理缺陷、规程不足以及粗心大意、缺乏相互检查是导致人因失误最主要的根原因.     

大亚湾核电站执照运行事件原因趋势分析

对大亚湾核电站1993/2003年所有人因相关执照运行事件进行了原因分类、趋势分析,并重点分析了电站人员在遵守和执行规定与规程方面的不足,为核电站改善人的行为提供方向性参考。     

核电厂走错间隔类人因事件的分析及预防

随着我国核电事业的发展,越来越多的核电机组投入商业运行.在核电机组运行维护过程中,易发生人员走错间隔误动作设备等人因事件,影响核电厂的安全稳定运行和绩效考核指标.为了减少核电厂走错间隔类人因事件的发生,本文结合真实案例分析了三种典型走错间隔类人因事件,归纳了走错间隔类人因事件发生的原因,提出增加技术防范屏障、使用防人因...     

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     

大亚湾核电厂辐射防护最优化工作管理经验

结合大亚湾核电厂当前的运行经验,从责任和组织、理念推广、技术应用、全过程管理等方面介绍了辐射防护最优化的运作体系和经验。大亚湾核电厂对ALARA运作体系的持续改进和完善,使得6台机组降低的集体剂量超过145人·mSv(2013年1月至2015年9月可直接量化统计值),并呈现出下降趋势。     

大亚湾核电站5.25停机事件的原因分析及解决办法

确保核安全是核电站所有控制和保护系统设计的目的，与此相关的一些是我国核电设计、运行及是电网控制的重要技术问题。为此对大亚湾核电站５．２５事件的原因分析和解决办法作了较详细的论述，并对系统设计运行原理、优劣、对策等也进行了较详细的探讨。     

大亚湾核电站DEG冷水机组改造与优化

根据承接的大亚湾核电站DEG制冷机更换改造工程,介绍了大亚湾核电站DEG冷水机组改造的原因,核岛冷冻水系统的主要功能和关键设备冷水机组的主要技术参数,DEG系统改造方案,结合核电站的运行经验反馈,详细阐述了冷冻水系统和机组的设计优化,经过改造后的实际运行,检验了此次改造的成果。此次改造的实施保证了核电站的安全运行并为电站创造了可观的经济效益。     

核电厂事件根源调查方法

事件根源调查对于核电厂的安全是至关重要的。本文简要介绍如何应用人因性能提高系统（ＨＰＥＳ）评价表并结合事件调查技巧评价设备或人因事件，找出事件根源并确定纠正措施。本文事件调查的一步步骤并举例说明。     

大亚湾核电站汽轮机电液控制阀模块烧损原因分析

大亚湾核电站2号机组曾多次发生汽轮机电液控制阀门模块内部直流调压块烧损事件,本文对该模块烧损的原因进行了分析。结果表明,导致汽轮机电液控制阀门直流调压块烧损的主要原因是:内部三极管质量有缺陷、阀门模块的结构过于紧凑,以及其控制机柜通风散热不良导致三极管长期在过热的情况下运行。针对故障原因采取了有效的纠正行动。     

大亚湾核电站停堆工况风险研究

基于传统ＰＳＡ方法学（适用于功率运行工况）及核电站停堆工况特征,提出了一套停堆ＰＳＡ特征方法,包括电站运行状态离散法,分阶段评价和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站（ＧＮＰＰ）停堆工况ＰＳＡ研究,得到了较真实反映ＧＮＰＰ实际情况的结果。研究结果对ＧＮＰＰ的停堆运行和管理有实际应用价值,以我国今后核电站设计、运行及管理也有现实意义。     

大亚湾核电厂全厂失电的后果及应急措施

本文介绍了大亚湾核是厂全厂失电后的现象，后果以及采取的应急措施（包括技术措施及事故处理程序）。最后简单介绍了核电厂全厂失电后的剩余风险指标分析计算方法及结果。     

大亚湾核电站安装氢气复合器方案计算分析

针对大亚湾核电站在严重事故条件下安全壳内氢气的产生、释放以及氢气复合器对氢气浓度的影响进行了研究。在假设安全壳内安装一定数量的NIS型被动催化式氢气复合器的条件下,研究了氢气浓度在安全壳内的变化。结果表明,当安全壳内安装大约50个氢气复合器时,最大氢气浓度可以控制在10%左右。     

大亚湾核电站的老化和寿命管理

首先简要介绍了国际原子能机构(IAEA)对核电厂老化管理的基本要求以及所推荐的实施老化和寿命管理方法,然后对大亚湾核电站实施老化和寿命管理工作的进展进行了描述。文中指出,老化和寿命管理的首要任务是关注核电站的关键设备。随着经验数据的积累,工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。