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标准化核电厂风险分析-人因可靠性分析方法(SPAR-H)是目前国际上认可和接受的人因可靠性分析方法,但其8个行为形成因子(PSFs)间存在交叉部分,导致人因失误概率重复计算或高估。为了改进SPAR-H的PSFs体系,通过统计2007年到2017年219份国内核电厂运行事件报告,筛选出与主控室操纵员运行有关的89份人因事件/事故报告进行PSFs相关性的研究,运用数据挖掘技术(关联规则分析、探索性因子分析、皮尔森相关性分析)对统计结果进行分析。结果表明:①复杂度、压力、职责适宜以及可用时间4个PSFs之间存在相关性。其中,复杂度分别与压力和职责适宜相关,职责适宜与压力、压力与可用时间相关;②工作过程、规程、人因工程/人机界面和经验/培训之间存在关联。在涉及经验/培训、人因工程/人机界面和规程的事件中,很大概率还涉及到工作过程。这些结论可以给改进SPAR-H的PSFs体系提供参考,为定量研究PSFs间的因果关系建立基础。 相似文献
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核电厂传统人员可靠性分析方法中引入班组因素的研究 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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情景意识(SA)问题在数字化核电厂中更为突出。为识别班组共享情景意识(SSA)水平及行为形成因子(PSF)对班组SSA的影响,基于情景意识全面评估技术(SAGAT)建立一种班组SSA测量和计算方法并进行模拟机实验。结果表明,个体SA(ISA)水平与SSA水平有关,ISA级别越高,SSA级别越高;ISA和班组SSA都受到PSF的影响,PSF的状态水平越高,ISA和SSA的水平越高;对于不同的实验场景,操纵员的ISA水平和班组SSA水平不同,这表明风险场景的症状越明显及知识经验水平越好,ISA和SSA水平就越高。最后,通过被试的自评价识别当前PSF的状态水平,主要不良的PSF是班组沟通和合作水平、压力水平、人-机界面等。这些评估结果为提高数字化核电厂人因可靠性和安全水平提供了理论支持。 相似文献
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Yanzi Liu Yu Luan Gang Zhang Jianjun Jiang Li Zhang 《Journal of Nuclear Science and Technology》2020,57(6):719-733
ABSTRACTAs 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). 相似文献
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《Annals of Nuclear Energy》2001,28(11):1069-1081
Advanced, computer-based man-machine interface (MMI) is emerging as part of the new design of nuclear power plants. The impact of advanced MMI on the operator performance, and as a result, on plant safety should be thoroughly evaluated before such technology is actually adopted in the plants. This paper discusses the applicability of human reliability analysis (HRA) to support the design review process. Both the first-generation and the second-generation HRA methods are considered focusing on a couple of promising HRA methods, i.e. ATHEANA and CREAM, with the potential to assist the design review process. 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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