数字化人机界面人因可靠性分析方法研究与应用

为了将人因工程方面有关人的能力和限制的知识应用到人机界面的设计,从而使控制室系统设计达到人‐机‐环境的最佳匹配,本文研究通过人因可靠性分析方法,结合人因工程设计过程,建立一种适于工程应用的综合性分析方法来识别人机界面中影响人员绩效和容易诱发人因失误的潜在设计缺陷,并采用系统化的方法来优化人机界面设计。结果表明,本文建立的方法具有可操作性强、评价客观等优点,可有效提高核电厂安全性、可靠性和经济性。该方法现已成功应用于在建的CPR1000各项目,具有广阔的应用空间。     

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.     

CREAM追溯法及其在根原因分析中的应用

认知可靠性和失误分析方法(CREAM)是第二代人因可靠性分析方法中的代表方法之一,它具有追溯和预测的双向分析功能。介绍了CREAM追溯分析方法的基本思想,给出了追溯分析的实现框架和具体步骤。应用CREAM追溯法对三哩岛事故进程中的重要人因失误事件进行了根原因追溯分析,结果表明根原因是和电站的情景环境有关的,是迫使人因失误发生的因素,也说明了CREAM追溯分析方法的实用性和有效性。     

浅议核电厂“人因可靠性分析”的审评

论述了人因可靠性分析在核电厂设计中的重要性,简要介绍了人因可靠性分析在人因工程项目中的角色,详细描述了人因可靠性分析的审评目的和审评标准。     

SPAR-H方法中行为形成因子间的相关性识别

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。      

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。     

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.     

核电站人因失误的动态灰色关联分析

基于人的失误率预测技术(THERP)和失误分析方法(CREAM),运用一种动态的、关注影响结果的人因失误动态灰色关联分析方法,搜集、整理、分析了2006年至2008年间我国6座运行核电厂的人因事件情况.在此基础上,对人因事件进行分类,运用动态灰色关联分析得到相应的关联度,提出核电厂应重点控制与预防管理的人因失误因素.     

SPAR-H方法在数字化核电厂人因可靠性分析中的应用研究

标准化核电厂人因风险分析（SPAR-H）方法在数字化核电厂的适用性尚未得到充分研究。本研究通过对核电厂数字化后操纵员行为特征的研究和SPAR-H方法在岭东核电厂中的具体应用,分析得出SPAR-H方法应用于数字化核电厂时存在分析结果过度保守、认知过程不够完整、部分行为形成因子（PSF）过于敏感等不足,并针对以上不足对SPAR-H方法提出明确PSF水平的判断标准、完善SPAR-H方法的认知模型、建立人因数据库等改进建议,从而使SPAR-H方法更适用于数字化核电厂的人因可靠性分析。      

人因可靠性分析方法在核电厂调峰运行背景下的适用性研究

为探讨现有人因可靠性分析（HRA）方法在调峰运行背景下的适用性,基于调峰运行背景下主控室操纵员操作任务特性,从定性分析程度、定量分析水平、可追溯程度及可用性4个标准对典型HRA方法进行对比分析。分析结果显示,现有HRA方法都不能较好地应用于调峰过程中操纵员的人因可靠性问题,需建立新方法或对原有方法进行改进,才能解决调峰过程中操纵员的人因可靠性问题。该适用性研究可为调峰运行背景下HRA方法的建立或改进提供指引。     

IDHEAS方法应用研究

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。     

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。     

二级PSA中人员可靠性分析方法研究

在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)是必不可少的组成部分。国内在一级PSA中的HRA做了大量的研究工作,已有良好的基础和工程实践,但由于核电厂严重事故下人员响应的复杂性,有关二级PSA的HRA还处于摸索阶段。通过研究二级PSA中人员响应特点,调研国内外在二级PSA中采用的HRA方法,最后以我国某三代压水堆核电厂严重事故下一回路快速卸压为例,采用THERP、HCR+THERP以及SPAR-H三种方法,分别进行了HRA,并给出相应的结论和建议。     

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。     

Development of a qualitative evaluation framework for performance shaping factors (PSFs) in advanced MCR HRA

Human reliability analysis (HRA) is performed as part of the probabilistic risk assessment to identify and quantify human actions and the associated impacts on structures, systems, and components of complex facilities. In performing HRA, conditions that influence human performance have been analyzed in terms of several context factors. These context factors, which are called performance shaping factors (PSFs) are used to adjust the basic human error probability (BHEP), and PSFs have been derived in various ways depending on the HRA methods used.     

Human reliability analysis in the man–machine interface design review

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.     

核电厂地震PSA中HRA方法研究

在调研外部事件人员可靠性分析（HRA）的发展历史及方法缺陷的基础上，研究了当前国内外外部事件HRA技术标准，并以某核电厂地震概率安全评价（PSA）中的人因事件为研究对象开展方法研究，说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点，明确地震人员响应的流程，阐述地震场景下HRA方法，使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况，并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。      

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。     

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).