数字化核电厂班组情景意识可靠性评价方法

班组情景意识(TSA)水平是影响班组可靠性的重要原因.为更客观地定量评价数字化核电厂TSA水平,通过定性分析和专家组讨论构建TSA因果概念模型,发展基于贝叶斯网络的TSA可靠性评价方法.该评价方法不仅考虑了行为形成因子(PSF)的相对权重,且发展了分别用于确定中间变量和二值变量条件概率的方法,使获得的概率数据更为客观合...     

数字化核电厂班组SSA测度方法与实验研究

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。     

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。     

数字化核电厂班组SSA测度方法与实验研究

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。     

复杂工业系统中班组情景意识的研究进展与发展趋势

本文对复杂工业系统中的班组情景意识相关研究进行综述。分别对班组情景意识的基础理论——班组情景意识的概念、失误机理与失误分析方法、测量方法以及可靠性定量评价方法的研究现状进行回顾和评析,识别当前研究的不足以及当前研究的需求与挑战。最后进行总结并展望班组情景意识相关研究的发展趋势。     

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.     

认知失误定量分析方法及其在PSA中的应用

认知可靠性和失误分析方法(CREAM)是第二代人的可靠性分析方法中的代表方法之一.以CREAM的核心思想为基础,对定量分析方法进行了改进,给出了共同绩效条件(CPC)对人的可靠性影响的量化指数.提出了用环境影响指数来定量计算情景环境迫使人的认知失误的发生概率,给出了概率安全评价(PSA)中人误概率的分析方法,并用于诊断核电站蒸汽发生器传热管破裂和蒸汽发生器隔离时的人误概率分析.     

火灾PSA人员可靠性分析中的Scoping方法研究

核电厂火灾情景下的人员可靠性分析(HRA)是核电厂火灾概率安全评价(PSA)中的重要内容。本文介绍了一种新的火灾HRA定量筛选分析方法 Scoping方法,并将其应用于某非能动核电厂火灾PSA建模中,将所得出的结果与运用NUREG/CR-6850筛选法得出的结果进行了比较。结果表明,Scoping方法一般具有更少的保守性,能合理地模化火灾情景下的人员失误,具有较好的工程应用价值。     

核电厂数字化主控室操纵员的响应执行可靠性评估模型

为了对核电厂数字化主控室操纵员的响应执行可靠性进行定量评价,通过情景环境分析识别了主要的行为形成因子（PSF）,采用层次分析法（AHP）识别了PSF的权重,并基于提出的6个模型假设等方法建立响应执行评估模型。通过案例和比较分析对本文建立的方法进行验证。结果表明,该方法与CREAM和SPAR-H的估计结果具有一致性。      

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。     

核电厂数字化主控室操纵员的响应计划可靠性评估模型

响应计划可靠性是人因可靠性分析的重要组成部分。为了对响应计划可靠性进行定量评价,通过与核电厂操纵员访谈,建立了数字化主控室操纵员的响应计划可靠性因果概念模型。在此基础上建立响应计划可靠性的定量评价程序,指导响应计划可靠性的定量风险评价,并通过实例分析说明该方法的具体应用。结果表明,该评价模型或方法能为操纵员的响应计划可靠性定量评价提供新的思路和方法支持。     

Assessment of FBR MONJU Accident Management Reliability in Causing Reactor Trips

This paper describes a method and application of quantitatively evaluating Accident Management (AM) reliability upon a reactor trip failure for the MONJU fast breeder reactor using a PSA technique. The present method comprises an allowable time estimation that is based on plant transient response analysis using the Super-COPD code that was developed for use in best estimates of the plant dynamics of MONJU and in estimating failure probability of operator's actions in AMs within the allowable time based on time records obtained from simulator training. Application of this method to MONJU resulted in the estimation that the allowable time for an unprotected loss-of-heat sink event would be more than the longest observed time of 326 s. The corresponding operation failure probability would be less than 0.1 even after taking the uncertainty into consideration. Combining this with a level 1 PSA revealed that the total frequency of core damage accompanying a reactor trip failure at MONJU could be decreased by at least 50 percent due to the reactor trip AM.     

基于最优化线抽样法的XAPR自然循环功能失效研究与分析

针对多维不确定性参数、小失效概率的功能可靠性分析,提出了一种优化线抽样的可靠性分析方法。该方法采用遗传算法求解约束条件的优化模型来寻求最优化重要方向,进而得到失效概率的高效估计。以西安脉冲堆（XAPR）自然循环冷却堆芯能力的可靠性评价为例,考虑模型与输入参数的不确定性,对中破口失水事故下的自然循环功能失效概率进行了量化分析。结果表明：与其他概率评估方法相比,本文方法具有很高的计算效率,同时又能保证很好的计算精度;对隐式非线性的功能可靠性分析是有效可行的,具有很强的适应性。     

Radiotherapy reliability analysis based on PSA method

The reliability of radiotherapy was evaluated and effective approaches were obtained in order to improve radiotherapy quality by using the Probabilistic Safety Assessment(PSA) method. This study investigated the feasibility of the PSA method being applied to radiotherapy through Image-guided Radiotherapy(IGRT) and chest tumor irradiation. A fault tree has been constructed after analyzing causal relationship of the events.After calculating Risk A, a total inaccuracy radiotherapy probability and the importance of all base events were obtained. The probability of inaccurate radiotherapy was 2.87%. Under the condition that the target delineation was perfectly right, the accuracy of radiotherapy significantly improved. With the calculation without Conebeam Computed Tomography(CBCT) being corrected before irradiation, the accuracy significantly decreased.The most important events were connected with the human factor. Improving human technical level could enhance radiotherapy quality control efficiently.     

反应堆保护系统可靠性指标的评价方法研究

反应堆保护系统的性能水平对核电厂安全、经济、可靠运行有很大影响。而实践中如何正确评价反应堆保护系统的可靠性指标,业界并未形成一致方法。本文选取简化的典型反应堆保护系统为研究对象,主要讨论拒动概率故障树分析和误动率马尔科夫方法的适用性,分析拒动概率、误动率两个指标分别适用的评价方法,并对示例系统的可靠性指标进行定量计算。本研究对进一步澄清国内反应堆保护系统可靠性评价中的方法问题,具有重要的参考价值。     

基于响应表面法的汽轮机叶片随机响应特性分析

为了满足二回路汽轮机叶片可靠性设计的要求,在概率有限元的基础上引入响应表面法,考虑汽轮机叶片材料参数和载荷参数的随机性,计算得到叶片的随机响应的统计特性及累计概率分布函数,并对叶片的可靠性进行分析。采用概率敏感性分析方法,分析随机响应变量相对于随机输入变量的概率灵敏度。最后,通过对叶片结构响应与随机输入变量散点图的分析,给出关于如何提高叶片可靠度的建议。计算结果表明,该方法计算速度快,计算量小,精度高。     

基于入侵性野草算法的核动力装置故障诊断

针对船用核动力装置故障原因与相应故障征兆之间并非完全一一对应的特点,提出了一种将入侵性野草算法和概率因果模型相结合的故障诊断方法,该方法将概率因果模型中的似然函数作为入侵性野草算法的适应函数,从而将复杂系统的故障诊断转化为优化问题。结果表明,该方法能用于诊断过程中出现的不确定性问题,也可实现通过多个征兆来诊断多个故障的目的,且具有较高的诊断可靠性与实用性。