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...     

数字化核电厂主控室操纵员班组行为研究

核电厂主控室数字化后将引起班组交流合作等一些列变化,但以往针对班组的研究较少且主要以经验研究为主,较少有实证研究,以致在进行人因可靠性分析（HRA）时难以恰当引用或修正行为形成因子。本文使用行为分析软件以模拟机培训中一个班组为研究对象,首次从行为分析的角度研究了数字化后主控室班组行为特征和组织结构的有效性。对班组成员在一次事故培训中的交流行为进行了统计分析,研究结果表明,数字化后操纵员班组为一个分工明确、层次清晰的组织结构。      

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。      

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。     

数字化核电厂操纵员监视行为可靠性分析及其应用

为了建立数字化核电厂操纵员监视行为可靠性量化模型,在分析电厂数字化主控室设计特征和操纵员监视行为的基础上,结合监视活动过程与规律,将监视行为可靠性划分为屏幕间转移可靠性、屏幕内信息搜索转移可靠性和信息察觉可靠性3部分。基于Senders的监视理论建立了屏幕间转移可靠性计算模型;基于注意力资源分配理论建立了屏幕内信息搜索转移可靠性计算模型;考虑行为形成因子(PSF)的因果关系,基于贝叶斯网络建立了信息察觉可靠性计算模型,并给出了"误安注"场景下监视可靠性计算应用实例。结果表明,建立的监视行为可靠性模型既能客观地描述操纵员监视过程,又能给出其可靠性量化结果,克服了传统方法的不足,提高了人因可靠性分析的精度,为数字化主控室操纵员监视行为可靠性分析与工程应用提供了理论与技术支持。     

核电厂操纵员的情景意识失误与预防控制研究

核电厂的仪控系统数字化,使得操纵员的情景意识失误（SAE）更为突出。为了识别操纵员存在的主要情景意识失误并进行预防和控制,从认知功能的视角对情景意识失误进行分类,采用建立的SAE分析方法对收集到的人因事件进行分析,获得79组样本数据,识别存在的主要情景意识失误及其原因。基于纵深防御的视角,从SAE的事前预防、事中控制和事后恢复三方面提出了系统化的SAE预防、控制和恢复体系,为数字化核电厂在预防和控制SAE方面提供理论指导。     

基于UML的核电厂操纵员行为工作流建模方法

基于统一建模语言对核电厂主控室操纵员的行为特性的分析,提出了对操纵员行为进行工作流建模的方法,进而通过工作流模型来考察操纵员的人因可靠性.对操纵员行为的工作流建模不仅可以准确、形象地反映操纵员的行为特性和内在约束,实现对操纵员行为的可靠性分析;而且操纵员行为工作流模型的仿真执行还能实现从多个角度(操纵员行为、负荷情况、资源运行效率、流程优化等)进行考察.文中通过简化的正常工况和异常工况的典型事例展示了操纵员行为的工作流建模方法.     

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。     

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。     

基于人员绩效的核电厂数字化人机界面评价研究

与传统的操作界面相比,核电厂数字化人机界面有了很大变化,在诸多方面都变得更为复杂,这无疑影响了操纵员的情景意识和人员绩效。为识别当前数字化界面存在的问题,为核电厂人机界面的设计和优化提供理论支持,本文对数字化核电厂相关人员进行问卷调查,问卷内容涉及数字化人机界面的6个方面,分别为信息显示系统、数字化SOP系统、软控制系统、报警系统、操纵员支持系统和情景交互。通过分析,发现当前数字化界面在操作画面的信息分配、风险提示、操作难度、辅助功能等方面存在不足,整体情景交互效果不佳,需进行优化完善。     

核电厂操纵员态势感知方法研究

通过对人员进行心理培训和在操纵室中搭建数字化信息模型,可以减少操纵员的人为差错,从而有效的防止事故的发生.基于这些年来国内外对人因失误展开的研究,提出在影响人员操作方面存在的问题,如操纵人员的感知错误、信息呈现方式复杂、报警装置失效,信息传递失效等.并对此类问题给出相应解决方法:不同信息呈现方式获取操纵员的态势感知变化...     

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。     

威布尔分布在核电站可靠性数据库中的应用

结合核电站设备可靠性数据的特点，给出用最小二乘法进行二参数和三参数威布尔分布参数估计的方法，并对核电站设备故障数据用威布尔分布进行拟合，得到了满意的结果。     

基于人因可靠性的核电厂数字化人机界面功能单元数量优化方法

核电厂数字化人机界面功能块中的构件数量给操纵员带来了极大负荷并影响人误事件的发生。本文对功能块中的参数数量建立了一完整的优化流程图,对流程图中的几个关键部分进行详细研究:对因子数量采用动态模糊分段法产生模糊数量段;在模糊数量段因子的搜索中,建立了模糊数量段的取中查找提取方法,大幅提高了搜索性能;对人机界面参数量设计了失误亲和率函数。试验结果表明:模糊数量段的取中查找提取方法明显优于顺序查找提取方法,失误亲和率函数具有较好的稳定性、收敛性及灵敏度。     

核电厂操纵员可靠性与素质关系研究

通过核电厂操纵员在模拟机上的事故不响应概率实验，研究操纵员可靠性与素质的关系，并运用模糊回归方法对操纵员可靠性进行分析。研究结果表明．该方法适用于我国核电厂的小样本数据情况。     

核电厂操纵员可靠性理论模型与实验研究

采用核电厂模拟器作为研究平台,以人的认知可靠性模型为参考,运用两参数威布尔分布对原有理论模型进行改造,建立了中国核电厂操纵员可靠性研究理论模型。应用该模型对核电厂操纵员可靠性进行研究,并与国外同类研究成果进行了比较,得到了一致的结果。     

田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析

从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。