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。      

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。     

核电厂操纵员能力评价研究

基于核电厂操纵员心理特质与绩效关系的定量研究，运用Borda数方法，结合操纵员心理行为特点，对操纵员能力进行了评价。研究结果可为操纵员的可靠性研究和评价提供依据。     

核电厂操纵员认知模型研究

本工作涉及中国核电厂操纵员可靠性研究的认知模型。采用核电厂模拟机作为研究平台，以核电厂操纵员事故不响应概率两参数威布尔分布拟合在核电厂模拟机上获取的有关核电厂6个事故序列的实验数据，得到了中国核电厂操纵员对事故的响应时间及其它分布参数。该研究结果可推广应用于我国核电厂操纵员的能力评价，对核电厂安全运行具有一定意义。     

核电厂数字化控制系统中操纵员行为相关性分析方法研究

在数字化控制系统中,操纵员行为之间的相关性模式与传统控制室不同.为了评价数字化控制系统中操纵员行为之间的相关性,提出了基于模糊逻辑的操纵员相关性分析方法.首先通过对数字化控制系统中的人因特征的分析,识别操纵员行为相关性的影响因素,建立相关性分析模型,然后基于模糊逻辑方法建立数字化控制系统中操纵员之间的相关性分析方法.该...     

核电厂功率快速变化下操纵员任务分析

从操纵员培训、任务类型和工作负荷3个方面,对比分析核电厂调峰任务与其他常规工况下操作任务存在的差异性。通过对比得出,调峰任务和常规工况下操作任务相比,操纵员心理负荷和体力负荷将发生较大改变,这将导致操纵员的认知模式和人因失误模式相较于常规工况存在差异。现有的人因可靠性分析（HRA）方法和模型难以满足操纵员人因可靠性分析的需求,因此需要建立一种新的HRA方法解决操控任务持续快速变化背景下核电厂操纵员人因可靠性问题。      

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。     

核电厂操纵员心理特质分析及评价研究

基于国内外有关心理特质定量研究 ,提出了一套完整的程序和方法 ,来获取核电厂操纵员全面的心理特质定量数据及利用这些定量数据来评价操纵员的行为。利用此程序和方法 ,对我国核电厂操纵员的心理特质和行为评价进行了初步研究 ,研究结果显示了利用心理特质定量数据进行操纵员行为评价的可行性和重要性     

人的认知可靠性模型分类及实验研究

通过秦山核电站操纵员的模拟机实验,讨论了人的认知可靠性模型的参数和分类的确定方法．给出了模拟机实验操纵员响应时数据的处理分析方法,确认了响应时影响分类的主要因素是规范化拟合标准偏差,它是威布尔分布拟合的隐含参数一应用本文的数据处理和分类方法对秦山模拟机实验数据进行分析,取得了秦山操纵员认知可靠性的参数,将结果与美国IAEA实验结果进行比较,得到了基本一致的结论。     

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。     

数据驱动的操纵员情景意识因果模型研究

为克服传统情景意识(SA)可靠性评价方法的不足,建立了更具鲁棒性的SA因果模型。首先,采用组织定向的SA失误分析框架或方法对核电厂人因事件进行分析,获得了132组样本数据。然后,采用相关性分析方法识别SA影响因素的相关关系,并采用因子分析方法识别SA失误发生的场景,包括操纵员的心智水平、工作态度、压力水平及系统状态呈现水平等。最后,基于上述研究结果,建立数据驱动的SA因果模型。结果表明,基于数据驱动的SA因果模型识别了SA失误发生的场景,且考虑了行为形成因子的因果关系有利于提升SA可靠性定量评价的精度。     

核电厂操纵员在操作任务持续快速变化下的认知行为特征

为了分析操作任务持续变化背景下核电厂操纵员的认知行为特征，通过研究核电厂承担电网调峰任务的特殊性，结合文献调研、操纵员访谈及现场观察来研究操作任务持续快速变化背景下操纵员的认知行为过程，建立了操作任务持续快速变化背景下的操纵员认知行为模型，识别了操纵员在执行调峰任务时的认知过程。本文结果为研究操作任务持续快速变化背景下的人因可靠性分析方法打下了基础。     

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。     

基于支持向量回归的多参数融合的蒸汽发生器水位信号预测

舰船核动力装置负荷变化过程中,蒸汽发生器水位经常出现大幅波动甚至假水位现象。同时,水位测量通道故障时有发生。这些问题严重影响着给水流量的自动调节和操纵员对系统运行状态的准确判断。为此提出一种基于多信号重构的方法,对蒸汽发生器水位信号进行预测,该方法增加影响水位变化的相关信号作为预测输入信息。与单纯分析历史水位变化规律而进行的预测方法相比,提高了预测的准确性、稳定性、可靠性,并能进行较长期的预测。     

考虑自诊断的反应堆保护系统停堆功能可靠度评估模型研究

“在线自诊断”作为数字化仪控系统的重要特征,对核电厂反应堆保护系统（RPS）停堆功能的可靠性分析具有重要作用。通过分析自诊断对人因、定期试验等因素的影响,建立设备级误动模型;以典型RPS TX为例,通过马尔科夫方法建立动态的TX序列级和系统级模块误动模型;利用系统级模块误动模型定量计算TX停堆功能可靠度与自诊断的关系。通过定性分析与定量计算论证了综合考虑自诊断对RPS停堆功能可靠性分析的必要性,为后续国内RPS停堆功能的可靠性评价提供了借鉴。     

再入过程中的同位素热源可靠性评估

本文综合考虑微观组织不均匀性等材料的内在分散性,以及载荷历程、工作环境等外在分散性的影响,针对放射性同位素热源（RHU）产品结构特点,选用基于随机有限元法的应力-强度干涉模型,采用解析法与蒙特卡罗法相结合的方式,在有限的试验规模下,定量评价了某型RHU在再入过程中经历一系列环境载荷后的可靠性水平。 利用本文所述方法计算得到：该型RHU在95%置信度下的可靠度置信下限为0.999 989,达到了一般探测器零部件级产品的可靠性评估精度要求,这表明本文所述方法实用、可靠,在RHU的可靠性评估、指导RHU的可靠性设计、降低评估成本方面具有很高的实用价值。     

基于GO-FLOW方法的可维修系统可靠性分析

将GO-FLOW方法用于限定维修工和维修优先权的可维修系统的可靠性分析,推导适于GO-FLOW模型计算的可维修系统可靠性参数近似等效模型,并进行模型的验证和误差分析。以冗余泵单元为实际算例,将分析结果与采用GO法的情况进行对比。研究结果表明,在对该类可维修系统进行可靠性定量分析时,与GO法相比,改进后的GO-FLOW算法模型是有效的,并且计算更为简捷。     

Quantitative dynamic reliability evaluation of AP1000 passive safety systems by using FMEA and GO-FLOW methodology

The passive safety systems utilized in advanced pressurized water reactor (PWR) design such as AP1000 should be more reliable than that of active safety systems of conventional PWR by less possible opportunities of hardware failures and human errors (less human intervention). The objectives of present study are to evaluate the dynamic reliability of AP1000 plant in order to check the effectiveness of passive safety systems by comparing the reliability-related issues with that of active safety systems in the event of the big accidents. How should the dynamic reliability of passive safety systems properly evaluated? And then what will be the comparison of reliability results of AP1000 passive safety systems with the active safety systems of conventional PWR.

For this purpose, a single loop model of AP1000 passive core cooling system (PXS) and passive containment cooling system (PCCS) are assumed separately for quantitative reliability evaluation. The transient behaviors of these passive safety systems are taken under the large break loss-of-coolant accident in the cold leg. The analysis is made by utilizing the qualitative method failure mode and effect analysis in order to identify the potential failure mode and success-oriented reliability analysis tool called GO-FLOW for quantitative reliability evaluation. The GO-FLOW analysis has been conducted separately for PXS and PCCS systems under the same accident. The analysis results show that reliability of AP1000 passive safety systems (PXS and PCCS) is increased due to redundancies and diversity of passive safety subsystems and components, and four stages automatic depressurization system is the key subsystem for successful actuation of PXS and PCCS system. The reliability results of PCCS system of AP1000 are more reliable than that of the containment spray system of conventional PWR. And also GO-FLOW method can be utilized for reliability evaluation of passive safety systems.