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。      

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。     

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...     

数字化主控室操纵员人因可靠性研究

当前较经典、较普遍的人因可靠性分析（HRA）方法均是在主控室数字化前研究的。本研究根据操纵员模拟机培训录像,采用行为学的方法,对数字化主控室操纵员的操作行为进行了定义、数据采集和分析。研究表明,数字化主控室操纵员操作失误概率基本正常;二类任务操作增多、失误概率增大。因此,本研究为数字化主控室操纵员HRA提供了依据。      

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.     

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。     

基于SOP的核电厂数字化主控室操纵员监视行为可靠性研究

针对数字化后主控室操纵员执行规程时不同数字化特征下的监视任务的失误率和平均执行时间进行实验研究。通过电厂实地考察、操纵员访谈,进而设计相关仿真实验。实验结果显示:颜色类监视失误概率为1.71×10~(-3),数字类监视失误概率为1.57×10~(-3),但监视目标物理形态对监视失误率没有显著影响;二类任务越复杂(导航次数越多),平均执行时间越大,导航次数为3次时显著小于1次和2次时的监视失误率;不同监视目标数量下的监视失误率及平均执行时间结果差异显著,监视目标数量越多,监视失误率越大,平均执行时间越长,即监视可靠性越低。     

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。     

核电站主控室数字化操纵员评价系统

为准确和高效地进行核电站主控室人机系统匹配关系的评价,分析了操纵员评价人体模型的表达形式和人体参数,确定了数字化操纵员应具备的评价功能。基于二次开发技术开发了数字化操纵员评价人体模型,该模型可根据具体评价的需要,选择操纵员的生成方式、性别、操作姿态、单/双眼视域、左/右手可达域,用于评价显示信息是否在操纵员视域范围内以及评价操纵设备是否可触及;同时还具备作业空间和字符可视性评价等关键功能。实例应用表明,该方法能准确、高效和快捷地完成核电站主控室人机匹配关系的评价工作,使二者的协调关系达到最优。     

Nuclear Power Plant Operator Performance Analysis Using Training Simulators

This paper deals with a research on human factors performed by the Japanese BWR group, focusing mainly on the work done in Phase I (1984–86) of the research project. As a first simulator study of operator performance during accidents in the nuclear field in Japan, it was necessary to develop analysis methods to identify and quantify operator errors.

The performance of operators under plant abnormal conditions was analyzed using full-scale BWR plant simulators. By utilizing on-line plant data collection systems and audio/video devices, data were gathered from actual plant operators in the retraining courses on two full-scale simulators at the BWR operator training center in Japan. More than a hundred cases of operator performance data were analyzed to identify human errors and to classify the types of errors.

For application to probabilistic safety assessment (PAS), error probabilities were estimated and compared with existing data. Quantification of cognitive errors was also performed based on the Time-Reliability Correlation. An assessment of the effects of human factors in PSA suggested the importance of errors in the operators' cognitive processes, which accounted for the major effects of errors in tasks of high safety significance.

The results of the analysis esrve as a basis for building a data bank to be utilized for multiple purposes of PSA, man-machine interface improvement and operator training.     

基于人因工程的核电厂控制室系统设计与改进分析

核电厂控制室系统设计是一个不断优化的过程,在这个过程中应用人因工程理论和原则既是法规标准的要求,也是确保优化效果的有力工具。文章阐述了人因工程原则在核电厂控制室系统设计和改进中应用的方法,即在人因工程理论和相关实践分析的基础上,从控制室系统功能、人机界面、数字化规程、控制室布置和环境设计等方面进行全面考虑,如在控制室系统功能设计上设计者需进行过程分析、验证确认和长期跟踪监控等工作。文章提炼了应用人因工程原则进行控制室系统设计与改进时应重点考虑的因素,为核电厂控制室系统设计与改进提供思路和注意事项。     

数字化核电厂主控制室温湿度控制设计优化

核电厂主控制室温湿度控制系统存在较大的容量滞后和多种外部干扰,为满足主控制室操纵员的人因需求和盘台设备的环境要求,提出了基于串级控制系统的主控制室温湿度控制改进设计方案。为克服PID控制器严重依赖精确数学模型的弊端,提出了基于粒子群优化（PSO ）改进算法实现PID参数智能整定的方法。     

数字化核电厂主控室操纵员监视行为转移规律研究

在数字化核电厂主控室中,监视反应堆系统运行状态是操纵员主要工作任务之一,也是操纵员正确控制反应堆系统运行的基础和前提。通过研究发现,操纵员的监视行为主要存在3种转移类型:规程转移、异常转移和交流转移。3种转移类型占总转移次数的百分比分别为:交流转移占29%、异常转移占14%、规程转移占36%,不能归入这3种类型的转移占21%。     

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。     

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理。通过案例分析说明该方法的具体应用。结果表明,该方法不仅能很好地模拟PSF与TSA可靠性之间的因果关系,且在给定事故情景下能定量对TSA可靠性进行评价,并能识别出引发TSA失误的最重要原因,为人因失误预防提供理论支持。