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.     

核电厂HRA相关性问题研究及应用

在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)的重要性逐渐突显,其中,HRA相关性问题的处理对PSA结果有较大影响,逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题.国内外HRA相关性处理的理论众多,然而用于工程实践的可供操作的理论十分有限.本文对核电厂HRA相关性问题,包括基本概念、相关性因素和水平、联合人误概率等进...     

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。      

核电厂主控室撤离场景的定量化研究

主控室由于火灾等因素可能失去控制或丧失可居留性，导致运行人员撤离主控室至远程停堆站进行核电厂指挥和控制的场景。对运行人员主控室撤离场景的定量化是火灾概率安全分析的重要内容和技术难点，但国内核电工程项目一般采用保守或专家判断的方法进行定量化，未进行详细研究。论文基于NUREG-1921及其增补版导则，结合国内核电厂实际情况，对主控室撤离场景三个阶段情景及其定量化方法进行了研究。以国内某核电厂主控室撤离场景为例，开展了人员访谈和定量化分析。案例表明该核电厂针对主控室不可控的撤离没有明确规定，导致其人误概率较大，尽管该情景条件概率较低，但后果严重，建议核电厂增加相应程序。本研究为国内核电工程项目开展主控室撤离场景的定量化提供参考。     

动态可靠性评价方法在AP1000核电厂严重事故中的应用研究

动态可靠性评价方法能模拟系统状态发生连续或多重变化的情况,是核电厂概率安全研究的一个新发展点。本文利用动态可靠性评价方法,使用严重事故程序MAAP对AP1000核电厂全厂断电事故进行分析,并将动态可靠性评价结果应用于二级概率安全评价（PSA）分析,最终评价对放射性裂变产物的影响。研究结果表明,系统动态特性对核电厂PSA的分析结果有一定影响,且动态可靠性评价过程可挖掘更多信息,有利于更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。     

核电厂火灾PSA方法浅析

作为PSA工作中不可缺少的一部分,核电厂火灾PSA正在发挥着越来越重要的作用。本文对核电厂火灾PSA的发展、应用和研究的基本情况进行了论述。     

人误模式、人误影响以及严重度定量分析方法

为达到概率安全评价的最终目的,建立了一种人误模式、人误影响以及严重度量化方法.通过确定人误模式概率、人误影响慨率和严重度指标,建立了人误模式和任务严重度辨识矩阵,用于识别关键的人误模式和任务以及重要的组织根原因,通过实例介绍了该方法的具体应用.     

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。     

.NET技术在核电厂设备失效报告系统中的应用

介绍了一个基于.NET的核电厂设备失效报告系统的设计.由于使用了基于组件的开发方法,使得系统具有易扩展、维护成本低的特点.使用本系统能够进一步提高核电站设备运行数据的采集和统计分析工作的效率及核安全管理水平.     

核电厂内部水淹确定论安全评价方法及应用

为确保核电厂在内部水淹情况下仍能保证安全功能,有必要在核电厂设计时考虑对内部水淹进行防护,并对核电厂进行内部水淹安全评价以验证内部水淹防护目标的实现。通过对内部水淹防护目的、要求以及内部水淹防护措施进行研究,探索和提出内部水淹确定论安全评价的设计假设、方法和步骤。以某百万kW级核电厂硼酸输送泵间、反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统泵间为例对方法进行了应用和验证,分析表明无需对硼酸输送泵间进行特殊防护,但须对反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统泵间采取适当的疏水措施以确保核安全功能的实现。     

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。     

多机组核电厂总体风险的一级PSA方法研究

福岛核事故发生后,多机组核电厂的总体风险受到越来越多的关注,但国内外缺乏评价多机组核电厂总体风险的方法或导则。本文结合有关法规对核电厂的总体安全要求,探索将单机组的一级概率安全评价（PSA）方法拓展为多机组的风险评价方法。以双机组核电厂为例,讨论了多机组厂址PSA定量化的一些问题,提出了机组间相关性的一些见解,并阐明了数学原理。本文讨论的方法对研究多机组厂址PSA方法具有重要价值。     

柏崎·刈羽核电厂地震安全评价简介

介绍了日本柏崎·刈羽核电厂遭受强烈地震时的情况,以及国际原子能机构（IAEA）专家评审组在现场发现的问题及其经验反馈。     

Analysis of human-induced initiating events in a multi-unit loss of offsite power scenario

ABSTRACT

Human-induced initiators (category-B actions) are the initiators that are caused by human errors and are rarely explicitly identified and modeled in probabilistic safety assessments (PSAs). The current concern over the safety of multi-unit nuclear power sites is also a motivation for this research. This study proposes a novel process for identifying and quantifying category-B actions and ultimately, how to derive a human-induced initiating event frequency in a multi-unit scenario. Hence, this study fundamentally applies a scenario–system–action search scheme using maintenance and testing procedures, quantifies the human error probability by using the cause-based decision tree and technique for human error rate prediction method, models category-B human actions in the developed fault trees, and derives the human-induced initiating event frequency. The procedure, which is used in this approach, essentially involves system analysis, fault tree development, human error identification, screening, and quantification. The multi-unit loss of offsite power is used as an example accident situation which illustrates the application of the suggested method. Hence, the human-induced initiating event frequency for the loss of off-site power scenario for two units is derived. The application of this method would advance the efforts concerning multi-unit nuclear power plant (NPP) site risk analysis.     

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。     

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。     

核电站执行机构接收不同安全级指令的控制方法研究

集散控制系统现已成为核电站主流控制系统,分为1E级和非1E级两个部分。对于核电站安全级执行机构,由于其接收来自不同安全级系统的指令,使得对安全级执行机构的控制成为核电控制中的难点。本文就此类执行机构的控制方式展开讨论,首先介绍国内某新建核电项目中已实施的对这类执行机构的控制方式。文中基于已实施的方案提出修改措施,主要是两点:(1)在信号优选模块中增加"就地控制模式"功能,当优选模块在收到到安全级指令的时候相对非1E级控制系统进入"就地控制"模式;(2)在非1E级控制系统中的安全级执行机构模块中设置远程控制模式,使得该设备在执行安全级命令时,非1E级控制系统放弃对其控制。基于对修改方案逻辑正确性的验证,并对修改前后的方案在可靠性、安全性和经济性方面的对比,得出修改后的方案优于已实施方案的结论。