SPAR-H人员可靠性分析方法的应用优化研究

标准化核电厂风险分析人员可靠性分析方法（SPAR-H方法）在现阶段国内外事故后人员失误事件（HFE）的分析中得到了广泛应用,但在工程应用过程中发现,目前参考的方法论文献对绩效形成因子（PSF）的定义、评级准则的描述不够明确、详细,从而对人员失误概率（HEP）的计算准确性造成影响。为解决该问题,本研究结合SPAR-H方法实施导则,对可用时间、压力及复杂度PSFs进行了深入研究,给出了定量化中PSF定义、评级的更加明确的参考依据,并结合实例分析对“可用时间”PSF的改进优化进行了应用说明。理论研究和实例分析表明,相关优化建议改善了SPAR-H方法中的PSF等级评定过程,得到更符合工程实际的HEPs,增强了人员可靠性分析（HRA）定量化结果的可信度。     

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。      

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。     

考虑人因的核电厂主控室认知可靠性模型研究

面对传统认知因素及认知建模所存在的缺陷,以核电厂主控室为参考背景,以人因为关键点,提出了一种基于贝叶斯网络的认知可靠性分析模型.该模型重点分析了影响认知可靠性的人因,对认知节点及认知节点所对应的影响因素提出了一系列方法及相应函数公式来计算认知可靠性.该模型及方法可以应用于核电厂主控室操作人员认知过程的评价.     

核电厂人因可靠性分析中的相关性分析方法研究

人因可靠性分析(HRA)是核电厂风险分析中的重要组成部分,其中人误事件的相关性分析是HRA中必不可少的内容,忽略人误事件间的相关性,将导致低估核电厂的风险水平。本文提出了一种基于D(邓)数和层次分析法-决策试行与评价实验室(AHP-DEMATEL)方法的相关性分析模型。首先,确定两事件间相关性的影响因素及其结构关系,并针对每个影响因素建立相关性等级的隶属度函数及其锚点;其次,利用AHP-DEMATEL方法来确定各影响因素的综合权重;最后,根据实际情况评估各因素的相关性等级并构建D数,并根据D数和综合权重计算出两人因事件的相关性程度及其可信度,通过算例验证了该模型及其方法的有效性。     

人的可靠性分析方法比较

选择了THERP、ASEPHRA、HCR、HEART、SLIM、CREAM、ATHEANA等7种常用的人的可靠性分析（HRA）方法进行比较,提出了HRA方法比较的12个标准,并用这些标准得到了HRA方法的比较结果。方法比较的标准和依据来自HRA方法的理论基础、模型、分析过程、具体实践,以及文献调研和专家判断。     

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。      

秦山第三核电厂人因可靠性分析

人因可靠性分析（HRA）是概率安全评价（PSA）的重要组成部分。秦山第三核电厂（简称秦山三核）初版HRA由加拿大原子能公司（AECL）完成,其采用的HRA方法为简化的ASEP HRA。为获得更符合秦山三核运行状态实际的HRA结论,本工作对秦山三核重新进行了HRA分析,并增加了事件间的相关性分析。在对国际HRA方法比较研究的基础上,秦山三核HRA采用了规范化的THERP+HCR分析方法。新分析所得数据与AECL数据比较分析结果表明,新分析与AECL的分析判断基本一致,但在合理性和准确性方面较原分析有明显提高,分析结论更符合秦山三核实际。     

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。     

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。     

Effects of Crew Resource Management Training on the Team Performance of Operators in an Advanced Nuclear Power Plant

The objectives of the study are twofold: the development of a CRM training program appropriate to Korean NPPs and the evaluation of CRM training effectiveness. Firstly, the CRM program was developed with a focus on nontechnical skills—such as leadership, situational awareness, teamwork, and communication—which have been widely known to be critical for improving operational performance. Secondly, the effectiveness tests were conducted for two different crews of operators, performing six different emergency operation scenarios during a four-week period. All the crews (crews A and B) participated in the training program for the technical knowledge and skills, which were required to operate the simulator of the MCR during the first week. However, for the verification of the effectiveness of the CRM training program, only crew A was randomly selected to attend the CRM training after the technical knowledge and skills training. The results of the experiments showed that the CRM training program improved the individual attitudes of crew A with a statistical significance. The team skills of crew A were found to be significantly more advanced than those of crew B. However, the CRM training did not have a positive effect on enhancing the individual performance of crew A, as compared with that of crew B.     

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。     

核电厂维修中的人因失误分析及预防对策

基于人因失误分析理论和核电厂维修活动特征,将核电厂维修活动中人因失误的原因分为人、技术和组织3方面因素.其中,人是指个体因素,主要包括心理素质、生理特征、健康状况、知识技能水平和人际关系等;技术因素包括维修技术、维修策略、维修工具、维修界面、维修规程、维修工作环境等;组织因素包括任务安排、信息交流、培训、维修人员外部环境、团队建设和领导管理等.通过分析发现,组织因素能够直接或间接地影响维修人员的行为表现和技术因素,是人因失误的最基本影响因素.据此提出了减少核电厂维修中人因失误的对策和措施.     

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。