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     

核电厂操纵员心理选拔系统研究

核电厂操纵员心理选拔系统研究是职业适宜性研究的一个重要方面．,通过研究找出核电厂操纵员应具有的心理胜任特质,并据此选拔适合的人员．对提高核电厂的安全性和可靠性具有重要意义。本文在分析核电厂操纵员工作和任务特点基础上．找出操纵员的工作行为特点。参考其他危险职业领域人员心理选拔的研究成果,将这些工作行为特点、重要的行为影响因素与特定的心理评价维度相对应,从认知能力、人格特质、心理健康等3个方面给出了操纵员心理选拔系统所需要的21个维度．并提出各个维度的测量方法。     

核电厂操纵员职业适宜性研究

文章涉及核电厂操纵员的工作任务分析和核电厂事故中相关人误分析的结果。从人机工程学原理出发，提出了包括认知、人格特质、心理健康三个方面的核电厂操纵员职业适宜性心理测评系统，并讨论了该系统的应用方式以及重要性。     

核电厂操纵员多种方法可靠性研究

采用核电厂模拟器作为研究平台,利用国际上流行的多种可靠性研究方法,对过去十几年中国核电厂操纵员的可靠性研究进行回顾总结,阐明了从人的认知可靠性模型、模糊综合评价数学模型、心理素质研究模型等多种角度对中国核电厂操纵员研究的必要性和可行性.利用多种研究方法对核电厂操纵员进行可靠性研究可对核电厂的安全运行起到有益作用.     

我国核电厂操纵员可靠性实验研究

在核电厂全范围模拟机具采用人机交互作用（ＨＩ）分类的综合法及数据处理方法，研究操纵员在核电厂异常事件中的诊断与决策的可靠性，着重分析反应时间与方差所包含的信息，结果表明，在目前的条件下，我国核电厂操纵员的行为以规则型为主，诊断，决策过程中的不响应概率与规范化时间密切相关。     

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。     

计算机化的核电厂操纵员支持系统

近十多年以来在国际核电界内计算机化的操纵员支持系统得到了委有大的发展。这个发展趋势在新核电厂控制室设计，旧核电厂控制室改进以及有关国际组织和有关国家对该研究基础上的开发划中都有体现。     

操纵员心理评价方法研究

文章对核电厂操纵员心理定性化评价以及定量化评价方法进行分析和探讨。对轮廓图匹配法和模糊综合评价法的适用范围、应用效果进行了比较分析。该研究的结果可为操纵员评价提供有益参考。     

核电厂操纵员的心理健康与事故预防

核电厂操纵员的心身健康，直接关系到核电厂的正常安全运行。操纵员的认知心理、意志、注意、情绪、情感、个性心理，是影响其安全操作的重要因素；酒精、药品、生物节律对操纵员的心理健康也有很大影响。通过对操纵员的职业适应性心理测试，可以从心理学角度初步筛选出适合于操纵员岗位的较佳人选，再经过岗位技能培训、模拟机培训和实际工作过程的心理学随访，并经常对操纵员开展心理咨询和心理辅导，有助于及时发现和解决心理上的问题，核电厂可以尽可能地预防或减少人因事故的发生。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

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。     

压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估

在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。     

核电厂评价系统的评价指标敏感性研究

为开发先进反应堆评价系统，通过层次分析、模糊综合决策方法得到了评价结果。然后，变化经济性、安全性和技术性评价指标的权重，研究这3个指标在不同权重下的评价结果，从而得到了对评价结果的敏感性分析。结合分析结果，对各评价结果进行了比较和总结。      

核电站实物保护系统的量化评估

在及时探测分析方法的基础上,运用形态学分析方法建立了核电站入侵路径分析模型,开发了用于实物保护系统路径型模型分析评估软件.以麦克阿瑟核能中心假想的入侵事件为例,对实物保护系统的探测、延迟、响应进行定量分析.结果表明,路径性及时探测分析方法可有效找到核电站实物保护系统的薄弱环节,辅助得出系统费-效比相对较高的改进措施,有效评估系统的整体性能.     

大亚湾核电站风险指引型在役检查分析

详细描述大亚湾核电站风险指引型在役检查分析的方法及实施流程,并应用该方法对大亚湾核电站1号机组余热排出系统现行在役检查进行优化。优化后,余热排出系统的检查位置和检查数量发生变化。风险指引型在役检查方法能在保持和改善公众健康和安全的同时,尽可能地减少检查数量进而减少在役检查人员的职业照射。然而,风险指引型在役检查的关键不是简单地减少检查数量或改变检查方法,更重要的是关注风险重要的管段,检查基于"降质机理"(基于原因),能够提高在役检查的效果。文章最后对风险指引型在役检查方法实施过程中一些关键问题进行讨论,为方法的应用提出若干建议。     

核电厂地震海啸数值模拟计算及安全评估

日本"3·11"大地震和引发的海啸给日本东京电力公司的福岛第一核电厂造成严重破坏。福岛第一核电厂部分机组的堆芯出现熔毁,大量放射性物质向环境释放。为应对类似日本福岛核事故的自然灾害,开展相关地震海啸研究,先后进行了近海海底地形测量、MIKE21二维浅水波模型数值计算和断面物理模型试验,论证了国内某核电厂防波堤的稳定性及海啸波爬高越浪不会超过防波堤。