重水堆核電廠人因可靠性分析.pdf

1、核電廠是一個復雜社會一技術系統(tǒng),包括技術設備、人和組織及環(huán)境三大元素以及它們的子系統(tǒng)。安全是核電廠存在和發(fā)展的基礎。核電廠一旦發(fā)生事故,不但造成重大的人員和經(jīng)濟損失,同時會產(chǎn)生超出自身范圍的巨大社會負面影響。
　　安全分析對核電廠運行安全至關重要。據(jù)此,概率安全評價(Probabilisfic Safety Assessment,PSA)被提出和不斷發(fā)展。它用基于事故場景的方法和思路分析研究核電廠系統(tǒng),通過運用多種安全性分析技術,

2、鑒別其可能的后果,計算出各種危險因素導致事故發(fā)生的概率,達到安全分析的目的。在PSA中,人因可靠性分析(HumanReliability Analysis,HRA)是事故序列和在總風險中人與系統(tǒng)的交互作用對風險貢獻重要性的關鍵所在,它影響著事故序列的進程,對核電廠的安全風險具有顯著的影響。
　　重水堆核電廠結構復雜,專設安全設備多,采用半數(shù)字化人機界面(human-system interface,HMI)。傳統(tǒng)的HRA方法已經(jīng)不

3、適合于對其界面的人因可靠性進行評價。開發(fā)適合于實際電廠運行狀況的重水堆核電廠的HRA方法已經(jīng)成為我國重水堆PSA研究的重點。本文提出適合于重水堆半數(shù)字化界面的PABI+THERP人因可靠性分析模型。完成的主要工作如下:
　　1)研究了人機界面發(fā)展對HRA的影響,討論了重水堆HMI的主要特點。人機界面發(fā)展及其對HRA的影響研究為進一步研究基于界面改變的重水堆半數(shù)字化主控制室(main control room,MCR)中FIRA的研

4、究提供基礎。
　　2)研究了如何在核電廠復雜系統(tǒng)中考慮人員行為以及需要考慮哪些人員行為。論文研究確定了HRA分析的重點并且對在PSA模型中考慮事故后人員行為進行了分析。研究得出了影響HRA的主要因素,并以此為基礎建立HRA模型。HRA模型由操縱員診斷和操縱兩部分構成,其行為進程受到行為形成因子(performance shaping factor,PSF)的影響。該部分研究工作是重水堆HRA模型建立的重要的基礎理論性工作。

5、　　3)論文通過全尺寸重水堆模擬機上的實驗,研究重水堆事故后人員行為的主要特點。實驗首先研究了事故后重水堆核電廠的操縱員的診斷策略,并根據(jù)操縱員診斷過程的認知復雜度對操縱員的診斷任務進行編碼。在參考核電廠全尺寸模擬機上進行三個班組的操縱員模擬HTS(heat transport system)泄漏事故處理,觀察和記錄操縱員在事故后所執(zhí)行的主要任務,并對相似任務進行分組,執(zhí)行診斷任務的時間使用分析軟件對模擬機錄像分析得出。
　　4)

6、研究提出了事故后診斷的PABI模型。為了克服以往的HRA方法在重水堆半數(shù)字化控制室中應用的缺點,研究提出了一種新的HRA診斷模型:PABI模型。PABI模型一方面考慮時間對于診斷的影響,另一方面,考慮了半數(shù)字化控制室中人員認知行為過程。PABI在研究半數(shù)字化MCR中操縱員診斷任務的主要特點基礎上,利用隱馬爾可夫的條件轉(zhuǎn)移原理,把操縱員的診斷任務分解成既是連續(xù)的同時又是離散的任務流程,同時考慮診斷流程過程中所涉及的人機界面和人因影響因素。

7、研究以HTS泄露事件為例,在實驗分析的數(shù)據(jù)基礎上,得到了該事故不考慮恢復情況下整個診斷過程的失誤率和考慮界面恢復的失誤率,得到整個診斷任務的7種不同行為分組的失誤率,并通過事件樹方法計算得出HTS泄漏事件診斷的人因失誤率。
　　5)論文對重水堆HRA進行了模型集成研究。集成模型研究了重水堆半數(shù)字化MCR中操縱員可能的操縱失誤模式,改進了原THERP中失誤分類定義,研究了PABI+THERP HRA模型的影響因素,分析假設和時間接口