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《中南大学》 2012年
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重水堆核电厂人因可靠性分析

戴立操  
【摘要】:核电厂是一个复杂社会—技术系统,包括技术设备、人和组织及环境三大元素以及它们的子系统。安全是核电厂存在和发展的基础。核电厂一旦发生事故,不但造成重大的人员和经济损失,同时会产生超出自身范围的巨大社会负面影响。 安全分析对核电厂运行安全至关重要。据此,概率安全评价(Probabilistic Safety Assessment, PSA)被提出和不断发展。它用基于事故场景的方法和思路分析研究核电厂系统,通过运用多种安全性分析技术,鉴别其可能的后果,计算出各种危险因素导致事故发生的概率,达到安全分析的目的。在PSA中,人因可靠性分析(Human Reliability Analysis, HRA)是事故序列和在总风险中人与系统的交互作用对风险贡献重要性的关键所在,它影响着事故序列的进程,对核电厂的安全风险具有显著的影响。 重水堆核电厂结构复杂,专设安全设备多,采用半数字化人机界面(human-system interface, HMI)。传统的HRA方法已经不适合于对其界面的人因可靠性进行评价。开发适合于实际电厂运行状况的重水堆核电厂的HRA方法已经成为我国重水堆PSA研究的重点。本文提出适合于重水堆半数字化界面的PABI+THERP人因可靠性分析模型。完成的主要工作如下: 1)研究了人机界面发展对HRA的影响,讨论了重水堆HMI的主要特点。人机界面发展及其对HRA的影响研究为进一步研究基于界面改变的重水堆半数字化主控制室(main control room, MCR)中HR的研究提供基础。 2)研究了如何在核电厂复杂系统中考虑人员行为以及需要考虑哪些人员行为。论文研究确定了HRA分析的重点并且对在PSA模型中考虑事故后人员行为进行了分析。研究得出了影响HRA的主要因素,并以此为基础建立HRA模型。HRA模型由操纵员诊断和操纵两部分构成,其行为进程受到行为形成因子(performance shaping factor,PSF)的影响。该部分研究工作是重水堆HRA模型建立的重要的基础理论性工作。 3)论文通过全尺寸重水堆模拟机上的实验,研究重水堆事故后人员行为的主要特点。实验首先研究了事故后重水堆核电厂的操纵员的诊断策略,并根据操纵员诊断过程的认知复杂度对操纵员的诊断任务进行编码。在参考核电厂全尺寸模拟机上进行三个班组的操纵员模拟HTS (heat transport system)泄漏事故处理,观察和记录操纵员在事故后所执行的主要任务,并对相似任务进行分组,执行诊断任务的时间使用分析软件对模拟机录像分析得出。 4)研究提出了事故后诊断的PABI模型。为了克服以往的HRA方法在重水堆半数字化控制室中应用的缺点,研究提出了一种新的HRA诊断模型:PABI模型。PABI模型一方面考虑时间对于诊断的影响,另一方面,考虑了半数字化控制室中人员认知行为过程。PABI在研究半数字化MCR中操纵员诊断任务的主要特点基础上,利用隐马尔可夫的条件转移原理,把操纵员的诊断任务分解成既是连续的同时又是离散的任务流程,同时考虑诊断流程过程中所涉及的人机界面和人因影响因素。研究以HTS泄露事件为例,在实验分析的数据基础上,得到了该事故不考虑恢复情况下整个诊断过程的失误率和考虑界面恢复的失误率,得到整个诊断任务的7种不同行为分组的失误率,并通过事件树方法计算得出HTS泄漏事件诊断的人因失误率。 5)论文对重水堆HR进行了模型集成研究。集成模型研究了重水堆半数字化MCR中操纵员可能的操纵失误模式,改进了原THERP中失误分类定义,研究了PABI+THERP HRA模型的影响因素,分析假设和时间接口问题。研究进行了一个详细案例分析并采用该方法对重水堆参考核电厂的始发事件进行了分析并列表得出分析结果。研究最后选取三个典型的人因事件与原设计PSA结果进行对比分析,以分析PABI+THERP分析方法的合理性。
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