Markov reliability model research of monitoring process in digital main control room of nuclear power plant

Monitoring process is an important part in a high safety digital main control room of nuclear power plant (NPP), it is the source extracted information and found abnormal information in time. As the human factors events arisen from monitoring process recently take place more and more frequent, the authors propose a reliability Markov model to effectively decrease these abnormal events. The model mainly analyzes next monitoring object probability in terms of current information and plant state. The authors divide digital human–machine interface into two parts that are referred as logical homogeneous Markov and logical heterogeneous Markov. For the former, a series of methods of probability evaluation are proposed, such as, Markov transition probability with condition, probability distributed function with human factors, system state and alarm; for the latter, the authors propose the calculation of probability of correlation degree between last time and next time and probability calculation methods with multi-father nodes. The methods can effectively estimate the transition probability from a monitoring component to next monitoring component at time t, can effectively analyze which information is more important in next monitoring process and effectively find more useful information in time t + 1, so that the human factors events in monitoring process can greatly be decreased.     

基于模糊层次分析法的组织因素影响度识别

基于模糊层次分析理论,构建影响系统安全的组织因素模型,确定影响系统安全的组织因素指标体系,利用因素相对影响度R、因素总体影响度C和因素重要度I来表征组织因素对系统安全的影响程度。采用该因素影响度方法分析了组织因素对某核电站系统安全的影响,发现监督、安全文化培训、领导对安全的态度、程序的完备性、部门间的交流与反馈、协调、个人的意识和态度、岗前技能培训、部门内的交流与反馈是对核电站运行安全影响最大的组织因素。     

复杂工业系统中人因失误根本原因分析

在现代大规模复杂人 -机 -环境系统中 ,人因失误诱发的故障或事件呈上升趋势。人因事件的根本原因分析 ,对于防范复杂系统中事故的发生是非常必要的。人因事件根本原因的分析包括 :需要分析的人因事件的确定 ;对事实进行调查 ,分析调查结果 ;确定根本原因 ;制定纠正措施 ;完成最终报告。人因事件的分析最终需要找出失效屏障并提出修补的方法 ,笔者采用事件与原因因子分析技术来进行分析。在分析过程中 ,需要绘出事件和原因因子图 (E&CF图 ) ,而E&CF图可以显示出从开始到结束全过程中事件发生的正确次序 ,通常包括失效屏障 ,预先存在的条件、次级事件、不恰当的动作和形成事件的原因因子。形成人因事件的原因因子在复杂工业系统中 ,可以分成 12个部分。笔者给出了核电厂蒸汽发生器 (SG)主给水阀门泄漏的人因事件的分析实例 ,确认了该实例中失效的屏障和事件的根本原因并提出了纠正措施。     

核电厂HRA定性分析

人因可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价(PSA)的重要组成部分,定性评价对核电厂庞大的数据进行筛选和分析,是HRA的基础和出发点.本文介绍了核电厂HRA定性分析的目的、原则、方法和程序,并以压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)为具体实例进行说明.     

低功率和停堆工况下人员可靠性分析

低功率和停堆工况下人的错误操作引起的人误事件,是电站风险的重要根源之一,应对其进行认真分析并找出其发生的主要原因。笔者根据低功率和停堆工况下人误事件的特点,通过对5种人员可靠性分析方法的比较,选择了SPAR -H作为人误事件定量化分析的方法;以停堆工况下的抽水过多事件为实例,对该事件中包含的3个人误事件进行了定量化分析,给出了定量化分析结果;通过分析、比较及实例应用的结果表明,SPAR H作为低功率和停堆工况下HRA分析方法是合适的,符合该工况下人误事件的特点,同时SPAR H过程简单,有利于电站人员进行实际应用。     

核电厂主控室人机界面评价实验研究

基于以人为中心的人机交互设计和评估的思想,结合国内核电厂的实际情况,确定一些重要的核电厂主控室人机界面评估因素,并划分核电厂主控室人机界面各组成部分的评价指标与评价层次,建立了客观的评价指标体系,为核电厂主控室人机界面综合评价奠定了基础。运用模糊数学的方法,建立核电厂主控室人机界面定量评价模型,对核电厂主控室人机界面进行较为客观的综合评价。通过对核电厂操纵员问卷调查的形式进行实验验证,从而实现了定性评价与定量评价的一致性。研究表明,该方法应用于核电厂主控室人机界面评价是一种有效的方法。     

用层次分析法分析核电站中影响人误的组织因素

应用层次分析法的基本原理,构建核电站中影响人误的组织因素AHP(层次分析法)模型,确定影响人误的组织因素的指标体系,将成对比较矩阵的特征向量作为组织因素的权重,确定了相关因子的影响力排序。研究结果显示:培训与交流反馈是影响人误的主要组织因素;强化质量监督与控制以及加强交流协作与技能培训,是减少核电站人误发生的重要举措。     

核电厂人因事故预防的定量化决策

人因事故的分析与预防是核电厂安全运行和管理的重要内容。笔者提出的系统安全性层次分析法主要从两种角度考虑系统的安全性:专家能力权值和安全性矩阵的建立。采用专家判断矩阵确定事故原因对系统安全性的重要度排序。举例某核电厂事故定量分析进行说明,在对事故进行原因分析基础上,构建事故影响因素层次模型,利用层次分析法分析得出事故原因重要度排序由高到低依次为组织管理、操作人员、人机界面、培训与设备状态,并据此提出了相应的预防与改进措施,为安全性要求较高的复杂工业系统提供事故预防的定量化决策依据。     

基于灰色系统理论的煤矿人因事故关键因素分析

通过对煤矿人因失误事故致因因素进行分析,统计出相关的关键影响因素,运用灰色系统关联理论,根据国家安监局近十年煤矿事故统计数据,对煤矿人因失误事故影响类型进行了分析。以煤矿事故发生起数和事故死亡人数作为参考指标,计算和分析行为失误致因、个人违章、组织管理失误等十项主要与煤矿人因事故相关的灰色关联度,进而推算出这些因素的灰色关联序,确定出导致煤矿人因失误事故的关键因素,最终得到煤矿人因事故与关键影响因素之间的定量化分析结果。采用灰色关联理论对煤矿人因失误影响因素进行分析,能够很好地说明人因失误与各关键影响因素之间的权重关系,对煤矿人因事故主致因机理有更加深刻的理解,为煤矿事故的预防和控制提供重要的参考依据。     

基于STAMP模型的核动力蒸汽发生器水位控制系统安全性分析

核电厂蒸汽发生器(SG)水位控制系统的安全可靠运行是保证核电厂安全性和经济性的关键因素,其控制对象具有高度复杂、非线性的特点。由于复杂系统的安全性是特定环境下由系统相关要素交互作用所产生的一种涌现特性,运用系统理论,以STAMP模型为基础对SG水位控制系统进行安全性分析,以利于在设计早期阶段发现影响该系统安全运行的潜在风险因素,预防危险事故。该方法将系统理论用于核电厂关键系统和设备安全性分析,为核电厂安全运行提供了新的技术手段支持。     

On the operator action analysis to reduce operational risk in research reactors

Human errors during operation and the resulting increase in operational risk are major concerns for nuclear reactors, just as they are for all industries. Additionally, human reliability analysis together with probabilistic risk analysis is a key element in reducing operational risk. The purpose of this paper is to analyze human reliability using appropriate methods for the probabilistic representation and calculation of human error to be used alongside probabilistic risk analysis in order to reduce the operational risk of the reactor operation. We present a technique for human error rate prediction and standardized plant analysis risk. Human reliability methods have been utilized to quantify different categories of human errors, which have been applied extensively to nuclear power plants. The Tehran research reactor is selected here as a case study, and after consultation with reactor operators and engineers human errors have been identified and adequate performance shaping factors assigned in order to calculate accurate probabilities of human failure.     

核电厂核事故应急疏散研究

根据我国法规、标准与美国核管委对核电厂核事故应急疏散的要求,考虑我国核电厂特殊的厂址条件与社会环境,分析核事故应急疏散的可行性。通过应急疏散行为研究、厂区的交通需求估计和路网分析,对不同情境,考虑核事故应急疏散的特殊问题,分别采用人工容量分析与宏观仿真模拟得到应急疏散时间。针对某核电厂,给出核事故应急疏散分析的一般步骤、方法与计算结果。对宏观仿真模型的主要参数进行灵敏度分析,找出影响应急疏散时间的主要因素,提出缩短应急疏散时间的针对性措施。     

核电厂主控室数字化对人执行状态评估任务影响

核电厂主控室进行数字化变革后,操纵员执行状态评估任务的方式发生了巨大变化。为了有效地识别及评估数字化对状态评估的潜在影响,以知觉/循环、资源限制等认知理论为基础,以贝叶斯概率网络为工具,建立状态评估可靠度的影响因素模型。定性分析这些因素对状态评估任务的影响机制,并定量比较它们的影响程度。分析结果表明,界面管理任务和任务负荷变迁,对状态评估的影响最为显著。需采取针对性的措施,优先处理这些人因问题,以最大限度地提高数字化核电厂的安全水平。     

人体出汗量的测定研究

随着国内外对出汗量的相关研究逐渐深入,人体出汗量的测定研究在核化防护等领域得到了重视和运用。本文概述了目前国内外测定人体出汗量的七大目的以及测定人体出汗量的3种方法,即裸体体重差法、着装体重差法和纱布增重法。最后对出汗量的测定研究进行了总结和展望。     

Association analysis of accident factors in petrochemical storage tank farms

In order to identify and clarify the association between the factors leading to accidents in a petrochemical tank area, this study analyzes investigation reports of 212 petrochemical tank farm accidents and combines this with the “association rule” mining and science related to complex networks. The main risk factors are determined and a risk factor data set is constructed; 75 association rules are extracted from the factor data set based on the Apriori algorithm. Then the obtained association rules are used to construct an accident factors network of the petrochemical storage tank area, and the topology characteristics of the network are further analyzed to reveal the importance of factors. Factors with large node degree, betweenness, and clustering coefficients are obtained, such as “violation of operating regulations”, “high concentration of flammable gas in the air”, “lack of experience and professional skills”, etc. These factors play an important role in the formation and development of accidents. The results also show that the accident cause network of the petrochemical storage tank area has a small average shortest path length and a large cluster coefficient, indicating a relatively close connection between the accident factors. The contributions of this study is not only extracting the hidden relationships among contributory factors to tank farm accidents using association analysis, but also revealing which factors are more important for the tank farm safety through the complex network.     

基于层次分析方法的核电火灾风险评估研究

核电火灾是现代消防安全的重要部分。依据核电厂的实际组成构造对其进行了层次划分,建立了由堆本体、一次冷却系统、化容控式系统堆安全系统、汽轮发电机组和燃料操作系统为中间层的核电火灾危险性评价指标体系。结合收集到的相关核电事故数据资料,运用层次分析法对核电厂各系统部位引发火灾造成的核电安全风险进行了评估,确定了各组分的统计权重,得到了针对核电厂各构造部位的火灾危险性层次评价模型。并利用评价打分的方法对核电厂进行调查模拟评价,计算出核电厂各组成部分消防安全状况的危险指数,所得结果比较符合核电火灾实际统计。     

基于FP-growth算法的高校群体性突发事件关联规则分析

为有效预防高校群体性突发事件,借助数据挖掘关联规则挖掘理论,在分析高校突发事件关键诱发因素基础上,构建基于FP-growth算法的高校群体性突发事件关联规则挖掘模型。并将模型应用于事务数据库数据的分析中,研究关键诱发因素间关联关系,实现强关联规则输出。研究结果表明,多数高校群体性突发事件的发生与日期没有必然联系;内部管理因素、内外部突发事件、内部突发事件、政治因素是诱发高校群体性突发事件的主要因素,且外部因素导致的群体性突发事件影响力远远超过内部因素的影响力;当突发事件发生后,应急处置的有效性是决定突发事件影响力的重要因素。     

基于改进Apriori算法的电力通信设备缺陷关联性分析*

为了保障大规模电力通信设备接入电网的稳定运行,首先分析通信设备的物理模型,然后分析电力通信设备缺陷的影响因素和缺陷特征及两者之间的映射关系,接着对Apriori算法进行改进,降低算法的时间复杂度和内存空间,导入电力通信设备缺陷数据模型并结合关联规则,提出基于改进Apriori算法的电力通信设备缺陷关联性分析方法。结果表明:电力通信设备存在缺陷频繁项集,并与影响因素之间存在强关联关系,最后以实际电力通信设备缺陷数据仿真算例对本文方法的有效性进行验证,为通信检修策略的制定提供支持。     

浅析AP1000核电在役无损检测安全管理的重要性

作为第三代核电自主技术,AP1000是目前全球核电市场中最安全、最先进的商业核电技术。在役无损检测作为AP1000核电运营安全性的重要保证之一,其安全管理的好坏直接关系到无损检测作业的成功与否。AP1000核电在役无损检测是十分复杂的系统工程,作业过程中存在诸多危险因素,检测工序复杂,因此核电厂无损检测服务企业必须将安全管理贯穿于整个在役无损检测管理过程之中。     

溧阳电站整流锥支撑系统施工安全影响因素识别研究

溧阳电站整流锥施工难度大,支撑系统安全性的高低直接关系整流锥浇筑安全。为实施安全重点监控,基于人员操作、工作环境、设备设施、现场管理等四个方面,系统分析整流锥支撑系统施工安全影响因素;综合运用二元语义基本理论,集结专家语言评价信息,结合DEMATEL(传统决策试验和评价实验法)核心思路,提出一种考虑因素间关联性的影响因素识别方法;辨析溧阳电站整流锥支撑系统施工安全影响因素重要程度与因果关系。结果表明:现场监督是影响其施工安全最重要的外部因素,基本素质是最易影响其他因素的原因因素,验收管理是最易受其他因素影响的结果因素。