数字化核电厂作业人员信息获取影响因素分析及其获取效率实验测试

为预防数字化核电厂作业人员信息获取失误,提高其作业绩效,基于数字化核电厂信息的自身特征,以及其呈现手段与管理模式等变化,分析影响作业人员信息获取的因素,筛选出7个主要行为影响因子进行模拟仿真实验,通过测试不同影响因子水平下的信息获取反应时间来研究其对效率的影响。结果表明,7个因子均显著影响人员信息获取效率;培训水平与经验、时间压力与心理压力是影响信息获取效率的最显著因素。     

核电厂操纵员人因失误影响因素分析

为研究核电厂操纵员的行为影响因素(PIFs)以及它们间的关联关系,通过文献分析,从组织视角建立比较全面具体的PIFs分类体系。统计分析核电厂大量人因事件,识别影响操纵员人因失误的重要因素。基于人因事件样本数据,对PIFs进行相关性分析,研究PIFs之间的相互影响关系。研究表明:影响核电厂操纵员的主要因素为个体因素中的心理状态、素质和能力,情境环境因素中的规程、培训和组织管理等因素;个体因素受各种情境环境因素的影响,但不同的个体因素与各种情境环境因素的影响关系不同,如心理状态主要受人的素质和能力、技术系统等影响,而人的生理状态主要受工作环境、班组因素和组织结构等影响。     

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。     

纸质规程下数字化核电厂界面管理任务研究

为全面了解纸质规程下数字化核电厂界面管理任务特征,首先,基于NUREG/CR-6690以及操纵员在计算机屏幕上的点击行为,确定5类12条界面管理任务;然后,以某核电厂某班组复训过程操纵员监视与操纵行为为研究对象,利用INTERACT软件对反应堆操纵员(RO)和汽轮机操纵员(TO)的界面管理任务和主任务进行统计与分析。实例分析结果表明：RO和TO界面管理任务均多于主任务,分别占各自总任务的69.3%和82.3%;正常运行工况下,RO与TO界面管理任务占比均超75%,事故运行工况下,TO界面管理任务占比均超81%;RO与TO相比需要执行更多的界面管理任务;RO和TO画面调整和配置次数较少,导航和查询/质问次数最多;在事故运行工况下,TO较多采用自动化执行监视、评估和操纵任务。     

基于CFD的核电厂防火安全评估方法研究

目前国内核电厂普遍采用确定论方法进行防火安全评估。采用CFD模型对核电厂某典型电气间火灾发生过程进行数值模拟研究。模拟火灾行为（火势增长和蔓延）、温度场变化、烟气浓度变化等,分析结果中温度对电缆和电气设备的失效判定、烟气层对电缆和电气设备的风险影响,研究该方法对于核电厂防火安全分析的指导作用。通过分析数值模拟数据,计算结果与二代机型确定论分析方法结果相符,有效验证了CFD火灾模型在核电厂防火安全评估中的适用性,为国内自主建立核电厂火灾数值模拟评价体系提供参考。     

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。     

基于风险指引的核电厂设计改进评价研究

核电厂概率安全评价(PSA)可以论证核电厂的风险满足安全目标,也是对运行核电厂进行风险管理的有效工具,例如核电厂的在役检查、安全分级、技术规格书优化等。核电厂的风险指引管理是在确定论的基础上,充分利用概率安全评价的结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性。核电厂的重要设计改进通常基于传统的工程分析结果,没有分析其对核电厂整体风险的影响。重点探讨风险指引决策的基本原则以及方法,以核电厂设计改进实例探讨如何在分析时引入风险指引方法,并提出相关建议。     

集对分析在锅炉汽包安全评估中的应用

为了对锅炉汽包进行安全评估,综合考虑"人-机-环境-管理"因素,从运行工况、汽包本体因素、员工素质因素和安全管理因素4个方面动态分析汽包失效影响因素,确定应力腐蚀、焊接热裂纹、应急能力和管理制度等22个评估指标,建立汽包安全评估指标体系。采用熵权法确定评估指标权重,结合集对分析理论对汽包安全等级和安全状态做出判定和预测。以昆明锅炉厂某锅炉汽包为研究对象对该评估模型进行实例应用,结果表明:集对分析理论对汽包的安全评估结果符合实际情况,适用于汽包的安全评估,为汽包安全评估工作提供一条新思路和方法。     

一种基于多层流模型的核电厂智能报警分析系统

围绕核电厂报警分析展开研究,结合多层流功能建模方法,提出并开发了一套基于有向图知识表达的智能报警分析系统。以压水堆主冷却剂系统左环路LOCA事故工况为例,对所提出的智能报警分析系统进行了验证,结果表明该系统可以过滤信息并定位根原因,通过图像信息呈现方式为操纵员提供有效的综合诊断信息,降低大量信息对于信息诊断任务的影响,提升核电厂运行的安全性和可靠性。     

基于系统动力学的建筑施工项目安全状态识别模型构建

安全状态识别可以减少安全隐患的逐渐积累并提高监控的效率.但在安全状态识别方面,国内施工现场安全识别执行力度比较弱,仅仅依靠现场管理人员的监督和检查,主观性和局部性比较严重.从建筑施工企业的安全生产现状出发,对最近发生的一系列安全事故进行调查研究,分析出事故发生的原因,归纳总结这些事故发生存在哪些问题.通过这些问题,归纳并总结了国内外的施工安全影响因素,并在粗略筛选出的影响因子里,通过数值的调整再筛选出调整后的关键因素,作为建筑施工安全状态识别的关键影响因素.以关键影响因素来构建一个基于系统动力学的安全状态识别模型,包括建筑施工安全系统动力学因果关系图,流图等,并通过构建方程来初步完成安全状态识别.     

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。     

滨海核电厂温排水环评关键问题分析

目前,温排水已成为滨海核电厂环境影响评价中的重要内容,受到越来越多的关注。基于核电厂温排水与其他能源项目在热污染方面所造成的环境影响属于共性问题,分析和总结了滨海核电厂温排水环境影响评价中的几个关键问题,包括温排水环境影响评价标准尚需完善、温排水影响预测评价方法、温排水环境影响监测及后评估、核电一址多堆的热环境容量等问题,阐述观点和并提出建议。     

基于三角图法的输电线路物理脆弱性评估及分类

输电线路在自然灾害或人为破坏等外力干扰下,易受损坏或发生故障,致使电力系统全部或部分功能丧失。将输电线路物理脆弱性定位于"功能失效",从人与环境对输电线路造成的压力、输电线路自身状态及功能失效后的响应等方面进行分析,构建输电线路物理脆弱性评估指标体系;借鉴已有评估方法,提出基于压力指数、状态指数和响应指数的评估模型;应用三角图法对输电线路进行物理脆弱性评估和分类,分析影响输电线路物理脆弱性的主要因素。以某500 k V输电线路为例进行实例分析,结果表明影响该输电线路脆弱性关键因素为压力和响应。     

核电厂IE级氢气监测仪及测量系统

核电工业是我国的新兴工业.随着我国改革、开放的步伐加快,核电在发展我国国民经济中越来越显示出强大的作用.这10几年来,我国先后建起了大亚湾核电厂和秦山核电厂,目前,连云港核电厂、秦山二、三期核电厂、大亚湾二、三期核电厂也都正在建设中.我国建造的核电厂已出口到巴基斯坦.发展核电将是21世纪能源发展的一个重要部分,我国计划到下个世纪初将建成一批大型核电厂.IE级氢气监测仪及测量系统的研制成功无疑将成为保证核电厂安全运行的既可靠又经济的安全仪器,同时又可为国家节约大量外汇.核电厂的安全是关系生态、环保等国计民生的大事,一旦出现事故将会给国家、人民带来巨大的灾难,并造成极其恶劣的国际影响.因此,保障核电站的安全运行关系重大.如当反应堆发生失水事故时,由于锆水反应会放出氢气,因此只要连续监测安全壳内的氢气浓度,就可以及时了解安全壳内的事故状况,以便采取相应措施,防止更大事故的发生.所以,在美国,连续监测氢气浓度已由原子能管理委员会列为减少潜在爆炸的必要条件.在我国已被国家核安全局列为核电厂设计、制造、投产发必不可少的安全措施.秦山核电一期工程30万kW压水堆核电厂是我国第1座自行设计、制造的核电厂.1986年我所承担了核安全级(即IE级)防爆式氢浓度监测仪的研制任务.该项任务于1989年通过核工业部鉴定和验收.1990年初在现场安装调试完毕.该核电厂在1991年正式并网发电.至今我所生产的IE级氢浓度监测仪仍在秦山核电一期工程中使用.1993年我所又承担了我国出口巴基斯坦恰希玛核电厂IE级防爆式氢浓度监测仪的研制生产任务,该项目在秦山一期的基础上从机械结构设计、电路设计上做了大量改进,使其更能满足核电厂的使用要求,于1997年1月正式通过验收,并在1997年10月从上海港运往巴基斯坦恰希玛核电厂投入使用.1996年我所又承接了秦山二期工程核电厂IE级氢浓度监测仪的研制任务.该核电厂计划在2002年正式并网发电.届时,我所研制、生产的IE级氢浓度监测仪将在这些核电厂安全运行中起着重要的作用.我所的IE级氢浓度监测仪的质保等级为Q1级.在研制中,制定了<质保大纲>、<质量计划>,对重要环节设定质量见证点,在整个研制过程中做到对每个环节的可追述性.使IE级氢浓度监测仪完全符合国家核安全局规定的质保等级要求.取得了核电秦山联营有限公司质保部门认可的生产核安全级氢分析仪的资格认证.经过10余年的研究、试制,该仪器的各项技术指标完全达到了设计要求.传送器的防爆设计按国标GB3836.1-83通过了国家防爆电气     

核电厂动态灭火失效概率模型研究

为量化火灾模型输入参数的不确定性对灭火失效概率的影响,推动我国核电厂动态火灾概率安全评估(PSA)的开展,基于火灾区域模型、蒙特卡罗模拟与马尔科夫链,建立核电厂动态灭火失效概率计算方法。将此方法应用于某压水堆核电厂一电子配电柜间,结合美国核管理委员会(NRC)修正后的消防队响应计算模型,得到房间内部电缆的灭火失效概率的累积时间分布。结果表明,通过考虑火灾模型输入参数的不确定性得到的灭火失效概率的累积时间分布为指数分布。     

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。     

基于熵的数字化人机交互复杂度研究

为预防数字化人机交互系统的人因失误,建立一种分析人机交互复杂度(HMIC)的新方法,并进行实践验证。首先,用信息熵方法研究数字化HMIC。基于数字化控制系统中人机交互与传统系统中的区别,将任务逻辑复杂度(TC)、操作步骤复杂度(OC)、信息复杂度(IC)与知识水平复杂度(KC)确定为度量数字化人机交互复杂性的主要指标,且集成为一个综合性指标-HMIC。然后,基于熵值法建立指标权重调整模型,使静态赋权和动态赋权相结合,增强评价的合理性和科学性。通过欧几里得范数得到HMIC计算模型。用该模型,分析某实际数字化核电厂蒸气发生器传热管破裂(SGTR)应急操作过程的HMIC。结果表明,基于熵的数字化HMIC模型和方法是合理、可行的,适合在工程中应用。     

船舶溢油应急反应人的可靠性分析研究

为减小船舶溢油事故应急反应人员失误概率,提升应急处置效果,在对应急人员可靠性主要影响因素识别的基础上,利用模糊贝叶斯网络(BN)建立船舶溢油应急人的可靠性分析(HRA)模型,将应急反应流程抽象为可进行概率推算的BN,实现单个应急任务和全过程人的可靠性的量化评估,并依据该模型对一起船舶溢油事故进行实例研究。结果表明,首先模糊集值专家评估较好地解决应急人员可靠性情境依赖性强,难以量化评估的问题;其次,BN卓越的概率推理性能实现由单个应急任务向全过程人的可靠性的推算;最后得到应急反应人的可靠性主要取决于关键应急任务的完成情况和相关情境因素的影响。     

贝叶斯网络在海洋平台应急撤离成功率分析中的应用

为评估海洋平台应急撤离(EER)成功率,首先运用鱼骨图法定性分析影响应急撤离逃生、疏散、救援3个阶段的因素;进而建立3阶段的贝叶斯网络(BN)模型,并计算各阶段的成功率;最后对BN进行敏感性分析(SA)。结果表明:在影响3阶段因素状态未知的情况下,逃生、疏散、救援成功的概率分别为0.84,0.7和0.37,且因素状态对应急撤离成功率有较大影响;SA结果表明,疏散路线选取因素对逃生阶段的成功率的影响最大,而天气因素对疏散和救援阶段的成功率的影响最大。     

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。