核电站人因可靠性分析模型
应用人因可靠性模型分析一个人因事件解读
建模与计算
a1 A1 a2 b1 B1 b2 S B2 b3 B3 F2 图1 操纵员启动低压安注和开启GCTa 阀HRA 事件树 F1 A2 a3 A3
• 其中：a1—操纵员成功完成安注； A1—操纵员未成功完成安注； b1—操纵员成功完成GCTa 打开； B1—操纵员未成功完成GCTa 打开；
-0.22 0.00 0.44 0.78 0.92
建模与计算
行为类型
技术型
0.407
1.2
0.7
规则型
0.601
0.9
0.6
知识型
0.791
0.8
0.5
建模与计算
• T1/2=T1/2,n× (1+K1) × (1+K2) × (1+K3)=5.12 min • α=0.601，β=0.9，γ=0.6 (规则型) • 将上述数据代入P2计算式，得P2=3.66×10-4
建模与计算
操作员经验(K1) 1.专家，受过很好训练 2.平均训练水平 3.新手，最小训练水平 心理压力(K2) 1.严重应激情景 2.潜在应激情景/高工作负荷 3.最佳应激情况/正常 4.低度应激/放松情况
人机界面（K3）
-0.22 0.00 0.44 0.44 0.28 0.00 0.28
1.优秀 2.良好 3.中等（一般） 4.较差 5.极差
应用人因可靠性模型分析一个 人因事件
——核电站系统回路的小破口
事件名称及成功准则:
• C工况下回路产生一小破口，操作员未及时启动 低压安注且打开所有GCTa阀。 • 在事故发生后41 分钟内启动两列低压安注且成功 打开三个控制器GCT131，132，133VV 中的至 少两个。
数字化核电厂紧急事件的人因可靠性
价值工程0引言随着自动化技术的发展和计算机的应用，大部分高风险和复杂系统都采用了数字化系统。
（据统计）在核电事故中，由人失误造成的比例已经占到50%-70%[4]。
出现这些事故的原因很大程度上取决于人本身的可靠性。
随着人因事件不断上升，人因失误的研究重点开始从失误人员行为的评价、观察转变为认知过程中认知失误事件的分析[5]。
在核电厂的紧急事件状况下,操作人员监视着工厂的异常状态，运用经验、策略对信息进行评估，最后执行一些相关的行为动作。
为减少人误事件，提高操作性能，对操作员的认知失误分析及失误状况评价是一件必要的工作。
因为认知失误逐步受到人们关注，相关研究人员在原有可靠性分析基础上，对认知失误又提出几种新的方法。
本文的研究方法是基于简化的认知模型及PIFS ，该方法强调了操作人员决策过程，考虑了不同的失误原因、影响因子和失误模型。
本文的框架可概括为：①在认知功能中对失误原因因子，失误状态，影响因子考虑了认知失误机理；②提出失误分析因子可帮助分析人员进行详细的失误分析；③对失误原因因子之间建立关联；④以失误分析为基础，对核电厂紧急事件提出了一个系统化的分析流程。
1紧急事件定性化分析模型针对核电厂操作员的认知过程已有一些研究：Rasmussen [7]提出的SRK 模型解决了不同行为类型所对应的认知过程模式。
Reason [8]根据SRK 分类提出了概率失误类型和机理是不相同的。
本文在原有模型的基础上，将主控室操纵员的认知行为划分为提出了五个阶段，即：监视与激发、信息收集、任务定义及状态分析、决策与任务执行。
监视与激发是指操作员通过信息系统进行状态定义或对一个特定的任务初始化；信息收集是指收集有关给定任务的有关信息；任务定义及状态分析是指对任务的规划，评价工厂状态的相关信息；决策是指操作员设定一系列行为或对给定事件选择一个合适的动作。
在紧急事件认知模型中，本文从机界面的适应度、安全文化、组织因素、训练和经验、程序的导向、可用性及性能、模拟任务及目标、任务类型、属性及复杂性、信息的可用性和质量、重要参数状态、安全系统/元件的状态、时间压力、工作环境、团体协作与交流、操作人员重要行为、工厂制度方面考虑PIFS 因子。
数字化核电厂紧急事件的人因可靠性
价值工程0引言随着自动化技术的发展和计算机的应用，大部分高风险和复杂系统都采用了数字化系统。
（据统计）在核电事故中，由人失误造成的比例已经占到50%-70%[4]。
出现这些事故的原因很大程度上取决于人本身的可靠性。
随着人因事件不断上升，人因失误的研究重点开始从失误人员行为的评价、观察转变为认知过程中认知失误事件的分析[5]。
在核电厂的紧急事件状况下,操作人员监视着工厂的异常状态，运用经验、策略对信息进行评估，最后执行一些相关的行为动作。
为减少人误事件，提高操作性能，对操作员的认知失误分析及失误状况评价是一件必要的工作。
因为认知失误逐步受到人们关注，相关研究人员在原有可靠性分析基础上，对认知失误又提出几种新的方法。
本文的研究方法是基于简化的认知模型及PIFS ，该方法强调了操作人员决策过程，考虑了不同的失误原因、影响因子和失误模型。
本文的框架可概括为：①在认知功能中对失误原因因子，失误状态，影响因子考虑了认知失误机理；②提出失误分析因子可帮助分析人员进行详细的失误分析；③对失误原因因子之间建立关联；④以失误分析为基础，对核电厂紧急事件提出了一个系统化的分析流程。
1紧急事件定性化分析模型针对核电厂操作员的认知过程已有一些研究：Rasmussen [7]提出的SRK 模型解决了不同行为类型所对应的认知过程模式。
Reason [8]根据SRK 分类提出了概率失误类型和机理是不相同的。
本文在原有模型的基础上，将主控室操纵员的认知行为划分为提出了五个阶段，即：监视与激发、信息收集、任务定义及状态分析、决策与任务执行。
监视与激发是指操作员通过信息系统进行状态定义或对一个特定的任务初始化；信息收集是指收集有关给定任务的有关信息；任务定义及状态分析是指对任务的规划，评价工厂状态的相关信息；决策是指操作员设定一系列行为或对给定事件选择一个合适的动作。
在紧急事件认知模型中，本文从机界面的适应度、安全文化、组织因素、训练和经验、程序的导向、可用性及性能、模拟任务及目标、任务类型、属性及复杂性、信息的可用性和质量、重要参数状态、安全系统/元件的状态、时间压力、工作环境、团体协作与交流、操作人员重要行为、工厂制度方面考虑PIFS 因子。
核电领域人因可靠性研究的进展
核电领域人因可靠性研究的进展发布时间：2022-01-05T05:26:26.065Z 来源：《中国科技人才》2021年第23期作者：方向[导读] 在此基础上，对核电领域人因可靠性研究的发展做出了分析与展望。
本文的相关方法对复杂人因可靠性的研究有重要的意义。
清湖光旭数据科技(北京)有限公司北京 100084摘要随着我国核能的发展，人因可靠性研究越来越重要. 本文通过对过去几十年中国核电厂人因可靠性研究方法的回顾，说明了人因可靠性研究的复杂性、重要性和可能性。
在此基础上，对核电领域人因可靠性研究的发展做出了分析与展望。
本文的相关方法对复杂人因可靠性的研究有重要的意义。
关键词人因；可靠性；核电厂1引言在核电领域，人的失误造成系统失效的贡献的份额占满功率运行的核电厂事件的50%以上，占低功率运行或停堆期间事件总贡献的70%；近海石油钻探中人误导致的事故占70%；由于飞行员判断失误造成商业航班空难的至少占50%。
[1]因此，在概率风险评价（PRA）中正确地考虑人的失误和其概率的定量化是十分重要的。
为了完成这一要求，必须正确选择和验证人的可靠性分析(HRA)方法和恰当计算出人的失误概率。
2核电领域的人因可靠性研究自1991年开始，NNSA组织HRA的中国专家组投入精力对中国核电厂中操纵员的可靠性开展研究：集中在有关HRA的可接受模型及方法研究，调研国际上现有的操纵员认知过程模型，利用模拟机收集操纵员的可靠性数据，,建立相应的人的可靠性数据库并开发计算机软件用于人的可靠性分析，提出改进人机界面质量、培训水平、操作规程、组织管理等方面的建议，并初步探讨了改善人的可靠性方面的心理研究，它将有利于提高核电厂人员的心理素质。
[2]2.1核电厂操纵员认知可靠性模型研究人的认知可靠性模型HCR是定量进行人的可靠性分析(HRA)模型中最有影响的一种。
HCR模型提出了人的行为类型的三种类型假定，即技能型、规则型、知识型。
根据核电厂模拟器实验的结果可以得到相应的三条时间－人员不响应概率曲线，其中时间是实际反应时间与完成操作的中值时间T0.5之比所得到的归一化时间。
核电厂运行人员可靠性研究中若干问题的分析
核电厂运行人员可靠性研究中若干问题的分析摘要：核电厂是我国重要的供电基地，保障其安全是整个核电厂安全运行的重要前提。
而核电厂运行人员的可靠性，无疑直接影响着核电厂的安全运行。
否则一旦发生安全事故，将会严重影响到人员的生命安全，也会严重影响到社会的健康发展。
因此，相关的研究部门应积极地研究与分析，关于运行人员可靠性中的若干问题，制定有效的研究解决办法，以保障其可靠性。
关键词：核电厂；运行人员；可靠性分析；问题在核电厂中运行人员的可靠性，就是指核电运行人员能在核电厂中成功地按照核电要求完成属于自己的工作，不呈现任何的失误和差错问题。
因为在核电厂中每一个工作环节都会影响到工作安全，只有当核电运行人员能可靠地做好各项工作，才能从根源上避免核电厂发生人为因素所导致的安全事故问题。
所以，核电厂应积极地开展关于运行人员可靠性的研究，以通过研究影响运行人员的因素，以及存在于研究中的研究问题，制定出有效的保证核电厂运行人员可靠的对策，为核电厂的安全稳定运行奠定坚实的基础。
一、核电厂运行人员可靠性研究的必要性核电厂运行人员的可靠性也是整个核电厂中概率安全评估的重要组成部分，因为即使核电厂采取自动化的仪器设备，也是需要运行人员管理运行的，而且从近年来核电厂所出现的事故分析，因人为因素所导致的事故占百分之五十到百分之七十，足以凸显出保障运行人员可靠性的重要性。
实际上人的思想是复杂的，其思想会直接影响到行为。
所以，开展核电厂运行人员可靠性研究是十分必要的，当研究部门能对核电厂内部的运行人员可靠性进行研究，才能真实地发现核电事故原因、运行人员的工作情况存在什么问题，核电设备工作受到了何种影响，根据运行人员可靠性分析结果，进行对运行人员的有效教育培训预防管理，尽可能地消除运行人员不可靠，产生的影响核电厂安全运行的问题。
二、核动力装置运行人员操作行为影响因素的确定在开展核电厂运行人员可靠性研究之前，研究人员应认识到分类因素，对于核动力装置运行人员操作行为的影响。
人因可靠性分析(最新版)
( 安全技术 )单位：_________________________姓名：_________________________日期：_________________________精品文档 / Word文档 / 文字可改人因可靠性分析(最新版)Technical safety means that the pursuit of technology should also include ensuring that peoplemake mistakes人因可靠性分析(最新版)第一节人因可靠性研究一、人因可靠性分析的研究背景随着科技发展，系统及设备自身的安全与效益得到不断提高，人-机系统的可靠性和安全性愈来愈取决于人的可靠性。
核电厂操纵员可靠性研究是“核电厂人因工程安全”的主要组成部分。
在核电厂发生的重大事件和事故中，由人因引起的已占到一半以上，震惊世界的三里岛和切尔诺贝利核电厂事故清楚地表明，人因是导致严重事故发生的主要原因。
据统计，(20~90)%的系统失效与人有关，其中直接或间接引发事故的比率为(70~90)%，这其中包括许多重大灾难事故，如：l印度Bhopal化工厂毒气泄漏l切尔诺贝利核电站事故l三里岛核电站事故l挑战者航天飞机失事因此，如何把人的失误对于风险的后果考虑进去，以及如何揭示系统的薄弱环节，在事故发生之前加以防范，便成为亟待解决的重要问题。
而这些都以详尽和准确的人因可靠性分析(HumanReliabilityAnalysis，HRA)为基础。
对人因加以研究，在核电厂各个阶段应用人因工程的原则来防止和减少人的失误，已成为国际上核电事业发展所面临的重大课题。
目前，我国核电厂操纵员的可靠性研究还处于起步阶段。
在理论方面，以往的研究主要停留在利用国外较成熟的理论模型阶段，对理论模型的深入研究较为缺乏；在实际方面,所进行的研究还未能与我国的核电厂实际运行紧密配合。
因此，对我国核电厂操纵员进行可靠性研究有着重要的意义：第一，填补在高风险情况下人对事故响应的可靠性数据的空白；第二，了解操纵员或其他电厂人员如何对事故进行响应,改进核电厂的操作规程；第三，为改善安全管理系统提供建议；第四，为提高操纵员的技术与素质培训提供条件。
人因可靠性分析方法
结论
人因可靠性分析方法作为研究人在系统中可能引起的误差和故障的重要工具， 已经在众多领域得到了广泛应用。通过实施人因可靠性分析，可以帮助组织识别 和解决潜在的人员误差和故障，提高系统的可靠性和工作效率。它也强调了人在 系统中的重要性和价值，促进了现代管理与品质保证的发展。
参考内容
引言
在复杂系统和工程项目中，人为因素和认知因素对系统可靠性的影响越来越 受到。由于人因可靠性分析（HRA）涉及人类行为、认知和组织因素等多个方面， 因此需要一种有效的分析方法来理解和改善人的行为和决策对系统可靠性的影响。 认知模型支持下的人因可靠性分析方法研究旨在解决这一问题，通过将认知模型 应用于HRA，以获得更深入的理解和更有效的干预措施。
未来的研究方向和实践建议包括：深入探讨组织因素之间的相互作用及其对 核电厂人因可靠性的综合影响；研究更加有效的风险管理方法和技术，以提高核 电厂的安全性和可靠性；针对不同国家和地区的核电厂实际情况，制定具有针对 性的组织因素改进方案；加强国际合作和交流，共同提高全球核电厂的可靠性水 平。
总之，组织因素是影响核电厂人因可靠性的关键因素之一，通过对组织因素 的深入研究和实践改进，我们可以进一步提高核电厂的安全性和可靠性，为全球 能源供应的稳定和可持续发展做出贡献。
1、管理因素：包括核电厂管理体系、风险管理、决策支持等。这些因素直 接影响人员培训、设备维护和事故应对等方面，从而影响核电厂的可靠性。
2、技术因素：主要涉及核电厂设备设计、制造、维护等方面。设备可靠性、 技术更新及技术援助等都会对核电厂的可靠性产生影响。
3、人员因素：包括人员的选拔、培训、评价等方面。人员技能水平、经验、 责任心等都会直接影响到核电厂的运行安全。
结论
认知模型支持下的人因可靠性分析方法在实践中具有重要意义。与传统HRA 方法相比，它能够更准确地描述和分析人的认知和行为过程，从而提高HRA的准 确性和有效性。未来的研究方向可以包括开发更精细的认知模型，将社会和组织 因素纳入HRA，以及研究如何在实践中有效应用认知模型支持下的HRA方法。
人因可靠性分析(最新版)
( 安全技术 )单位：_________________________姓名：_________________________日期：_________________________精品文档 / Word文档 / 文字可改人因可靠性分析(最新版)Technical safety means that the pursuit of technology should also include ensuring that peoplemake mistakes人因可靠性分析(最新版)第一节人因可靠性研究一、人因可靠性分析的研究背景随着科技发展，系统及设备自身的安全与效益得到不断提高，人-机系统的可靠性和安全性愈来愈取决于人的可靠性。
核电厂操纵员可靠性研究是“核电厂人因工程安全”的主要组成部分。
在核电厂发生的重大事件和事故中，由人因引起的已占到一半以上，震惊世界的三里岛和切尔诺贝利核电厂事故清楚地表明，人因是导致严重事故发生的主要原因。
据统计，(20~90)%的系统失效与人有关，其中直接或间接引发事故的比率为(70~90)%，这其中包括许多重大灾难事故，如：l印度Bhopal化工厂毒气泄漏l切尔诺贝利核电站事故l三里岛核电站事故l挑战者航天飞机失事因此，如何把人的失误对于风险的后果考虑进去，以及如何揭示系统的薄弱环节，在事故发生之前加以防范，便成为亟待解决的重要问题。
而这些都以详尽和准确的人因可靠性分析(HumanReliabilityAnalysis，HRA)为基础。
对人因加以研究，在核电厂各个阶段应用人因工程的原则来防止和减少人的失误，已成为国际上核电事业发展所面临的重大课题。
目前，我国核电厂操纵员的可靠性研究还处于起步阶段。
在理论方面，以往的研究主要停留在利用国外较成熟的理论模型阶段，对理论模型的深入研究较为缺乏；在实际方面,所进行的研究还未能与我国的核电厂实际运行紧密配合。
因此，对我国核电厂操纵员进行可靠性研究有着重要的意义：第一，填补在高风险情况下人对事故响应的可靠性数据的空白；第二，了解操纵员或其他电厂人员如何对事故进行响应,改进核电厂的操作规程；第三，为改善安全管理系统提供建议；第四，为提高操纵员的技术与素质培训提供条件。
基于隐马尔可夫的核电厂半数字化人_机界面事故诊断过程人因可靠性模型
表 1 人的影响因子失误率
Table 1 Error Probability of Human Influencing Factors
人因
失误率
失误率均值(μ)
人-机界面(优秀)
0.001
0.0047
经验/培训(好)
0.001
0.176
工作条件
0.001
0.001
3 诊断过程方法
3.1 基于神经网络的诊断人因可靠性模型
在诊断过程中按照人工神经网络原理进行
分析计算。 本文利用神经网络非线性处理功能[2]，提出
诊断过程人因可靠性神经网络模型的 3 层结构 （图 2）：第一层为输入层，包括人因及诊断影响 因子；第二层为隐含层， 这部分包括一系列函 数和可靠性评价；第三层为输出层。
2 模型架构
隐马尔可夫（HMM）[1]是在马尔可夫链的基 础上发展起来的。马尔可夫过程是一个随机过 程，即：已知 t 时刻所处的状态 S(t)， t 时刻后 过程将要到达的状态与 t 时刻以前过程所处的状 态无关，该性质称为过程的无后效性或马尔可夫 性。马尔可夫过程取值的全体构成状态空间，可
以是连续的或离散的。 有时，观察到的事件并不与状态一一对应，
≤
c2
（9）
−
c3
≤
ζ
i
(.,
xi ) xi
− −
ζ i (., xj
x
j
)
≤
0
（10）
那么，ζk(x, y)看成是函数 g(x)的 semi-Lischitz
的混合单调表示。
到目前为止，根据已有研究，对于 u(x)已经 存在一些神经网络的激活函数，该例中对 u(x)取 2 个激活函数：
核电厂人因可靠性量化分析与应用
一
Ｃ三类 ， 即始发事件发生前人 因事件 （ Ａ类事件）始 ： 发事件发生前人 为行动造成 系统或部 件不可 用 ； 激发 事故 的人 因事件 （ Ｂ类事件 ）由于人 因本身 导致 事故 ： 序列的发生和事故后人因事件（ Ｃ类事件）在响应始 ： 发事 件 中发生 的人 因事件 。三类 人 因事件 中 ， 事 Ａ类 件的定量化分析一般采用 Ｔ Ｅ Ｐ方法进行量化［ ， ＨＲ ２ ］ Ｂ类事件一般不对其进行单独的量化分析 ， Ｃ 而 类人 因事件 由于其事故后果的严重性和事故处理的紧迫 性， 一直是 Ｈ Ａ量化分析的重 ｄＭａ ａ ｅ ｎ Ｎｏ ２ ２０ ｎ ｕｔｉ ｇｎｅｉ ｎ ｎ ｇｍｅ ｔ ａＥ ｎ ． ，０ ６
工业工程与管理
２０ ０６年第 ２期
文章编 号 ：０ ７５ ２ （ ０ ６ ０ —０ ８０ １ ０ —４ ９ ２ ０ ） ２０ ４ —４
核 电厂 人 因可 靠 性量 化 分 析 与 应 用
黄 曙东 ，戴立操 ，张 力
（ 南华 大学 人 因研 究所 ， 南 衡 阳 ４ １０ ） 湖 ２０ １
摘要：人 因可靠性量化分析在于为概率安全评价提供量化结论并找 出系统的薄弱环 节。事故 后人 因事件的失误概率由不可恢复的认知失误概率 Ｐ 、 １不响应概率 Ｐ 与 实施应急规程 的关键操 ２ 作 动作 的失误 概 率 Ｐ ３构成 。采 用 ＴＨＥ Ｐ与 ＨＣ Ｒ Ｒ相 结合 的方 法 ， 别对 Ｐ 、 ２和 Ｐ 进 行 量化 ， 分 １Ｐ ３ 在量化分析程序 中给 出了具体的时间分割方法与参数选取准则， 并举例说明。
在重要影响。在高风险企业 中， 不管是对于风险管 理部 门还 是 对 于 企 业 营运 机 构 ， 率 安全 评 价 概 （ ｒｂ ｂｌ ｔ ａｅｙ Ａｓｅｓ ｎ ， Ｓ 已成 为 越 Ｐ ｏ ａ ｉｓｉ Ｓ ｆｔ ｓｓｍｅ ｔ Ｐ Ａ） ｉ ｃ 来越重 要 的 安全 管 理 工 具［ 。人 因可靠 性 分 析
核电厂运行PSA中人员相关性分析
核电厂运行PSA中人员相关性分析核电厂运行PSA（概率安全评价）是对核电厂所有运行环节进行全面、系统、专业的安全评价，目的是分析系统、机理或人为操作失误的相关性，评估系统和设备的安全性，并提出相应的改进建议，确保核电厂的持续安全运行。
在核电厂的运行过程中，人员的相关性分析是PSA的重要内容之一、以下将从人员相关性的概念、分析方法和作用三个方面进行阐述。
一、人员相关性的概念人员相关性是指人员在核电厂运行过程中的活动和决策之间的相互关系。
它是评估人为因素对核电厂运行安全的影响的重要手段。
二、人员相关性的分析方法1.人为失误分析：通过分析人员在操作和决策过程中可能出现的失误和错误，评估其对整个系统的安全性的影响。
这可以通过对人员培训与考核、操作规程与标准、工作环境与设备人机接口的改进来减少人为失误。
2.事故序列分析：通过分析事故发生的过程，确定其中与人员相关的因素，如操作操作失误、疏忽大意或违反规章制度等，评估其对事故发生概率的贡献。
这对于改进培训和操作程序，以及加强对岗位责任的要求具有重要意义。
3.人的可靠性分析：通过量化评估与人员相关的因素，如人员的技能水平、经验、反应速度等，建立可靠性模型，预测人员在不同情况下的表现、反应和决策的能力。
这有助于确定人员培训和操作程序的重点，提高人员的应对能力和紧急处理能力。
三、人员相关性分析的作用1.风险评估和管理：通过分析人员相关性，能够确定影响核电厂运行安全的人为因素，并评估其对事故概率和事故影响的重要性。
这有助于确定风险的大小和分布，为风险管理提供参考，以便提出相应的控制和改进措施。
2.人员培训和考核改进：通过人员相关性分析，可以确定培训和考核的重点和方向。
可以通过改善培训内容和方法，提高人员的技术水平和操作能力，强化责任意识，减少人为失误的发生。
3.设备和系统设计优化：人员相关性分析能够揭示人员在特定操作条件下的行为和决策模式，为设备和系统的设计提供指导。
核电厂第三代人员可靠性分析方法IDAC技术探讨
业安全性 以及操作 的可 达性 ；二 是若 同处有其 他接 口可 利用 时 ，可不另设疏水 和排气管 ；三是为 防止 杂质 的累积 ，重 力疏 排管道在条件 允许 的情况下 需要考 虑一定 的坡 度 ；四是 疏水 管 道 应 避 免 跨 过 电 气 设 备 的 上 方 ；五 是 负 压 区 域 的 疏 水 管 道 应 避 免 与 其 他 区 域 疏 水 管 连 接 ，如 必 须 连 接 ，可 考 虑 设 置 水 封 以保证负压 区域的负压值 和避免放 射性 物质 外泄 ，例 如反 应 堆 厂 房 与 其 他 厂 房 连 接 的 非 封 闭 管 路 的 管 道 上 需 设 置 水 封 ；六是 排气 口应设在管 道的最 高点 ，以 防止气 体 的积聚 ，影 响 系 统 的 正 常 运 行 。
二 、第 ３代 ＨＲＡ方 法 ＩＤＡＣ ＩＤＡＣ（Ｉｎｆｏｒｍａｔｉｏｎ，Ｄｅｃｉｓｉｏｎ，ａｎｄ Ａｃｔｉｏｎ ｉｎ ｃｒｅｗ ｃｏｎｔｅｘｔ， ＩＤＡＣ）是马里兰 大学 Ａ．Ｍｏｓｌｅｈ教授 在 ＩＤＡ模 型 的基 础 上提 出的新 的班组 ＩＤＡ模型 ，属于认 知可靠性分 析方法 。作为第 ３代 ＨＲＡ模 型代表 ，它对人与人所在环 境之外 的因素也 加 以 考 虑 ，并 给 出 了大 量 的 行 为 影 响 因子 Ｊ。 （一 ）ＩＤＡＣ模 型 和 班 组 ＰＳＦ（Ｐｅｒｆｏｒｍａｎｃｅ Ｓｈａｐｉｎｇ Ｆａｃｔｏｒ． 绩 效 形 成 因子 ）。ＩＤＡ模 型 可 分 为 单 个 操 纵 员 模 型 与 班 组 群 体行为模 型两种 ，包括 ４个模 块——信 息预 处理模 块 、诊 断／ 决策模块 、动作 执行 模 块 和精 神状 态模 块 。ＩＤＡＣ建立 在 ＩＤＡ模型基础 上 ，考虑 了各个 认 知模 块 的行 为规 则 ，一 定 程 度上解释 了动态任务场景 下人误 机理 。传统 ＨＲＡ中考 虑的 ＰＳＦ通常局限于对个人 绩效 的影 响 ，很少 考虑体 现班 组特 性 的 ＰＳＦ ７ｊ。ＩＤＡＣ模 型定 义的 ５０多类 ＰＳＦ中有 ６类班 组相关 的 ＰＳＦ。 这 ６类 基 本 涵 盖 了班 组 行 为 的 主 要 特 点 ，包 括 班 组
核电站事故前人因可靠性分析方法
核电站事故前人因可靠性分析方法
黄曙东;戴立操;张力
【期刊名称】《中国安全科学学报》
【年(卷),期】2003(13)2
【摘要】人因可靠性分析 (HRA)已成为概率安全分析 (PSA)必不可少的内容 ,事故前人因事件可靠性分析对有效预防维修、调校工作中的人因失误有着重要作用 ,是人因可靠性分析的重要组成部分 ,对PSA最终计算结果有重要影响。
笔者结合核电站人因可靠性分析的实际需求 ,运用了以THERP为主的人因失误概率评价方法 ,创建了事故前人因事件分析的基本程序、方法及分析文档模式 ,表述了程序化的事故前人因事件分析模式 ,为我国核电站事故前人因可靠性分析提供了完整和有效的分析方法 ,并有效用于秦山核电站的PSA。
【总页数】4页(P50-53)
【关键词】事故前人因事件;人因;可靠性;核电站
【作者】黄曙东;戴立操;张力
【作者单位】南华大学人因研究所
【正文语种】中文
【中图分类】TL36
【相关文献】
1.全局决策树方法在核电站人员可靠性分析中的应用研究 [J], 孙凤;钟山;吴祉郁
2.核电站模拟器中模拟的核电站典型事故：兼评北京核电站增训中心模拟器中...
[J], 张源芳
3.核电站事故对国家食品安全的影响——以日本福岛核电站事故为例 [J], 佘硕;徐晓林
4.基于故障树的阳江核电站DCS可靠性分析方法讨论 [J], 白玮
5.一种规范化的事前人因可靠性分析技术 [J], 赵明;张力
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应用人因可靠性模型分析一个人因事件解读
访谈与调查结论
• 事故发生到引发安全壳空气放射性活度高报警的 时间T2 为6 min。 • 根据电站假设，在RRA 连接情况下，操纵员进入 DEC 规程进行事故诊断的时间T3 为4 min。 • 操纵员对A10 规程较为熟悉，处理经验较丰富， 从开始执行A10 规程到作出具体操作指令的时间 很短，可忽略。 • 操纵员开启三个GCTa 阀和投入安注的时间T4 为 1 min。 • “安全壳空气放射性活度高”报警信号明确。
1 19 6 103 5.57 102 20
建模与计算
• 对于A3： 根据电站假设，再考虑安全工程师的紧张因子 （补充规则第①、②条），安全工程师操作失误 的概率为2×3×10-3=6×10-3；根据《电站条件 与边界》第③条，安全工程师对值长的行为有监 督作用，且两者之间的相关度为高，查THERP 表20—17 公式10—15 可得在值长失误的情况下 STA 未发现值长失误的概率为：
1 6 103 5.01101 2
建模与计算
• 对于B1： 认为未打开两个GCTa 阀为操作失误，由THERP 20－12(10)的描述，在异常工况下，操作一个 GCTa 阀的失误率为3×10-3，考虑对于一个人的 同一类操作之间为完全相关，则在操作一个 GCTa 失误的情况下，操作另一个GCTatm 阀失 误的概率由THERP 表20－17的10－18公式为1， 因此，操作两个GCTatm 阀均失误的概率为 3×10-3,考虑操纵员均为熟手且处于中等紧张程度， 由表20－16(4)将操作GCTatm 的失误率修正为 2×3×10-3= 6×10-3。
建模与计算ห้องสมุดไป่ตู้
a1 A1 a2 b1 B1 b2 S B2 b3 B3 F2 图1 操纵员启动低压安注和开启GCTa 阀HRA 事件树 F1 A2 a3 A3
核电站概率安全分析调研报告——人因分析
研究生课程调研报告题目：核电站人因可靠性分析调研报告课程：反应堆安全分析姓名：XXX学号：3XXX学院：XXX学院专业：XXX年级：2015级成绩：指导教师：（签名）2015 年12 月22日核电站人因可靠性分析调研报告摘要在核电站建设和运行服役期间，安全始终是贯穿其中的重要问题，安全分析起着特别重要的作用。
而事故前或者事故后的人因失误对核电站的安全构成极大的威胁，因此，人因可靠性分析是核电站安全分析中的一项重要工作。
本文旨在梳理核电站人因事件发生过程，对人因失误进行分类，分析其特点，浅谈可以采取的预防措施。
对人因失效过程进行分析，获得分析人因失效的一般方法和规律。
关键词：核电站，人因可靠性分析，预防管理Investigation Report on Human Reliability Analysis forNuclear Power PlantAbstractFor nuclear power plants, nuclear safety has been one of most vital issues during the period of construction and service where nuclear safety analysis plays an important role. Thus, human reliability analysis is a necessary work, due to the critical threaten to safety of the plant from human error before or after accident. In this paper, it has been collected and analyzed how human error accidents evolving and try to sort it out. The author tried to discuss preventive action based on rules found in investigation.Key words: Nuclear Power Plants, Human Reliability Analysis,Preventive Management目录摘要 (I)Abstract (I)第一章绪论 (3)1.1 引言 (3)第二章人因失误与核电站运行 (4)2.1核电站安全分析 (4)2.1.1核电站的潜在风险 (5)2.1.2核电站安全目标 (6)2.1.3核电站安全设计的基本思路 (7)2.2 人因失误 (8)2.2.1人因失误的定义和特点 (8)2.2.2人因失误的类型 (9)2.3人因可靠性分析的方法 (10)2.3.1事故前人因分析 (10)2.3.2事故后人因分析 (12)第三章人因失误的预防管理 (13)3.1系统硬件设计预防 (14)3.2安全管理制度预防 (14)3.3基于互联网+的预防软件开发应用 (15)参考文献 (16)第一章绪论1.1 引言随着国民社会的不断向前发展，人类社会的各类生活水平都得到了空前的改善，而实际上，这些进步背后能源发展的程度有着举足轻重的作用。
人因可靠性研究巨著——评《数字化核电厂人因可靠性》
人因可靠性是人因工程/工效学的一个重要研究领域。
近年来大规模复杂工业系统的数字化一方面提高了系统的信息化和自动化水平，另一方面由于系统人机交互模式等发生了很大变化，也产生了许多新的潜在风险，这也使得数字化工业系统中人因可靠性研究成为人因工程前沿研究的热点之一。
张力教授及其研究团队敏锐地注意到了这个新问题，在4项国家自然科学基金项目和中广核核电运营公司项目支持下，以数字化核电厂这一类典型的大型复杂数字化工业系统为例，研究了数字化工业系统中人因可靠性的新问题，揭示了数字化工业系统与传统工业系统在人因可靠性方面的变化，探究了这种变化的内部机制和影响模式以及这种变化带来的后果，辨识潜在人因失误和新的风险，建立了与之相适应的人的行为模型和人因可靠性分析（HRA）方法，并成功应用于岭澳二期核电厂工程实践。
《数字化核电厂人因可靠性》便是张力教授团队在上述领域长达十余年系统深入研究所取得的丰硕成果的集中体现。
由国防工业出版社出版的《数字化核电厂人因可靠性》是核电安全领域一部学术性、系统性跨时代之作，125万字，由5篇共28章组成。
该专著从数字化核电厂操纵员认知行为变化/特征与规律、认知行为模型、团队合作与交流、人的失误模式变化及典型人因事件根原因，到数字化核电厂人因可靠性分析方法论，数十项人因工程实验，再到工程应用研究，内容极其丰富。
全书既有坚实的理论研究产出，又有大量的工程实践成果，特别是作者为了验证其理论以及为了支持理论应用于实践而进行的一系列专门的模拟机实验及人因工程实验，为人因工程学科提供了大量十分宝贵的数据。
这应该是国内外第一部全面而系统地研究和展现数字化核电厂人因可靠性研究成果的学术专著。
本书由国家出版基金资助出版，也充分反映出该著作高度的学术先进性和成果重要性。
该著作虽以数字化核电厂人因可靠性研究为主，但其绝不是仅对数字化核电厂的设计、运行和管理具有直接的指导作用，其相关理论、思路、方法和工具对其他数字化工业系统也具有相当程度的普适性，并对人因工程领域广大的科研人员、技术人员、管理人员都有着重要的参考价值。
核电厂人因失误分析与人因失误动态作用模型_刘朋波
心理 因素分析 了核电厂 人因失 误 的 分 布 规 律 。 最后 以 现 在 运 行的核电厂 为 依据 ， 提出 了 核电厂 人因失 误动态 作 用 模 型 。 该模 型 可 以 更好 地 总 结 人因失 误 经验 ， 使 得人因 研究 成 果在 核电厂 得 到 更直接 的应用 ， 更 有 效 地 减少 人因失 误 。 关键词 : 核电厂 ; 人因失 误 特 性 ; 人因失 误 规 律 ; 动态 作 用 模 型 靠性。 从 国 内 外 人 因 方 面 的 研究 成 果 来 看 ， 前人 对于人 因 失 误 的 研 究 集 中 于 概 念 的 人 ( 而 不 是具 体 的 人 ) ， 研 究 的 都 是 人 因 失 误 的 共 性 ， 而 对于核 电厂 这 样一个 特 殊 系统 中的具 体 的人 群 研究 比较 少 ， 而 且 不全 面 。 另外 ， 核 电厂 的 人 因失 误 是在人与 电厂 系统 的 动 态 作 用 过程中 发 生 的 ， 而 不是一个 静 止 的 状态 。 以 往 的 研究 大 多 集 中于 研究 某一个 误 动作 导致 了一个不 好 的 结 果 ， 即 静 态 的 原 因 和 结 果 ， 对人 因 的 作 用 过程不 太 关注 。 本文 结 合 近 几 年 人 因 方 面 的 研 究 成 果 ， 对人 因 与 电厂 动 态 的 作 用机 理 进行 了 初 步 分 析 ， 并 给 出 了人 因失 误 对于 电厂 固 有安 全 性 、 组织 管 理 、 规 范 和人 机 接 口 的 动 态 改 进 模 型 ， 以 便 在核 电厂 形 成 一个人 因失 误 的 良 性 循 环 ， 使 得 核 电厂 的 组织 管 理 更合 理 ， 人 机 接 口 更 友 好 ， 电厂 的 运 行 更 加 可 靠 。
研 究 与 探 讨