Digital Instrumentation and Control System for Unit 5 ＆ 6 of YangJiang NPP

The article describes the digital instrumentation and control system for unit 5 ＆ 6 of YangJiang NPP, involving the overall I ＆ C （instrumentation and control） structure, the basic requirements and independent verification and validation. Advanced I ＆ C systems for YangJiang NPPs have to meet increasing demands for safety and availability. Additionally, the specific requirements coming from the nuclear qualification have to be fulfilled.

适用于数字化主控室的核电厂HRA基础数据架构研究

目前国内开展核电厂人员可靠性分析(HRA)采用的人员失误概率基础数据库年限较为久远,且缺乏对于数字化主控室环境下人员失误模式的考虑。本文基于多个HRA方法及国外典型人员可靠性数据库的设计,结合国内电厂的实际情况,搭建了核电厂HRA基础数据库的框架,对于其中的绩效影响因子(PSF)架构采用数据库概念设计阶段的自顶向下设计方法,结合数字化环境下新增的人员失误模式,给出可供采集的PSF数据项,完成可适用于数字化环境的核电厂HRA基础数据库中PSF架构的搭建,并针对核电厂HRA基础数据架构着手开发相应的数据库软件,为核电厂人员可靠性数据的采集、防人因失误工作的开展提供有效支持。

示范小堆SVDU功能的设计与实现

安全显示单元(SVDU)是安全级数字化控制系统(DCS)主要的人机接口设备。其功能设计对核电站主控室的任务分析和功能分配有重大影响。以ACP100示范小堆安全级DCS的SVDU为研究对象,分析了示范小堆的反应堆保护系统设计方案,完成了示范小堆安全级DCS的架构设计。创新性地采用了完全独立的四冗余保护序列结构。在主控室功能分配的基础上,明确了SVDU在安全级DCS中的功能定位,在SVDU上实现了安全级设备控制、工艺流程监测以及严重事故监测与处理功能。通过“华龙一号”与示范小堆中SVDU功能差异的对比,提出了示范小堆SVDU功能设计的实现方案,为“华龙一号”后续工程项目SVDU设计提供了参考。此方案为核电站集约型控制室设计的实现提供了有效借鉴。

核电厂操纵员的SA模型与失误辨识研究

为分析核电厂(NPP)数字化主控室(DMCR)操纵员的情景意识失误(SAE)问题,采用核电厂模拟机试验观察法、操纵员访谈法和认知任务分析法,建立SA模型,并将基于该模型的SAE进行分类。通过核电厂全尺寸模拟机试验,识别DMCR操纵员的主要SAE模式及其原因。结果表明:DMCR操纵员SAE主要表现为信息定位丧失、状态解释错误等,主要原因涉及培训、人一机界面设计以及安全文化等方面的问题;基于认知功能的SAE分类全面且具体,有利于找到失误的具体原因。

核电厂数字化主控室操纵班组沟通内容特征的研究

沟通内容、沟通方式、沟通及时性是影响作业班组成员间沟通有效性的三大因素。通过对核电厂数字化主控室采用新的状态导向法事故规程(SOP)进行工作域分析,提出了操纵班组执行SOP时沟通内容特征的假设:电厂状态及其参数、电厂系统功能和设备、规程是主要的沟通内容。在核电厂全范围模拟机上,3个操纵班组在事故场景下进行了操控实验。实验结果表明,数字化主控室操纵班组执行SOP进行事故处理时沟通内容特征的假设成立。

核电厂先进主控制室的发展概况与自主设计研究的内容和目标

描述了当今世界上核电厂先进主控制室的开发与工程应用的概况如N4 、系统 80 + 、ABWR与APWR等 ,简述了各自的技术路线、达到的技术水平。论述和分析了在将采用数字化控制、保护、显示和操作设备后的我国新一代核电厂的设计中 ,进行先进主控制室的自主设计研究的技术背景与技术需求、技术路线、设计研究的内容与目标。

数字化核电厂主控室操纵员监视行为转移规律研究

在数字化核电厂主控室中,监视反应堆系统运行状态是操纵员主要工作任务之一,也是操纵员正确控制反应堆系统运行的基础和前提。通过研究发现,操纵员的监视行为主要存在3种转移类型:规程转移、异常转移和交流转移。3种转移类型占总转移次数的百分比分别为:交流转移占29%、异常转移占14%、规程转移占36%,不能归入这3种类型的转移占21%。

基于模拟机实验的核电厂数字化主控室人因失误辨识

为了识别核电厂数字化主控室中操纵员的主要人因失误模式,本文基于现场观察、操纵员访谈以及认知行为分析识别操纵员的主要认知功能,并据此建立了人因失误分类体系。在此基础上,通过模拟机实验识别数字化主控室操纵员的主要人因失误模式及其原因,为提高核电厂操纵员的行为可靠性、人因失误的减少和预防提供理论支持。

虚拟现实技术在核电厂主控制室设计中的应用及探索

主控制室是核电厂的监视和控制中心,汇集供操纵员监控核电厂所需的各种控制和监测设备.主控制室盘台作为主控制室核心组成部分之一,设置了多重操纵员监控地点,包括操纵员工作站、后备盘、紧急操纵台等.在正常以及事故工况下,操纵员需要通过主控制室中的盘台来监测核电厂的运行工况和控制核反应堆的运行.将虚拟现实技术引入到核电厂主控制室设计中,通过搭建虚拟主控制室模型,来进行初期效果展示及人因验证.通过借鉴虚拟现实技术的优势,可以分析虚拟主控制室模型搭建的设计路线.同时提出虚拟现实技术在核电厂主控制室中的应用,以及虚拟现实技术与数字孪生技术在主控制室中的融合设计,对于虚拟主控制室的搭建,有着举足轻重的作用.

数字化核电厂操纵员监视行为可靠性分析及其应用

为了建立数字化核电厂操纵员监视行为可靠性量化模型,在分析电厂数字化主控室设计特征和操纵员监视行为的基础上,结合监视活动过程与规律,将监视行为可靠性划分为屏幕间转移可靠性、屏幕内信息搜索转移可靠性和信息察觉可靠性3部分。基于Senders的监视理论建立了屏幕间转移可靠性计算模型;基于注意力资源分配理论建立了屏幕内信息搜索转移可靠性计算模型;考虑行为形成因子(PSF)的因果关系,基于贝叶斯网络建立了信息察觉可靠性计算模型,并给出了'误安注'场景下监视可靠性计算应用实例。结果表明,建立的监视行为可靠性模型既能客观地描述操纵员监视过程,又能给出其可靠性量化结果,克服了传统方法的不足,提高了人因可靠性分析的精度,为数字化主控室操纵员监视行为可靠性分析与工程应用提供了理论与技术支持。

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。

基于SOP的核电厂操纵员监视过程马尔可夫模型

介绍了核电厂状态导向法事故规程SOP(State-oriented Procedure)原理及其重要性,描述了数字化主控室中操纵员跟随SOP处理电厂事故的流程,据此刻画了基于SOP的核电厂操纵员监视行为过程,建立了符合DCS+SOP环境的马尔可夫模型,并给出了核电厂的应用实例。

核电厂数字化人机界面事故下监视转移马尔可夫可靠性研究

在核电厂高风险数字化主控室中,由监视转移过程产生的失误越来越频繁.针对这种情况,本文提出一个可靠的马尔可夫模型来有效减少这些异常失误.该模型主要根据当前影响因素和工厂状态来分析下一个监视转移目标的失误率,模型中提出了可靠性评价方法,即条件马尔可夫转移概率方法,并通过实例对该的方法进行分析.

时间压力对数字化核电厂主控室操纵员心理负荷和作业绩效的影响

在数字化核电厂事故工况下,主控室操纵员往往需要在短时间内处理大量信息并快速做出反应和决策,而持续的时间压力产生的心理负荷可能影响诊断与监控的作业绩效,进而影响整个核电厂系统的功能和安全。文中主要探讨在核电厂数字化SOP(State Oriented Procedures,状态导向事故规程)的环境下,时间压力对主控室操纵员心理负荷和作业绩效的影响。通过电厂实地研究、操纵员访谈、仿真实验等方法,发现在持续的时间压力下,主控室操纵员的平均执行时间减少、心理负荷升高,时间压力对操纵员的心理负荷与作业绩效均有显著影响。

界面管理任务复杂度对数字化核电厂操纵员作业绩效的影响研究

核电厂主控室数字化后,操纵员需要完成大量的界面管理任务来实现对整个系统状态的监控。通过在核电厂模拟仿真平台上开展实验,研究界面管理任务复杂度对操纵员作业绩效的影响。界面管理任务的复杂度由完成主要监控任务所需执行的界面管理任务的次数来表征,作业绩效的评价指标由完成每一个监控任务所需要的平均执行时间和监控任务的失误率构成,探究在无时间压力水平下和低时间压力水平下界面管理任务复杂度对操纵员作业绩效的影响。研究结果表明:在无时间压力和低时间压力水平下,完成不同复杂度的界面管理任务的平均执行时间具有显著差异,完成不同复杂度的界面管理任务的失误率虽有所不同,但并无显著性差异。

界面管理任务对核电厂操纵员的认知行为影响分析

为了识别界面管理任务对核电厂操纵员的认知行为的影响,首先对核电厂数字化主控室人机界面特征进行分析,并识别操纵员的主要认知行为特征,然后分别从监视检测、状态评估、计划响应、计划执行4种主要的认知行为进行分析,识别界面管理任务对其的影响。结果显示,界面管理任务对认知行为产生的不利影响主要表现为操纵员的认知负荷和操作负荷的增加。针对上述的不利影响,提出了相应的人因失误预防对策。

基于SOP的核电厂操纵员监视过程马尔可夫工程模型

目的建立一种基于SOP(状态导向法事故规程,State-oriented Procedure)的核电厂操纵员监视过程马尔可夫工程应用模型,用于操纵员执行监视任务的失误概率预测。方法通过回顾原有监视行为马尔可夫模型,结合核电厂数字化特征,对原有模型进行了工程化修正。结果建立了一种基于SOP的监视过程马尔可夫工程化应用模型。结论通过实例分析,验证了该模型的有效性及适用性。

核电厂远程停堆站事故准则的标准研究

当核电厂主控制室失去完成由安全分析所确定的安全功能时,运行人员撤离到远程停堆站对核电厂进行有限控制和监测。针对主控制室不可用、需要转移到远程停堆站时需要考虑的核电厂事故情况,对国内外相关法规标准进行了全面分析研究,确定了核电厂远程停堆站的事故设计原则,并提出了国内相关标准的升版建议和意见。研究成果为后续核电厂远程停堆站设计提供了指导。

核电厂数字化主控室人因失误分析方法探究

本文剖析了核电厂数字化主控室人因失误分析的主要方法,通过分析比较各方法的优缺点,针对人因分析研究的难点问题,探讨了数字化核电厂人因分析问题的应对措施。

核电厂数字化主控室操纵员的情景意识可靠性模型

情景意识(situation awareness,SA)是影响核电厂操纵员决策和绩效的关键要素,SA可靠性是人因可靠性分析的重要组成部分.为了对SA可靠性进行定量评价,通过与核电厂操纵员访谈,建立数字化主控室操纵员的情景意识可靠性分析的贝叶斯网络模型.在此基础上,建立情景意识可靠性的定量评价程序,并结合核电厂全尺寸模拟机实验数据和贝叶斯理论,更为客观地确定了影响SA可靠性的影响因子的条件概率分布,用于定量计算SA可靠性,并通过实例分析说明该模型的具体应用.结果表明,该模型能为数字化核电厂操纵员的SA可靠性评价提供更为可靠性的数据支持和规范化的分析程序.