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。

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。

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。

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。

核电厂数字化报警系统设计及优化

引言数字化仪控系统(DCS)已经在核电站中得到了广泛应用。核电站报警系统的数字化为操纵员在主控室的监控模式带来了显著变化,报警数量明显增多。然而,与常规硬盘台的显示方式相比,报警列表式的显示方式的直观性明显下降。此外,数字化报警系统还带来了诸多新问题,如报警泛滥和锁孔效应等。这些问题会影响操纵员对重要报警的高效处理。为了解决上述问题,对报警系统进行优化显得尤为必要。通过采用报警优先级、报警抑制、报警分组和功能组合报警等优化手段,可以提高操纵员处理报警时的人机交互效率,有效避免人因失误的可能,从而保证核电厂的安全运行。

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。

核电厂主控室的数字化人机界面设计和评价

核电厂的发展与安全因素密切相关,任何安全事故都会造成不可预估的损失。为了更好地开展核电厂控制工作,良好的数字化人机界面设计十分关键,能够降低人为失误所致核电事故发生率。通过查阅相关文献资料,对比核电厂主控室数字化人机界面及传统人机界面,与评价指标优化标准相结合,结合多因子综合算法原理做出相应改进,优化整个评价指标体系,并建立核电厂主控室数字化人机界面评价指标体系综合评价系统。

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.

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。

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.

数字化主控室操纵员监视过程中目标识别失误实验研究

对数字化主控室操纵员在监视过程中的两类目标识别失误,目标识别延迟失误和目标识别失败失误进行了实验研究。通过模拟实验验证了这两种失误类型的存在,并且获得:目标识别延迟概率近似等于0.017,目标识别失败概率近似等于0.010。通过重复测量的方差分析发现,不同视野位置和不同离心距的目标识别失误率存在差异。并且随着离心距的增加,监视过程中目标识别失误概率也随之增大,拟合曲线方程为ln(y)=-5.55+0.024x。

基于SOP的核电厂数字化主控室操纵员监视行为可靠性研究

针对数字化后主控室操纵员执行规程时不同数字化特征下的监视任务的失误率和平均执行时间进行实验研究。通过电厂实地考察、操纵员访谈,进而设计相关仿真实验。实验结果显示:颜色类监视失误概率为1.71×10^(-3),数字类监视失误概率为1.57×10^(-3),但监视目标物理形态对监视失误率没有显著影响;二类任务越复杂(导航次数越多),平均执行时间越大,导航次数为3次时显著小于1次和2次时的监视失误率;不同监视目标数量下的监视失误率及平均执行时间结果差异显著,监视目标数量越多,监视失误率越大,平均执行时间越长,即监视可靠性越低。

核电厂数字化主控室操纵员界面管理任务特征的研究

首先采用系统性人因失误减少和预测方法(SHERPA)分析操纵员界面管理任务中的关键行为;再用行为分析软件(INTERACT9)分析国内某数字化核电厂全范围模拟机上操纵员的操作录像视频,之后对INTERACT9采集的关键行为数据进行统计分析,得到4个操纵员界面管理任务的一般特征:①一、二回路操作员操作菜单栏、选择监视目标和打开参数界面的频率最高;②操纵员在选择进入不同系统界面的方式上趋向于选择从菜单栏进入;③一回路操纵员在正常工况和事故工况下的界面管理任务没有明显差异;二回路操纵员在正常工况下的界面管理任务明显少于事故工况;④正常工况下,一回路操纵员的界面管理任务显著多于二回路操纵员;事故工况下,一回路操纵员的界面管理任务与二回路操纵员的的界面管理任务相当。

数字化核电厂主控室操纵员班组行为研究

核电厂主控室数字化后将引起班组交流合作等一些列变化,但以往针对班组的研究较少且主要以经验研究为主,较少有实证研究,以致在进行人因可靠性分析(HRA)时难以恰当引用或修正行为形成因子。本文使用行为分析软件以模拟机培训中一个班组为研究对象,首次从行为分析的角度研究了数字化后主控室班组行为特征和组织结构的有效性。对班组成员在一次事故培训中的交流行为进行了统计分析,研究结果表明,数字化后操纵员班组为一个分工明确、层次清晰的组织结构。

数字化主控室操纵员人因可靠性研究

当前较经典、较普遍的人因可靠性分析(HRA)方法均是在主控室数字化前研究的。本研究根据操纵员模拟机培训录像,采用行为学的方法,对数字化主控室操纵员的操作行为进行了定义、数据采集和分析。研究表明,数字化主控室操纵员操作失误概率基本正常;二类任务操作增多、失误概率增大。因此,本研究为数字化主控室操纵员HRA提供了依据。

核电厂数字化主控室人员可靠性分析方法研究

数字化、计算机化和自动化是复杂社会技术系统(如核电系统和航空系统)的主要趋势,目前核电厂主控室已进入数字化时代。传统和数字化主控室有很大不同,一般认为数字化系统有诸多好处,如更好的系统性能、更高的数据处理和存储能力、更易操作和更为灵活等,但数字化系统也会给操纵员带来增加界面管理任务等负担。人员可靠性对大型复杂系统的安全性和经济性有着重要影响。人员可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价(PSA)中必不可少的内容,用于分析和预测人员失误的可能性,同时研究减少和防止人员失误的相关改进措施方案。

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。