数字化核电厂主控室软操作任务分析

核电厂数字化后,操纵员在计算机界面进行监视、评估与操纵,需要进行大量软操作。为全面了解数字化核电厂主控室软操作任务特征,基于操纵员任务类型以及NUREG/CR-6690,确定操纵员软操作类型。然后以某核电厂丧失给水事件复训为例,分析其反应堆操纵员(RO)和汽轮机操纵员(TO)的软操作特征。实例分析结果表明:TO软操作、界面管理任务和主任务次数大于RO;操纵员界面管理任务次数大于主任务次数;操纵员软操作工作负荷与任务有关,且不同工况下操纵员工作负荷存在差异;操纵员界面管理任务中,导航和查询/质问占比最大。

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VACP的数字化核电厂主控室操纵员工作负荷评价

为合理评估数字化核电厂主控室操纵员工作负荷,识别规程执行过程高工作负荷子任务,降低人因失误,基于多资源理论,结合基于状态导向规程(SOP)的数字化核电厂任务执行特征,总结获得适用于分析SOP数字化核电任务工作负荷的VACP量表,并确定工作负荷计算方法,最后以某SOP数字化核电厂蒸汽发生器传热管事故(SGTR)为例进行应用。结果表明:事故诊断与处理过程工作负荷约为31%,任务执行过程视觉和认知占据大部分资源;在事故诊断和安全壳喷淋系统监控执行过程中,工作负荷较大;操纵员基于规程判断各设备状态、信息记录及与班组人员进行沟通时,工作负荷较大。本研究所获得的操纵员工作负荷评价方法为合理化评估数字化核电任务工作负荷提供了方法支持。

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。

数字化核电厂班组SSA测度方法与实验研究

情景意识(SA)问题在数字化核电厂中更为突出。为识别班组共享情景意识(SSA)水平及行为形成因子(PSF)对班组SSA的影响,基于情景意识全面评估技术(SAGAT)建立一种班组SSA测量和计算方法并进行模拟机实验。结果表明,个体SA(ISA)水平与SSA水平有关,ISA级别越高,SSA级别越高;ISA和班组SSA都受到PSF的影响,PSF的状态水平越高,ISA和SSA的水平越高;对于不同的实验场景,操纵员的ISA水平和班组SSA水平不同,这表明风险场景的症状越明显及知识经验水平越好,ISA和SSA水平就越高。最后,通过被试的自评价识别当前PSF的状态水平,主要不良的PSF是班组沟通和合作水平、压力水平、人-机界面等。这些评估结果为提高数字化核电厂人因可靠性和安全水平提供了理论支持。

数字化核电厂班组情景意识可靠性评价方法

班组情景意识(TSA)水平是影响班组可靠性的重要原因。为更客观地定量评价数字化核电厂TSA水平,通过定性分析和专家组讨论构建TSA因果概念模型,发展基于贝叶斯网络的TSA可靠性评价方法。该评价方法不仅考虑了行为形成因子(PSF)的相对权重,且发展了分别用于确定中间变量和二值变量条件概率的方法,使获得的概率数据更为客观合理。通过案例分析说明该方法的具体应用。结果表明,该方法不仅能很好地模拟PSF与TSA可靠性之间的因果关系,且在给定事故情景下能定量对TSA可靠性进行评价,并能识别出引发TSA失误的最重要原因,为人因失误预防提供理论支持。

提升人因可靠性水平 促进数字化核电厂安全保障——评《数字化核电厂人因可靠性》

核安全是国家安全的重要组成部分。《中华人民共和国核安全法》规定:核设施营运单位和核安全有关科研机构,应当持续开发先进、可靠的核安全技术,充分利用先进的科学技术成果,提高核安全水平。岭澳二期核电厂是世界上首座采用全数字化控制系统且使用状态导向事故处理规程的核电厂,投运后遇到了一系列新问题和新挑战,特别在人因可靠性方面。因此,中广核核电运营有限公司设立了“岭澳二期核电厂DCS+SOP人因可靠性分析”项目,并委托湖南工学院张力教授团队开展相关研究工作,以提升该类核电厂的安全可靠运行水平。本人时任中广核核电运营有限公司副总经理,曾组织核电厂相关部门和人员配合、参与了此项研究工作。

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。

“华龙一号”数字化核电厂建设与研究

"华龙一号"是我国具有自主知识产权的三代核电品牌,代表了我国核电的历史积淀、现实荣耀以及未来基石。数字化建设需要做到承前启后,并作为"华龙一号"核心竞争力,助力"华龙一号"项目的腾飞。已经搭建的数字化设计体系、数字化工程体系在"华龙一号"首堆的设计、建设的过程中发挥了重大作用。面向核电全寿期,本文提出核电厂智慧虚体与智能实体相结合的数字核电概念模型,涵盖数字化设计、敏捷化采购、集约化施工、系统化调试、数字化运维。据此提出"华龙一号"数字化核电厂的概念,总结了"华龙一号"数字化核电厂建设及应用现状。最后提出"华龙一号"数字化核电厂后续研究方向和展望。

基于费茨定律的数字化核电厂操作员绩效定量评价方法研究

提出一种评价数字化核电厂操纵员操作绩效的新方法并进行了实验验证.基于数字化核电厂操纵员的基本操作,模拟四种基本操作:良好环境下切屏点击、干扰环境下切屏点击、良好环境下不同距离与角度阀门点击、干扰环境下不同距离与角度阀门点击.通过专家打分确定各项操作的初步绩效权重,再由熵值法进行调整,克服了其它权重法不能随着具体情况的变化而变化的缺点.实验结果表明,该方法能对数字化核电厂操纵员的绩效进行定量、有效地评估,既能用于各数字化核电厂对主控室操纵人员的选拔,又能用于对在岗操纵员进行绩效考核,可以在数字化核电厂中得到广泛应用.

信息化环境下数字化核电厂三维结构模型及其解决方案

在综合分析数字化核电厂建设现状基础上,构建了信息化环境下数字化核电厂的三维结构模型,分为业务维、应用维和路线维。基于三维结构模型理论,采用企业架构(EA)方法分析信息化建设如何满足数字化核电厂业务需求,给出了数字化核电厂的总体业务架构和应用架构,指出了信息化环境下应重点建设数字化核电厂信息管理平台和多个智能应用系统,可以为核电企业数字化核电厂建设工作提供参考。

基于云平台的数字化核电厂关键技术研究

数字化核电厂是利用新一代信息技术和数字技术,以核电厂全寿命周期管理为核心,构建数字孪生核电厂。本文在深入分析数字化核电厂构成及其特性的基础上,提出了数字化核电厂概念,并对数字化核电厂中一些关键技术包括三维可视化技术、数字化设计协同技术和数字化移交技术等进行研究、探索和实施,为数字化核电厂建设打下良好的基础。

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。

数字化核电厂总体运行人机接口研究

为满足数字化核电厂总体运行任务集成度高、操作复杂的运行要求,同时为了充分发挥数字化核电厂灵活、多样、可靠的优势,有必要开展数字化核电厂总体运行人机接口设计方法分析和研究工作。本文通过研究分析总体运行功能分析要求及其相关人机接口的特性需求,整理出总体运行人机接口设计的总体思路,并以此为基础开展人机接口设计方法研究,对核电厂总体运行所需信息进行模块化处理,制定总体运行人机接口设计方法,为数字化核电厂人机接口的设计开发提供借鉴和参考。

数字化核电厂运营班组决策失误研究

为更好地研究数字化核电厂运营班组决策(TDM)失误,通过核电厂现场调研和模拟仿真实验观察,识别数字化控制系统中运营班组的决策行为特征。基于认知过程与行为,构建一个班组决策认知模型,发展班组决策失误与其行为影响因素(PIFs)分类体系。采用组织定向的人因失误分析(HEA)技术对近年来数字化核电厂运行事件报告进行分析,获得了137组样本数据,识别出主要的PIFs和TDM失误模式。通过相关性分析方法探究班组决策失误影响因素间的相关关系,并采用因子分析方法识别触发班组决策失误的场景,包括班组知识经验水平、系统信息显示水平、班组压力水平及班组工作态度等。最后,基于上述研究结果,建立班组决策失误分析模型,为数字化核电厂控制和减少班组决策失误提供理论支持。

数字化核电厂班组情景意识失误研究

为更好地研究数字化核电厂TSA失误,通过核电站现场调研和模拟仿真实验观察,从宏观认知过程的角度构建TSA认知模型,发展一个基于模型的TSA失误分类,结合系统论观点构建TSA失误的行为影响因素(PIFs)分类以及从人的信息处理过程角度建立TSA失误的心理失误机制(PEM)分类。采用建立的分类体系对收集到的大量人因事件报告进行统计分析,获得145组样本数据,识别出主要的TSA失误模式,PIFs和PEM,为数字化核电厂控制和减少TSA失误提供理论支持。

SPAR-H方法在数字化核电厂人因可靠性分析中的应用研究

标准化核电厂人因风险分析(SPAR-H)方法在数字化核电厂的适用性尚未得到充分研究。本研究通过对核电厂数字化后操纵员行为特征的研究和SPAR-H方法在岭东核电厂中的具体应用,分析得出SPAR-H方法应用于数字化核电厂时存在分析结果过度保守、认知过程不够完整、部分行为形成因子(PSF)过于敏感等不足,并针对以上不足对SPAR-H方法提出明确PSF水平的判断标准、完善SPAR-H方法的认知模型、建立人因数据库等改进建议,从而使SPAR-H方法更适用于数字化核电厂的人因可靠性分析。

基于人因可靠性的核电厂数字化人机界面功能单元数量优化方法

核电厂数字化人机界面功能块中的构件数量给操纵员带来了极大负荷并影响人误事件的发生。本文对功能块中的参数数量建立了一完整的优化流程图,对流程图中的几个关键部分进行详细研究:对因子数量采用动态模糊分段法产生模糊数量段;在模糊数量段因子的搜索中,建立了模糊数量段的取中查找提取方法,大幅提高了搜索性能;对人机界面参数量设计了失误亲和率函数。试验结果表明:模糊数量段的取中查找提取方法明显优于顺序查找提取方法,失误亲和率函数具有较好的稳定性、收敛性及灵敏度。

核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估研究

本文依据IEEE std 1633标准,对Schneidewind软件可靠性模型进行研究,将该模型应用于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估,并评价该模型对于核电厂数字化仪控系统软件可靠性定量评估的适用性。本文结合某堆型核电厂数字化仪控系统典型功能模块软件故障数据,代入Schneidewind模型,对软件可靠性进行定量评估。本文介绍的工作对进一步开展数字化仪控系统软件可靠性研究具有积极意义。

核电厂人因可靠性研究的新高度——评著作《数字化核电厂人因可靠性》

核电工业对我国经济发展有着不可替代的重要性,另一方面,尽管历史上核电厂极少发生重大事故,但一旦发生则会对公众、社会、经济、环境造成极大伤害。因此我国政府历来高度重视核电安全工作,明确要求中国核电安全必须坚持国际最高标准,必须确保核安全万无一失。