重水堆核电厂人因可靠性分析

发布时间：2021-07-15 11:49

　　核电厂是一个复杂社会—技术系统,包括技术设备、人和组织及环境三大元素以及它们的子系统。安全是核电厂存在和发展的基础。核电厂一旦发生事故,不但造成重大的人员和经济损失,同时会产生超出自身范围的巨大社会负面影响。安全分析对核电厂运行安全至关重要。据此,概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment, PSA）被提出和不断发展。它用基于事故场景的方法和思路分析研究核电厂系统,通过运用多种安全性分析技术,鉴别其可能的后果,计算出各种危险因素导致事故发生的概率,达到安全分析的目的。在PSA中,人因可靠性分析（Human Reliability Analysis, HRA）是事故序列和在总风险中人与系统的交互作用对风险贡献重要性的关键所在,它影响着事故序列的进程,对核电厂的安全风险具有显著的影响。重水堆核电厂结构复杂,专设安全设备多,采用半数字化人机界面（human-system interface, HMI）。传统的HRA方法已经不适合于对其界面的人因可靠性进行评价。开发适合于实际电厂运行状况的重水堆核电厂的HRA方法已经成为我国重水堆PSA研究的重点。本文提出适合... 

【文章来源】：中南大学湖南省 211工程院校 985工程院校 教育部直属院校

【文章页数】：106 页

【学位级别】：博士

【文章目录】：
摘要
ABSTRACT
目录
英文缩写说明
第一章 绪论
    1.1 研究背景
        1.1.1 安全评价的两种方法：确定论和概率论
        1.1.2 HRA是PSA的关键性因素
    1.2 HRA国内外研究现状
        1.2.1 HRA与人因失误
        1.2.2 HRA研究现状
    1.3 本研究的目的和意义
    1.4 研究方法
        1.4.1 文献研究
        1.4.2 实验研究
        1.4.3 任务分析法
        1.4.4 对比分析
    1.5 论文的主要内容和结构
    1.6 课题来源和研究成果
第二章 人机界面与HRA发展研究
    2.1 核电厂人机界面发展
        2.1.1 第一、二代控制室
        2.1.2 第三代数字化控制室
        2.1.3 第四代全数字化控制室
    2.2 重水堆及其人机界面
        2.2.1 重水堆的安全特性
        2.2.2 CANDU 6重水堆MCR:半数字化(混合式)人机界面
    2.3 人机界面发展对HRA影响
        2.3.1 HRA研究的基础是MCR人机界面
        2.3.2 对几种主要的HRA方法的评述
    2.4 本章小结
第三章 核电厂HRA模型研究
    3.1 核电厂中的人员行为
        3.1.1 电厂正常运行中的人员行为
        3.1.2 电厂发生事故后的人员行为
    3.2 在PSA中考虑人员行为
        3.2.1 人因失误并入PSA模型
        3.2.2 事件序列分析
        3.2.3 初始定量化筛选
        3.2.4 确定事故发展序列中关键人员行为
        3.2.5 分析序列简化
        3.2.6 人员任务分解
    3.3 HRA模型建立
        3.3.1 在IE序列中考虑操纵员的人员行为
        3.3.2 影响HRA的主要因素
        3.3.3 HRA模型
    3.4 本章小结
第四章 事故诊断的模拟机实验研究
    4.1 操纵员诊断策略
    4.2 实验目标和方法
        4.2.1 实验目标
        4.2.2 实验对象
        4.2.3 实验方法
    4.3 事故后人员诊断行为编码
    4.4 实验场景
    4.5 实验结论
        4.5.1 操纵员完成HTS泄漏诊断的任务
        4.5.2 操纵员执行人员诊断行为的时间
        4.5.3 操纵员事故后MCR行动分布
    4.6 本章小结
第五章 事故后诊断PABI模型
    5.1 HRA方法对诊断的考虑
    5.2 半数字化MCR诊断模型框架
        5.2.1 半数字化MCR人员响应行为
        5.2.2 半数字化MCR人员诊断模型
    5.3 诊断过程方法的提出
        5.3.1 诊断过程方法计算模型
    5.4 实例应用
        5.4.1 任务分析
        5.4.2 实验结果
        5.4.3 参数x_i,μ_(Aj),σ_(xj), y(t+(?)(t))的计算
        5.4.4 P_wi值的确定
        5.4.5 诊断过程的失误率
        5.4.6 恢复过程的失误率
        5.4.7 恢复过程的最终失误概率计算
        5.4.8 诊断过程中几个类别的失误概率
    5.5 本章小结
第六章 PABI+THERP模型集成研究
    6.1 PABI+THERP的HRA模型
        6.1.1 操纵失误模式
        6.1.2 操纵员操纵考虑的主要影响因素和分析假设
        6.1.3 模型集成的时间接口问题
    6.2 事件分析案例
        6.2.1 IE
        6.2.2 始发事件进程分析
        6.2.3 人因事件基本情况分析
        6.2.4 建模计算
    6.3 分析结果
    6.4 对比分析
        6.4.1 ORSA-操纵员未能在30分钟内实施手动停堆
        6.4.2 OBPCC-操纵员未能在60分钟内启动BPCC对蒸汽发生器降温
        6.4.3 OEWS-操纵员未能在60分钟内实施EWS投运
        6.4.4 比较分析结论
    6.5 本章小结
第七章 结论和展望
    7.1 论文完成的主要工作
        7.1.1 论文研究了人机界面发展及其对HRA方法的影响
        7.1.2 论文研究了如何在核电厂复杂系统考虑人员行为,建立HRA模型
        7.1.3 论文通过全尺寸重水堆模拟机上的实验,研究重水堆事故后人员行为的主要特点
        7.1.4 研究提出了事故后诊断的PABI模型
        7.1.5 论文对PABI+THERP进行了模型集成研究
    7.2 主要创新点
        7.2.1 研究选题的创新
        7.2.2 提出了在核电厂复杂系统中考虑人员行为的结构性方法
        7.2.3 提出了适合于重水堆半数字化控制室的PABI+THERP的HRA模型.
        7.2.4 研究方法的创新
    7.3 未来研究工作的展望
参考文献
攻读博士学位期间取得的研究成果
致谢


【参考文献】：
期刊论文
[1]日本福岛核电站事故对安全科学的启示[J]. 张力.  中国安全科学学报. 2011(04)
[2]日本核泄漏大事记（3月11日—3月21日）[J].   环境保护. 2011(06)
[3]人工神经网络在区域短期大气环境质量预测预警中的应用[J]. 李德志,李彦涛,李峰.  工程建设与设计. 2010(07)
[4]人因分析:需要、问题和发展趋势[J]. 张力,王以群.  系统工程理论与实践. 2001(06)



本文编号：3285647