二級PSA中人員可靠性分析方法研究

張佳佳，劉京宮，肖 軍，楊志義，種毅敏

(1.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國核電工程有限公司，北京 100084)

二級PSA中人員可靠性分析方法研究

張佳佳1，劉京宮2，肖 軍1，楊志義1，種毅敏1

(1.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國核電工程有限公司，北京 100084)

在概率安全分析(PSA)中，人員可靠性分析(HRA)是必不可少的組成部分。國內(nèi)在一級PSA中的HRA做了大量的研究工作，已有良好的基礎(chǔ)和工程實踐，但由于核電廠嚴重事故下人員響應(yīng)的復(fù)雜性，有關(guān)二級PSA的HRA還處于摸索階段。通過研究二級PSA中人員響應(yīng)特點，調(diào)研國內(nèi)外在二級PSA中采用的HRA方法，最后以我國某三代壓水堆核電廠嚴重事故下一回路快速卸壓為例，采用THERP、HCR+THERP以及SPAR-H三種方法，分別進行了HRA，并給出相應(yīng)的結(jié)論和建議。

HRA；二級PSA；嚴重事故；快速卸壓

在概率安全分析(PSA)中，人員可靠性分析(HRA)是必不可少的組成部分。國際原子能機構(gòu)指出HRA質(zhì)量是衡量PSA報告質(zhì)量的重要指標之一[1]。HRA可以發(fā)現(xiàn)核電廠在規(guī)程、指南方面存在的薄弱環(huán)節(jié)，為提高電廠安全性提供一定的指引。福島核事故后，國內(nèi)對PSA監(jiān)管要求從一級PSA拓展到二級PSA[2，3]，國內(nèi)在一級PSA的HRA方面做了大量的研究工作，已有良好的基礎(chǔ)和工程實踐，但由于核電廠嚴重事故下人員響應(yīng)的復(fù)雜性，有關(guān)二級PSA的HRA還處于探索階段。

PSA涉及的人員可靠性分析工作包括始發(fā)事件前(A類)HRA，引起始發(fā)事件的(B類)HRA以及始發(fā)事件后(C類)HRA。二級PSA的HRA主要針對嚴重事故發(fā)生后人員緩解行為，C類HRA是重點。本文的主要研究對象為C類HRA。

本文對二級PSA中人員響應(yīng)的特點進行介紹，對當前國內(nèi)外在二級PSA中采用的HRA方法進行回顧，并以我國某三代壓水堆核電廠嚴重事故下一回路快速卸壓為例，采用不同方法對人員可靠性進行了分析，最后給出了結(jié)論和建議。

1 二級PSA中HRA

1.1 HRA的一般流程

HRA工作一般可以分為熟悉情況、定性評價、定量評價和綜合評價四個階段，二級PSA分析中的HRA工作也基本遵從這一模式，具體分析流程見圖1。

圖1 二級PSA中HRA一般流程Fig.1 The general process of HRA in level 2 PSA

1.2 二級PSA中HRA特點

二級PSA中HRA的主要任務(wù)是對嚴重事故發(fā)生后人員緩解行為的可靠性進行定量化評估，與一級PSA中HRA相比，其特點體現(xiàn)在如下幾個方面：

(1) 導(dǎo)則/規(guī)程

嚴重事故情況下使用嚴重事故管理導(dǎo)則(SAMG)應(yīng)對事故。SAMG是導(dǎo)則，而非具體操作規(guī)程。技術(shù)支持中心和操作人員可以根據(jù)對電廠具體情況的評估決定采取哪些措施。如果與潛在的益處相比，潛在的負面影響太嚴重，有可能決定不執(zhí)行推薦的任務(wù)，或者選擇執(zhí)行與導(dǎo)則中建議的方法所不同的緩解策略。這種評估流程很難使用典型HRA方法建模。

(2) 組織

一級PSA中采用應(yīng)急運行規(guī)程(EOP/SOP)，在EOP/SOP中對核電廠工況進行評估、選擇恰當策略以及實施策略均是主控室的責任。而在嚴重事故階段，責任會被分配至應(yīng)急指揮部(PED)、技術(shù)支持中心(TSC)、主控室和現(xiàn)場操作員等多個部門。TSC通常負責提供相適用的緩解策略建議，待PED批準后，由主控室運行人員負責實施。

(3) 負面影響

在發(fā)生嚴重事故時所采取的策略可能會對當前的事故狀況產(chǎn)生負面的影響。TSC將評估潛在負面影響的預(yù)期嚴重性，進而改變或修改推薦的策略。

(4) 一、二級人員緩解行為的相關(guān)性

在一級PSA中運行的系統(tǒng)/設(shè)備，在執(zhí)行SAMG過程中仍然有使用的可能性，因此需要考慮相關(guān)性的問題。此外，與一級PSA的HRA相比，二級PSA在HRA中在培訓(xùn)、指示、時間窗口、執(zhí)行行動所需時間等方面仍然存在著差異，詳見表1。

表1 二級PSA與一級PSA中HRA的差異Table 1 The difference of HRA inlevel 2 PSA and level 1 PSA

1.3 國內(nèi)外工程實踐中二級PSA采用的HRA方法

HRA分析方法有數(shù)十種，不同的HRA方法各有其優(yōu)缺點，歐洲幾個國家在二級PSA中采用的HRA方法[4]見表2，國內(nèi)各核電廠在二級PSA中采用的HRA方法見表3。從中可以看出，人員失誤率預(yù)測技術(shù)(THERP)方法、人的認知可靠性模型(HCR)方法以及標準化核電站風險分析(SPAR-H)方法是當前國內(nèi)外在二級PSA中主要采用的分析方法。鑒于不同方法之間的局限性，國內(nèi)很多電廠還采用了HCR+THERP組合的分析方法[5]，HCR用于診斷失誤的分析，THERP方法用于操作失誤的分析。

表2 歐洲各國二級PSA的HRA方法Table 2 TheHRA methods of level 2 PSA in Europe

注：①HORAAM是法國IRSN開發(fā)的事故管理中的HRA工具

表3 國內(nèi)各核電廠二級PSA中采用的HRA方法Table 3 The HRA methods of level 2 PSA in China

注：① HCR模型結(jié)合操縱員可靠性實驗(ORE)相關(guān)的模擬機數(shù)據(jù)進行改進，變成了HCR/ORE模型;

② CBDTM是基于原因的決策樹方法。

THERP方法采用“HRA事件樹”確定一個人誤事件中的人員響應(yīng)(任務(wù))，對涉及的所有人員任務(wù)完成情況的不同組合進行分析。在HRA事件樹中，所有人員任務(wù)都存在兩種可能性，即成功或失誤。事件樹中人員響應(yīng)成功與失誤的不同組合(路徑)描述了整個人誤事件成功與失誤的各種可能情形。該方法給出了若干人員失誤的基本人誤概率和條件人誤概率的點估計值、不確定性因子或邊界及其相關(guān)使用說明。此外THERP方法還提供了根據(jù)人誤事件中人員及事件之間的相關(guān)性、人機界面質(zhì)量、緊張程度、人員培訓(xùn)與技能水平等因素制定的績效形成因子(PSF)及取值，用于對基本人員失誤概率進行修正。這些點估計值及修正公式與方法均匯總在NUERG/CR-1278中。根據(jù)THERP所提供的人誤概率點估計值，并根據(jù)相關(guān)PSF對其進行修正后，可計算出HRA事件樹中所有人員響應(yīng)失誤組合的概率即人誤事件的失誤概率[6]。

HCR方法是假定在一個事故發(fā)生并出現(xiàn)第一個明確的報警后，運行值班組未對此報警做出正確響應(yīng)的概率，其與允許其響應(yīng)的可用時間及運行值班組的響應(yīng)時間(中值)的比值有關(guān)。在模擬機上對核電廠運行值班組在事故狀態(tài)下的響應(yīng)進行了大量的測試，并對測試結(jié)果進行了處理，結(jié)果表明未響應(yīng)概率與該比值之間的關(guān)系近似滿足三參數(shù)威布爾分布或?qū)?shù)正態(tài)分布[7]。即，假定P為值班組未響應(yīng)的概率，則：

(1)，或

(2)

式中，t為允許值班組響應(yīng)的時間，T1/2為值班組完成某個任務(wù)所需的中值響應(yīng)時間，α、β、γ為威布爾分布的參數(shù)，σ為對數(shù)正態(tài)分布的參數(shù)。

SPAR-H方法是美國核管會與愛德華國家試驗室在1994年為ASP(Accident Sequence Precursor)項目開發(fā)的HRA方法，并在2002年對該方法進行改進，分為功率運行模式和低功率/停堆模式兩種HRA評估模型。SPAR-H方法將人員失誤分為兩個部分進行評估：診斷部分和操作部分。對于診斷部分和操作部分的失誤，分別考慮8個PSF的影響，并將PSF量化為權(quán)重值體現(xiàn)在定量分析過程中。這8個PSF因子是：可用時間、壓力/緊張因素、復(fù)雜程度、經(jīng)驗與培訓(xùn)、規(guī)程、人機接口、工作適應(yīng)度、工序。根據(jù)具體事件的分析分別給出8個PSF取值，然后乘以診斷或操作部分的基本失誤概率值。其中診斷部分基本失誤概率值為0.01，操作部分的基本失誤概率值為0.001，總的人誤概率即為兩部分失誤概率之和[8]。

2 核電廠嚴重事故下一回路快速卸壓的人員可靠性定量化

在堆芯熔化后，一回路卸壓操作是避免高壓熔堆的有效手段，我國自主研發(fā)的某三代壓水堆核電廠除一回路穩(wěn)壓器安全閥可用于卸壓外，還增設(shè)了一回路快速卸壓系統(tǒng)用于嚴重事故階段卸壓操作[9，10]。為說明不同HRA方法對定量化結(jié)果的影響，將以該電廠一回路快速卸壓的人員緩解行為為例，采用THERP、HCR+THERP以及SPAR-H方法分別進行定量化。分析的事故情景為：(1)全廠斷電事故，由值長或安全技術(shù)顧問(STA)根據(jù)堆芯出口溫度大于650℃，判斷需進入SAMG，請示PED批準后，由PED正式發(fā)布啟動SAMG。(2)主控室操縱員進入SAMG中的SACRG-1進行初始嚴重事故響應(yīng)。在將未投運的設(shè)備置于手動模式后，判斷一回路壓力大于19bar(a)，要求打開嚴重事故卸壓閥。熱工水力計算的時間窗口為30 min，進入規(guī)程準備時間需要5min，診斷所需時間7 min，操作所需時間2 min。

2.1 采用THERP的方法

2.1.1 主要假設(shè)

(1) 將始發(fā)事件后人員動作視為一系列基本任務(wù)的集合，針對每項基本任務(wù)，采用THERP方法推薦的基本失誤概率進行量化，并進一步根據(jù)表征人員壓力水平的PSF和表征監(jiān)護人員恢復(fù)作用的恢復(fù)因子(RF)進行修正，總的人誤概率即為各項基本任務(wù)失誤概率之和；

(2) 人員失誤的概率遵循對數(shù)正態(tài)分布；

(3) 在嚴重事故情景下，認為電廠人員均處于很高的壓力負荷水平；

(4) 由于THERP方法未提供針對數(shù)字化人機接口的失誤概率數(shù)據(jù)，因此在定量化過程中采用常規(guī)人機接口的失誤概率，該處理 在數(shù)據(jù)處理上是保守的；

(5) 在執(zhí)行每一項基本任務(wù)的過程中，還考慮了其他人員的恢復(fù)作用，此處按其他人員與任務(wù)執(zhí)行人員中相關(guān)考慮。

2.1.2 分析過程和結(jié)果

采用THERP方法，將一回路卸壓任務(wù)分解為6個步驟，具體分析過程見表4?？偟娜苏`概率：HEP=2.29E-1，誤差因子EF=5。

表4 一回路卸壓操作THERP方法分析過程Table 4 The HRA process of primary coolant circuit fast depressurization usingTHERP method

2.2 采用HCR+THERP方法

2.2.1 主要假設(shè)

(1) 將始發(fā)事件后人員動作劃分為由于不響應(yīng)或誤診斷而失敗的概率P1，未能及時響應(yīng)的概率P2和操作失敗的概率P3。其中，P1估值為1.00E-4，P2采用HCR模型進行計算，P3采用THERP方法進行計算；

(2) 人員失誤的概率遵循對數(shù)正態(tài)分布；

(3) 在嚴重事故情景下，認為電廠人員均處于很高的壓力負荷水平；

(4) 經(jīng)驗水平考慮為一般水平；

(5) TSC可獲得與主控室人員同樣充足的電廠信息，因此認為應(yīng)急響應(yīng)小組所使用的人機接口質(zhì)量處于正常水平；

(6) 在采用HCR模型對P2進行定量化計算的過程中，認為電廠人員執(zhí)行SAMG時的認知行為類型為知識型，壓力符合嚴重應(yīng)激情景，人機界面為良好；

(7) 在采用THERP方法對P3進行定量化計算的過程中，采用2.1.1節(jié)THERP方法相同的假設(shè)。

2.2.2 分析過程和結(jié)果

(1)P1：不響應(yīng)或誤診斷的概率

根據(jù)假設(shè)(1)，P1=1E-4。

(2)P2：未能及時響應(yīng)進入SAMG處理事故的概率，相關(guān)參數(shù)的取值見表5，計算得P2=2.73E-1，誤差因子EF=5。

表5 未能及時響應(yīng)進入SAMG處理事故分析過程Table 5 The HRA process of failure to enter SAMG dealing with accident

(3)P3：未能執(zhí)行一回路卸壓操作的概率采用表4中“選擇了錯誤的控制器(2項)”，其失誤概率P3=2.00E-3，誤差因子EF=3。

(4) 總的人誤概率

HEP=P1+P2+P3=2.75E-1，誤差因子EF=5

2.3 采用SPAR-H方法

2.3.1 主要假設(shè)

(1) 人員失誤的概率遵循Beta分布；

(2) 在嚴重事故情景下，認為電廠人員均處于很高的壓力負荷水平；

(3) 考慮執(zhí)行SAMG，需要多個機構(gòu)組織溝通交流，診斷部分取中等復(fù)雜水平；

(4) 規(guī)程質(zhì)量考慮略低于一般水平；

(5) 由于數(shù)字化人機接口的使用，TSC可獲得與主控室人員同樣充足的電廠信息，因此認為TSC所使用的人機接口質(zhì)量處于正常水平；

(6) 其他績效形成因子均按正常水平考慮。

2.3.2 分析過程和結(jié)果

診斷部分和動作執(zhí)行部分的8個績效形成因子選取如表6所示。根據(jù)上述績效形成因子取值，計算得一回路快速卸壓閥人誤概率HEP=3.38E-1，誤差因子為30。

表6 8個績效因子的選取Table 6 The selection of 8 PSFs

3 結(jié)論與建議

三種HRA方法對執(zhí)行一回路快速卸壓人誤事件的分析結(jié)果見圖2。從圖中可以看出：

(1) 三種方法分析結(jié)果均大于2.0E-1。嚴重事故下的事故情景較為復(fù)雜，人員壓力比較大，且需要多個組織之間交互溝通，因此嚴重事故下人員失誤概率要高一些。此外，由于嚴重事故情景本身存在著較大的不確定性，關(guān)于時間等關(guān)鍵操作的選取往往帶有較大的保守性，這也會對結(jié)果造成一定的影響。

圖2 一回路快速卸壓HRA結(jié)果對比圖Fig.2 Comparison of HRA results of primary coolant circuit fast depressurization

(2) 三種方法分析結(jié)果盡管處于同一水平上，但不同的HRA方法，分析結(jié)果存在著一定的差異。究其原因，在于不同的人因分析方法對人員緩解行為所關(guān)注的重點是不同的，各種方法均有一定的局限性。

根據(jù)分析結(jié)果，結(jié)合我國HRA的現(xiàn)狀，筆者提出如下建議：

(1) HRA方法應(yīng)采用業(yè)內(nèi)廣泛認可的，具有工程實踐的分析方法，其方法應(yīng)基本反映人員對事故的響應(yīng)。在分析過程中應(yīng)采用相對統(tǒng)一的方法，以便使得結(jié)果具有一定的可比性，消除由HRA方法帶來的差異。

(2) 人誤事件的定量評估始終存在很大的不確定性。這種不確定性是由分析人員的能力素質(zhì)(對方法的熟悉程度、對分析對象的熟悉程度導(dǎo)致)、分析方法本身的差異以及分析的詳細程度所致。為減少定量化過程中的不確定性，應(yīng)在選定合適方法的基礎(chǔ)上，制定好具體的操作原則，進行人因訪談以了解電廠實際情況。

(3) 應(yīng)進一步完善二級HRA分析的實施程序，并就二級PSA中HRA相關(guān)性分析開展研究。

[1] IAEA.Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants(Level I)[R]，Safety Series No.50-P-4，1992.

[2] 國家核安全局，國家發(fā)展改革委，財政部等.核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠景目標[R]，2012.

[3] 張佳佳，李春，楊志義等.國內(nèi)先進壓水堆核電廠安全殼條件失效概率探討[J].核安全，2015，14(3)：82-89.

[4] ASAMPSA2，Best practice guidelines for Level 2 PSA development and applications [R]，2013.

[5] 張力，黃曙東，黃祥瑞等.基于THERP+HCR的人因事件分析模式及應(yīng)用[J].核動力工程，2003，24(3)：272-276.

[6] Swain A D，Guttmann H E.Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Application[S]，NUREG/CR-1278.1983.

[7] Wei W，Hidekazu Y.A pilot study on human cognitive reliability(HCR) by human model simulation[R]，IEEE Proceedings on Intelligent Information System，1997.

[8] German D I，Blackman H S，Marble J.The SPAR-H human reliability analysis method[R]，NUREG/CR-6883，2004.

[9] 福建福清核電有限公司.福清5、6號初步安全分析報告[R]，第19章，2014.

[10] 廣西防城港核電有限公司.防城港3、4號初步安全分析報告[R]，第19章，2015.

The Study of HRA Methods in Level 2 PSA

ZHANG Jia-jia1，LIU Jing-gong2，XIAO Jun1，YANG Zhi-yi1，CHONG Yi-min1

(1.Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 100082，China；2.China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd，Beijing 100084，China)

Human reliability analysis (HRA) is an integral part of probabilistic safety analysis(PSA).The HRA of level 1 PSA has a good foundation and engineering practice in China.However，due to the complexity of human actions in the nuclear power plant severe accident situation，HRA of the level 2 PSA is still under development.Level 2 PSA human action characteristics are introduced，and the status of HRA methods in the level 2 PSA at home and abroad is investigated.The human reliability of primary coolant circuit fast depressurization in severe accident situation of a generation III nuclear power plant is analyzed using THERP，HCR+THERP and SPAR-H methods separately，and the corresponding conclusions and recommendations are drawn.

HRA; Level 2 PSA; Severe Accident; Fast depressurization

2016-09-27

環(huán)保公益性行業(yè)科研專題課題(NO:201309054)資助

張佳佳(1986—)，男，河南洛陽人，高級工程師，碩士,現(xiàn)從事核電廠概率安全分析與嚴重事故研究與審評工作

種毅敏：eofp@163.com

TL364+.5

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0258-0918(2017)01-0035-07