核電廠嚴重事故人員可靠性分析研究現(xiàn)狀與展望

陳家慶高級工程師 劉東林高級工程師 趙 明高級工程師 青 濤副教授 陳 帥

(1.中核核電運行管理有限公司,浙江 嘉興 314300;2.湖南工學院,湖南 衡陽 421001)

0 引言

自三哩島、切爾諾貝利核電事故之后,人們深刻地認識到核電廠嚴重事故絕不僅是所謂的假想事故,事故可能會造成堆芯大面積燃料包殼失效,威脅或破壞安全的完整性,并引發(fā)大量放射性物質(zhì)釋放到安全殼外的風險,對環(huán)境和公眾產(chǎn)生遠超預期的負面影響,故核工業(yè)界對核電廠嚴重事故的研究更加重視[1]。福島事故后,各國核安全監(jiān)管當局進一步出臺相關(guān)文件,要求制定核電廠嚴重事故管理導則以防止事故惡化及緩解嚴重事故的后果。

隨著我國核電系統(tǒng)及設備可靠性的提升、嚴重事故管理措施的日益完善,從核電安全技術(shù)水平來看,已經(jīng)具有應對類似福島核事故的能力。但核電廠作為一個大規(guī)模復雜工業(yè)系統(tǒng),大量的經(jīng)驗反饋證明,除了技術(shù)因素外,其可靠性還取決于人的因素。

福島事故、切爾諾貝利核電事故和美國三哩島核電事故中暴露出的人因問題充分證明了人的因素對風險的支配作用[2]。特別是在核電廠嚴重事故背景下,應急人員的錯誤診斷、不當操作及其他人因失誤將會直接威脅核電廠安全,人員可靠性越來越成為核電系統(tǒng)安全運行的要素。因此核電廠嚴重事故管理中應急人員的決策、操作可靠性改善及評價問題亟待研究。

人員可靠性分析(Human Reliability Analysis,HRA)通過對人員認知及行為可靠性的定性、定量評價,可以預測并減少人因失誤[3-5],我國國家核安全局、美國核管理委員會(Nuclear Regulatory Commission,NRC)等核安全監(jiān)管機構(gòu)也將HRA列為概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis,PSA)必不可少的部分。但當前大多數(shù)HRA方法針對的是核電廠設計基準事故的主控室操縱員依據(jù)事故應急規(guī)程執(zhí)行的行為或一般瞬態(tài)的主控室人員干預/操作行為[6],而未考慮核電廠嚴重事故管理中的人員響應,如福島事故中出現(xiàn)的人因問題。

針對上述問題,本研究從國內(nèi)外核電廠嚴重事故管理發(fā)展、人員可靠性分析方法發(fā)展、核電廠嚴重事故中人員可靠性研究等層面進行現(xiàn)狀分析,結(jié)合當前研究工作中存在的缺陷,對未來的研究重點進行展望,以期為核電廠嚴重事故管理中人因問題及人員可靠性分析工作的開展提供參考。

1 發(fā)展現(xiàn)狀

核電廠嚴重事故管理中的人員可靠性分析包含在核電廠嚴重事故管理范疇內(nèi),故本研究先介紹國內(nèi)外核電廠嚴重事故管理發(fā)展現(xiàn)狀。

1.1 國外發(fā)展現(xiàn)狀

核電廠嚴重事故管理研究的一個主要方面是制定和修改核電廠嚴重事故管理導則,或改進現(xiàn)有核電站的原有設施、規(guī)程、計劃、培訓等,以加強核電廠對嚴重事故的預防與緩解。因此,各核電國就制訂科學、完備、可行的核電廠嚴重事故管理導則開展了大量工作[7],如NRC于2011年發(fā)布的《21世紀提高反應堆安全的建議》[8],該報告總結(jié)了核電廠嚴重事故特征,指出緩解策略、反應堆操作指南及人員培訓對事故緩解的重要性,并提供了相關(guān)指南。美國電力科學研究院(Electric Power Research Institute,EPRI)于2012年出版了《核電廠嚴重事故管理導則技術(shù)基礎(chǔ)報告》[9],該報告是在其第一版(技術(shù)基礎(chǔ)報告TBR卷1,卷2[10])的基礎(chǔ)上,補充了近20年對核電廠嚴重事故管理研究的相關(guān)成果,被國際各核電公司作為研制核電廠嚴重事故管理導則的基礎(chǔ)。國際原子能機構(gòu)(International Atomic Energy Agency,IAEA)于2019年發(fā)布第54號特別安全導則——《核動力廠的事故管理》[11],該導則為核電廠管理人員從概念階段到制定完整規(guī)程和準則的核電廠嚴重事故管理大綱提供了指導。

此外,在福島事故后,IAEA還組織召開了“福島第一核電站事故背景下的核電廠嚴重事故管理問題國際專家會議”,發(fā)布了IAEAReportonInternationalExpertsMeetingSevereAccidentManagementintheLightoftheAccidentattheFukushimaDaiichiNuclearPowerPlant[12]、《福島第一核電站事故總干事的報告》[13]等技術(shù)文件,以期支持各國核電廠嚴重事故管理能力的提升。

1.2 國內(nèi)發(fā)展現(xiàn)狀

我國國家核安全局在《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠景目標》[14]中開始要求“國家核電廠2013年底制定并實施核電廠嚴重事故管理導則(Severe Accident Management Guideline,SAMG),在建核電廠首次裝料前制定并實施SAMG”。同時,在《福島核事故后核電廠改進行動通用技術(shù)要求》[15]中,總結(jié)福島事故經(jīng)驗教訓,結(jié)合國內(nèi)核電廠安全檢查結(jié)果,提出多種安全改進項;在《核安全與放射性污染防治“十三五”規(guī)劃及2025年遠景目標》[16]中進一步規(guī)定“加強演練,開展同行評議,提高核電廠嚴重事故管理指南質(zhì)量,提升核電廠嚴重事故應對能力”。國家生態(tài)環(huán)境部于2021年1月發(fā)布《核動力廠管理體系安全規(guī)定》,再次高度強調(diào)對核電廠嚴重事故預防和緩解的相關(guān)工作。此外,由中國核能行業(yè)協(xié)會牽頭的核電廠嚴重事故管理同行評估工作也取得了較大的工作實效。

從上述論述可以看出,國內(nèi)外多數(shù)機構(gòu)的工作集中在從技術(shù)、管理、法律法規(guī)等途徑來預防核電廠嚴重事故發(fā)生及發(fā)生后的緩解方式的研究,而對核電廠嚴重事故管理中的人因相關(guān)問題尚未進行深入研究。

根據(jù)福島事故相關(guān)經(jīng)驗反饋文件,本文對福島事故中的人因問題進行整理,見表1。

表1 福島事故中的人因問題Tab.1 Human related issues in Fukushima accident

2 人員可靠性分析方法研究現(xiàn)狀

人員可靠性分析方法可以根據(jù)發(fā)展的大致時間及不同的研究側(cè)重點分為第1代、第2代和第3代HRA方法[17],見表2。

表2 人的可靠性分析方法分類Tab.2 Classification of human reliability analysis method

HRA發(fā)展第一階段的研究側(cè)重于人的失誤理論與失誤類型(意向型失誤、疏忽型失誤等)研究、人員可靠性數(shù)據(jù)來源(包括現(xiàn)場行為數(shù)據(jù)和模擬機實驗數(shù)據(jù))與收集、處理方法研究,并結(jié)合專家判斷得到人員失誤率(即第1代HRA方法),如THERP、ASEP、SLIM等。其中,THERP方法被NRC應用于商用核電廠系統(tǒng),是核反應堆安全性研究報告(WASH—1400報告)的重要部分。此外,THERP方法至今仍被較多領(lǐng)域(核電、石油化工、航運)應用。

相對于第1代HRA方法,HRA發(fā)展第二階段的研究側(cè)重于人員內(nèi)在認知的研究,強調(diào)情景環(huán)境對人的認知、心理、行為可靠性的影響。比較典型的第2代HRA方法有:CREAM、ATHEANA及由美國核管會和愛達荷州國家實驗室合作開發(fā)的SPAR-H方法。CREAM的理論基礎(chǔ)是人的認知控制模式及共同績效條件。ATHEANA方法適用于描述人員在緊急情況下的響應,該方法還對意向型失誤做了深入研究。核電廠SPAR-H方法將人的活動分為診斷和執(zhí)行2個部分,并總結(jié)出8個行為形成因子(Performance Shaping Factor,PSF),通過考慮基準失誤概率及PSFs的共同作用,將整個分析流程標準化。SPAR-H方法使用了簡化的績效模型,有利于工程運用和推廣。目前,SPAR-H方法廣泛應用于國內(nèi)各核電廠的人員可靠性分析,但該方法對復雜情況的分析效果不佳。

近些年,隨著計算機及模擬仿真技術(shù)的發(fā)展,第3代基于仿真的HRA方法應運而生。這一代HRA方法通過動態(tài)建模系統(tǒng),較好地表征了復雜人—機系統(tǒng)間動態(tài)交互的特性,特別是操縱員的認知和行為響應等隨時間的動態(tài)變化。較典型的方法有IDAC、IDHEAS等。IDAC模型從班組的角度,表征、分析了班組在信息處理、決策、任務執(zhí)行的動態(tài)響應過程,并實現(xiàn)了計算機化。IDHEAS方法結(jié)合最新的人員認知心理學研究,重新定義了主控室操縱員班組的認知機制、認知過程、失誤模式、PSFs,通過開發(fā)班組響應樹分析班組任務,進而識別與量化人因失效事件。相關(guān)研究人員已發(fā)表了IDHEAS方法在認知方面的基礎(chǔ)調(diào)研報告[27]及正式報告(NUREG-2199)[28]。

綜上所述,HRA方法正逐漸趨于完善。但由于人的行為的不確定性,現(xiàn)行的HRA方法仍存在諸多缺陷,特別表現(xiàn)在數(shù)據(jù)的可用性和精確性及對人員績效動態(tài)本質(zhì)的描繪不佳。此外,當前大多數(shù)HRA分析方法只是針對于數(shù)字化主控室操縱員日常運行行為,或設計基準事故的主控室操縱員依據(jù)應急運行規(guī)程執(zhí)行緩解任務的行為,沒有考慮以下核電廠嚴重事故背景下的人員特征:存在多個應急團隊;遵循導則由事件導向法事故規(guī)程(Event-Oriented Procedure,EOP)轉(zhuǎn)變?yōu)镾AMG;核電廠嚴重事故發(fā)展的不確定性帶來的不利因素;現(xiàn)場操作員必要時需使用廠外移動設備、特殊設備。因此,現(xiàn)行的HRA方法并不適用于核電廠嚴重事故下人員可靠性的預測和人因失誤的預防。

3 核電廠嚴重事故人員可靠性分析研究現(xiàn)狀

3.1 國外研究現(xiàn)狀

對于核電廠嚴重事故管理中的人員可靠性研究,韓國原子能研究機構(gòu)(Korea Atomic Energy Research Institute,KAERI)的Jaewhan等[29]針對核電廠嚴重事故中不同的電廠損傷狀態(tài),分析了人員依據(jù)SAMG緩解事故的決策進程,基于分析總結(jié)了2級PSA下HRA中人員與組織行為建模面臨的技術(shù)難點,但并未提出解決辦法;Seong等[30]建立了由外部災害引起的事故后HRA的PSFs分類,但并未開展定量分析工作;法國電力集團(Electricite De France,EDF)則將其現(xiàn)行的MERMOSE (Méthode d'Evaluation et de Réalisation des Missions Opérateurs pour la Sreté)方法擴展到核電廠嚴重事故的HRA分析中,該方法提出了應急運行系統(tǒng)的概念,包含電廠人員、應急人員、國家應急組織等,增加了對事故發(fā)展的預測功能,但人因失誤分類及量化工作依賴于專家的協(xié)作判斷[31]。此外,Swain[32]和Richner[33]基于人員失誤概率預測技術(shù)與事故序列評價程序,對特定事故場景的人員可靠性開發(fā)出一種量化方法,通過參考ASEP方法的經(jīng)驗數(shù)據(jù),依據(jù)決策、執(zhí)行難易等級來確定人因失誤概率(Human Error Probability,HEP),得到的人誤概率值較為粗糙;Macleod等[34]基于多樣化的事故緩解策略(Diverse and Flexible Coping Strategies,FLEX)研究出一種簡化的HRA方法,該方法根據(jù)基本人因失誤概率值(Basic Human Error Probability,BHEP),通過考慮設備可用性、人員安全性防護、人員可達性、應急組織之間交流可靠性等,構(gòu)建特定外部事件場景(包括火災、地震等)的HRA決策樹,計算得出相應的HEP值,可用于臨時設備投運及特定外部事件場景的分析;Jang等[35]研究出一種事故緩解進程中的動態(tài)HRA方法,其基于1級PRA的計算結(jié)果與事故模擬分析,結(jié)合專家評估,量化人因失誤概率值,但核電廠嚴重事故下HRA屬于2級PRA范疇,該方法的應用缺少相關(guān)理論及實證數(shù)據(jù)的支撐;Germain等[36-37]在2級PSA的HRA分析中重新定義了SPAR-H方法中的PSF因子,并聯(lián)合加拿大核安全委員會(Canadian Nuclear Safety Commission,CNSC)和愛德華國家實驗室對其中的PSF因子進行評估與量化,但并沒有得出較好的應用案例;Julius等[38]與Presley等[39-40]針對由外部災害(地震、海嘯)等引起的核電廠嚴重事故,應用IAEA提供的HRA分析步驟開展分析,得到外部災害條件下的人員緩解核電廠嚴重事故的失誤概率,但該方法提供的篩選定量分析方法需要大量數(shù)據(jù)基礎(chǔ),且具有較大不確定性。

3.2 國內(nèi)研究現(xiàn)狀

國內(nèi)關(guān)于核電廠嚴重事故人員可靠性分析的研究也在逐步開展。張力等[41]建立核電廠嚴重事故不同應急人員的認知模型并識別相應的行為影響因子,在認知功能的基礎(chǔ)上識別了可能發(fā)生的人因失誤模式,但分析僅停留在定性層面;張佳佳等[42]總結(jié)國內(nèi)外核電廠在2級PSA中核電廠嚴重事故采用的HRA方法,并以我國某三代壓水堆核電廠嚴重事故回路快速卸壓為例,對比了THERP、人的認知可靠性方法(Human Cognitive Reliability,HCR)+THERP及標準化核電廠風險分析人因可靠性方法(SPAR-H)3種人因可靠性分析方法,得到核電廠嚴重事故的人員失誤概率高于設計基準事故,以及各種HRA方法對于同一事件的人員失誤概率計算結(jié)果存在差異2個結(jié)論,但沒有考慮核電廠嚴重事故管理中的人員特征及所選各方法的局限性;雷文靜等[43]也對核電廠嚴重事故適用的HRA方法進行初步研究;陳帥等[7]應用Phoenix方法建立核電廠嚴重事故的HRA方法,但對方法應用的理論基礎(chǔ)論述、定量分析的準確性等層面存在一定缺陷。

綜上所述,當前國內(nèi)外相關(guān)研究多集中在核電廠嚴重事故的適用性研究及特定災害引起的核電廠嚴重事故場景(如外部事件場景)的HRA研究,在以下方面仍存在不足:沒有系統(tǒng)分析、總結(jié)核電廠嚴重事故管理中可能存在的人因問題;缺乏核電廠嚴重事故管理中核電廠人員與組織因素模型;缺乏針對性的定量分析模型。

4 展望

核電廠嚴重事故場景的人員可靠性分析研究未來可從以下幾方面進一步深入研究:

(1)應急人員行為模型研究。在核電廠嚴重事故緩解過程中,出現(xiàn)了大量新的人因特征(應急人員增多、層次增加,職責分工變化,人—系統(tǒng)交互特征變化等),因此需要根據(jù)應急人員的職責與任務特征等分別構(gòu)建其相應的行為模型,以此描述應急人員在核電廠嚴重事故緩解過程中的信息處理進程與決策機制。

(2)人員失誤因果模型的發(fā)展與完善。核電廠嚴重事故管理導則的特殊性改變了操縱員處理事故的邏輯和方式,因此出現(xiàn)了新的人員失誤類型、失誤模式,應當建立新的人員失誤因果模型,理清人員失誤機制,進而辨識人員失誤模式,并開展實證研究,以期從人員角度提升核電廠嚴重事故管理水平。

(3)人因數(shù)據(jù)的收集和規(guī)范化。數(shù)據(jù)匱乏一直是制約人員可靠性分析方法發(fā)展的重要因素。對于核電廠嚴重事故管理中的人因問題,需要建立數(shù)據(jù)收集框架,從模擬機培訓和核電廠嚴重事故演習中采集、挖掘人因數(shù)據(jù),并通過分析人因問題建立經(jīng)驗反饋機制。

5 結(jié)論

本研究闡述了在核電廠嚴重事故場景中人員可靠性分析的重要性,從核電廠嚴重事故管理發(fā)展、人員可靠性分析方法發(fā)展、核電廠嚴重事故下的人員可靠性分析研究3個層面評述了當前研究的現(xiàn)狀與不足,獲得如下結(jié)論:

(1)國內(nèi)外相關(guān)組織機構(gòu)已開展的核電廠嚴重事故管理工作集中在從技術(shù)、管理、法律法規(guī)等層面預防核電廠嚴重事故發(fā)生和緩解其后果,尚未深入研究核電廠嚴重事故場景下的人因問題。

(2)現(xiàn)行已成熟應用的HRA方法未考慮核電廠嚴重事故場景下的人員行為特征,適用性欠佳。

(3)國內(nèi)外關(guān)于核電廠嚴重事故場景的HRA方法研究在人員與組織因素模型、定量分析模型構(gòu)建等方面還處于初步研究階段。

(4)后續(xù)研究應從應急人員行為模型、人員失誤因果模型、人因數(shù)據(jù)的收集和規(guī)范化等方面入手,以期為提升核電廠嚴重事故場景下的人員可靠性提供支持。