張 力,葉海峰,李鵬程,青 濤
(1.南華大學(xué) 核科學(xué)技術(shù)學(xué)院,湖南 衡陽 421001;2.湖南工學(xué)院,湖南 衡陽 421002;3.南華大學(xué) 人因研究所,湖南 衡陽 421001)
核電廠數(shù)字化主控室操縱班組溝通內(nèi)容特征的研究
張 力1,2,3,葉海峰1,李鵬程3,青 濤1
(1.南華大學(xué) 核科學(xué)技術(shù)學(xué)院,湖南 衡陽 421001;2.湖南工學(xué)院,湖南 衡陽 421002;3.南華大學(xué) 人因研究所,湖南 衡陽 421001)
溝通內(nèi)容、溝通方式、溝通及時性是影響作業(yè)班組成員間溝通有效性的三大因素。通過對核電廠數(shù)字化主控室采用新的狀態(tài)導(dǎo)向法事故規(guī)程(SOP)進行工作域分析,提出了操縱班組執(zhí)行SOP時溝通內(nèi)容特征的假設(shè):電廠狀態(tài)及其參數(shù)、電廠系統(tǒng)功能和設(shè)備、規(guī)程是主要的溝通內(nèi)容。在核電廠全范圍模擬機上,3個操縱班組在事故場景下進行了操控實驗。實驗結(jié)果表明,數(shù)字化主控室操縱班組執(zhí)行SOP進行事故處理時溝通內(nèi)容特征的假設(shè)成立。
班組溝通;工作域分析;狀態(tài)導(dǎo)向法事故規(guī)程;數(shù)字化主控室;事故處理
在復(fù)雜社會-技術(shù)系統(tǒng)(航空、化工廠、核電廠、鐵路系統(tǒng)等)發(fā)生的眾多事故中,操縱班組成員間的溝通不當(dāng)是直接或間接原因之一。美國核管會對核電廠事故報告的分析以及對人因事故的調(diào)查表明:在事故報告涉及人的行為問題中,溝通不當(dāng)占35%[1]。恰當(dāng)?shù)臏贤▽F隊績效有著重要意義。在核電廠事故處理中,核電廠操縱班組通過溝通可達到以下目的:及時獲取信息、實現(xiàn)團隊的協(xié)同配合。溝通內(nèi)容的準(zhǔn)確性、溝通方式的適當(dāng)性、溝通時間的及時性是團隊成員間有效溝通的重要體現(xiàn),也是影響溝通有效性的重要因素。有研究人員從溝通方式、溝通數(shù)量的角度研究了操縱班組溝通的特征[25]。本文認(rèn)為溝通內(nèi)容的準(zhǔn)確性是有效溝通的關(guān)鍵,通過對溝通內(nèi)容的研究,可獲得團隊溝通的重要內(nèi)容及其結(jié)構(gòu)、分布和特征,從而可對相關(guān)內(nèi)容的溝通方式提出建議,更好地預(yù)防和減少團隊溝通的失誤。鑒于此,本文針對核電廠數(shù)字化主控室采用狀態(tài)導(dǎo)向法事故規(guī)程(SOP)這一新的工作環(huán)境,研究操縱班組成員溝通的內(nèi)容特征,并在核電廠全范圍模擬機上進行實驗驗證。
工作域是一確切的環(huán)境,其意圖是滿足已經(jīng)確定的需求或目的。在一定工作域內(nèi),工作系統(tǒng)的目標(biāo)(必須實現(xiàn)的目標(biāo)和功能)和可用條件(系統(tǒng)中可用的部件及其使用條件,系統(tǒng)實現(xiàn)某一功能的能力)約束了工作人員的行為,定義了工作人員基本的工作和問題空間,形成了工作域的控制要求和控制技術(shù)。在處理難以預(yù)料的工況或稀有事故時,有關(guān)工作系統(tǒng)約束條件(目標(biāo)和硬件)的知識有助于工作人員在工作系統(tǒng)可接受的界限內(nèi)采取各種方法。
工作域分析(WDA)[6]是認(rèn)知分析的一種。通過WDA對工作系統(tǒng)的目標(biāo)和可用條件建立層次分解空間(ADS),可明確工作域的控制要求和控制技術(shù),建立工作人員行為的約束條件。
ADS包括橫向和縱向兩個維度,橫向的分解維度為整體與部分的關(guān)系,其關(guān)系較簡單??v向的層次維度包括:1)目標(biāo)層,工作系統(tǒng)的目標(biāo)和外部對其的約束條件;2)價值標(biāo)準(zhǔn)層,目標(biāo)實現(xiàn)的評價標(biāo)準(zhǔn);3)功能層,實現(xiàn)目標(biāo)層的系統(tǒng)功能;4)實體能力層,實現(xiàn)功能層的實體單元能力及其限制條件;5)實體層,系統(tǒng)的實體部件。
縱向的層次維度從上至下說明上一層次是如何通過下一層次來實現(xiàn)的,從下到上則說明為何下一層次能提供對上一層次的支持。這種途徑-目的關(guān)系間的多種映射方式(一對一,一對多,多對一,多對多)形成了工作人員的認(rèn)知推理空間。層次維度的上三層形成了該空間的目的性特征,下兩層形成該空間的物理層特征。工作人員間的溝通是其行為之一,系統(tǒng)的目標(biāo)和可用條件是其行為的約束條件,工作人員間溝通的內(nèi)容應(yīng)與ADS的元素特征存在聯(lián)系。
核電廠發(fā)生事故時,運行人員需對電廠狀態(tài)進行目的性改變以達到電廠系統(tǒng)的安全目標(biāo)。在這一過程中,主控室工作域內(nèi)操縱班組間能力的差異(操縱班組人員的運行經(jīng)驗,專業(yè)知識能力,團隊的合作、管理等)可能導(dǎo)致不同的操縱班組在同一事故背景下的溝通特征(溝通頻率、網(wǎng)絡(luò)、方式、內(nèi)容等)不完全一致。同一操縱班組在不同的事故背景下,操縱員的能力支持度和主控室具體的控制要求也不會完全一致,溝通特征也可能發(fā)生變化。因此,針對溝通特征的一般性描述難以適用于所有操縱班組。
盡管如此,不同的操縱班組具有一致的核電廠工作系統(tǒng)目標(biāo)和可用條件。
核電廠工作系統(tǒng)的目標(biāo)和可用條件形成了核電廠主控室工作域的控制要求與技術(shù)。工作域的控制要求、技術(shù),工作人員的能力決定了人員溝通網(wǎng)絡(luò)的結(jié)構(gòu)、溝通的內(nèi)容以及實際的工作組織。當(dāng)工作系統(tǒng)是功能系統(tǒng)時,工作人員的能力、工作域內(nèi)的技術(shù)將會引導(dǎo)人員的分工和工作組織的發(fā)展,并會一直決定人員溝通的內(nèi)容[7]。因此,在核電廠主控室工作域內(nèi),核電廠的系統(tǒng)目標(biāo)和可用條件,主控室操縱班組人員的能力決定了溝通網(wǎng)絡(luò)的結(jié)構(gòu)和內(nèi)容。
在事故處理時,SOP使主控室工作域具有新的系統(tǒng)目標(biāo)和可用條件。本文對某數(shù)字化核電廠采用SOP的數(shù)字化主控室工作域進行分析,提出操縱班組在執(zhí)行SOP的過程中溝通內(nèi)容的可能特征。
SOP的設(shè)計思想是通過對電站總體狀態(tài)功能的識別、診斷,確定功能目標(biāo)、安全狀態(tài),并制定運行控制策略實現(xiàn)其電廠安全運行目標(biāo)[8]。在執(zhí)行SOP過程中,主控室操縱班組對機組整體狀態(tài),事故嚴(yán)重程度的監(jiān)視、診斷和控制圍繞6個基本狀態(tài)及其特性參數(shù)(表1)展開。在參數(shù)判據(jù)及其控制方案的引導(dǎo)下,操縱班組采取措施(如監(jiān)視某些參數(shù)、啟用某些功能、停運某些設(shè)備)使機組恢復(fù)或維持在可接受的狀態(tài)內(nèi),以實現(xiàn)對事故的緩解并最終實現(xiàn)核電廠的安全目標(biāo)。SOP從電廠系統(tǒng)的安全目標(biāo)層出發(fā),對核電廠系統(tǒng)安全目標(biāo)的價值標(biāo)準(zhǔn)層、功能層及實體層的元素和各層次之間的關(guān)系進行了表征,核電廠主控室數(shù)字化儀控系統(tǒng)這一可用條件/硬件背景構(gòu)成了主控室工作域關(guān)于核電廠系統(tǒng)ADS實體能力層(表2)。
表1 核電廠6個基本狀態(tài)及其特性參數(shù)Table 1 Six basic status and feature parameters of nuclear power plant
表2 主控室工作域關(guān)于核電廠系統(tǒng)的層次分解空間Table 2 ADS of nuclear power plant system in work domain of main control room
SOP對6個基本狀態(tài)及其特性參數(shù)的相關(guān)表征確定了系統(tǒng)與操縱班組的目標(biāo)背景和控制要求,構(gòu)成了操縱班組行為的約束條件??梢约僭O(shè)操縱班組溝通的主要內(nèi)容包括:1)核電廠的6個基本狀態(tài)及其特性參數(shù);2)參數(shù)控制涉及的系統(tǒng)功能、設(shè)備等。
SOP表征的目標(biāo)層、價值標(biāo)準(zhǔn)層、功能層及實體層的元素和各層次之間的關(guān)系最終是通過數(shù)字化儀控系統(tǒng)實現(xiàn)的。嶺東核電廠主控室的數(shù)字化儀控系統(tǒng)主要包括基于計算機的顯示系統(tǒng)、軟控制系統(tǒng)和報警系統(tǒng)。具體實現(xiàn)形式為:以計算機為基礎(chǔ)的個人工作站4個,4塊墻面大屏幕信息顯示屏。個人工作站是操縱員主要的工作平臺。在SOP執(zhí)行過程中,軟控制功能使得操縱班組對功能、設(shè)備的操控變得容易、迅速。但個人工作站空間上的相對獨立、規(guī)程的計算機化顯示,使班組成員間的相互監(jiān)督、配合變得困難。因此,SOP對關(guān)鍵步驟的執(zhí)行給出了需要溝通的提示,如一回路操縱員RO1按規(guī)程的提示告訴二回路操縱員RO2自己即將執(zhí)行ECP2規(guī)程,進入序列3等。因此,在SOP的執(zhí)行中,與規(guī)程關(guān)鍵步驟配合的溝通是操縱員的溝通內(nèi)容之一,即關(guān)于規(guī)程的溝通。
綜上,假設(shè)操縱班組溝通的內(nèi)容特征為:1)關(guān)于系統(tǒng)6個基本狀態(tài)及其特性參數(shù)的溝通;2)關(guān)于規(guī)程的溝通;3)系統(tǒng)功能、設(shè)備的溝通。為了對假設(shè)進行驗證,選取3個被試組(9名操縱員)進行了模擬機實驗。
3.1 實驗方案
模擬的事故場景:在某數(shù)字化核電廠全范圍模擬機上,于啟堆過程中發(fā)生安全殼外主蒸汽管道破口疊加蒸汽發(fā)生器傳熱管破口事故。
實驗對象:9名已取得了初級操縱員資格的核電廠運行人員,分為3個操縱班組,編號1、2、3,每組3人,分別為一回路操縱員RO1,二回路操縱員RO2,機組長US。
實驗時間:執(zhí)行SOP 40min。
實驗記錄:用錄像設(shè)備對模擬事故場景下操縱班組執(zhí)行SOP的過程進行全程視頻記錄,對操縱班組成員間的溝通內(nèi)容文檔化。
數(shù)據(jù)獲取:為方便溝通內(nèi)容的計數(shù),對單次溝通的內(nèi)容進行如下處理。如果溝通內(nèi)容含多個對象且多次提及,僅對各溝通對象計數(shù)一次。如在某次溝通中,操縱班組對一回路溫度和壓力進行了討論,對一回路溫度、壓力各計數(shù)一次。
3.2 實驗結(jié)果和討論
1)溝通數(shù)量及分布
3個操縱班組總的溝通次數(shù)分別為:第1組59次,第2組75次,第3組42次。溝通內(nèi)容計數(shù)的分布示于圖1。3個操縱班組關(guān)于參數(shù)(6個狀態(tài)及其特性參數(shù))、系統(tǒng)功能和設(shè)備、規(guī)程和其他內(nèi)容的溝通比例分布示于圖2。
第1組和第3組關(guān)于規(guī)程溝通的計數(shù)明顯少于第2組(圖1)。第1組和第3組的規(guī)程溝通計數(shù)差異可由規(guī)程執(zhí)行進度來解釋(在實驗結(jié)束時,第1組一回路規(guī)程執(zhí)行到ECP2,第2組和第3組均執(zhí)行到ECP3的序列2)。
圖2 3個操縱班組溝通內(nèi)容比例分布Fig.2 Distribution for communication content proportion of three operation crews
第2組關(guān)于規(guī)程的溝通計數(shù)不但明顯高于第1組,還明顯高于規(guī)程執(zhí)行進度無差異的第3組。對溝通文本和視屏資料的分析發(fā)現(xiàn),第2組的溝通方式較另外兩組差,第2組成員在溝通前未通過呼叫引起溝通對象的注意,在溝通對象忙于其他任務(wù)時,這種方式造成了較差的溝通效果,需多次溝通才能達到相關(guān)的目的。這說明對同一內(nèi)容,不當(dāng)?shù)臏贤ǚ绞綍黾尤藛T間溝通的次數(shù),增加溝通失誤發(fā)生的可能性。這也可解釋第2組總的溝通次數(shù)最高,而關(guān)于參數(shù)、系統(tǒng)和設(shè)備的溝通比例(圖2)與其他兩組相差不大。對溝通內(nèi)容以恰當(dāng)?shù)姆绞絹韨鬟f是重要的,溝通次數(shù)與溝通的效果并不正相關(guān)。
參數(shù)、系統(tǒng)功能和設(shè)備、規(guī)程的溝通占據(jù)了3個操縱班組溝通內(nèi)容的絕大部分。在3個操縱班組中,關(guān)于參數(shù)的溝通均處于最大比例,達到了40%以上;關(guān)于系統(tǒng)功能和設(shè)備的溝通比例其次,達到20%以上;關(guān)于規(guī)程的溝通比例在10%以上,這符合提出的溝通內(nèi)容假設(shè)。
在3個操縱班組溝通的主要內(nèi)容分布中,參數(shù)、系統(tǒng)功能和設(shè)備兩者占據(jù)了大部分比例,且參數(shù)的比例大于系統(tǒng)功能和設(shè)備比例。由于核電廠自動化水平的提高和主控室數(shù)字化儀控系統(tǒng)的引入,核電廠系統(tǒng)很多功能和設(shè)備能以自動化的方式實現(xiàn)動作,需要手動操縱的部分,操縱員在個人工作站便能完成。因此,操縱班組成員間并不需要頻繁地對系統(tǒng)功能和設(shè)備進行溝通,在對系統(tǒng)功能和設(shè)備操作時,操縱員主要是以自唱票的形式進行。在事故處理過程中,由于SOP的診斷和控制策略是以狀態(tài)導(dǎo)向為基礎(chǔ)的,參數(shù)目標(biāo)是操縱班組行為的出發(fā)點,操縱班組人員需要對參數(shù)循環(huán)地進行監(jiān)視、診斷、控制,操縱人員和參數(shù)間存在反饋,操縱班組關(guān)于參數(shù)的溝通不但能明確操縱班組的任務(wù)目標(biāo),也能對任務(wù)的效果及時反饋。所以,參數(shù)溝通在班組溝通的內(nèi)容中比例最大,而參數(shù)控制目標(biāo)的實現(xiàn)依賴于系統(tǒng)功能和設(shè)備的動作,其在溝通比例中為第2位。
2)參數(shù)溝通分析
3個操縱班組關(guān)于參數(shù)的溝通比例最大,因此,對參數(shù)的溝通做進一步分析。3個操縱班組關(guān)于參數(shù)內(nèi)容(6個狀態(tài)及特性參數(shù))的溝通比例分布列于表3。
由表3知,3個操縱班組關(guān)于各參數(shù)的溝通比例不完全一致。在核電廠數(shù)字化主控室中,事故時反應(yīng)堆根據(jù)相關(guān)的觸發(fā)信號自動緊急停堆,不需操縱班組實行停堆操作。因此,自動停堆后,次臨界度的溝通為0%。
表3 3個操縱班組關(guān)于參數(shù)內(nèi)容溝通的比例分布Table 3 Distribution for communication proportion on parameter content of three operation crews
3個操縱班組的參數(shù)溝通比例中,一回路壓力和溫度均最大。根據(jù)核電廠縱深防御原則,反應(yīng)堆內(nèi)燃料芯塊和包殼、反應(yīng)堆一回路壓力邊界作為放射性防護的第一道、第二道屏障,其完整性與一回路的溫度和壓力密切相關(guān),因此,處理事故時,操縱班組對一回路壓力和溫度的控制很重要,溝通比例最大,其中第1組關(guān)于一回路壓力和溫度的溝通比例最高,為62%。一回路水裝量的溝通在3個小組均最低,這是因為反應(yīng)堆停堆時高壓安注系統(tǒng)啟動確保了壓力容器的水位。
在數(shù)字化主控室使用SOP處理事故的過程中,盡管不恰當(dāng)?shù)臏贤ǚ绞皆黾恿藴贤ǖ拇螖?shù),但參數(shù)、系統(tǒng)和設(shè)備、規(guī)程是操縱班組溝通內(nèi)容的主要特征。在操縱班組的溝通內(nèi)容中,參數(shù)占據(jù)了重要地位,體現(xiàn)了SOP狀態(tài)導(dǎo)向、非針對特定事故的特征。主控室操縱員在個人工作站的操作相對獨立,操縱班組的溝通內(nèi)容更關(guān)注團隊的控制目標(biāo):即電廠的狀態(tài)及其特性參數(shù)。不同操縱班組對參數(shù)的溝通次數(shù)和分布差異可能影響事故處理進程。在后續(xù)研究中,如果在其他事故工況的實驗中依然得到類似結(jié)果,則可以期望,數(shù)字化主控室操縱班組在執(zhí)行SOP過程中,系統(tǒng)狀態(tài)參數(shù)、系統(tǒng)功能和設(shè)備、規(guī)程可作為操縱班組溝通內(nèi)容的一般特征,操縱班組在使用SOP處理事故時潛在的溝通失誤與這些主要內(nèi)容相聯(lián)系。據(jù)此,可以針對操縱班組溝通的主要內(nèi)容提出溝通方式的建議,從而更好地防止操縱班組溝通失誤對核電廠運行安全帶來的負(fù)面影響。
[1] Evaluation criteria for communications-related corrective action plans,NUREG-1545[R].US:Nuclear Regulatory Commission,1997.
[2] CHUNG Y H,MIN D,KIM B R.Observations on emergency operations using computerized procedure system[C]∥Proceedings of the 2002 IEEE 7th Conference on Human Factors and Power Plants.Scottsdale,USA:[s.n.],2002.
[3] MIN D H,CHUNG Y H,YOON W C.Comparative analysis of communication at main control rooms of nuclear power plants[C]∥Proceedings of IFAC/IFIP/IFORS/IEA Symposium.Atlanta,USA:[s.n.],2004.
[4] KIM Seunghwan,PARK Jinkyun,HAN Sangyong,et al.Development of extended speech act coding scheme to observe communication characteristics of human operators of nuclear power plants under abnormal conditions[J].Loss Prevention in the Process Industries,2010,23:539-548.
[5] PARK Jinkyun,JUNG Wondea,YANG Jooneon.Investigating the effect of communication characteristics on crew performance under the simulated emergency condition of nuclear power plants[J].Reliability Engineering and System Safety,2012,101:1-13.
[6] NAIKAR N,HOPCROFT R,MOYLAN A.Work domain analysis:Theoretical concepts and methodology[R].Australia:Defense Science and Technology Organisation,2005.
[7] RASMUSSEN J,PEJTERSEN A M,SCHMIDT K.Taxonomy for cognitive work analysis[R].Denmark:Ris?National Laboratory,1990.
[8] 吳廣君,劉玉華,劉志云.狀態(tài)導(dǎo)向法事故規(guī)程在我國核電廠中的應(yīng)用[J].能源工程,2011(1):21-24.
WU Guangjun,LIU Yuhua,LIU Zhiyuan.Application of the state oriented procedures in nuclear power station in our countries[J].Energy Engineering,2011(1):21-24(in Chinese).
Research on Characteristics of Communication Content of Operation Crew in Digital Main Control Room of Nuclear Power Plant
ZHANG Li1,2,3,YE Hai-feng1,LI Peng-cheng3,QING Tao1
(1.School of Nuclear Science and Technology,University of South China,Hengyang421001,China;2.Hunan Institute of Technology,Hengyang421002,China;3.Human Factor Institute,University of South China,Hengyang421001,China)
Communication content,communication mode and timeliness of communication are the main three factors that influence the effectiveness of the communication between team members.Based on the work domain analysis to execution of state-oriented procedures(SOP),the assumptions for operation crews’characteristics of the communication content in executing SOP were proposed,which supposed that the power plant status and parameters,power plant system functions and equipments,and SOP as well were the main communication contents.On a full-scope simulator of nuclear power plant,three operation crews performed experiments simulating accident scenarios.The results show that the assumptions of characteristics of the communication content are valid.
crew communication;work domain analysis;state-oriented procedures;digital main control room;accident management
TL364.1
:A
:1000-6931(2015)04-0750-05
10.7538/yzk.2015.49.04.0750
2013-12-21;
2014-10-08
國家自然科學(xué)基金資助項目(71071051,71371070);嶺東核電有限公司科研項目資助(KR70543)
張 力(1955—),男,四川中江人,教授,博士,主要從事人因工程、系統(tǒng)安全分析與評價等研究