張佳佳，劉京宮，肖 軍，楊志義，種毅敏

(1.環(huán)境保護(hù)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(hù)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(shí)踐，但由于核電廠嚴(yán)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(diǎn)，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(yán)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(jìn)行了HRA，并給出相應(yīng)的結(jié)論和建議。

HRA；二級PSA；嚴(yán)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(jī)構(gòu)指出HRA質(zhì)量是衡量PSA報告質(zhì)量的重要指標(biāo)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(shí)踐，但由于核電廠嚴(yán)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(yán)重事故發(fā)生后人員緩解行為，C類HRA是重點(diǎn)。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(diǎn)進(jìn)行介紹，對當(dāng)前國內(nèi)外在二級PSA中采用的HRA方法進(jìn)行回顧，并以我國某三代壓水堆核電廠嚴(yán)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(jìn)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(diǎn)

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

(1) 導(dǎo)則/規(guī)程

嚴(yán)重事故情況下使用嚴(yán)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(fù)面影響太嚴(yán)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(yùn)行規(guī)程(EOP/SOP)，在EOP/SOP中對核電廠工況進(jìn)行評估、選擇恰當(dāng)策略以及實(shí)施策略均是主控室的責(zé)任。而在嚴(yán)重事故階段，責(zé)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(fù)責(zé)提供相適用的緩解策略建議，待PED批準(zhǔn)后，由主控室運(yùn)行人員負(fù)責(zé)實(shí)施。

(3) 負(fù)面影響

在發(fā)生嚴(yán)重事故時所采取的策略可能會對當(dāng)前的事故狀況產(chǎn)生負(fù)面的影響。TSC將評估潛在負(fù)面影響的預(yù)期嚴(yán)重性，進(jìn)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(yùn)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(shí)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(diǎn)，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(rèn)知可靠性模型(HCR)方法以及標(biāo)準(zhǔn)化核電站風(fēng)險分析(SPAR-H)方法是當(dāng)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(shí)驗(yàn)(ORE)相關(guān)的模擬機(jī)數(shù)據(jù)進(jìn)行改進(jìn)，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(jìn)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(diǎn)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(jī)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(jìn)行修正。這些點(diǎn)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(diǎn)估計值，并根據(jù)相關(guān)PSF對其進(jìn)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(yùn)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(yùn)行值班組的響應(yīng)時間(中值)的比值有關(guān)。在模擬機(jī)上對核電廠運(yùn)行值班組在事故狀態(tài)下的響應(yīng)進(jìn)行了大量的測試，并對測試結(jié)果進(jìn)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(yàn)室在1994年為ASP(Accident Sequence Precursor)項(xiàng)目開發(fā)的HRA方法，并在2002年對該方法進(jìn)行改進(jìn)，分為功率運(yùn)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(jìn)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(yàn)與培訓(xùn)、規(guī)程、人機(jī)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(yán)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(yán)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(jìn)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(jìn)入SAMG，請示PED批準(zhǔn)后，由PED正式發(fā)布啟動SAMG。(2)主控室操縱員進(jìn)入SAMG中的SACRG-1進(jìn)行初始嚴(yán)重事故響應(yīng)。在將未投運(yùn)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(yán)重事故卸壓閥。熱工水力計算的時間窗口為30 min，進(jìn)入規(guī)程準(zhǔn)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(xiàng)基本任務(wù)，采用THERP方法推薦的基本失誤概率進(jìn)行量化，并進(jìn)一步根據(jù)表征人員壓力水平的PSF和表征監(jiān)護(hù)人員恢復(fù)作用的恢復(fù)因子(RF)進(jìn)行修正，總的人誤概率即為各項(xiàng)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(yán)重事故情景下，認(rèn)為電廠人員均處于很高的壓力負(fù)荷水平；

(4) 由于THERP方法未提供針對數(shù)字化人機(jī)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(jī)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(xiàng)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。總的人誤概率：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(jìn)行計算，P3采用THERP方法進(jìn)行計算；

(2) 人員失誤的概率遵循對數(shù)正態(tài)分布；

(3) 在嚴(yán)重事故情景下，認(rèn)為電廠人員均處于很高的壓力負(fù)荷水平；

(4) 經(jīng)驗(yàn)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(rèn)為應(yīng)急響應(yīng)小組所使用的人機(jī)接口質(zhì)量處于正常水平；

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

(7) 在采用THERP方法對P3進(jìn)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(jìn)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(jìn)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(xiàng))”，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(yán)重事故情景下，認(rèn)為電廠人員均處于很高的壓力負(fù)荷水平；

(3) 考慮執(zhí)行SAMG，需要多個機(jī)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(jī)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(rèn)為TSC所使用的人機(jī)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(yán)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(yán)重事故下人員失誤概率要高一些。此外，由于嚴(yán)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(diǎn)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(rèn)可的，具有工程實(shí)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(xì)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(jìn)行人因訪談以了解電廠實(shí)際情況。

(3) 應(yīng)進(jìn)一步完善二級HRA分析的實(shí)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(yuǎn)景目標(biāo)[R]，2012.

[3] 張佳佳，李春，楊志義等.國內(nèi)先進(jìn)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.

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[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(yán)重事故研究與審評工作

種毅敏：eofp@163.com

TL364+.5

A

0258-0918(2017)01-0035-07