核電廠運行人員可靠性中若干問題的現(xiàn)代研究

趙明?趙玲

摘 要 隨著我國經(jīng)濟的快速發(fā)展，需要更多的能源供應(yīng)，核電發(fā)展已經(jīng)成為我國能源戰(zhàn)略重要組成部分。核電廠是一個復雜的技術(shù)系統(tǒng)，屬科技密集型產(chǎn)業(yè)。對于核電廠而言，安全是核電存在和發(fā)展的基礎(chǔ)，一旦發(fā)生事故，不但造成重大的人員和經(jīng)濟損失，也會產(chǎn)生超出自身范圍的巨大社會負面效應(yīng)。因此，對核電廠運行人員可靠性進行研究至關(guān)重要。

關(guān)鍵詞 核電廠；概率安全評價；人員可靠性分析

前言

概率安全評價是核電廠安全分析的主要工具，人員可靠性分析是其重要組成部分之一。核電廠運行人員的行為，對電廠安全影響顯著。通過人員可靠性的定性和定量分析相結(jié)合能夠更加現(xiàn)實地評價電廠的安全性，以發(fā)現(xiàn)電廠安全管理中的不足，消除或緩解因系統(tǒng)和設(shè)備失誤導致的后果。隨著對人員可靠性分析研究的深入，發(fā)現(xiàn)現(xiàn)有分析體系存在一些不足和局限性。本文主要對核電廠運行人員可靠性中若干問題進行研究。

1 核電廠運行人員可靠性研究的必要性

在概率安全評價（Probabilistic Safety Assessment，PSA）中，人員可靠性分析（Human Reliability Analysis，HRA）是事故序列和在總風險中人與系統(tǒng)的交互作用對風險貢獻重要性的關(guān)鍵所在，它影響著事故序列的進程，對核電廠的安全風險具有顯著的影響。HRA對PSA的主要作用是辨識對系統(tǒng)失效和緩解始發(fā)事件過程中可能發(fā)生的人員行為失誤并評估這些失誤發(fā)生的概率，并提供相應(yīng)的決策指導[1]。

隨著核電廠系統(tǒng)設(shè)備的可靠性不斷提高，運行環(huán)境得到很大的改善。但作為人-機系統(tǒng)極其重要部分的人，一方面，由于其生理、心理、社會、精神等特性，既存在一些內(nèi)在弱點，又有極大可塑性和難以控制性；另一方面，盡管系統(tǒng)的自動化程度提高了，但歸根結(jié)底還要由人來設(shè)計、制造、組織、維修和控制等。因此，人在系統(tǒng)中的作用不是削弱了，而是變得更加重要和突出。

在對世界核電廠營運者聯(lián)合會1993-2002年940份運行事件分析報告進行分析，發(fā)現(xiàn)有551件與人因相關(guān)，人因失誤仍然是核電站事故最主要的誘因之一[2]。預防與減少人因事故已是確保核電廠安全運行必須解決的關(guān)鍵問題之一，HRA的水平已經(jīng)成為衡量一份PSA報告水平的重要指標之一，研究人因可靠性對核電廠安全的影響意義重大。

2 核電廠運行人員可靠性中若干問題分析

2.1 人因模型建立的問題

人在系統(tǒng)內(nèi)的行為不僅受到系統(tǒng)任務(wù)的分配，也受到個體內(nèi)在因素的作用，以及時間、空間、環(huán)境的影響，即人的行為是其行為形成因子集合的函數(shù)，因此對系統(tǒng)進行人因分析時，不僅需要描述行為本身，還需要研究行為者與系統(tǒng)中其他元素的關(guān)系，這是人因分析難以模型化的主要原因。

人因建模還需考慮以下問題：①環(huán)境與人行為的關(guān)系；②人因失誤機理確認的問題；③人因分析的客觀性與一致性的問題；④人因分析數(shù)據(jù)的可用性問題；⑤人因分析中的文化因素；⑥組織管理層的人因分析等。

經(jīng)過半個多世紀的發(fā)展，已有數(shù)十種HRA方法。這些方法發(fā)展的時間進程大致可以分為第一代、第二代和第三代HRA方法[3]。

第一代HRA方法主要基于靜態(tài)的專家判斷與統(tǒng)計分析相結(jié)合，它們被稱為第一代HRA方法。其主要工作包括人的失誤理論與分類研究，人的可靠性數(shù)據(jù)的收集和整理（現(xiàn)場數(shù)據(jù)和模擬機實驗數(shù)據(jù)）和發(fā)展以專家判斷為基礎(chǔ)的人失誤概率的統(tǒng)計分析與預測方法。

第二代HRA方法結(jié)合認知心理學、以人的認知可靠性模型為研究熱點的新階段，即著重研究人在應(yīng)急情景下的動態(tài)認知過程，包括探查、診斷、決策等意向行為，核心思想是將人放在任務(wù)情景環(huán)境中去探究人的失誤機理， 認為任務(wù)所處的環(huán)境條件才是導致人因失誤的決定因素，而不是采取割裂的分解賦值方式，又稱為動態(tài)的人的可靠性分析模型。

第三代HRA方法為基于仿真技術(shù)的動態(tài) HRA 方法。這類方法是一種動態(tài)建模系統(tǒng)，采用人員行為仿真，利用虛擬環(huán)境、虛擬場景和虛擬人員來模擬實際情境環(huán)境中的人員行為和績效，提供了一個 HRA 建模的動態(tài)性描繪基礎(chǔ)，同時也對復雜人-機系統(tǒng)間的動態(tài)交互特性進行了表征。

2.2 人因數(shù)據(jù)采集的問題

數(shù)據(jù)采集是HRA研究及應(yīng)用的基礎(chǔ)。沒有系統(tǒng)的、可用的、可靠的數(shù)據(jù)，HRA模型就不能得以合理量化。研究過程中，由于相同類型數(shù)據(jù)的獲取方式可能不同，因此在解決同一問題時得出的結(jié)論就有可能不同，甚至相差甚遠。在研究相同或類似問題時，如何建立一個統(tǒng)一的數(shù)據(jù)獲?。ú杉┮?guī)范性平臺，使得研究人員在對人因事件進行量化分析后，能夠找出對整個系統(tǒng)最具影響或最具有改善可能的事故序列，是后續(xù)HRA研究需要深度思考的一個問題。同時，規(guī)范性數(shù)據(jù)采集平臺的建立，也可以使數(shù)據(jù)接口之間的相容性得到改善，有利于HRA模型接口問題的解決。

2.3 人因數(shù)據(jù)庫建設(shè)的問題

理論上，人因數(shù)據(jù)庫可以為HRA直接提供相關(guān)的數(shù)據(jù)，大大減少了人力、物力的投資，使HRA研究成本降到可以接受的水平。實際上，人員失誤既頻繁，又帶有突發(fā)性和無序性，使得其數(shù)據(jù)采集和掌握規(guī)律極為困難，所以人因數(shù)據(jù)庫建設(shè)多年來進展緩慢。目前已有的數(shù)據(jù)源包括：①核電廠事故和事件報告；②核電廠模擬機上的模擬數(shù)據(jù)報告；③維修報告；④與核電廠工作人員訪談；⑤PSA報告；⑥核電廠日志；⑦設(shè)備記錄；⑧相關(guān)文獻中提及的數(shù)據(jù)等。

目前，國內(nèi)已有幾家科研院所致力于開發(fā)人員失誤數(shù)據(jù)庫，后續(xù)將在人因數(shù)據(jù)庫的基礎(chǔ)上開發(fā)出與我國核電環(huán)境相匹配的自己的核電廠人員可靠性數(shù)據(jù)庫管理系統(tǒng)，該管理系統(tǒng)的智能決策功能是今后研發(fā)設(shè)計的趨勢。

3 結(jié)束語

綜上所述，作為PSA研究的重要組成部分，HRA量化過程和結(jié)果對核電廠安全穩(wěn)定運行非常重要。但是，HRA在方法、技術(shù)和數(shù)據(jù)等方面還存在難度和不確定因素。規(guī)范性數(shù)據(jù)采集平臺的構(gòu)建是確保數(shù)據(jù)一致性，并有利于不同HRA模型之間接口相容性問題的解決。并指出人因數(shù)據(jù)庫的智能決策性是必然的發(fā)展趨勢，并且也是節(jié)約大量研究成本的有效途徑。

參考文獻

[1] 何旭洪，高佳.可靠性分析方法比較[J].核動力工程，2005， 26（6）：627-630.

[2] 張力，趙明. WANO人因事件統(tǒng)計及分析[J].核動力工程，2005， 26（3）：291-295.

[3] 黃曙東，戴立操，張力.核電廠人因事故預防的定量化決策[J].中國安全科學學報，2006，16（6）：46-49.