核電站人因可靠性分析模型=安全人機工程學(xué)=湖南(編輯修改稿)
2025-02-28 21:35 本頁面
【文章內(nèi)容簡介】 事件描述 當值人員根據(jù)規(guī)程對與事故相關(guān)的關(guān)鍵系統(tǒng)或設(shè)備的狀態(tài)進行判斷以及進行的相應(yīng)的操作行為和事故演進及處理過程 。 （ 3） 事件成功準則 為確保事件成功所進行的關(guān)鍵性操作 。 （ 4） 提問清單及調(diào)查與訪談記錄表 根據(jù)對事故進程的理解 ， 列出需要了解或確認的問題 ， 主要包括操縱員 、 安全工程師對事件進程的理解 ， 運行人員所用規(guī)程及規(guī)程的易用性 ， 事件進程中所需的操作步驟 、 條件及關(guān)系 ， 操作現(xiàn)場的人 機 環(huán)境系統(tǒng)狀況 ， 人員間相關(guān)性及操作步驟間的相關(guān)性 ， 事故可能造成的后果及運行人員對其嚴重程度的理解 （ 心理壓力 ） ，允許時間 、 實際診斷時間 、 操作時間 、 一般執(zhí)行時間等 。 （ 5） 調(diào)查 、 訪談結(jié)論 事件的進程 、 任務(wù)分析 、 人員每一動作的意義 、動作目的 、 成功準則 、 系統(tǒng)人 機接口的狀況 、 系統(tǒng)狀態(tài) 、 運行人員的心理狀況以及 THERP和 HCR模式所需的各類信息和數(shù)據(jù) （ 6） 事件分析 事件過程分析：根據(jù)事件進程將事件劃分 為幾個階段； 建模分析：對每一階段的人員行為進行初步分 析 ， 決定采用何種模式計算其失誤 概率 。 （ 7） 建模與計算 建模分析 定量分析模型 數(shù)學(xué)計算 系統(tǒng)情況及有關(guān)假設(shè) 對電站人員配備情況 、 人員之間的工作關(guān)系和緊張情況 、 規(guī)程使用情況等作出統(tǒng)一約定和假設(shè) 。 另外 ， 基于熱工水力計算 ， 需給出各事件的有關(guān)時間參數(shù) 。 HRA實例 1: SGTR（蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂） 核電廠一回路和二回路系統(tǒng)示意圖 反應(yīng)堆安全殼廠房蒸汽發(fā)生器卸壓閥安全殼噴淋裝置至安全殼噴淋泵釋放閥至汽輪機卸壓器穩(wěn)壓器壓力殼安全殼地坑N2安注泵至上充泵至容積控制箱主冷卻劑泵冷段熱段給水泵輔助給水泵一回路系統(tǒng)二回路系統(tǒng)安注箱事故序列建模 ： 事件樹建模 故障樹建模 SGTR功能事件樹 蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂反應(yīng)性控制排出堆芯衰變熱和儲存熱保持反應(yīng)堆冷卻劑裝量SGTR RC RCDH MRCI1234okcdcdcdMRCIRCDIRC事件樹分析 ? 電廠響應(yīng)分析 ? 操縱員響應(yīng)分析 ? 事件樹題頭 ? 事件樹的展開 ? 事件序列： 11個 SGTR事故序列事件樹 SGTR RT AFW SGTR/IS DTPE DTPECA HPI RHR1234567891011OKOKCDCDCDOKCDCDCDCDCDDTPEDTPEDTPERHRDTPEHPIDTPEDTPECASGTR/ISSGTR/ISRHRSGTR/ISHPISGTR/ISDTPECAAFWRTNo.Conseq. Code蒸汽發(fā)生器傳熱管斷裂反應(yīng)堆保護系統(tǒng)輔助給水系統(tǒng)SG隔離E－3RCS降溫降壓ECA3RCS降溫降壓ECA3高壓安注系統(tǒng)停冷系統(tǒng)A系統(tǒng)故障樹分析 SGTR 人因事件在 PSA模型中基本位置 至圖6 . 3 事件樹 A 點SGTR / I SS G T R 時蒸汽發(fā)生器的隔離失效BZ Z Q00 01CC 9F O EU PS1BZ Z Q00 01V T AF C1 主蒸汽隔離閥的支持系統(tǒng)失效SGIS1 E3S G/ I SH E1 ＃主蒸汽隔離閥本體不能關(guān)S G T R 時蒸汽發(fā)生器的隔離人因失誤1 ＃主蒸汽隔離閥控制回路失效重要儀表電源段失電SGTR人因事件分析 ? SGTR人因事件：蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂（ SGTR）后，操縱員未能在 20分鐘內(nèi)隔離破管蒸汽發(fā)生器 ? 事件背景 ? 事件描述：蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂 → 進入 E0規(guī)程執(zhí)行至 23步，蒸汽發(fā)生器抽氣器排汽放射性 N16高報或蒸汽發(fā)生器排污水放射性
教學(xué)課件相關(guān)推薦
鄂ICP備17016276號-1