數(shù)字化核電廠人誤模式及可靠性研究
發(fā)布時間:2021-03-10 04:42
隨著計算機與數(shù)字化技術(shù)的發(fā)展,核電領(lǐng)域正處于運行反應(yīng)堆改造、新的反應(yīng)堆建造、先進反應(yīng)堆在設(shè)計的階段。對于1990年后建造的機組,控制和安全系統(tǒng)中部分或全部安裝了數(shù)字化儀控,操縱員工作環(huán)境的變化使得操縱員的行為模式﹑工作負荷等產(chǎn)生了新的變化。而另一方面,有關(guān)數(shù)字化控制系統(tǒng)中的人因失誤與人因可靠性分析(HRA,Human reliability analysis)的研究還處于起步階段,其中影響人因可靠性分析水平的重要因素就是缺乏充分的人員績效數(shù)據(jù)。因此,本文以核電廠數(shù)字化核電廠中操縱員的人因失誤和人因可靠性分析為研究對象進行定性分析,通過在調(diào)研當前HRA方法與宏觀認知模型的基礎(chǔ)上,建立了宏觀認知框架,對國內(nèi)1993-2017年661份核電廠運行報告進行了統(tǒng)計分析,獲得以下研究成果:(1)識別了數(shù)字化核電廠的人員人誤模式,為數(shù)字化核電廠人因數(shù)據(jù)的收集提供依據(jù)。通過與模擬技術(shù)核電廠進行比較,發(fā)現(xiàn)數(shù)字化核電廠與模擬技術(shù)核電廠的任務(wù)類型大致相似,但數(shù)字化核電廠信息來源類型更多樣化,信息數(shù)量增多,同時計算機輔助支持系統(tǒng)﹑數(shù)字化界面可以輔助操縱員進行圖形對比與輔助預(yù)測,相比模擬技術(shù)核電廠更多基于技能與...
【文章來源】:南華大學(xué)湖南省
【文章頁數(shù)】:65 頁
【學(xué)位級別】:碩士
【部分圖文】:
宏觀認知框架圖
圖 3-2 導(dǎo)致人因事件的根原因分布(非獨立)3.5.2 根原因與認知失誤類型對應(yīng)分析3.5.2.1 影響因素與認知失誤類型的對應(yīng)關(guān)系分析為了探究不同影響因素對不同認知失誤類型的任務(wù)失效模式之間的密切關(guān)系程度以及產(chǎn)生影響的途徑,本節(jié)對影響因素﹑根原因與認知失誤類型分別進行了對應(yīng)分析。表 3-4 為影響因素與認知失誤類型對應(yīng)分析對應(yīng)表。從表中可以看出,與培訓(xùn)經(jīng)驗不足或工序問題相關(guān)的人因事件最多,與壓力與復(fù)雜程度相關(guān)的人因事件最少。因為本文統(tǒng)計的核電廠事故報告主要為運行事件報告,事故后果主要為沒有明顯影響或中斷運行等,對操縱員造成的壓力較小,任務(wù)復(fù)雜度不高?梢哉J
圖 3-3 認知失誤類型與影響因素對應(yīng)分析散點圖3.5.2.2 根原因與認知失誤類型的對應(yīng)分析為了探究不同影響因素作用于認知失誤的方式,本文繼續(xù)對根原因與認知失誤類型進行對應(yīng)分析。表 3-6 為對應(yīng)分析的卡方檢驗分析表。其中,P=0.00,值遠小于 0.05,具有顯著性差異。可認為根原因與認知失誤類型兩者之間存在依賴關(guān)系,可以做進一步的對應(yīng)分析。表 3-6 根原因*認知失誤類型卡方檢驗分析表維數(shù) Sig.慣量比例解釋 累積1 .491 .4912 .275 .7653 .227 .9924 .008 1.000
【參考文獻】:
期刊論文
[1]關(guān)于加強國內(nèi)核安全經(jīng)驗反饋工作的思考[J]. 肖志,陶書生,韋力,湯搏. 核安全. 2017(04)
[2]基于改進型CREAM方法的核電廠數(shù)字化人機界面人因可靠性研究[J]. 吳官寅,胡立生,張建波. 自動化應(yīng)用. 2017(11)
[3]核電廠事故規(guī)程自動化水平對人員心智負荷和作業(yè)績效的影響研究[J]. 青濤,張力,周杰,羅克川. 核科學(xué)與工程. 2017(03)
[4]核電廠操縱員的認知行為和失誤分析[J]. 李鵬程,張力,戴立操,趙明. 工業(yè)工程與管理. 2015(01)
[5]DCS環(huán)境下防人因失誤研究[J]. 方立奎,馮文彪. 儀器儀表用戶. 2012(04)
[6]核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)結(jié)構(gòu)比較分析[J]. 王遠隆. 中國核電. 2011(03)
[7]秦山核電廠保護系統(tǒng)數(shù)字化改造設(shè)計[J]. 任永忠,晁平,徐冬苓. 核技術(shù). 2010(02)
[8]R-Q型因子分析與對應(yīng)分析[J]. 曾道明,紀宏金,高文,劉強. 物探化探計算技術(shù). 2008(01)
[9]核電廠大LOCA始發(fā)嚴重事故下氫氣源項的敏感性分析[J]. 郭連城,曹學(xué)武. 核動力工程. 2007(05)
[10]人誤模式與原因因素分析[J]. 李鵬程,王以群,張力. 工業(yè)工程與管理. 2006(01)
博士論文
[1]認知模型支持下的人因可靠性分析方法研究[D]. 蔣英杰.國防科學(xué)技術(shù)大學(xué) 2012
[2]核電廠數(shù)字化控制系統(tǒng)中人因失誤與可靠性研究[D]. 李鵬程.華南理工大學(xué) 2011
[3]概率安全評價中人因可靠性分析技術(shù)研究[D]. 張力.湖南大學(xué) 2004
碩士論文
[1]FMECA在核電廠人誤分析中的應(yīng)用研究[D]. 孫婧.南華大學(xué) 2018
[2]基于Markov模型的核電站功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)可靠性評估方法研究[D]. 黃勇成.上海交通大學(xué) 2015
[3]基于CREAM的海上交通事故人因分析[D]. 梁凱林.大連海事大學(xué) 2014
[4]TACOM方法在SPAR-H中的應(yīng)用[D]. 吳優(yōu).天津大學(xué) 2014
[5]數(shù)字化核電廠操縱員監(jiān)視轉(zhuǎn)移規(guī)律研究[D]. 李林峰.南華大學(xué) 2013
本文編號:3074071
【文章來源】:南華大學(xué)湖南省
【文章頁數(shù)】:65 頁
【學(xué)位級別】:碩士
【部分圖文】:
宏觀認知框架圖
圖 3-2 導(dǎo)致人因事件的根原因分布(非獨立)3.5.2 根原因與認知失誤類型對應(yīng)分析3.5.2.1 影響因素與認知失誤類型的對應(yīng)關(guān)系分析為了探究不同影響因素對不同認知失誤類型的任務(wù)失效模式之間的密切關(guān)系程度以及產(chǎn)生影響的途徑,本節(jié)對影響因素﹑根原因與認知失誤類型分別進行了對應(yīng)分析。表 3-4 為影響因素與認知失誤類型對應(yīng)分析對應(yīng)表。從表中可以看出,與培訓(xùn)經(jīng)驗不足或工序問題相關(guān)的人因事件最多,與壓力與復(fù)雜程度相關(guān)的人因事件最少。因為本文統(tǒng)計的核電廠事故報告主要為運行事件報告,事故后果主要為沒有明顯影響或中斷運行等,對操縱員造成的壓力較小,任務(wù)復(fù)雜度不高?梢哉J
圖 3-3 認知失誤類型與影響因素對應(yīng)分析散點圖3.5.2.2 根原因與認知失誤類型的對應(yīng)分析為了探究不同影響因素作用于認知失誤的方式,本文繼續(xù)對根原因與認知失誤類型進行對應(yīng)分析。表 3-6 為對應(yīng)分析的卡方檢驗分析表。其中,P=0.00,值遠小于 0.05,具有顯著性差異。可認為根原因與認知失誤類型兩者之間存在依賴關(guān)系,可以做進一步的對應(yīng)分析。表 3-6 根原因*認知失誤類型卡方檢驗分析表維數(shù) Sig.慣量比例解釋 累積1 .491 .4912 .275 .7653 .227 .9924 .008 1.000
【參考文獻】:
期刊論文
[1]關(guān)于加強國內(nèi)核安全經(jīng)驗反饋工作的思考[J]. 肖志,陶書生,韋力,湯搏. 核安全. 2017(04)
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[3]核電廠事故規(guī)程自動化水平對人員心智負荷和作業(yè)績效的影響研究[J]. 青濤,張力,周杰,羅克川. 核科學(xué)與工程. 2017(03)
[4]核電廠操縱員的認知行為和失誤分析[J]. 李鵬程,張力,戴立操,趙明. 工業(yè)工程與管理. 2015(01)
[5]DCS環(huán)境下防人因失誤研究[J]. 方立奎,馮文彪. 儀器儀表用戶. 2012(04)
[6]核電廠數(shù)字化儀控系統(tǒng)結(jié)構(gòu)比較分析[J]. 王遠隆. 中國核電. 2011(03)
[7]秦山核電廠保護系統(tǒng)數(shù)字化改造設(shè)計[J]. 任永忠,晁平,徐冬苓. 核技術(shù). 2010(02)
[8]R-Q型因子分析與對應(yīng)分析[J]. 曾道明,紀宏金,高文,劉強. 物探化探計算技術(shù). 2008(01)
[9]核電廠大LOCA始發(fā)嚴重事故下氫氣源項的敏感性分析[J]. 郭連城,曹學(xué)武. 核動力工程. 2007(05)
[10]人誤模式與原因因素分析[J]. 李鵬程,王以群,張力. 工業(yè)工程與管理. 2006(01)
博士論文
[1]認知模型支持下的人因可靠性分析方法研究[D]. 蔣英杰.國防科學(xué)技術(shù)大學(xué) 2012
[2]核電廠數(shù)字化控制系統(tǒng)中人因失誤與可靠性研究[D]. 李鵬程.華南理工大學(xué) 2011
[3]概率安全評價中人因可靠性分析技術(shù)研究[D]. 張力.湖南大學(xué) 2004
碩士論文
[1]FMECA在核電廠人誤分析中的應(yīng)用研究[D]. 孫婧.南華大學(xué) 2018
[2]基于Markov模型的核電站功能安全數(shù)字化控制系統(tǒng)可靠性評估方法研究[D]. 黃勇成.上海交通大學(xué) 2015
[3]基于CREAM的海上交通事故人因分析[D]. 梁凱林.大連海事大學(xué) 2014
[4]TACOM方法在SPAR-H中的應(yīng)用[D]. 吳優(yōu).天津大學(xué) 2014
[5]數(shù)字化核電廠操縱員監(jiān)視轉(zhuǎn)移規(guī)律研究[D]. 李林峰.南華大學(xué) 2013
本文編號:3074071
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