【摘要】：歷史經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)表明,人為因素(簡(jiǎn)稱(chēng)人因)是影響復(fù)雜工業(yè)系統(tǒng)極為重要的因素之一,如何從人因工程的角度,正確地分配人機(jī)功能、合理地設(shè)計(jì)操作規(guī)程、改善人機(jī)接口等,已經(jīng)成為減少或緩解人為失誤誘發(fā)的核電站事故的關(guān)鍵。論文以核電站蒸汽發(fā)生器管道破裂事故為背景,針對(duì)人為失誤,研究系統(tǒng)設(shè)計(jì)的人因可靠性。對(duì)于建立完整概率風(fēng)險(xiǎn)分析,實(shí)現(xiàn)定性和定量評(píng)價(jià)人因失誤行為對(duì)系統(tǒng)安全的影響、盡可能減少人因失誤并提供恢復(fù)能力的人因工程設(shè)計(jì)有著至關(guān)重要的作用。本文分析對(duì)比了當(dāng)前應(yīng)用最廣泛的6種HRA方法,得出其各自的優(yōu)缺點(diǎn)。建立了操縱員認(rèn)知行為模型,給出了其與數(shù)字化核電站人機(jī)接口資源的映射關(guān)系。分析了Rasmussen三級(jí)行為模型及其人因失誤模式。建立了人因失誤原因、操縱員認(rèn)知行為模型、Rasmussen三級(jí)行為模型之間的對(duì)應(yīng)關(guān)系�；趯�(duì)HRA方法的對(duì)比和人因失誤事件分類(lèi),建立了THERP-HCR組合模型。提出了人因可靠性分析的假設(shè)條件和規(guī)范的流程。針對(duì)AP1000核電站蒸汽發(fā)生器管道破裂事故后的人因事件進(jìn)行分析,得出隔離故障蒸汽發(fā)生器的人因失誤概率。實(shí)例分析表明,THERP-HCR組合模型相比于其它HRA方法更為可行和可靠,可在核電站人因可靠性分析中推廣使用。最后提出了今后工作的重點(diǎn),即依靠模擬機(jī)實(shí)驗(yàn)建立適用于數(shù)字化核電站和中國(guó)操縱員的數(shù)據(jù)庫(kù)手冊(cè),并獲取時(shí)間相關(guān)的運(yùn)行數(shù)據(jù)。
【圖文】：

5.1 工況選取蒸汽發(fā)生器管道破裂（Steam Generator Tube Rupture, SGTR）是 AP1000 核電廠中最嚴(yán)重的事故之一。如圖5-1所示，反應(yīng)堆壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和主泵構(gòu)成了核電廠的一回路（紅色部分）。同時(shí)，蒸汽發(fā)生器與汽輪機(jī)、凝汽器和給水泵構(gòu)成了核電廠的二回路（藍(lán)色部分）。蒸汽發(fā)生器是一回路與二回路流體進(jìn)行熱交換的位置。一回路中的反應(yīng)堆冷卻劑具有高強(qiáng)度的放射性，通過(guò)三道屏障進(jìn)行防護(hù)。在SGTR 事件中，，由于喪失了一回路冷卻劑系統(tǒng)與二回路蒸汽系統(tǒng)之間的屏障，使得一回路冷卻劑離開(kāi)反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界并直接排放到環(huán)境中。如果操縱員未及時(shí)干預(yù)或操作不當(dāng)，將導(dǎo)致大量放射性向環(huán)境釋放的嚴(yán)重后果。因此，對(duì) SGTR 進(jìn)行人因可靠性分析是很有必要的。圖 5-1 壓水堆核電站基本原理圖Fig.5-1 PWR basic schematic
【學(xué)位授予單位】：上海交通大學(xué)
【學(xué)位級(jí)別】：碩士
【學(xué)位授予年份】：2015
【分類(lèi)號(hào)】：TM623

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本文編號(hào)：2524906