發(fā)布時間：2019-08-09 17:06

【摘要】：歷史經(jīng)驗教訓表明,人為因素(簡稱人因)是影響復雜工業(yè)系統(tǒng)極為重要的因素之一,如何從人因工程的角度,正確地分配人機功能、合理地設計操作規(guī)程、改善人機接口等,已經(jīng)成為減少或緩解人為失誤誘發(fā)的核電站事故的關鍵。論文以核電站蒸汽發(fā)生器管道破裂事故為背景,針對人為失誤,研究系統(tǒng)設計的人因可靠性。對于建立完整概率風險分析,實現(xiàn)定性和定量評價人因失誤行為對系統(tǒng)安全的影響、盡可能減少人因失誤并提供恢復能力的人因工程設計有著至關重要的作用。本文分析對比了當前應用最廣泛的6種HRA方法,得出其各自的優(yōu)缺點。建立了操縱員認知行為模型,給出了其與數(shù)字化核電站人機接口資源的映射關系。分析了Rasmussen三級行為模型及其人因失誤模式。建立了人因失誤原因、操縱員認知行為模型、Rasmussen三級行為模型之間的對應關系�；趯RA方法的對比和人因失誤事件分類,建立了THERP-HCR組合模型。提出了人因可靠性分析的假設條件和規(guī)范的流程。針對AP1000核電站蒸汽發(fā)生器管道破裂事故后的人因事件進行分析,得出隔離故障蒸汽發(fā)生器的人因失誤概率。實例分析表明,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,即依靠模擬機實驗建立適用于數(shù)字化核電站和中國操縱員的數(shù)據(jù)庫手冊,并獲取時間相關的運行數(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 核電廠中最嚴重的事故之一。如圖5-1所示，反應堆壓力容器、穩(wěn)壓器、蒸汽發(fā)生器和主泵構成了核電廠的一回路（紅色部分）。同時，蒸汽發(fā)生器與汽輪機、凝汽器和給水泵構成了核電廠的二回路（藍色部分）。蒸汽發(fā)生器是一回路與二回路流體進行熱交換的位置。一回路中的反應堆冷卻劑具有高強度的放射性，通過三道屏障進行防護。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反應堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界并直接排放到環(huán)境中。如果操縱員未及時干預或操作不當，將導致大量放射性向環(huán)境釋放的嚴重后果。因此，對 SGTR 進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
【學位授予單位】：上海交通大學
【學位級別】：碩士
【學位授予年份】：2015
【分類號】：TM623

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本文編號：2524906