[发明专利]一种核电站数字化主控室操纵员人因可靠性分析方法

说明书

一种核电站数字化主控室操纵员人因可靠性分析方法，涉及人因工程技术领域，该人因可靠性分析方法包括步骤一、确定在事故下核电站数字化主控室操纵员的动态认知过程包括监视、决策和执行三个认知阶段，以该三个认知阶段的失误率之和表示人因可靠性；步骤二、采用指数结构定义各认知阶段的失误率关系式；步骤三、确定步骤二中各认知阶段的影响因子以及影响因子处于不同等级下的权重；步骤四、确定步骤二中各认知阶段的修正系数。本发明的核电站数字化主控室操纵员人因可靠性分析方法以核电厂数字化主控室为背景，提出操纵员基于PSFs权重的人因可靠性分析方法，该方法可以提高操纵员事故执行过程的人因可靠性，减少失误。

技术领域

本发明涉及人因工程技术领域，尤其指一种核电站数字化主控室操纵员人因可靠性分析方法。

背景技术

当前，核电站主控室逐步走向数字化，与传统的主控室相比，数字化主控室具有明显的优势，然而，在该新技术下，核电站主控室操纵员在认知过程、行为方式、失误机理上均发生了变化，随之出现了一些新的人因问题，如：(1)“巨量信息与有限显示”的矛盾；(2)许多信息在界面上都是不固定的，增加了操纵员读错参数信息的可能性；(3)由于巨量的信息不能在同一界面上同时显示，所以操纵员要想获取系统相关的信息，免不了频繁地调用相关界面等操作，大量增加了操纵员的操作次数使失误的可能性增加。(4)由于界面的覆盖，操纵员不能及时观测到正在发生变化的参数，操纵员也忙于各项指令的完成，不能及时检测到重要的警报信息，增加了事故发生的可能。这些变化，改变了核电站主控室操纵员所处的操作过程及任务类型，增加了人因失误。据相关研究表明，在复杂工业系统中，70％～90％的严重事故或故障都是由人的失误引发的，如，1979年的三哩岛事故，1986年的切尔若贝利事故。

目前为止，人因可靠性在定性、定量分析方面已取得了相关的研究成果。最初，人因可靠性主要研究人的失误理论与分类，专家判断等，该时期涉及的HRA(人因可靠性分析)方法主要有：SLIM-MAUD、HEART、专家估计方法、OAT和AIPA，其中比较典型的是HCR及THERP，这些方法着重利用结构化建模和数学计算等方式追求“精确”的分析结果，受制于心理学、认知科学和计算机科学的发展水平，在人为差错机理分析和认知过程建模等方面普遍存在一些不足，很多研究人员将这一时期出现的HRA方法称为第一代HRA方法。接着，在20世纪90年代后，出现了第二代HRA方法，它主要是研究人的动态认知过程，核心思想是将人放在事故情景环境中去探究人的失误机理。这一阶段的方法有ATHEANA、CREAM和MERMOS等。在第一代和第二代HRA方法逐步发展的同时，出现了一种基于仿真的动态建模系统的第三代HRA方法，它利用虚拟场景、虚拟环境以及虚拟人来模拟实际环境中的人的绩效，提供了HRA建模和量化的动态性描绘的基础，说明了复杂人－机系统间动态交互的特性，较具代表性的有：认知环境仿真方法、操纵员－电厂仿真模型、人机一体化设计和分析系统、信息产生中眼动的概率模型、决策和信息处理认知定量化模型等等。第三代HRA方法克服了第一代和第二代HRA方法的缺陷，尝试建立一种基于模拟的动态HRA方法，但也具有一些不完善的地方，如：不能处理所有的行为(技能型、规则型和知识型)；操纵员对电厂状态诊断的基础理论缺乏；未全面合适地考虑各种行为影响因子对人的行为的影响、缺乏组织因素是如何影响人因可靠性的理论基础。

上述HRA方法为人因可靠性在各领域的定性、定量分析提供了基础，为分析人的失误率、行为影响因子、认知行为、注意力资源分配等提供了有效的方法和手段。但这些方法主要适应传统的主控室，传统的操作方式，并不太适用人因问题更复杂的核电站数字化主控室操纵员可靠性分析。

发明内容

本发明提供的核电站数字化主控室操纵员人因可靠性分析方法，以核电厂数字化主控室为背景，提出操纵员基于PSFs权重的人因可靠性分析方法，该方法可以提高操纵员事故执行过程的人因可靠性，减少失误。

为了解决上述技术问题，本发明采用如下技术方案：一种核电站数字化主控室操纵员人因可靠性分析方法，包括：