NB-T20642-2023核电厂人员可靠性分析导则.docx

《NB-T20642-2023核电厂人员可靠性分析导则.docx》由会员分享，可在线阅读，更多相关《NB-T20642-2023核电厂人员可靠性分析导则.docx（15页珍藏版）》请在优知文库上搜索。

1、ICS27.120.20F65NB中华人民共和国能源行业标准NB/T206422023代替NB1T202972014核电厂人员可靠性分析导则(uideofhumanre1.iabi1.ityana1.ysisfornuc1.earpowerp1.ant2023-11-26实施国家能源局发布前*III范IHI2术语和定义及缩略语I3人员可靠性分析的基本要求24人员可靠性分析的实施4参考文觥12.JU1.刖5本文件按照GB,，T1.1-2020标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则3的规则起草.本文件主要参考IAEA、NRC、IEEE仃关PSA实施导则/标准中的HRA部分,并结合国内核

2、电厂人员可就性分析的羟验总结完成编制工作.本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。本文件由中国核电发展中心归口本文件编制单位；苏州热工研究院有限公司、上海核工程研究设计有限公司、中国核电工程有限公司、深圳中广核工程设计有限公司。本文件主要起草人：李林峰、国秀峰、仇永津、娄亮、吴官寅、刘坤秀、卓伟钺、徐志辉、郑脾蛟，核电厂人员可靠性分析导则1Xf1.本文件规定了核电厂概率安全评价活动中人员可粕性分析的基本要求和实施方法.本文件适用于设计阶段与运行阶段核电厂全范例概率安全评价活动中的人员可靠性分析。2规范性引用文件本文件无规范性引用文件.3术褥和定义及甯3.1 术语和定义下列术语和定义适用于本文

3、件.3.1.1认知cognitive人员接受、控制和存储知识或佶息,或是按照该认识所进行的控制行动.3.1.2相关性dependency某一物项实现此功能所依赖的外部要求，并且与相关事件有联系,这些相关事件由其他事件或偶发事件所确定，或受它们影响或与它们有相互关系.3.1.3母断diaenoeis对数据进行检查和评价，以确定设翁和系统的状态或产生这种状态的原因.3.1.4人员动作humanaction可观察到的人员意向的结果。注：通常指身体的行动或动作.3.1.5人员失误（人员差错humanerror超出某一可接受限值的任何人员动作。注：包括需要实施却没有实施的行为（动作），但不包括恶意的行为

4、,3.i.6人员失篌事件humanfai1.ureeventi1.1.人员不动作或不适当的动作而引起的一个部件、系统或功能的失效或不可用的茶本方件，3.1.7Af1.失IMHhuanerrorProbeM1.ity电厂人员执行正确的.必要的或指定的行动和响应时发生失误的可能性,即人员失误事件的发生概率.3.1.8人员可性分析humnre1.iabi1.ityana1.ysis用于识别潜在的人员失误事件，并应用数据、校型或专家判断来系统地评估这些事件的发生概率的一种结构化方法.3.1.9A111hurariiBdnnei11tface人计算机(系统)之间建立联系交换信息的输入/输出设备的接口.注

5、：这些设的可能包括但不限于犍盘、显示器、打印机、跳标等。3.1.10债效形成因子perfor三anceshyingfactor影响人员行为和统效的因素，注：在人员可锹性分析中，它是彰喇人员失俣概率的因子，至少应考虑培训程度、程序化导则的版址/可用性、执行一个动作的可用时间等PSF.3.2略语卜列缩略语适用于本文件ASEP事故序列评价程序(AccidentSequenceEva1.uationProgram)CBDTM干咏囚的决策树分析法(Cause-BaseddecisiontreeInCthodHCR/ORE人的认知可能性(HUn1.anCognitiveReIiabiIia”操作仍可靠性实

6、验(OPeratorRe1.iabi1.ityExperiment)HFE人员失误事件(HiIInanFai1.ureEvent)HEP人员失误概率/人员差错期率(HUmImErrorProbabi1.ity)HR人员可锦性分析(11UmanRdiabi1.i1.yAnidySiS)PSF绩效形成因子/行为形成Mf(PCrMrn1.a1.KCShapingFactor)PSA概率安全评价/分析(PnobiibiIMcSafetyAsscssmcnVAnaIysis)SPARH除准化核电厂风除分析HRA(StandardiZCdP1.antAna1.ysisRiskHumanRe1.iabi1.

7、ity)THERP人员失误率预测技术(TCChniqUCforHumanErrorRatePrediction)4人员可蠡性分析的*本要求41人员可拿性分析的基本原则4,将y在实施HRA时，人误事件的边界划分、任务定义、所做假设和影响分析等应与核电厂的状态相符合.4.1.2 -aH三MHRA的实施应与具体应用的要求相致,可根据衡要分为隔化分析和详细分析.4.1.3 合理性则HRA分析方法的选取应充分考虑任务分解的详细程度.方法对人员行为特性的网或件、IjHRAI1.1.关的标准的符合等。4.1.4 充性*对于每一个人员行为（任务）的分析应完整,除了包括定性分析（人员活动定义和建模）、定Ja分析

8、（包括相关性和不确定性分析）以外,必要时还应包括中要度分析、班感性分析.4.1.SWMttBM分析人员陶详细的记录HRA分析过程的所有信息,包括方法描述、假设边界划分、数擀使用和处理等,以便分析或审杳人员快速地了解方法、假设和数据来源等相关信息,保证HRA的可追溯性、申杏、现现和更新。4.2人员可性分析果用冬濯的原财人员可豫性分析中所采用的标准是HRA实施的重要依据，也是HRA.审查的重要依据，因此标准的迭收应遵循以下原则：a）标准的认可度，即所选择标准的应用情况、是否被行业内认可、是否有很多的实我验证：b）是否湎足具体应用的要求，即所选取的标准应满足应用的最低要求：C与实施HRA的可用资源（

9、如技能经验等）相一致.4.3人员失件的分类PSA中考虑的人M失误事件分为三种类型：A类：始发事件发生前电厂功率运行时已经存在的人员失误.这主要指试袋或维修后将设备置于忸误的位粗（如阀门、开关未发位）或整定值设置情误.这些人员失误大多是在主控室以外.B类：引发始发小件的人员失误。大多数情况下，这类事件对电厂的影响已统计到电厂的始发事件频率中.不霰进行分析.C类：始发事件缓解过程中干预不当的人员失误.这是指在始发事件发生后，电厂人员（主要是操作员）没有根据Ir件的进展情况按照短程进行及时响应，或者干预失误，这类人员失误W件主要发生在主控室内,是人员可靠性分析的成点。对于B类人员失误,其对始发事件婉

10、率的贡献应考虑在PSA的始发事件频率中.通常B类人员失误对也厂的影响?被包含在运行统计数据之中，不再进行额外的人员可玄性分析：对于采用始发事件故闵树来分析始发事件频率的情况，通常采用HRA分析来评估人技对始发事件的贡献B类人员失误力件中包含的多个人员动作通常是在IE常情况下执行的，例如正常的推修或试的活动,且它们的修我是潜在的触发指示/根部的动作除外）.如果所要分析的B类人员动作具忏以上特性，可以参考A类人员失误分析实能方法开展分析。此外，分析人员可能会将应急措施模化在始发事件中.应急措施是指当现场操作人员发现指示,报警提示先IW步墀发生错误/失败时.得要立即采取的精施.应急措施具疗C类人员动

11、作的特性.包括诊断部分和操作部分，如果所要分析的B类人员动作具有以上特性，可以参考C类人员失误分析实施方法开展分析.圈要注意的是.通过HRA计算的B类人员失误概率在PSA中陶用时应转化为频率.4. 4人员可靠性分析的方法人员可重件分析方法是指HRA实施所遵循的方式或者途径,是用种系统化的方法评估人员失误事件及其发生概率，根据HRA的实战经蛤，HRA方法选择可Ift点考虑以下儿个因素后琼台确定：a与核电厂状态相符合印所使用的方法是否能合理、正确地反映核电厂的真实状态：b）与具体应用需求相致,如果是支持核电厂的优化出进或防人因失误，则人防行为的建模越详细也好：如果是用于股性的管理,允许比较粗略的评

12、估,则可选用向单保守的力.法；C）与所参考HRA标准的符合性，即所使用方法及得到的结果是否健湎足标准的要求：d）方法的成熟性.即应用和认可情况：c）数据的可用性、适当性和准f性：f）。实施IIRA的可用资源（如技能、经验、所获取信息等）相一致.如果时间紧、人员少、分析所需获取的信息获取，攵少，选择悚作简维、资源需求少的方法：否则可以选择分析比较详细的方法。目前核电厂概率安全评价中HRA工作可接受的方法主要包柘THERP、ASEP.SPAR-H、HCR.ORE.CBDTM或共它通用被认可的方法.5人员可性分析的实5.1（电厂人员可性分析实UM内部事件一坡、二级、内外部灾害PSA中的人员可豫性分析

13、的通用流程见图I,主瞿包括9个住务。二娘、内外除灾褥PSA中的人员可豫性分析除J满足HRA的通用流程外,还应考虑特殊因素对人员可靠性产生的影响并展开计对性工作.详见5.11.5.12.砌J人员可喜性分析尖能程序三.m收集值息,期定核电厂人员行为次俺核tU人员j为的砒分析BB1核电厂HRA通用窿程5. 2人员可住分析案*（该任务的目标是呜制核电厂HRA实施程序，以指导核电厂开展HRA。实施程序应燃定HRA的人贝蛆织、分工及具体任务的按口关系,HRA方法i择、实族的评细过程等.5. 3人员住分析工作依IR成人员可箪性分析需要多学科、多专业的人员共P1.完成.因此HRA工作阻应包括以下专业的专家/技

14、术人员参与：）核电厂运行专业：b）核电厂系统工程邮：C）人员可推性分析专业：d）人因工探专业.如果HRA用于支持核电厂PSA分析，则应包括相应的故障树分析和货件树分析人员。6. 4值总收拿与电厂人员行为的京6.1.1 A集人员可住分析值收编与人员行为的富该任务的目的是根据收染壑理的核电厂信息确定需要分析的事故I1.UiR要人51行为，主要包括熟悉.、松妪、辨M关键系统.关俊任务、关键人机接口、关Bt人员动作，A类人员可T性分析收妪相关书面程序及其他相关珞料主要包括以下几个方面I系统设计文件：系统分析文件：一周期性的试验一览我和校准一览表：预防性维护程序：系统事件历史记录：-行政隔商程序：系统逻

15、辑图：11常巡桧清单：其它。A类人员失误事件识别关迸系统、任务及人员动作时主要关注的安全相关内容包括但不限于以下几部分内容：在刈试或维修活动后可能被置于错误状态的啊、泵、继电器和开关等：一完成需要切断电源和启动信号的工作（如测试、定期更换、维修工作.质1.it控制检查）后可能使得系统或设备（典型设备，如泉、电动机、柴油发电机和风机）启动信号无效的情况；需设定信号阈值的安全相关系统：安全相关系统中需校准信号的测试仪表.关键任务识别时警里检查任务如下：系统或设安全相关的周期性测试记录或规程文件；-安全相关系统仪表和测试仪的校准.包括安全限值的设定.查找维护记录：一一对于单个主要设备（包括一组相似的元件）周期性的预防性维护行为：变更设备状杳的操作行为：自动测试和检查。注：设计阶段开履A类HRA伯息收集与人员行为的确定时，由于可能抉少具体的支持资