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核电厂操纵员的SA模型与失误辨识研究 被引量：2
1
作者 李鹏程 张力 +1 位作者 戴立操 陈青青 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第4期56-61,共6页
为分析核电厂(NPP)数字化主控室(DMCR)操纵员的情景意识失误(SAE)问题,采用核电厂模拟机试验观察法、操纵员访谈法和认知任务分析法,建立SA模型,并将基于该模型的SAE进行分类。通过核电厂全尺寸模拟机试验,识别DMCR操纵员的主要SAE模式... 为分析核电厂(NPP)数字化主控室(DMCR)操纵员的情景意识失误(SAE)问题,采用核电厂模拟机试验观察法、操纵员访谈法和认知任务分析法,建立SA模型,并将基于该模型的SAE进行分类。通过核电厂全尺寸模拟机试验,识别DMCR操纵员的主要SAE模式及其原因。结果表明:DMCR操纵员SAE主要表现为信息定位丧失、状态解释错误等,主要原因涉及培训、人一机界面设计以及安全文化等方面的问题;基于认知功能的SAE分类全面且具体,有利于找到失误的具体原因。 展开更多
关键词 情境意识失误(SAE) 数字化主控室(DMCR) 影响因素 模拟机试验 核电厂(npp)
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吉瓦级核电厂灭火失效概率分析 被引量：2
2
作者 朱毅 钱新明 +1 位作者 董希琳 李思成 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第4期44-49,共6页
为推动中国吉瓦级非能动压水反应堆核电厂(NPP)火灾概率风险评估(FPRA)的深入开展,基于核电厂消防人员和消防系统对内部火灾事件的顺序响应模式,构建吉瓦级核电厂灭火失效概率事件树模型。以国内某核电厂控制厂房一电缆间为火灾场景,结... 为推动中国吉瓦级非能动压水反应堆核电厂(NPP)火灾概率风险评估(FPRA)的深入开展,基于核电厂消防人员和消防系统对内部火灾事件的顺序响应模式,构建吉瓦级核电厂灭火失效概率事件树模型。以国内某核电厂控制厂房一电缆间为火灾场景,结合火灾动力学(FDS)模拟结果、电厂火灾应急响应数据和消防设计实际,采用美国核管委会更新后的火灾探测系统失效概率数据、消防队灭火失效概率计算模型及数据,对该事件树模型进行实例分析。研究表明,该电缆间总的灭火失效概率为0.044,早期火灾探测和扑救对其灭火失效概率具有较大影响,应作为日常消防安全监管的重要内容。 展开更多
关键词 核电厂(npp) 事件树模型 火灾探测系统 自动消防设施 灭火失效概率 火灾概率风险评估(FPRA) 火灾动力学(FDS)
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核电厂主控室复杂人-机界面的安全评价研究 被引量：1
3
作者 颜声远 陈玉 陈文龙 《中国安全科学学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第5期62-67,共6页
为提高核电厂(NPP)主控室(MCR)监视和控制作业的安全水平,根据主控室人-机界面(HMI)设计标准,构建多层次、多属性的人-机界面安全评价指标体系。研究参数类和原则类评价指标的预处理方法。建立基于物元分析方法的核电厂主控室人-机界面... 为提高核电厂(NPP)主控室(MCR)监视和控制作业的安全水平,根据主控室人-机界面(HMI)设计标准,构建多层次、多属性的人-机界面安全评价指标体系。研究参数类和原则类评价指标的预处理方法。建立基于物元分析方法的核电厂主控室人-机界面安全评价模型。实现定量和定性评价结果的集成。开发人-机界面综合评价软件,获得人-机界面安全等级评价结果。研究表明:用该方法能准确评价参数类指标,减弱传统定性评价方式对原则类指标评价的模糊性和不确定性,并且可依据评价结果有针对性地纠正人-机界面设计缺陷。 展开更多
关键词 人-机界面(HMI) 评价指标体系 指标预处理 物元分析方法 核电厂(npp) 主控室(MCR)
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秦山核电厂320MWe机组汽轮发电机组增容改造的堆机电匹配研究
4
作者 李儒鹏 叶成 +2 位作者 齐涟 都立国 黄家运 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第S01期75-79,共5页
在初步分析秦山核电厂320 MWe机组堆机电匹配的条件、传统方法和特点基础上,应用当前先进和高效的热工水力计算、管道阻力计算和热平衡计算软件,以机组增容改造的要求功率为目标,在确保核岛堆功率不超过加强工况功率的前提下,根据蒸汽... 在初步分析秦山核电厂320 MWe机组堆机电匹配的条件、传统方法和特点基础上,应用当前先进和高效的热工水力计算、管道阻力计算和热平衡计算软件,以机组增容改造的要求功率为目标,在确保核岛堆功率不超过加强工况功率的前提下,根据蒸汽发生器(SG)出口主蒸汽的不同压力、不同流量,按照一定的步长,同时考虑不同的给水温度、合理的主蒸汽管道阻力、优化的冷端参数,结合当前汽轮发电机组的设计、制造先进技术,进行热工水力和热平衡迭代计算,形成了优化的汽轮机进口主蒸汽参数及机组发电功率,在满足实现功率目标的同时,机组效率也得到一定提升。机组增容改造后,堆机电的参数及性能能够得到更好地匹配,机组的运行也更为安全、稳定和经济。 展开更多
关键词 核电厂(npp) 压水堆(PWR) 核岛(NI) 常规岛(CI) 汽轮发电机组 蒸汽发生器(SG) 加强工况
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基于系统可靠性分配的设备分级技术研究 被引量：1
5
作者 陈宝文 张丹 +5 位作者 朱大欢 蒋孝蔚 方红宇 米争鹏 程瑞琪 钟明君 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期140-145,共6页
传统的设备分级方法以安全功能实现为基准,该方法无法兼顾核电厂(NPP)的经济性。针对该问题,以NPP高安全及高经济性实现为目标,提出一种基于系统可靠性分配且融合系统重要度与核安全重要度因子对设备进行分级的新方法。以浮动式核电站... 传统的设备分级方法以安全功能实现为基准,该方法无法兼顾核电厂(NPP)的经济性。针对该问题,以NPP高安全及高经济性实现为目标,提出一种基于系统可靠性分配且融合系统重要度与核安全重要度因子对设备进行分级的新方法。以浮动式核电站凝给水系统为例,开展设备可靠性分级研究。研究给出了考虑了系统重要度和核安全重要度后的可靠性量化结果。该结果可以作为设备分级的依据,并能够用于电厂设备的检修、故障诊断和健康管理。 展开更多
关键词 核电厂(npp) 系统重要度 系统可靠性 设备分级
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核电厂内部火灾人员可靠性分析方法研究 被引量：1
6
作者 张佳佳 刘坤秀 +2 位作者 丁超 钱鸿涛 杨志义 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期616-624,共9页
火灾是核电厂面临的重要风险之一。国内核安全许可申请中必须开展内部火灾概率安全分析(PSA)工作,其中人员可靠性分析(HRA)是其中关键的技术要素和技术难点。美国核管会(NRC)专门发布了导则NUREG—1921来指导核电厂开展火灾HRA工作,但... 火灾是核电厂面临的重要风险之一。国内核安全许可申请中必须开展内部火灾概率安全分析(PSA)工作,其中人员可靠性分析(HRA)是其中关键的技术要素和技术难点。美国核管会(NRC)专门发布了导则NUREG—1921来指导核电厂开展火灾HRA工作,但国内对NUREG—1921研究尚不深入,工程项目一般沿用内部事件HRA方法和思路。本文研究了NUREG—1921的火灾HRA方法,将我国核电厂火灾响应机制及火灾人员响应特点反映到火灾HRA考虑的绩效形成因子(PSF)中,并与国内常用的标准化人员可靠性分析(SPAR-H)PSF因子进行了对比,优化改进形成了便于工程应用的筛选HRA决策树和主控室内范围(Scoping)HRA决策树。以我国某压水堆核电厂电气厂房电气盘柜间区域发生火灾的HRA为例,采用筛选HRA方法、ScopingHRA方法和SPAR-H方法三种方法进行了对比分析。本研究为国内核电工程项目开展火灾HRA提供了参考。 展开更多
关键词 核电厂(npp) 内部火灾 人员可靠性分析(HRA) 概率安全分析(PSA)
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