人因可靠性分析方法在核電廠調(diào)峰運行背景下的適用性研究

劉雪陽，張 力,,*，鄒衍華，陳 帥，洪 俊

(1.南華大學 核科學與技術學院，湖南 衡陽 421001； 2.湖南工學院 人因與安全工程研究院，湖南 衡陽 421002)

電網(wǎng)需根據(jù)用電負荷的變化而要求發(fā)電部門相應改變發(fā)電機組的出力，不同類型的發(fā)電機組其實現(xiàn)調(diào)峰運行的方式有所差異?；痣姀S參與電網(wǎng)調(diào)峰主要通過機組低負荷運行、兩班制啟停運行、少汽無功運行以及低速旋轉(zhuǎn)熱備用運行等4種方式來實現(xiàn)。水電站參與電網(wǎng)調(diào)峰主要通過控制水流量來改變發(fā)電功率。核電機組調(diào)峰運行則需通過改變核反應堆控制棒位置或調(diào)整冷卻劑的硼溶液濃度來實現(xiàn)功率升降，但頻繁的功率快速調(diào)節(jié)可能對反應堆系統(tǒng)產(chǎn)生較大沖擊，加劇反應堆壓力容器的輻照脆化和系統(tǒng)某些關鍵部件的金屬疲勞，影響核電廠安全運行且降低機組設備的壽命[1]。相較于其他電廠參與電網(wǎng)調(diào)峰的運行原理和特性，核電廠由于系統(tǒng)硬件/功能不足，導致在調(diào)峰過程中極易誘發(fā)高風險事故。因此需系統(tǒng)評價核電廠參與電網(wǎng)調(diào)峰對操縱員人因可靠性帶來的可能影響，進而分析現(xiàn)有的人因可靠性分析(human reliability analysis, HRA)方法能否適用于調(diào)峰運行背景下的人員可靠性分析。

本文基于核電廠參與電網(wǎng)調(diào)峰運行背景下主控室操縱員操作任務特性，從定性分析程度、定量分析水平、可追溯程度及可用性4個方面，對典型HRA方法進行對比分析，對其在調(diào)峰運行背景下的適用性進行研究，為建立或改進調(diào)峰運行背景下HRA方法打下基礎。

1 主控室操縱員操作任務特性

為探討現(xiàn)有HRA方法在調(diào)峰運行背景下的適用性，首先分析調(diào)峰運行背景下主控室操縱員操作任務特性和相關的行為形成因子(performance shaping factor, PSF)，對比與常規(guī)工況下操作任務的差異。

核電廠參與電網(wǎng)調(diào)峰后，會頻繁進行升降功率操作，相對于常規(guī)工況下的操作任務，其在操縱員培訓方式、操作任務類型、操作負荷等方面均發(fā)生了變化，具體表現(xiàn)如下。

1) 操作任務更復雜，操作時間窗口小

功率持續(xù)快速變化是核電廠參與電網(wǎng)調(diào)峰運行的一個顯著特征，此種情況下的升降功率操作對操縱員要求更高，要在短時間內(nèi)，以30～50 MW/min的速率升降功率[2]，在此過程中，還需同時監(jiān)視許多不同操作界面的參數(shù)，獲取實時系統(tǒng)參數(shù)，操縱員需打開設備操作窗口、點擊操作指令、確認操作指令、執(zhí)行操作指令、關閉操作窗口等，維持系統(tǒng)在規(guī)定的范圍內(nèi)運行[3]。

常規(guī)工況下，操縱員進行啟停堆操作時，主要通過硼酸來調(diào)節(jié)反應堆升降功率速率；在調(diào)峰操作過程中，操縱員主要通過控制棒來調(diào)節(jié)反應堆升降功率速率[4]。由于調(diào)節(jié)硼酸濃度和控制棒相比反應更為緩慢，因此功率穩(wěn)定性更好。進行控制棒調(diào)節(jié)時，升降功率速率快，反應性波動大，操縱員所需監(jiān)視的參數(shù)增多，導致調(diào)峰操作任務更復雜，操作的時間窗口也大為減小。

2) 操縱員操作方式的變化

在常規(guī)工況下，操縱員進行操作時只需按照操作計劃，找到對應的操作規(guī)程進行操作。當核電廠參與電網(wǎng)調(diào)峰后，遇到突發(fā)性調(diào)峰任務時，主控室操作班組中值長需根據(jù)實際情況臨時制定調(diào)峰的操作策略，而不再按照原有計劃進行操作，這導致操縱員操作方式發(fā)生變化。

3) PSF增多

執(zhí)行調(diào)峰任務的操縱員行為一般分為監(jiān)測和察覺、理解和感知、決策、執(zhí)行及團隊協(xié)作5個部分[5-7]，除HRA中常規(guī)的規(guī)程/導則、電廠信息、決策難度、負面影響和決策時間5個PSF外，還識別出了團隊有效性、可用時間、執(zhí)行難度以及資源4個PSF對操縱員執(zhí)行調(diào)峰任務的限制。

4) 工作負荷變化

在工作負荷方面，核電廠參與電網(wǎng)調(diào)峰初期，相比于常規(guī)工況操縱員進行反應堆啟動或停堆，由于時間壓力的增大，導致操縱員心理負荷大幅增加，且體力負荷也由于頻繁的升降功率而增加[8]。核電廠參與電網(wǎng)調(diào)峰中后期，由于操縱員對調(diào)峰任務熟悉程度的增加，時間壓力對操縱員影響降低，操縱員的心理負荷將會大幅減少，但體力負荷與初期相比變化不大。

2 HRA方法適用性的評價標準

HRA方法是一種對人對風險的貢獻進行定性和定量評估的方法，目的在于識別、建模和量化事故場景中的人因失效事件[9]。HRA方法起源于20世紀60年代，經(jīng)過60多年的發(fā)展，從最開始研究行為導致的結(jié)果，發(fā)展到以人的認知可靠性模型為研究熱點，強調(diào)情境環(huán)境對人的認知可靠性影響，再到現(xiàn)在基于計算機仿真技術模擬人員的行為，已形成了眾多的HRA方法[10]。但目前HRA方法并未針對調(diào)峰這一情境開展針對性研究，未考慮調(diào)峰任務的動態(tài)性，所以需重新考慮現(xiàn)有HRA方法在調(diào)峰運行背景下的適用性。

分析現(xiàn)有HRA方法在調(diào)峰運行背景下的適用性關鍵是要確定恰當?shù)谋容^標準。Hendrickson等[11]提出了內(nèi)容有效性、可靠性、可追溯性、方法有效性、適應性及實用性6個比較標準。Haney等[12]列出了以下6個指標：資源需求、方法復雜性、敏感性分析的復雜性、方法的可靠性、表面效度和安全問題的確定；Reiman[13]則把方法的準確性與定性有用性作為衡量HRA方法的重要標準。張力[14]以滿足PSA本質(zhì)需求為基本原則，確立了方法有效性、可用性、可靠性及工程性這4個比較標準。美國核管會(NRC)專家指出，一個完整的HRA方法應包含：內(nèi)容的有效性、較好的因果模型、明確定義分析過程、充分覆蓋對人因失效事件的依賴性和恢復性、可靠性、分級分析能力、人因失誤概率的正確性、可追溯性/透明度、測試整個或部分模型和分析的能力以及可用性/實用性等屬性[9]。

這些比較標準存在很多交叉內(nèi)容，結(jié)合HRA方法的定義，一個HRA方法最根本的目的是要定性和定量地分析人對風險的貢獻水平，并能很好地應用在各場景，再基于調(diào)峰運行背景下主控室操縱員操作任務特性，建立定性分析程度、定量分析水平、可追溯程度及可用性4個標準，如圖1所示。

圖1 HRA方法的評價標準Fig.1 Criteria of HRA method

3 HRA方法適用性分析

選取目前具有代表性的HRA方法，邀請7位國內(nèi)HRA專家(長期從事HRA方法研究，工作經(jīng)驗最少5年)，根據(jù)各自對HRA方法的理解，結(jié)合NRC文件NUREG-1792[15]、NUREG-1842[16]中HRA方法實踐的評價，來評估挑選出的HRA方法對給定標準的符合程度，若符合或涉及該標準，打“√”，若不符合或不明確，則打“×”，針對數(shù)據(jù)基礎給出5個選擇(好，較好，一般，較差，差)。最終結(jié)果取5位及以上專家所贊同的意見，綜合整理后的結(jié)果列于表1。需要注意的是：1) 表1中只是專家根據(jù)評價標準來對各方法打分的簡化答案，其中√和×不能完全說明該方法是完善或不完善的，均有可能進行改進；2) 由于追溯性暫時沒有明確的定義，暫時以定性追溯與定量追溯來區(qū)分，如果該方法能被定量追溯，則認定該方法追溯性好。

表1 HRA方法的適用性比較Table 1 Comparison of applicability of HRA methods

3.1 人誤率預測技術

人誤率預測技術(technique for human error rate prediction, THERP)[17]提出了HRA事件樹和PSF的概念，通過將人員行為分解為一系列由規(guī)程或系統(tǒng)功能所規(guī)定的子任務，并對每個子任務賦以經(jīng)專家判斷或統(tǒng)計分析所得到的基本人誤概率(human error probability, HEP)，同時使用PSF在不確定性范圍內(nèi)對HEP進行修正，進而得到完成整個任務成功/失效的概率。然而THERP受制于認知科學、心理學、行為學和計算機科學的發(fā)展水平，在人因失誤機理分析、認知行為建模等方面普遍存在局限性，不能很好地說明調(diào)峰運行背景下操縱員的行為失誤機制和操縱員在認知方面受到的影響。

3.2 人誤評價與減少技術

人誤評價與減少技術(human error assessment and reduction technique, HEART)[18]采用一個面向PSF的量化框架，依據(jù)專家判斷，對給定任務的PSF劃分等級和權重，進而利用數(shù)學模型對標稱人誤概率進行修訂以獲得最終的失誤概率。該方法未考慮PSF間的影響/因果關系，不能很好地反映PSF的動態(tài)性，其局限性與THERP類似。

3.3 事故序列分析程序

事故序列分析程序(accident sequence evaluation program, ASEP)[19]是THERP的簡化版，以時間可靠性相關為基礎來計算認知/決策失效的HRA方法，主要目的是為獲得HEP的數(shù)量級估計。該方法缺少PSF對人因可靠性影響的機理研究及PSF與人因失誤的因果關系研究，不能說明調(diào)峰運行背景下操縱員的行為失誤機制和操縱員認知方面受到的影響。

3.4 人誤分析技術

人誤分析技術(a technique for human error analysis, ATHEANA)[20]是為了彌補第1代HRA方法對執(zhí)行型失誤[21]研究不足而發(fā)展起來的，該方法將人的認知過程劃分為感知、診斷、響應3個階段，在這個認知模型基礎上通過分析確定失誤誘發(fā)背景和不安全動作。該方法未能說明人員行為與動態(tài)環(huán)境的交互特征；PSF的取值過分依賴于專家打分，不利于精確計算；在認知模型中未闡明人-機交互過程中認知行為的演化機制，不利于調(diào)峰運行背景下操縱員HEP的計算。

3.5 認知可靠性和失誤分析方法

認知可靠性和失誤分析方法(cognitive reliability and error analysis method, CREAM)[22]采用情景依賴控制模型作為認知模型基礎，將認知功能分為觀察、揭示、計劃和執(zhí)行，將認知控制模式分為混亂的、機會的、戰(zhàn)術的和戰(zhàn)略的，每類控制模式對應1個認知失效概率區(qū)間。該方法對PSF考慮不足，缺少層次化分類體系，導致局限性與ATHEANA類似。

3.6 標準化核電廠風險分析人因可靠性分析方法

標準化核電廠風險分析人因可靠性分析(standardized plant analysis risk-human reliability analysis, SPAR-H)方法[23-24]認為情境環(huán)境通過影響人在完成任務時的診斷和執(zhí)行功能而決定最終的HEP，通過判定PSF的乘數(shù)，并結(jié)合診斷和執(zhí)行任務的基礎失誤概率來獲得HEP。雖然SPAR-H建立了一個明確的人員行為信息處理模型，且分析程序簡潔易用，但其HEP的定量結(jié)果過于保守，不利于調(diào)峰運行背景下操縱員HEP的計算。

3.7 班組動態(tài)響應模型

班組動態(tài)響應(information, decision, and action in crew context, IDAC)模型[25]建立了PSF模型、認知行為模型、基于動態(tài)事件樹[26]的概率仿真方法及認知響應的因果模型，與事故動態(tài)模擬(accident dynamic simulation，ADS)[27]程序結(jié)合，可模擬分析在事故進程中各可能人員決策點的動態(tài)響應。盡管IDAC模型開始考慮人員行為的動態(tài)特性，但仍存在以下局限性：1) 缺乏對人的認知過程的動態(tài)性、PSF的動態(tài)性和人-機交互的真實性描述；2) 沒有全面且合適地考慮PSF對人員行為的影響；3) 過于偏重從人的角度分析在人-機交互過程中操縱員的認知行為響應。

3.8 綜合決策樹人因事件分析系統(tǒng)方法

綜合決策樹人因事件分析系統(tǒng)(integrated decision-tree human event analysis system, IDHEAS)方法[28-29]整合了先進的人員行為和認知心理學的知識，通過構(gòu)建班組響應樹和決策樹來提供1個具有可追溯性的HRA計算模型，在NUREG-2114[5]中對該方法的認知理論基礎進行了詳細闡述，但該方法仍側(cè)重于對認知過程的探究，未考慮認知失誤機理的演化。

4 結(jié)果與討論

核電廠參與電網(wǎng)調(diào)峰后，由于系統(tǒng)運行任務的轉(zhuǎn)變，導致操縱員的行為模式、工作特征和工作要求等發(fā)生了變化，操作任務更復雜，對應的操作時間窗口變小，為了維持核電廠系統(tǒng)的穩(wěn)定運行，操縱員需在短時間內(nèi)執(zhí)行一系列持續(xù)快速變化的操控任務來對多目標和多參數(shù)進行監(jiān)視，在操作過程中，也更強調(diào)團隊協(xié)作，需要值長根據(jù)任務需求的變化及時選取正確的操作方式。在此過程中，操縱員認知負荷、心理負荷和體力負荷也會發(fā)生變化。這些與常規(guī)操作的不同之處，會導致現(xiàn)行HRA方法不能完全在此背景下適用。

針對調(diào)峰運行背景下核電廠操縱員的人因可靠性問題，現(xiàn)行HRA方法主要存在以下缺陷：1) 對操縱員的認知行為研究大多采用靜態(tài)分析技術，如HRA事件樹和決策樹，這樣的分析技術無法真實、全面地反映在連續(xù)高強度工作負荷下操縱員對系統(tǒng)動態(tài)響應過程中的認知行為變化；2) 現(xiàn)有HRA方法中對PSF的考慮和處理無法滿足調(diào)峰運行背景下的任務分析要求(深度不夠，考慮不足)；3) 分析中無法體現(xiàn)操縱員認知行為在頻繁、快速的人-機交互過程中的動態(tài)演化過程；4) 現(xiàn)有HRA定量分析模型結(jié)構(gòu)普遍單一，模型的回溯性和預測性不足，缺乏不確定性定量分析；5) 缺乏相應的人因可靠性數(shù)據(jù)。

本文研究了HRA方法在核電廠調(diào)峰運行背景下的適應性，但只針對現(xiàn)有的且常見的HRA方法進行分析，沒有把現(xiàn)有HRA方法結(jié)合起來的可行性進行分析，主要有以下原因：1) 新的HRA方法是在舊的HRA方法基礎上進行開發(fā)的，一般是幾種舊方法結(jié)合而成的；2) HRA方法不能隨意結(jié)合，還應充分考慮邊界、使用范圍等問題，不能簡單地結(jié)合。因此本文不討論幾種現(xiàn)有HRA方法結(jié)合起來一起使用的可行性。

5 結(jié)論

針對調(diào)峰的情境特點，現(xiàn)有HRA方法無法進行全面系統(tǒng)的分析，主要由于：1) 操控任務持續(xù)快速變化給操縱員帶來了更大的認知負荷、心理負荷及體力負荷，在已有HRA方法的PSF中與這些因素相關聯(lián)的因子有許多，但沒有某些明確的PSF，或是1個避免了重復性與交叉性的結(jié)構(gòu)化PSF集合來表征操控任務持續(xù)快速變化這一特點；2) 由于任務場景的動態(tài)性、任務之間的關聯(lián)性以及人的認知的模糊性，導致人員行為具有更大的隨機性和復雜性，而現(xiàn)有方法中對人員行為建模的處理手段均較為單一。因此，如何彌補現(xiàn)有分析技術不足，并建立一種新的HRA方法用來解決調(diào)峰運行過程中操縱員的人因可靠性問題是有必要的，且該方法應滿足以下內(nèi)容。

1) 定性方面。針對調(diào)峰運行背景下操縱員的任務特性，考慮PSF能明確表征操控任務持續(xù)快速變化這一特點，建立完善的PSF，建立合適的人員行為模型。

2) 定量分析方面。要精確合理地確定PSF的取值，以便計算出合理的HEP值，要充分考慮到計算過程中的不確定性。

3) 可追溯性。要有較好的可追溯性。

4) 可用性。能開發(fā)對應的計算機模擬程序，對調(diào)峰運行背景下操縱員的行為進行動態(tài)響應模擬分析。

5) 較好的可用數(shù)據(jù)基礎。建立對應的數(shù)據(jù)庫，方便研究人員查閱相關數(shù)據(jù)。

此外，可考慮把現(xiàn)有的HRA方法結(jié)合形成新的HRA方法，前提是充分考慮邊界、使用范圍等問題。