在役核电厂严重人因事故分析及管理研究

核电厂人因可靠性分析(HRA)是核电厂概率安全评价(PSA)的重要组成部分,能够较好地评价和量化核电厂事故后操纵员的人员行为.本文通过对国内某核电厂压水堆(PWR)进行HRA分析,筛选出对于PSA总体风险贡献大于5%的严重人因事件序列,得出这些人因事件序列基本人误概率值,分析操纵员事故后的干预行动并进行重要度排序.文章从工程管理的角度,通过分析严重人因事件序列排列以及序列进程中操纵员的干预行动,提出对相对应的应急规程(EOP)和核电厂主控室现场进行改进的措施,对于重要度较高的操纵员干预行为,核电厂应加强培训,提高干预能力.     

1998-2008年人因可靠性研究进展

人因可靠性研究是系统可靠性研究的重要组成部分.利用美国工程索引Ei数据库,维普中文科技期刊数据库,以人因可靠性为主题词,检索了国内近10年有关人因可靠性研究论文.根据发表时间、作者国家、应用领域分别进行了统计.分析统计结果发现,目前人因可靠性研究主要侧重于人因可靠性分析方法的研究,而人因可靠性研究范围主要侧重于核电业、航空航天业、石油化工业及军工业等领域.中国在该领域的研究也处于世界前列,但同美国相比还存在很大的差距.最后综述了人因失误理论和人因可靠性分析方法,展望了未来人因可靠性研究的发展趋势.     

基于核电站事故处理的人因可靠性研究

 近些年人因可靠性研究对于核电站安全性这一问题越来越重要。在核电站控制室采用数字化技术以后,计算机化的操纵员工作站带来了便捷操作方式,但庞大且集中的信息量也带来了操作任务可靠性的风险。因此,在核电站的设备可靠性大幅度提高的前提下,人因可靠性也需要不断提高,以保证核电站运行具有更好的安全性和经济性。根据美国布鲁克海文国家实验室最新发布的NUREG 0700标准,先进控制室(ACR)被定义为“采用数字化技术的控制室”。国内核电站数字化控制室自主化设计从岭澳二期项目首次开始实施,2010年岭澳二期核电站顺利商运,标志着首个国内自主化设计的先进控制室的成功。本文正是针对数字化控制室的设计过程,将“失水事故”(LOCA)和“蒸汽发生器传热管破裂”(SGTR)选择为初始事件。同时,在此基础上,叠加一些设备或系统的失效。通过在事故状态下对操纵员在模拟机上处理事故的过程进行分析,以获得合理的人因绩效数据,从而更利于人因可靠性的分析,也能对核电站的设计,尤其是控制室的设计起到改善的作用。通过收集人因绩效,尤其是在事故状态下的人因绩效,将会对提高人因可靠性起到非常重要的作用。     

新型氧化物导电陶瓷的物理性质

以一氧化物为主要原料，掺以少量杂质，采用传统的电子陶瓷工艺制备了新型导电陶瓷．经检测表明：该导电陶瓷具有较优良的物理性质．其室温电阻率为０．０６８Ω·ｃｍ，密度为４．９６～５．４５ｇ／ｃｍ３，３０～２８０℃温度范围的平均比热为０．４５８Ｊ／ｇ·℃，１４～１０００℃时的平均线膨胀系数为５．８８５Ｘ１０－６℃－１，当跨距为１５ｍｍ时，其抗折强度（抗弯强度）的平均值为２５．２７５ＭＰａ，ＨＲＡ（洛氏）硬度的平均值为６３．０８．     

外资企业人力资源管理本土化雏探

管理本土化,是每一个在中国的外资企业都在探讨的问题.本文通过对一家大型外企的调查,在集体讨论的基础上,作出了一些有关人力资源管理的思考.     

人为可靠度评估与访谈技巧

人为可靠度分析在核能电厂安全度评估中扮演极为重要的角色,但由于种种限制,其在量化人为误失概率的准确性上经常受到质疑．本文叙述台湾多年执行人为可靠度分析之经验,并特别强调如何强化准备工作与访谈技巧以有效提升分析的一致性与客观性．