从煤矿事故现状分析统计看未来人因管理

通过对我国近十几年煤矿事故的统计与分析,发现在我国的煤矿生产过程,存在巨大的安全隐患,其中人因因素是造成煤矿事故最直接、最重要的原因,为了保证煤矿的安全生产,提出了要加大对煤炭行业的安全管理,特别是对于人因因素管理的建议。     

核电厂主控室人因工程设计分析

核电厂主控室人因工程设计一直以来是主控室设计的重点．主控室人因工程设计可以有效地避免故障和事故的发生,本文提出了核电厂主控室人因工程设计的基本原则,分析了主控室人因工程设计的主要步骤,包括人因工程功能分析。信息流和处理要求,功能分配,人因工程设计检验和人因工程设计的主要对象。     

煤矿人因事故的分析与探讨

从人因失误的机理、分类、原因和特点等方面,对人因失误系统地进行了分析与探讨,同时,提出了预防煤矿人因失误的防控对策,为预防和控制煤矿人因事故的发生提供理论依据。     

火电企业安全管理人因研究

电力企业的安全问题一直是电力企业生产的关注点,本文就火电企业的安全事故致因,安全管理中的人因差错,事故倾向与事故模型,与事故相关性高的个性特征等方面的问题展开研究。     

铁路行车人因事故分析及对策

以某铁路局2001~2005年行车人因事故为研究对象,将人为失误分为遗漏差错、代办差错、无关行动、顺序差错和时间差错五类,并进行数据统计、分析,发现代办差错和遗漏差错是人为失误的主要类型.通过人为失误与主要原因的关联分析,发现教育培训、信息沟通和组织管理对代办差错影响较高,组织管理对代办差错的贡献率最高;遗漏差错与作业、运行程序和设计原因有关,运行程序影响最大.对人因事故发生的根原因分析表明,代办差错最主要原因是基本操作能力差、违章和盲目蛮干,遗漏差错主要原因是粗心大意、互监控不到位.最后从人机系统优化设计、加强管理以及建立人因数据库三个方面提出改善对策.     

一种规范化的事前人因可靠性分析技术

ASEP是传统的人因可靠性分析技术——THERP的一种简化技术，它更适用于工程应用。介绍了ASEP中计算事故前人因失误概率的实施程序，并指出了该方法与传统的THERP方法的区别。     

煤矿事故人失误致因模型构建及团队建设安全对策分析

我国近年来煤矿重特大事故频发,2005—2010年,仅一次死亡30人以上的特别重大煤矿事故就发生了40余起,给我国国民经济和国际声誉造成了很大影响。依据国家煤矿安全生产监督管理局事故统计数据,根据煤矿事故致害原因类别不同,选取2005—2010年间发生的典型煤矿重特大事故案例34起,统计各起事故发生原因,并分析事故发生机理,从新的视觉角度创新性地提出了煤矿事故人失误致因模型,对模型进行了合理并有效的分析,并据此提出了符合我国国情的研发、管理、执法三类团队建设的安全管理新思路,研究成果为减少我国煤矿事故的发生及煤炭行业安全的管理提供了依据。     

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。     

核电站概率安全分析中人因事件的风险重要性

对核电站概率安全分析模型中人因事件的风险重要性进行了讨论.岭澳核电站风险重要的前50个最小割集中,包含人因事件的有28个,占总堆芯熔化频率的 39.1%.讨论了两个风险重要度:割集重要度(Fussell-Vesely importance,FV)和风险增加当量(risk achievement worth,RAW)得到的North Anna核电站单个电站审查中风险重要人因事件特点.FV重要度前10位人因事件都为事故后人因事件;RAW重要度前10位人因事件中包括发生概率较低的事故前人因事件和发生概率较高的事故后人因事件.提出了可以采取的有效预防和缓解措施.     

安全系统事故树分析软件研究

介绍了系统安全分析中事故树分析软件的自动化程序设计原理与方法，该软件实现了事帮树的自动绘制、化简，进行定性分析，自动求解最小割集，绘制事故树的等效树，求解结构重要度，进行顶上事件发生概率、各基本事件的概率重要度、临界重要度的定量分析求解等功能，能够找出控制事故发生的最有效途径。该软件具有功能性强、直观形象、可操作性强的优点，对于事故的分析与评价具有较高的应用价值。     

核电厂应急计划区划分中严重事故准则应用方式研究

作为技术准则,核电厂应急计划区的划分需要考虑严重事故序列.在中国相关的国家标准和核安全导则中,提出了对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"的剂量准则.在实际应用中,对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"准则的含义存在不同理解.以WASH1400压水堆严重事故PWR1-PWR7的源项数据作为参考,使用MACCS程序对其中的每个源项的后果和全部源项的加权后果进行计算分析,并将这两种不同计算方法的结果对应急计划区大小的影响进行了比较.研究结果表明,严重事故谱后果的加权结果基本反映了单个事故后果的评价结果,并在一定程度上能够反映应急计划代价的考虑,即以严重事故完整事故谱的加权结果作为确定应急计划区大小的技术准则,能够更好地体现风险缓解和代价之间的权衡原则.     

Safety Implementation of Hydrogen Igniters and Recombiners for Nuclear Power Plant Severe Accident Management

Introduction During a severe accident in a light water reactor (LWR), oxidation of the metallic components in the re- actor core and the interaction of core and concrete components will produce hydrogen. Hydrogen trans- port in the containment will result…     

核电厂严重事故序列选取准则探讨

严重事故的预防和缓解是新一代核电厂的重要安全问题。本文主要讨论核电厂严重事故研究和管理中确定严重事故主导事故序列时应考虑的准则问题,包括定性和定量准则以及准则相应的意义。以此为基础,本文整理形成一套推荐中国核电厂进行严重事故主导序列筛选时采用的准则,并以1000MW非能动先进压水堆(AP1000)标准设计为研究对象进行应用尝试。分析表明,严重事故选取准则应从定性和定量两方面阐述。从定性的角度,严重事故的选取应根据核电厂状态划分,在超设计基准事故范围内,选取可能导致堆芯损伤和安全壳旁路,并且在后果上具有包络性的事故序列。从定量的角度,应确定导致核电厂严重事故风险的绝对筛选值和相对筛选值,同时还要包络陡边效应,补充确定论分析和工程经验的成果结论。根据建议准则选取的AP1000严重事故主导序列与其概率安全分析报告中进行重点分析的严重事故序列基本吻合。     

Risk Assessment,Management and Application in Nuclear Power Plant Operation

To introduce the basic concepts of technical specification of nuclear power plant,a risk assessment and management technique based on the probabilistic safety analysis（ PSA） method was proposed. The risk-informed method was used,and an example was given to show how to use some specific risk metrics like CDF / LERF /ICDP / ILERP to analyze and manage the risk associated with activities in nuclear power plant operation. The advantage of this technique can be concluded from this paper,and this technique should be used more widely and deeply in nuclear industry.     

Modeling of Operators’ Workload in a Nuclear Power Plant

Accidents in a nuclear power plant are coped with by operators in the main control room （MCR）. An analysis of the workload of operators in a MCR after the happening of initiating events is helpful to the alleviation of human errors and to the promotion of training efficiency. This paper establishes a framework of how man is located in a man-ma- chine interface of a nuclear power plant （NPP） as well as a simulation of the man-machine scenario in accidents in NPPs, including the simulation of the operators＇ task and cognitive work and the establishment of task analysis. On the basis of the above, a model of the dynamic changes of the operators＇ tasks is constructed and a computation of operators＇ workload is conducted.     

中国核电装备的国产化

 参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全壳、反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主循环泵,常规岛的汽轮机、冷凝器、除氧器、给水泵、汽水分离再热器等设备。对核电装备国产化整体现状的研究有助于对中国核电设备制造能力的认识,也指出了中国核电装备制造需要努力的方向。     

核电站与燃煤电厂辐射之比较

文章通过综合比较大亚湾压水堆核电站及假定在其厂址上建同等规模燃煤电厂对环境和周围人群的辐射影响,论证了核电站辐射的安全性,从而为电力工业发电形式的选择提供参考。     

台山CEPR核电站核岛支架优化及在施工中的应用

该文简单介绍了核电站支架分类,通过比对研究台山CEPR支架的设计工具、结构形式、材料选用、生根方式、供货形式等方面的特点,分析了台山CEPR支架优化和对施工的影响,对后续核电站核岛支架设计选用提供了良好借鉴,也为现场施工提供了便利。