火灾人员可靠性定性分析范文

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摘要：福岛事故后，国家安全监管部门对核电厂火灾概率安全分析中人员可靠性分析提出了新的要求。火灾情景下，合理评估人误概率，并根据评估结果对电厂火灾后的管理和响应提出合理化建议，对电厂安全具有重要意义。NUREG-1921导则是专门的和最新的火灾HRA导则，首次明确提出定性分析在整个火灾人员可靠性分析活动中的重要性。基于导则的学习、消化和吸收，并结合实际工作经验，本文首先阐述了火灾人员可靠性分析的基本框架，然后分别从信息收集、操作的可行性评估、绩效形成因子等三个方面阐述了火灾人员可靠性分析中定性分析的主要内容及特征，并通过了一个工程实例阐述了如何开展定性分析，以期更好指导其在实际工程项目中应用。

关键词：火灾人员可靠性分析；定性分析；绩效形成因子

人员可靠性分析（HumanReliabilityAnalysis，HRA）是概率安全分析（ProbabilitySafetyAssessment，PSA）的重要组成部分，是衡量PSA水平的重要指标之一。随着国内外对PSA的认可度不断提升，PSA工作开展范围和深度也不断发展，尤其是福岛事故后，国家安全监管部门对核电厂火灾PSA中火灾HRA提出了新的要求。这里所指的火灾PSA主要针对电厂内部因素引起，最终可能导致堆芯损伤和放射性释放的事件。火灾情景下，可能会导致设备失效，影响操纵员应对事故情景或维持电厂正常运行，甚至还会使操纵员被误报警引导而采取一些恶化电厂状态的操作，这些都严重威胁着电厂的可靠性和稳定性。火灾HRA作为评估操纵员可靠性的工具，显得尤为重要。早在20世纪90年代，美国就开始着手火灾风险评估，相继发表多项火灾风险评估方面的文件，其中NUREG-1921[1]是一项专门的火灾HRA导则，代表火灾HRA先进水平，主要针对始发事件后（C类）人误事件的分析。我国火灾HRA相关研究起步较晚[2,3]，可以参考国外先进的评估方法。NUREG-1921将定性分析作为一项单独的步骤明确提出来，它为人误事件辨识和定量分析等阶段提供了更加可靠的依据，定性分析越详细，获得的资料越多越真实，人误辨识也越合理，定量分析结果也越符合实际情况。为了获得更加合理的定量化结果，提高火灾HRA的质量和水平，必须进行详细的定性分析。定性分析的结果是进行火灾HRA其他任务的前提和基础，在很大程度上决定了火灾HRA定量化水平的好坏。本文基于NUREG-1921导则和实际工作经验，阐述了火灾HRA中定性分析的基本内容及实施方法，并列举了某电厂工程实例，总结定性分析的应用情况。

1火灾HRA基本框架

NUREG-1921导则提出火灾HRA包括七个步骤：（1）辨识人误事件；（2）定性分析；（3）定量分析；（4）恢复分析；（5）相关性分析；（6）不确定性处理；（7）文件编写，其中定性分析是进行其他任务的基础和前提。如图1所示，图中实箭线表示任务的先后顺序，虚箭线表示执行其他任务时，需要参考定性分析结果。

2火灾HRA定性分析

详细的定性分析包括HRA过程中所需信息的描述，在进行定量分析、恢复分析、相关性分析、不确定性处理，甚至是文件形成阶段，都需要查阅定性分析的内容。本文结合实际工作经验，从三个方面阐述火灾HRA中的定性分析：（1）信息收集；（2）操作的可行性评估；（3）PSFs等，具体如下所述。

2.1信息收集火灾情景下，主要的信息来源有：（1）火灾PSA建模相关信息；（2）电厂实际信息；（3）现有的HRA方法及数据信息。2.1.1火灾PSA建模相关信息火灾PSA建模相关信息包括以下内容：（1）PSA所模化的始发事件、始发事件后事件树和故障树的相关信息，如事故序列；（2）操纵员的成功准则、事故进程、设备或系统的状态；（3）热工—水力计算获得的总时间窗口、关键信号出现时间；（4）电路失效分析和火灾发展模型。2.1.2电厂实际信息电厂实际信息包含以下内容：（1）电厂规程，如电厂运行技术规范、应急规程、正常运行规程、火灾规程等；（2）与火灾情景响应相关的报警或仪表信息；（3）火灾PSA建模有关的设备、系统、房间；（4）班组培训情况，如火灾事故后响应有关的培训类型和次数；（5）火灾发生位置及电厂布局；（6）火灾情景下，班组配备及角色划分；（7）火灾情景下，操作的可行性评估。2.1.3现有的HRA方法及数据信息现有HRA方法及数据信息包含以下内容：（1）内部事件PSA模型适用的HRA结果；（2）操纵员访谈记录；（3）模拟机观察或现场走访记录。信息收集是定性分析的第一步，应尽可能多地收集信息，有助于更好地理解火灾PSA模化的人误事件。

2.2操作的可行性评估火灾HRA定量分析前，首先需要判断操作的可行性，如果操作不可行，则认为人误概率值（HEP）为1.0，火灾PSA中不需考虑该人误事件。可行性评估是一个不断迭代的过程，贯穿整个火灾HRA过程。火灾情景下，可能会导致恶劣环境出现，造成操作不可行，需要根据以下评估因子进行评估，如果不满足所有因子要求，则操作不可行，HEP=1.0。2.2.1可用时间可用时间是总时间窗口减去关键信号出现时间，如果可用时间大于人误事件中诊断和操作所需时间之和，则认为操作可行；否则，操作不可行，HEP=1.0。时间因子之间关系如图2所示。2.2.2有效提示提示是操纵员进行动作的前提。一般情况下，操纵员根据提示（如报警或其他信息）执行操作；如果没有提示的话，操纵员将不进行响应。火灾情景下，可能会导致电缆或电路失效，导致误报警或误提示，甚至导致操纵员采取恶化电厂状态的操作，此时需要判断提示是否有效。电厂安全相关的系统在设计时就要求考虑冗余性，此外，一旦发生火灾事故，操纵员执行操作之前会首先对提示进行确认，因此，实际分析过程中，可以假定提示是有效的，没有受到火灾影响。2.2.3位置可达一般情况认为，若所需执行的关键操作与火灾发生位置相同，或由于火灾原因无法到达，则认为操作不可行。火灾情景中，评估位置是否可达，需要考虑环境因素的影响，如浓烟和有毒有害气体、障碍物、热量、放射性、被锁住的门等不利因素，同时，还需结合火灾漫延路径和电厂布局进行综合判断。2.2.4设备或工具可达且可操作火灾情景下，班组进行操作时可能需要特定设备，操作人员需要携带钥匙到达相应的操作位置，此时需考虑取钥匙和到达操作位置所需的时间。进行就地操作时还需考虑是否需要其他特定设备，如楼梯、软管、电筒、防护服、消防服、呼吸罩等，并评估其位置的可达性和可操作性。一般情况，电厂对于此类设备的操作都有相应的规定和培训。2.2.5班组配备火灾情景下，操纵员不仅需要应对火灾事故，同时也需要保证电厂的正常运行。一般情况下，电厂都会安排专门的人员（如辅操）负责火灾事故的响应。综上所述，在实际分析过程中，进行操作的可行性评估时，主要需评估可用时间是否充足、位置是否可达、设备或工具是否可达且可操作等因子。

2.3绩效形成因子（PSFs）NUREG-1921综合了NUREG-6850[4]、NUREG-1792[5]、NUREG-1852[6]、ASME-PRA标准[7]中的PSFs清单，形成火灾HRA需要考虑的PSFs，具体如下。2.3.1时间时间因子与班组、提示、人机接口、操作的复杂性、特殊工具和设备、规程、环境等因素有关，有Tsw、Tavail、Tdelay、Tcog、Texe等时间信息，具体描述详见2.2.1节。2.3.2提示该因子相关描述详见本文2.2.2节。2.3.3规程和培训电厂发生事故后，所有操纵员都按规程进行响应。如果规程中没有相应的规定，则认为操纵员不会采取任何措施来缓解事故，可以通过查找规程文件进行评估。此外，培训水平的好坏直接影响操纵员响应事故的能力和水平。火灾情景下，还需要评估操纵员的培训水平，可以通过人因访谈和现场走访进行评估。2.3.4复杂性复杂性能衡量事故响应的复杂程度，受多个PSF的影响，可以通过人因访谈或专家判断进行评估。2.3.5工作压力工作压力强调班组在可用时间内完成任务的负荷水平，需评估任务数量、班组压力、操作方式等。通常情况下，高工作负荷、压力对班组绩效产生负面影响，尤其是在任务复杂的情况下。2.3.6人机接口人机接口对操纵员的影响与操作位置有关：主控室操作，人机接口设计合理，班组熟悉人机接口，负面影响小；就地操作时，操纵员需到达就地位置，人机接口可能会影响操纵员的绩效。如果经过评估不存在人机接口问题，则认为人机接口是合理的。2.3.7环境火灾情景下，可能会产生新的环境特征，如放射性、光、温度、湿度、噪声、浓烟、毒气等，导致操纵员不能通过最理想的路径完成操作，还可能延迟甚至不能到达操作位置，此时需结合具体操作和电厂实际情况对操作环境进行综合评估。2.3.8特殊工具或设备该因子相关描述详见2.2.4节。2.3.9班组火灾情景下，需考虑班组人员之间的交流与协作情况，具体描述详见2.2.5节，可以通过人因访谈或模拟机跟踪进行评估。综上所述，部分PSFs与操作的可行性评估内容相同，因此，主要评估规程和培训、复杂性、工作压力、环境等PSFs。

3举例

假定某电厂功率运行工况时某防火隔间发生火灾，A/B列的压缩空气生产系统干燥器、阀门等均在此防火分区内，火灾会导致丧失压缩空气，不会影响其他系统设备，操纵员需要在68分钟内根据极限事故堆芯监视规程执行充—排操作。定性分析如下：信息收集（1）该事故情景下，A/B列的压缩空气生产系统干燥器、阀门等所在防火分区发生火灾时，会导致压缩空气丧失，但不会影响其他系统和设备，此时要求操纵员在68分钟内成功执行充—排操作，操作失败将导致堆芯损伤。（2）根据实地走访，电厂有专门的火灾规程、事故处理规程等；有足够的人员配备，主控室内有值长、副值长（协调员）、安全工程师、一回路操纵员（堆操）、二回路操纵员（机操）、辅助系统操纵员（辅操）。现场也有相应的操作人员进行配合和执行操作，即现操。值长和副值长负责监督和协调，堆操和机操负责一、二回路的正常运行和事故响应；辅操专门负责三废系统、通风系统、消防系统。电厂发生火灾后，会触发火灾报警，辅操将通过消防报警盘确定火灾发生的位置，并通知现操进行确认：如果是误报警，辅操通知仪控人员检查并更换产生误报警的探头或传感器；如果不是误报警，则现操利用消防设施，进行喷淋或灭火；如不能扑灭，则告知辅操，辅操通知其他人员进行灭火，或启动喷淋系统灭火；现操未确认报警情况前，辅操不进行任何动作，以免造成其他严重后果。（3）该事故情景下，安全工程师、协调员、堆操在主控室内进行事故响应。安全工程师根据使用事故连续监督规程判断要求执行极限事故堆芯监视规程；协调员根据极限事故堆芯监视规程，要求堆操执行充-排操作；堆操启动安注并开启稳压器安全阀。发生火灾事故后，辅操和现操相互配合进行火灾响应，与事故响应同时进行。（4）通过查找与该事故情景相关的系统报警手册知，即使产生了误报警，操纵员采取一系列误动作，也不会影响电厂安全，因此，可以不考虑误报警导致误动作的情况。（5）该事故情景下，操作位置可达，附近没有火灾或其他不利的环境因素，也不需要穿戴消防服或使用特定工具；诊断和操作所需的信息和文件都在主控室内，人机接口也良好；工作压力较大。（6）根据热工水力计算得，总的时间窗口（Tsw）为68分钟，关键信号出现时间（Tdelay）为20分钟，则可用时间（Tavail）为48分钟。假定操纵员诊断所需时间（Tcog）为10分钟，操作所需时间（Texe）为10分钟。操作的可行性评估根据信息收集知，该事故情景下，有足够的可用时间、有效的提示、位置可达、设备或工具可达且可操作、班组配备充足，因此，操作是可行的。绩效形成因子根据信息收集和操作的可行性评估知，该事故情景下时间因子如（5）所示；有充足的提示；电厂有相应的规程，操纵员都接受过相应的培训；操作中等复杂；工作压力大；人机接口设计合理；环境适宜，无其他不利的环境因素；现操灭火可能需要灭火工具，不需要其他特殊的工具；班组人员交流与协作能力不影响事故响应。综上所述，定性分析能为定量分析提供信息输入和支持，是定量分析的基础和前提，具有重要的实际意义。

4总结

NUREG-1921是专门的火灾HRA导则，代表HRA领域的最高水平，强调了定性分析的重要性。本文基于NUREG-1921导则，结合实际工作经验，从信息收集、操作的可行性评估、PSFs等方面描述了定性分析的任务，并以某核电厂火灾事故情景为例，阐述了火灾HRA中定性分析的应用，对火灾HRA定量化具有重要意义。定性分析过程中，首先收集PSA建模相关信息、电厂实际信息、现有HRA方法及数据信息，其次根据信息收集的内容，进行操作的可行性评估，判断操作是否可行，最后，根据信息收集和操作的可行性评估，评估火灾情景下的绩效形成因子。通过定性分析，能更加合理地分析和评估人误事件，为定量化提供更加合理的数据和信息。

参考文献：

［2］卓钰铖，仇永萍，何建东.火灾PSA人员可靠性分析中的Scoping方法研究［J］．核科学与工程，2014.

［3］何建东，卓钰铖，何劼.火灾情境下的人员可靠性分析［J］．原子能科学技术，2013.

作者：刘坤秀 田秀峰 刘京宫 刘鑫伟 单位：中国核电工程有限公司