核電廠HRA相關(guān)性問題研究及應用

張佳佳，田秀峰，宮　宇，錢鴻濤, *，王小海

核電廠HRA相關(guān)性問題研究及應用

張佳佳1，田秀峰2，宮宇1，錢鴻濤1, *，王小海1

（1. 生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 102488；2. 中國核電工程有限公司，北京 100840）

在概率安全分析（PSA）中，人員可靠性分析（HRA）的重要性逐漸突顯，其中，HRA相關(guān)性問題的處理對PSA結(jié)果有較大影響，逐漸成為核安全審評和核工業(yè)界重點關(guān)注的問題。國內(nèi)外HRA相關(guān)性處理的理論眾多，然而用于工程實踐的可供操作的理論十分有限。本文對核電廠HRA相關(guān)性問題，包括基本概念、相關(guān)性因素和水平、聯(lián)合人誤概率等進行研究，總結(jié)形成了應用于核電廠工程實踐的HRA相關(guān)性分析的一般方法和步驟。應用該分析方法和步驟，以國內(nèi)某核電廠一級PSA結(jié)果中同一最小割集的人員相關(guān)性組為例，分別采用SPAR-H和NUREG-1921方法建模進行對比分析。結(jié)果表明，對最小割集HRA相關(guān)性處理與否對結(jié)果影響較大，且兩種分析方法的相關(guān)性處理結(jié)果有較大差異。建議在同一項目中使用的HRA相關(guān)性分析的方法應保持一致，定性分析和定量分析并重，盡可能詳細記錄分析過程的所有信息，保證分析結(jié)果可追溯、可審查、可再現(xiàn)和可更新。

核電廠；人員可靠性分析（HRA）；相關(guān)性；概率安全分析（PSA）

隨著新建核電廠系統(tǒng)冗余性和設(shè)備可靠性的不斷提高，在概率安全分析（PSA）中，人員可靠性分析（HRA）重要性逐漸突顯，其中，針對HRA相關(guān)性問題的處理對PSA結(jié)果的影響尤為突出，逐漸成為核安全審評和核工業(yè)界重點關(guān)注的問題。目前國內(nèi)PSA相關(guān)的核安全導則、標準對HRA相關(guān)性從宏觀上提出了要求，學術(shù)界也開展了一些研究，然而在核電工程項目實踐中，HRA相關(guān)性分析的流程和方法并未明晰，尤其在相關(guān)性組的識別、相關(guān)性因素的考慮、相關(guān)性水平的判斷，以及聯(lián)合人誤概率等關(guān)鍵性問題上，缺乏系統(tǒng)性考慮，尚未形成共識。本文對核電廠HRA相關(guān)性問題，包括基本概念、國內(nèi)外常用的HRA方法對相關(guān)性因素和水平的考慮、聯(lián)合人誤概率等問題進行了研究，總結(jié)形成了應用于核電廠工程實踐的HRA相關(guān)性分析的一般方法和步驟。應用該方法和步驟，從國內(nèi)某先進壓水堆核電廠一級PSA結(jié)果出發(fā)，選取典型案例，分別采用兩種HRA方法建模進行相關(guān)性對比分析，并根據(jù)分析結(jié)果給出結(jié)論和建議。

1　HRA相關(guān)性問題研究

1.1　相關(guān)性概念

HRA相關(guān)性是指一個任務的人誤概率受另一個任務成功或者失敗的影響[1]。這種相關(guān)性可能是由于使用共同的指示或程序步驟、錯誤的程序、錯誤的診斷或錯誤的執(zhí)行應對方案等而產(chǎn)生的[2,3]。用數(shù)學公式表達為：

在核電廠HRA分析中，相關(guān)性一般包含：（1）同一人誤事件內(nèi)多個動作間的相關(guān)性；（2）同一人誤事件內(nèi)不同人員間的相關(guān)性；（3）不同人誤事件間的相關(guān)性[4]。對于前兩種相關(guān)性，在分析單個人誤事件的過程中通常依據(jù)選用的HRA方法進行評估。本文重點對不同人誤事件間的相關(guān)性進行研究。

1.2　相關(guān)性因素和相關(guān)性水平

相關(guān)性處理中，涉及兩個重要的問題，一是相關(guān)性因素的考慮，另一個是相關(guān)性水平的判定和定量化。基于人誤機理研究，相關(guān)性因素考慮的越全面，分析的越客觀深入，結(jié)果往往也更現(xiàn)實合理。然而，從工程實踐來說，選擇恰當?shù)姆椒ǎ^為快速便捷進行相關(guān)性處理也是必要的。由于不同類別人誤事件在工程上存在不同的人誤機理，工程上采用的HRA方法也不盡相同，而HRA相關(guān)性的處理屬于方法本身的一部分，表1給出了國內(nèi)外常用的HRA方法的相關(guān)性分析情況[5][6]。可以看出，不同HRA方法考慮的相關(guān)性因素和數(shù)量不同，但基本考慮了班組/人員、時間間隔、位置、線索/程序等關(guān)鍵因素。針對相關(guān)性水平判斷，部分方法給出了明確的決策樹（表），便于快速判斷相關(guān)性水平。其中，人誤概率預測技術(shù)（THERP）將相關(guān)性水平分為完全相關(guān)、高相關(guān)、中相關(guān)、低相關(guān)、零相關(guān)，并給出了對應修正的條件人誤概率公式（見表2），是相關(guān)性分析定量化的基礎(chǔ)，為大部分HRA方法所采用。在國內(nèi)核電工程實踐上，較常采用標準化電廠風險分析HRA（SPAR-H）方法或火災HRA（NUREG-1921）方法進行相關(guān)性判斷，有關(guān)方法的具體介紹詳見參考文獻［1，3，7-9］。

表1　國內(nèi)外常用HRA方法的相關(guān)性分析情況

表2　HRA相關(guān)性修正公式

1.3　聯(lián)合人誤概率

大多數(shù)一級PSA中人誤事件概率值在1.00×10-4至0.1水平范圍內(nèi)，如果最小割集中包含多個人誤事件，則需要考慮相關(guān)性處理后的聯(lián)合人誤概率。基于HRA方法的局限性和不確定性，考慮相關(guān)性后的聯(lián)合人誤概率不應低于某個合理限值。根據(jù)研究，一般認為，這一合理限值應不低于1.00×10-5，但部分文獻研究認為，如果有充足的理由，這一合理限值可以最低到1.00×10-6[5,6,10]。無論如何，如果使用的聯(lián)合人誤概率取值低于1.00×10-5，應有充分的理由和支持材料，確保風險不會因為人誤概率定量化中的諸多假設(shè)和不確定性而被低估。

1.4　HRA相關(guān)性分析的流程

根據(jù)研究，不同類型人誤事件相關(guān)性分析至少應包括相關(guān)性識別、相關(guān)性水平評估、人誤概率值修正、聯(lián)合人誤概率限值分析等方面的內(nèi)容[3]，分析的一般方法和步驟如圖1所示。

圖1　多個人誤事件相關(guān)性分析的一般方法和步驟

首先進行相關(guān)性組的識別，判斷兩個或多個人誤事件是否具有相關(guān)性。一般來說，可以在最小割集中找到多個人誤事件的情形來進行相關(guān)性的判斷，可通過將人員失誤概率設(shè)置為較高的值（例如0.5或0.9）并重新計算堆芯損壞頻率（CDF）來識別此類割集，這樣處理后，涉及多重人員失誤事件的割集將出現(xiàn)在割集前列。

其次，考慮人誤事件之間相關(guān)性因素，根據(jù)相關(guān)性因素，選擇合適的相關(guān)性分析方法判斷相關(guān)性水平。在相關(guān)性水平確定后，對人誤概率值進行修正。當一個事故序列存在兩個及以上人誤事件時，如在同一事故序列存在A、B、C三個人誤事件，則形式上先考慮B與A的相關(guān)性，以及C與B的相關(guān)性即可，而無須再考慮C與A的相關(guān)性。這是因為在計算C與B的條件概率時，B采用了考慮其與A相關(guān)性后的條件概率，相當于考慮了A對C的影響[4]。有些方法還給出了相關(guān)性水平的限制性條件，比如，SPAR-H方法認為，考慮同一序列中的多個恢復性動作（如第二、三、四人監(jiān)督）時，如果是事故序列中的第三個人誤，則相關(guān)性水平至少為中，如果是事故序列中的第四個人誤，則相關(guān)性水平至少為高。

最后，對同一割集中的多個人誤事件的聯(lián)合人誤概率進行評估。如果使用的聯(lián)合人誤概率低于限值，采用該限值，或者重新進行分析，最后形成HRA相關(guān)性分析報告。

2　HRA相關(guān)性分析案例

本節(jié)以國內(nèi)某先進三代壓水堆核電廠一級PSA為例，從最小割集中選取典型案例，根據(jù)圖1流程，采用SPAR-H方法和NUREG-1921方法建模進行相關(guān)性對比分析。

2.1　相關(guān)性組的識別

為了對案例核電廠PSA結(jié)果進行HRA相關(guān)性分析，將該核電廠一級PSA的人誤概率統(tǒng)一賦值為0.9，重新進行割集計算，將同一割集中多個人誤事件的情形盡可能找出來，本節(jié)給出其中1個典型案例。

案例最小割集組合如表3所示，事故進程為：POSE工況（機組處于一回路微開口的維修冷停堆）喪失廠外電（LOOP），應急柴油發(fā)電機（EDG）啟動，余熱排出系統(tǒng)重新接入失敗，二次側(cè)冷卻失敗，充排冷卻失敗，最終堆芯熔化。該核電廠停堆工況總堆芯損傷頻率（CDF）為1.03×10-7/堆年，未進行相關(guān)性處理前，該最小割集頻率為3.55×10-12/堆年，占停堆工況CDF的比例近乎為0，風險極易被忽略。按照相關(guān)性識別方法，將人誤概率值統(tǒng)一賦值為0.9重新計算后，總頻率為5.24×10-4/堆年，在停堆CDF的最小割集中排在最前列。

表3　案例核電廠一級PSA的一個最小割集

續(xù)表

最小割集組合描述原值 HE-LRHR-SGPOSE工況下，喪失RHR，操縱員未能在200 分鐘內(nèi)判斷并使用SG 冷卻一回路7.00 × 10-4 HE-RRE-FBPOSE工況下，喪失RHR，二次側(cè)冷卻失敗，操縱員未能在170 分鐘內(nèi)執(zhí)行充排冷卻7.00 × 10-4

三個人誤事件的具體含義如下：

HE-TSE-RHR：POSE工況下，發(fā)生LOOP，運行列余熱排出系統(tǒng)（RHR）應急母線失電信號發(fā)出，EDG 正常啟動，根據(jù)熱工計算，要求操縱員在15 min內(nèi)根據(jù)規(guī)程重新手動開啟備用列RHR。

HE-LRHR-SG：POSE工況下，RHR喪失，一回路無法正常排出余熱。根據(jù)熱工計算，操縱員應在200 min內(nèi)根據(jù)規(guī)程執(zhí)行二次側(cè)冷卻。

HE-RRE-FB：POSE工況下，RHR 喪失，二次側(cè)冷卻失敗導致蒸汽發(fā)生器（SG）中的水量迅速減少，二回路排熱能力持續(xù)惡化。此時操縱員應在170 min內(nèi)根據(jù)規(guī)程利用安注和穩(wěn)壓器安全閥進行一回路充排冷卻操作。

2.2　相關(guān)性定量評估

三個人誤事件，為同一班組成員，啟動RHR和充排操作為一回路操作員（ROA）職責，二次側(cè)冷卻為二回路操縱員（ROB）職責，使用的規(guī)程為SEOP體系規(guī)程下不同程序，各操作時間間隔較長。在一個事故序列中，根據(jù)SPAR-H提供的相關(guān)性判斷表，HE-TSE-RHR和HE-LRHR-SG事故處理班組人員相同，開啟一列RHR和使用SG冷卻一回路均由機組長（SRO）進行診斷，分別由ROA和ROB執(zhí)行操作，位置在主控室，但三人分別在不同的工作站進行操作，兩個操作相隔時間較長，且有清晰的規(guī)程指引，判斷為低相關(guān)水平。HE-RRE-FB和HE-LRHR-SG的決策類似，但是根據(jù)SPAR-H方法，事故序列第3個人誤，相關(guān)性水平判斷至少為中，因此HE-RRE-FB和HE-LRHR-SG的相關(guān)性水平由低相關(guān)修正為中相關(guān)。相關(guān)性分析過程如表4所示。

根據(jù)NUREG-1921提供的相關(guān)性決策樹，HE-TSE-RHR和HE-LRHR-SG事故處理班組人員相同，但由于報警或提示信號不同，所以認知不同，提示要求為順序，人力充足，多重失效下，壓力較高。操作位置在主控室，盡管操縱員分別在不同的工作站進行操作，與SPAR-H方法不同，該方法認為同一主控即位置相同，但該操作時間窗口較長，兩人誤事件時間間隔大于60分鐘，判斷為低相關(guān)。HE-LRHR-SG和HE-RRE-FB的決策類似，相關(guān)性水平判定為低相關(guān)。相關(guān)性分析過程如表5所示。

表4　采用SPAR-H方法的HRA相關(guān)性分析過程

表5　采用NUREG1921方法的HRA相關(guān)性分析過程

2.3　計算結(jié)果

兩種分析方法聯(lián)合人誤概率及案例最小割集占停堆工況總CDF的比例如表6所示，相關(guān)性處理后的聯(lián)合人誤概率高于1.00×10-5的合理限值。

表6　HRA相關(guān)性分析結(jié)果對比

2.4　結(jié)果討論

根據(jù)結(jié)果可以看出：

（1）相關(guān)性組識別極其重要。增大人誤概率值，重新進行割集計算，是識別HRA相關(guān)性組的有效方法。

（2）是否進行HRA相關(guān)性處理，對PSA結(jié)果可能有較大影響。這是由于人誤事件間很難判斷為獨立事件，即使如案例判斷為低相關(guān)事件，對結(jié)果也很容易產(chǎn)生顛覆性變化。

（3）兩種方法聯(lián)合人誤概率相差3倍，主要是由于相關(guān)性水平判斷決策樹不同，SPAR-H方法對事故序列第3個人誤事件的處理至少判斷為中相關(guān)的約束條件，對結(jié)果會有較大影響。

（4）兩種方法考慮的相關(guān)性因素有區(qū)別，且同一相關(guān)性因素（如位置、時間間隔）判斷準則也不相同，會對結(jié)果造成影響。

3　總結(jié)和建議

近年來，國內(nèi)在HRA領(lǐng)域取得了長足的進步，在HRA數(shù)據(jù)搜集，現(xiàn)場訪談等都開展了大量卓有成效的工作。根據(jù)本文研究，筆者提出以下四個方面的建議。

（1）相關(guān)性因素、相關(guān)性水平判定是影響HRA相關(guān)性判定最為重要的因素，目前主要參考美國HRA方法開展工作，核電業(yè)界急需開展相關(guān)研究，形成適用于我國核電廠工程實踐的方法。

（2） HRA相關(guān)性分析有多種方法，不同方法具有各自的優(yōu)點和缺點，在當前同一工程項目中，針對某一類人誤事件，相關(guān)性分析的方法應保持一致。

（3）人誤事件相關(guān)性定性分析和定量分析應該并重，定量分析應以其詳細定性分析為基礎(chǔ)，對重要的分析結(jié)果，應該與核電廠運行人員充分討論，以確認結(jié)果反映實際情況，確保分析的完整性和合理性。

（4） HRA分析人員應盡可能詳細記錄分析過程的所有信息，保證可追溯、可審查、可再現(xiàn)和可更新。

［1］ Swain A D，Guttmann H E．Handbook of human reliability analysis with emphasis on nuclear power plant applications：NUREG/CR-1278［R］．Washington，D．C．：U．S．Nuclear Regulatory Commission，1983．

［2］ International Atomic Energy Agency．Development and application of level 1 probabilistic safety assessment for nuclear power plants：IAEA Safety Standards No SSG-3［R］．Vienna：IAEA，2010．

［3］ Whaley A M，Kelly L，Boring R L，et al．SPAR-H Step-by-Step Guidance［R］．Idaho Falls：Idaho National Laboratory，2011．

［4］ 張力，戴立操，胡鴻，等．數(shù)字化核電廠人因可靠性［M］．北京：國防工業(yè)出版社，2019．

［5］ Forester J，Kolaczkowski A，Lois E，et al．Evaluation of Human Reliability Analysis Methods Against Good Practices：NUREG/CR-1842［R］．Washington，D．C．：U．S．Nuclear Regulatory Commission，2006．

［6］ Kolaczkowski A，F(xiàn)orester J，Lois E，et al．Good practices for implementing human reliability analysis：NUREG-1792［R］．Washington，D．C．：U．S．Nuclear Regulatory Commission，2005．

［7］ Swain A D．Accident sequence evaluation program human reliability analysis procedure：NUREG/CR 4772［R］．Washington，D．C．：U．S．Nuclear Regulatory Commission，1987．

［8］ German D，Blackman H，Marble J，et al．The SPAR-H human reliability analysis method：NUREG/CR-6883［R］．Washington，D．C．：U．S．Nuclear Regulatory Commission，2005．

［9］ Lewis S，Cooper S．EPRI/NRC-RES Fire Human Reliability Analysis Guidelines：NUREG-1921［R］．Washington，D．C．：U．S．Nuclear Regulatory Commission，2012．

［10］ International Atomic Energy Agency．Determining the quality of probabilistic safety assessment（PSA）for applications in nuclear power plants：IAEA TECDOC 1511［R］．Vienna：IAEA，2006．

Research and Applications of Human Reliability Analysis Dependency for Nuclear Power Plants

ZHANG Jiajia1，TIAN Xiufeng2，GONG Yu1，QIAN Hongtao1,*，WANG Xiaohai

（1. Nuclear and Radiation Safety Center，Ministry of Ecology and Environment，Beijing，102488，China；2. China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

In probabilistic safety assessment（PSA），the human reliability analysis（HRA）becomes more and more important，and the treatment of HRA dependency issues has a greater impact on PSA results，and has gradually become the focus of nuclear safety review and nuclear industry.There are many theories about HRA dependency issues worldwide，but very few for operation on engineering practice.HRA dependency issues for nuclear power plant was studied，including basic concepts，dependency factors，dependency levels，and joint human error probability，etc.The general methods and process of HRA dependency analysis applied to nuclear power plant engineering practice was summarized.Thus，this method and process have been provided to take account of a minimal cut set of the level 1 PSA results of a domestic nuclear power plant，SPAR-H and NUREG-1921 modeling methods have been used for comparative analysis.The result shows that the consideration of HRA dependency of the minimal cut sets has a great impact on the results，and the results of the two analysis methods are quite different.It is suggested that the HRA dependency analysis methods in a project should be consistent with equal emphasis on qualitative analysis and quantitative analysis，and all the information in the analysis process should be recorded as much as possible to ensure that the analysis results can be traced，reviewed，reproduced and updated.

Nuclear Power Plant；Human reliability analysis；Dependency；Probabilistic safety assessment

TL364+.5

A

0258-0918（2021）03-0593-06

2020-12-11

張佳佳（1986—），男，河南洛陽人，碩士，高級工程師，現(xiàn)主要從事核電廠概率安全研究與審評方面研究

錢鴻濤，E-mail：qianhongtao@chinansc.cn