多机组核电厂动态人因可靠性分析：现状与展望

邹衍华，张　力

多机组核电厂动态人因可靠性分析：现状与展望

邹衍华，张力*

（湖南工学院安全与环境工程学院，湖南 衡阳 421002）

发展核电对于优化我国能源结构、缓解环境污染和保证能源安全具有重要意义。核电发展是大势所趋，但安全是其重要前提。人因可靠性分析（HRA）作为核电厂风险评估的重要组成部分，是保障核电厂安全运行的重要技术手段。福岛事故后，多机组核电厂HRA成为近年来的研究热点。然而，现行的HRA方法并未考虑多机组运行特征对人因可靠性的影响、且动态性不足，如果直接将其应用于多机组核电厂人因可靠性研究，则将无法保证分析结果的准确性。本文详细阐述了开展多机组核电厂动态HRA研究的必要性和重要性，从HRA方法研究、多机组人因可靠性研究，以及动态HRA研究等三个方面对多机组动态人因可靠性分析的研究现状进行了评述，指出了当前研究所存在的缺陷与不足，并对未来的研究工作进行了展望。

多机组；核电厂；动态人因可靠性

核电作为高效、清洁和经济的能源，具有资源消耗少、环境影响小和供应能力强等许多优点。发展核电对于优化我国能源结构、缓解环境污染和保证能源安全具有重要意义。2021年政府工作报告中明确提出“要在确保安全的前提下积极有序发展核电”。由此可见，核电发展是大势所趋，但安全是其重要前提。

根据我国《核动力厂环境辐射防护规定》中的定义，多机组（Multi-Unit）核电厂是指一个核电厂厂址上建有两个或两个以上反应堆且各反应堆之间的距离小于5公里[1]。2016年国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，IAEA）的研究报告显示[2]，在全球的反应堆统计中，如果仅考虑运行中的反应堆，多机组核电厂的比例约为90.4%；而如果将在建或筹建中的反应堆考虑进来，则该比例还会进一步增加。这些数据资料表明，在未来的核电发展中，多机组运行模式将成为世界核电发展的主要方向。

1979年美国三哩岛核事故让人们认识到操作员个体对于核电厂安全的重要性，1986年苏联切尔诺贝利核事故则警示人们必须高度重视管理和组织因素对核电厂安全的重要作用。无论是人员个体，还是管理或组织因素，都可以归为人因（Human Factors）。统计数据表明，在核电厂发生的各类安全事故中，由于人因失误（Human Errors）所导致的安全事故所占比例高达90%[3,4]。另一方面，随着核电厂系统和设备可靠性的不断提升，从某种程度上来说，核电厂的可靠性和安全性将越来越取决于人的可靠性（Human Reliability）[5]。因此，如何分析、预测、减少和预防人因失误，并对核电厂操作员的可靠性进行定性分析与定量评价已是确保核电厂安全运行的关键问题之一。而该问题的解决则必须基于科学合理的人因可靠性分析（Human Reliability Analysis，HRA）[6]。在核电厂安全分析中，HRA主要用于评估人因可靠性水平，是预防和减少人因失效事件（Human Failure Events，HFEs）发生的必不可少的系统化方法[7]，也是保障核电厂安全运行的重要技术手段。因为只有在对人员行为做出正确分析及预测的基础上，才有可能制定出减少和预防人因失效事件的有效策略，进而提升核电厂安全。

HRA研究起源于20世纪60年代，目前已有超过50种的HRA方法可供选择，但是现行的这些HRA方法都是在单机组背景下开发的，主要用于对单机组操作员及操纵班组进行人因可靠性分析[8]。如果直接将现行HRA方法应用于多机组核电厂人因可靠性分析，可能会在诸多方面存在着缺陷或不足[9,10]：（1）由于在多机组运行模式下核电厂人机交互变得更加复杂（尤其在严重事故状态下），有更多的组织或人员需要参与事故的缓解和处置，因此，相较于单机组的HRA，多机组核电厂HRA的分析对象将更加丰富，且各对象之间的行为交互也更加复杂；（2）现行HRA方法并未考虑机组间的相关性，且行为形成因子（Performance Shaping Factors，PSFs）的适用性和完备性尚待讨论；（3）相较于单机组而言，多机组运行模式下的任务类型更加丰富，现行HRA方法中缺少相应的基础人误概率；（4）现行HRA方法中对共享设备和移动设备的考虑尚且不足。

考虑到多机组核电厂在运行模式、组织结构、机组之间的耦合性、人机交互的复杂性等方面的特点，以及这些因素可能对核电厂安全运行所造成的影响，因此有必要开展针对多机组核电厂的HRA研究。文献研究显示，截至目前尚未有一套完备的HRA方法可以用于多机组核电厂整体的人因可靠性分析[11]。由于多机组运行模式下HRA的功能和作用尚不清楚，多机组运行模式下的人因失误机理亦尚不明确，因而目前有关多机组核电厂HRA的大部分研究还仅仅只是停留在提出问题或针对某些具体问题讨论如何改进现有HRA方法。此外，由于现有的HRA方法并未考虑多机组运行特征对人因可靠性的影响，如果直接将其应用于多机组核电厂整体HRA研究则可能无法保证分析结果的完整性和精确性。因此，如何进一步完善现有分析技术并建立一种新的HRA方法用以解决多机组核电厂的人因可靠性问题已成为当前HRA研究领域的前沿和热点问题之一。

当前，传统的HRA方法还几乎完全依赖于静态分析技术，如事件树、决策树等。为了更好地考虑人员行为的动态特性并提供更为精确的分析模型，一些学者提出并开始尝试开发新一代的HRA方法，即，动态HRA方法[12-14]。相较于静态HRA方法，动态HRA方法在分析HFEs时考虑了随时间变化的事件演化历程以及在该过程中人员行为和系统的动态响应与交互，因而可为核电厂HRA提供精度更高的，以及实时的量化结果[15,16]。多机组核电厂由于涉及更为复杂的组织架构、共享资源和移动设备的配置等问题，从而会导致核电厂操作员、组织和技术系统三者之间的动态交互变得愈发复杂，其HRA的分析难度相较于单机组而言也将大大提升[17]。如果可以建立多机组运行模式/情景下的行为形成因子与时间变量之间的动态函数关系，并进而构建人误概率的动态计算模型，那将非常有助于多机组核电厂的人因可靠性分析。而若想实现这一目标，则必须借助于动态HRA的建模技术。可以预见，动态HRA正面临着巨大的发展机遇，它在构建动态人员行为模型及定量计算模型等方面都具有良好的应用前景，也将更适用于多机组核电厂人因可靠性分析。

如果仅只针对核电厂单机组进行人因可靠性分析，或者是简单地将各机组的HRA分析结果进行叠加用以近似替代多机组HRA的分析结果，则这样的分析结果将是片面的、也可能终将是无效的。为了更好地对该问题进行剖析，本文将从HRA方法研究、多机组人因可靠性研究，以及动态HRA研究等三个方面进行研究现状分析，并结合当前研究中所存在的缺陷与不足，对未来的研究工作进行展望，以期进一步推进和完善核电厂人因可靠性分析的相关研究工作。

1　研究现状

1.1　HRA方法研究

HRA方法起源于20世纪60年代，但是大部分用于人因可靠性研究的分析技术却是在80年代中后期才得以开发。从本质上来说，HRA方法大致上可被分为两类：第一代HRA方法和第二代HRA方法[18]。以人误概率预测技术（THERP）、事故序列分析程序（ASEP）、人的认知可靠性模型（HCR）、成功似然指数法（SLIM）、人误评价与减少技术（HEART）等为代表的第一代HRA方法诞生于20世纪60年代到80年代中后期，主要工作包括人因失误分析技术研究、人因失误概率的统计分析及预测、人因可靠性数据采集等[19,20]。而在这些方法当中最具代表性的当属1964年Swain等人[21]最先提出的THERP方法，HRA事件树和PSF概念也是在该方法中被首次提出。THERP中的相关数据也为后续HRA方法的开发奠定了基础。受制于心理学、认知科学和行为学的发展水平，第一代HRA方法在认知行为建模和人误机理分析等方面普遍存在不足，它们强调采用结构化建模方法来对人因失误概率进行量化，而较少借鉴行为科学的知识来研究人因失误的机制和原因。20世纪90年代初诞生的第二代HRA方法开始考虑情境环境对人员认知可靠性的影响，这些方法所具有的一个典型特征是它们都认为任务和人所处的情境环境才是导致人因失误的主要因素，因此，这一阶段的HRA方法较为侧重认知失误分析，且大部分的研究工作都集中在认知可靠性模型开发方面[22,23]。在第二代HRA方法中最具代表性和最值得关注的是1998年Erik Hollnagel[24]首次系统性建立的认知可靠性与失误分析方法（CREAM），以及由美国核管会（U.S. Nuclear Regulatory Commission，NRC）提出的人误分析技术（ATHEANA）。需要特别指出的是，作为THERP的简化版，美国爱达荷国家实验室（Idaho National Laboratory，INL）和NRC共同开发的SPAR-H（Standardized Plant Analysis Risk-Human Reliability Analysis）方法由于分析程序简单易用，因而在理论研究和工程实践中被广泛推广，但其最大的缺陷是人误概率的定量结果过于保守[25]。

整体上来看，尽管现行用于核电厂的HRA方法各自有所侧重且相互补充，但它们的创立背景都是针对单机组的人因可靠性分析。由于这些方法未能考虑多机组的运行特征以及它们对人因可靠性的影响，且多机组核电厂在组织结构、共享资源配置和移动设备部署等方面与单机组核电厂存在较大的差异，因此在面对多机组人因可靠性问题时，它们或将不再适用，例如：（1）现行的HRA方法主要针对核电厂主控室操作员进行分析，然而，在多机组事故情况下，由于运行情况变得更加复杂，有更多的组织或人员需要参与事故的缓解和处置（如技术支持中心、应急指挥中心、现场操作员等），并且所涉及的程序和规程也发生了变化，因此，相较于单机组的HRA，多机组核电厂HRA的分析对象将更加丰富，且各对象之间的行为交互也更加复杂；（2）现行HRA方法缺少对移动设备和共享设备的资源分配、共享维修团队，以及影响移动设备部署的环境因素等方面的考虑，而这些都是多机组核电厂的重要运行特征；（3）多机组运行模式下的各任务类型未能被现有的HRA方法所完全考虑，并且缺少这些相应任务类型的基础人误概率（Basic Human Error Probability，BHEP）；（4）现行HRA方法中的PSFs被应用于多机组核电厂人因可靠性分析时的适用性和完备性等问题尚待验证；（5）现行HRA方法并未考虑机组之间的相关性和不同机组操作员之间的相关性。

概言之，目前国内外有关多机组HRA方法的研究还仅局限于在现有HRA方法的基础上讨论其改进的可能性，缺乏一套系统化、结构化的HRA方法以用于多机组核电厂整体人的人因可靠性分析。

1.2　多机组人因可靠性研究

当前，有关多机组人因可靠性的研究更多的是从概率安全评价（Probabilistic Safety Assessment，PSA）的角度来探讨多机组HRA与单机组HRA在分析范畴上的区别、多机组PSA中关于人因可靠性的考虑，以及HRA在多机组PSA中的需求[26]。加拿大核安全委员会在2014年组织召开的国际研讨会上明确了多机组人因可靠性研究工作中所面临的最重要的挑战是在多机组事故建模过程中如何处理人员行为与组织的相关性[27]。美国爱达荷国家实验室和加拿大核安全委员会共同开展了一项针对多机组事件人因可靠性分析的研究项目，2017年Germain等人提出了考虑采用SPAR-H方法分析多机组人因失效事件[9]。韩国原子能研究院（Korea Atomic Energy Research Institute，KAERI）目前针对多机组HRA已经开展的研究包括识别机组间的相关性和多机组风险模型定量等[28,29]。匈牙利核安全研究院提出有必要在多机组HRA中对与共享资源部署有关的决策进行建模，尤其是当这些决策被严重事故管理导则所指引时[30]。此外，美国伊利诺伊大学香槟分校SoTeRiA实验室的张赛等人正在研究多机组特性对人员和组织的影响[31]；朝鲜大学的Jonghyun Kim教授等人以韩国某核电厂址为例，分析了多机组和单机组中人员与组织因素在特征、分类及结构等方面的区别[32,33]；法国电力公司的Le Duy等人提出了一些可用于多机组风险评估的解决方案或方法选择，并讨论了人误概率评价方法在多机组中的适应性[34]；日本东京大学的Jang和Yamaguchi基于连续马尔科夫和蒙特卡洛方法提出了一种动态方法用于多机组PSA，其中部分涉及了HRA[35]；印度AERB安全研究院的Kumar等人建立了一套综合方法用以分析由共享系统、共因故障，以及失效相关性等引起的多机组风险[17]。

以“Multi-Unit”+“Human Reliability”为关键词在谷歌学术和ScienceDirect等数据库中检索出来的在2014—2020年之间关于多机组人因可靠性研究的结果为337份，在这些检索结果中只有17篇相关文献内容与检索关键词密切相关。这些研究大多以定性研究为主（占82.3%），主题集中在多机组HRA面临的挑战、事件/动作相关性、因素分析以及任务分析等四个方面。

由此可见，现有研究从不同的角度对多机组人因可靠性的相关问题进行了探讨，为多机组核电厂HRA方法的开发奠定了基础，但整体上仍然存在以下不足：（1）没有建立系统的多机组核电厂人因失误分析方法，以用于对多机组运行模式下的人因失误机理、人机交互演化过程及人因失误因果传递等进行研究；（2）缺乏完备的多机组核电厂人员与组织因素模型，以辨析多机组核电厂在人机交互等方面的特征及与单机组的差异；（3）没有针对性的定量分析模型。

1.3　动态HRA研究

当前，越来越多的学者开始意识到传统HRA方法在人员行为分析、人因失效事件建模等方面所存在的动态性不足的缺陷，如Lüdke在其文章中论述了人员行为模拟仿真对于HRA研究的重要性，Sträter和Jae等人则在其各自的研究中明确提出了发展动态HRA的可行性与必要性[13,36]。伴随着计算机模拟仿真技术的发展，为了更好地分析在人因失效事件中的人员行为动态演化过程，出现了一类基于模拟仿真技术的动态HRA方法。相较于第一、二代HRA方法以对人因失效事件的静态任务分析作为人员绩效建模的依据，动态HRA方法则是采用了动态建模技术，通过对人员行为和决策的模拟仿真作为人员绩效的评价依据，在任何指定的时间点上都可以动态分析PSFs对人员绩效的影响并获得对应的HEP[37]。

尽管目前尚未有仿真技术能够完美融合HRA的所有元素，但已经涌现出了许多具有代表性的研究成果，如Mosleh和Chang开发的IDAC（Information，Decision，and Action in Crew Context）模型[38]、Jarvis和Gore开发的MIDAS（Man-machine Integration Design and Analysis System）系统[39]、Carlo等人开发的COSIMO（Cognitive Simulation Model）模型[40]、Chang和Mosleh开发的ADS（Accident Dynamic Simulation）-IDAC系统[41]、以及Pasquale等人开发的人因失误率分析模拟（Simulator for Human Error Probability Analysis，SHERPA）技术[42]。其中，IDAC模型是在IDA的基础上发展而来的可靠性分析模型，它包含了认知行为模型、认知响应因果模型、PSFs模型、以及基于DET的概率仿真模型，可用于从班组认知可靠性角度考虑动态HRA。MIDAS是一个将3D CAD模型和认知模型相结合的人因可靠性设计分析系统，可用于人员绩效测量和复杂人机系统设计评价。COSIMO模型中建立了包括监控、诊断、和执行等在内的各种认知功能结构，能够模拟复杂人机系统中的人员行为，主要用于事故管理中的人机交互仿真。ADS-IDAC系统将认知模型、决策引擎（Decision Making Engine）、PSFs、以及动态事件模拟器（Dynamic Event Simulator）结合在一起可以模拟分析事故发展进程中人员行为和决策的动态响应，进一步还将扩展到包含核电厂严重事故和应急操作的班组响应模型。2015年Pasquale等人提出的SHERPA技术则是将认知模拟与HRA方法结合起来，用于评估人因失误概率。尽管上述模型和系统的开发在一定程度上推动了动态HRA的发展，但由于它们未能涵盖HRA的一些关键元素，且模型集中于单一场景、缺乏通用性，因此尚不能被集成为系统的动态HRA分析方法。

近5年，有关动态HRA的研究则是集中在考虑如何进一步将SPAR-H方法扩展到动态框架中[43]，例如，2017年Sarah等人采用蒙特卡罗仿真将SPAR-H方法中与PSFs水平相关的乘数表示为连续分布，进而建立动态SPAR-H方法的框架[44]；Boring等人将SPAR-H模型集成到基于模拟仿真的框架中用于安全边界风险分析[45]。此外，Roger等人研究了数字化人机界面与动态PSFs的交互对人因可靠性的影响[46]；Boring和Rasmussen从动态HRA的角度建立了GOMS模型用于对人因失效事件中的子任务进行定量分析[47]。

综上可知，目前国内外的动态HRA研究大多集中于利用模拟仿真技术对人员认知行为过程进行动态建模，尽管这些研究都有从动态角度考虑HRA的某些方面，且开始关注在事件发展进程中PSFs的动态演变及其对HEP的影响，但就目前的效果来看，尚存在以下的缺陷：（1）缺乏对人机交互过程的动态性描述及相关建模技术；（2）没有PSFs随时间变化的动态函数表达式及动态人因失误概率计算式；（3）缺少功能完备且集成度较好的动态可靠性定量分析模型。

2　研究展望

从上述研究现状分析可以看出，当前国内外有关多机组核电厂动态HRA的相关研究还较为零散，尚未出现系统性的研究成果以用于多机组的人因可靠性分析。但从我国核电的发展趋势以及核电运行安全的角度来看，多机组核电厂HRA研究已经迫在眉睫。而在其中，动态HRA技术的采用将会助推核电厂人因可靠性分析技术的再一次发展。以下从四个方面对多机组核电厂动态人因可靠性分析的相关研究工作进行展望，进一步明晰未来的工作方向和研究重点。

（1）建立多机组核电厂人因失误分析方法。相关工作包括：辨识多机组核电厂的运行特征，建立人员与组织因素模型，识别多机组核电厂的任务类型及任务特征，并对各类任务中的人因失误进行具体分类，探究多机组运行模式下的人因失误机理等。

（2）探究多机组核电厂人员行为的动态演化过程。相较于单机组而言，多机组核电厂人机交互变得更加复杂，如何揭示人员行为随系统状态演化的特征和规律，并建立相关的分析模型，对于多机组HRA研究具有重要的意义，也将有助于防人因失误技术的开发。

（3）建立多机组核电厂人因失误因果模型。相关工作包括：构建适用于多机组核电厂人因可靠性分析的PSFs集合，探究PSFs间存在的因果交互机制等。

（4）建立动态定量分析模型。该项工作最为重要的地方在于如何建立PSFs关于时间变量的函数关系式，其中如何采集分析数据以及选用合适的数据拟合技术都将是关键。

需要指出的是，动态人因可靠性分析是基于多学科领域的交叉性研究，因此，如何借鉴并引入交叉学科的分析方法和建模技术来开展上述研究工作对于研究成果的质量和价值将具有重要意义。

3　讨论

本文详细阐述了开展多机组核电厂动态HRA研究的必要性和重要性，从HRA方法研究、多机组人因可靠性研究，以及动态HRA研究等三个方面对多机组动态人因可靠性分析的研究现状进行了评述，指出了当前研究所存在的缺陷与不足，并对未来的研究工作进行了展望。在今后的研究工作中，重点将探究多机组运行模式下人机交互的动态演化过程与人因失误机理，揭示多机组运行模式对人因可靠性的影响及人误因果传递机制。通过多机组核电厂人因失误分析、人因失误因果模型研究，以及动态可靠性定量分析模型研究等三个方面来建立多机组核电厂动态HRA方法，以期补充和完善现有HRA方法体系。相关的研究成果将为多机组核电厂人因失误分析及失误预防提供方法指导，为操纵员及操纵班组的决策制定提供理论依据，将对多机组核电厂人因失效事件预防、应急操作规程开发、严重事故管理导则制定，以及操纵员培训与考核等方面做出积极的贡献，能有助于进一步提升多机组核电厂的安全运行水平。

致谢

本文的研究工作还受到科技部中-斯科技人员交流项目（国科外［2021］1）资助。

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Dynamic Human Reliability Analysis of Multi-unit Nuclear Power Plants：Current Status and Prospects

ZOU Yanhua，ZHANG Li*

（School of Safety and Environment Engineering，Hunan Institute of Technology，Hengyang of Hunan Prov.421002，China）

The development of nuclear power is of great significance for optimizing China's energy structure，alleviating environmental pollution and ensuring energy security. The development of nuclear power is the general trend，but safety is an important prerequisite. Human Reliability Analysis（HRA），as an important part of the risk assessment of nuclear power plants（NPPs），is an important technical means to ensure the safe operation of NPPs. The occurrence of the Fukushima accident makes HRA of multi-unit NPPs a research hotspot in recent years. However，the existing HRA methods do not consider the impact of operational characteristics of multi-unit NPPs on human reliability and lacks dynamics. If it is directly applied to multi-unit NPPs HRA，the accuracy of the analysis results will not be guaranteed. This paper elaborates on the necessity and importance of carrying out the research of dynamic HRA of multi-unit NPPs. The current status of dynamic HRA of multi-unit NPPs is analyzed from the three aspects of HRA methods，HRA of multi-unit NPPs，and dynamic HRA. The defects and shortcomings of the current research are figure out，and the future research work is prospected in this paper.

Multi-unit；Nuclear power plant；Dynamic human reliability analysis

TL48

A

0258-0918（2021）05-0958-08

2021-01-11

国家自然科学基金功率持续快速变化下核电厂操纵员人因可靠性分析方法研究（71771084）；湖南省自然科学基金核电厂先进主控室动态人因可靠性分析方法研究（2020JJ4016）；湖南省教育厅重点项目严重事故背景下的核电厂人因可靠性分析方法研究（18A424）

邹衍华（1983—），男，湖南衡阳人，副教授，博士，现主要从事核电厂人因可靠性分析方面研究

张力，E-mail：13807340602@139.com