核电厂HRA相关性问题研究及应用

张佳佳，田秀峰，宫　宇，钱鸿涛, *，王小海

核电厂HRA相关性问题研究及应用

张佳佳1，田秀峰2，宫宇1，钱鸿涛1, *，王小海1

（1. 生态环境部核与辐射安全中心，北京 102488；2. 中国核电工程有限公司，北京 100840）

在概率安全分析（PSA）中，人员可靠性分析（HRA）的重要性逐渐突显，其中，HRA相关性问题的处理对PSA结果有较大影响，逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题。国内外HRA相关性处理的理论众多，然而用于工程实践的可供操作的理论十分有限。本文对核电厂HRA相关性问题，包括基本概念、相关性因素和水平、联合人误概率等进行研究，总结形成了应用于核电厂工程实践的HRA相关性分析的一般方法和步骤。应用该分析方法和步骤，以国内某核电厂一级PSA结果中同一最小割集的人员相关性组为例，分别采用SPAR-H和NUREG-1921方法建模进行对比分析。结果表明，对最小割集HRA相关性处理与否对结果影响较大，且两种分析方法的相关性处理结果有较大差异。建议在同一项目中使用的HRA相关性分析的方法应保持一致，定性分析和定量分析并重，尽可能详细记录分析过程的所有信息，保证分析结果可追溯、可审查、可再现和可更新。

核电厂；人员可靠性分析（HRA）；相关性；概率安全分析（PSA）

随着新建核电厂系统冗余性和设备可靠性的不断提高，在概率安全分析（PSA）中，人员可靠性分析（HRA）重要性逐渐突显，其中，针对HRA相关性问题的处理对PSA结果的影响尤为突出，逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题。目前国内PSA相关的核安全导则、标准对HRA相关性从宏观上提出了要求，学术界也开展了一些研究，然而在核电工程项目实践中，HRA相关性分析的流程和方法并未明晰，尤其在相关性组的识别、相关性因素的考虑、相关性水平的判断，以及联合人误概率等关键性问题上，缺乏系统性考虑，尚未形成共识。本文对核电厂HRA相关性问题，包括基本概念、国内外常用的HRA方法对相关性因素和水平的考虑、联合人误概率等问题进行了研究，总结形成了应用于核电厂工程实践的HRA相关性分析的一般方法和步骤。应用该方法和步骤，从国内某先进压水堆核电厂一级PSA结果出发，选取典型案例，分别采用两种HRA方法建模进行相关性对比分析，并根据分析结果给出结论和建议。

1　HRA相关性问题研究

1.1　相关性概念

HRA相关性是指一个任务的人误概率受另一个任务成功或者失败的影响[1]。这种相关性可能是由于使用共同的指示或程序步骤、错误的程序、错误的诊断或错误的执行应对方案等而产生的[2,3]。用数学公式表达为：

在核电厂HRA分析中，相关性一般包含：（1）同一人误事件内多个动作间的相关性；（2）同一人误事件内不同人员间的相关性；（3）不同人误事件间的相关性[4]。对于前两种相关性，在分析单个人误事件的过程中通常依据选用的HRA方法进行评估。本文重点对不同人误事件间的相关性进行研究。

1.2　相关性因素和相关性水平

相关性处理中，涉及两个重要的问题，一是相关性因素的考虑，另一个是相关性水平的判定和定量化。基于人误机理研究，相关性因素考虑的越全面，分析的越客观深入，结果往往也更现实合理。然而，从工程实践来说，选择恰当的方法，较为快速便捷进行相关性处理也是必要的。由于不同类别人误事件在工程上存在不同的人误机理，工程上采用的HRA方法也不尽相同，而HRA相关性的处理属于方法本身的一部分，表1给出了国内外常用的HRA方法的相关性分析情况[5][6]。可以看出，不同HRA方法考虑的相关性因素和数量不同，但基本考虑了班组/人员、时间间隔、位置、线索/程序等关键因素。针对相关性水平判断，部分方法给出了明确的决策树（表），便于快速判断相关性水平。其中，人误概率预测技术（THERP）将相关性水平分为完全相关、高相关、中相关、低相关、零相关，并给出了对应修正的条件人误概率公式（见表2），是相关性分析定量化的基础，为大部分HRA方法所采用。在国内核电工程实践上，较常采用标准化电厂风险分析HRA（SPAR-H）方法或火灾HRA（NUREG-1921）方法进行相关性判断，有关方法的具体介绍详见参考文献［1，3，7-9］。

表1　国内外常用HRA方法的相关性分析情况

表2　HRA相关性修正公式

1.3　联合人误概率

大多数一级PSA中人误事件概率值在1.00×10-4至0.1水平范围内，如果最小割集中包含多个人误事件，则需要考虑相关性处理后的联合人误概率。基于HRA方法的局限性和不确定性，考虑相关性后的联合人误概率不应低于某个合理限值。根据研究，一般认为，这一合理限值应不低于1.00×10-5，但部分文献研究认为，如果有充足的理由，这一合理限值可以最低到1.00×10-6[5,6,10]。无论如何，如果使用的联合人误概率取值低于1.00×10-5，应有充分的理由和支持材料，确保风险不会因为人误概率定量化中的诸多假设和不确定性而被低估。

1.4　HRA相关性分析的流程

根据研究，不同类型人误事件相关性分析至少应包括相关性识别、相关性水平评估、人误概率值修正、联合人误概率限值分析等方面的内容[3]，分析的一般方法和步骤如图1所示。

图1　多个人误事件相关性分析的一般方法和步骤

首先进行相关性组的识别，判断两个或多个人误事件是否具有相关性。一般来说，可以在最小割集中找到多个人误事件的情形来进行相关性的判断，可通过将人员失误概率设置为较高的值（例如0.5或0.9）并重新计算堆芯损坏频率（CDF）来识别此类割集，这样处理后，涉及多重人员失误事件的割集将出现在割集前列。

其次，考虑人误事件之间相关性因素，根据相关性因素，选择合适的相关性分析方法判断相关性水平。在相关性水平确定后，对人误概率值进行修正。当一个事故序列存在两个及以上人误事件时，如在同一事故序列存在A、B、C三个人误事件，则形式上先考虑B与A的相关性，以及C与B的相关性即可，而无须再考虑C与A的相关性。这是因为在计算C与B的条件概率时，B采用了考虑其与A相关性后的条件概率，相当于考虑了A对C的影响[4]。有些方法还给出了相关性水平的限制性条件，比如，SPAR-H方法认为，考虑同一序列中的多个恢复性动作（如第二、三、四人监督）时，如果是事故序列中的第三个人误，则相关性水平至少为中，如果是事故序列中的第四个人误，则相关性水平至少为高。

最后，对同一割集中的多个人误事件的联合人误概率进行评估。如果使用的联合人误概率低于限值，采用该限值，或者重新进行分析，最后形成HRA相关性分析报告。

2　HRA相关性分析案例

本节以国内某先进三代压水堆核电厂一级PSA为例，从最小割集中选取典型案例，根据图1流程，采用SPAR-H方法和NUREG-1921方法建模进行相关性对比分析。

2.1　相关性组的识别

为了对案例核电厂PSA结果进行HRA相关性分析，将该核电厂一级PSA的人误概率统一赋值为0.9，重新进行割集计算，将同一割集中多个人误事件的情形尽可能找出来，本节给出其中1个典型案例。

案例最小割集组合如表3所示，事故进程为：POSE工况（机组处于一回路微开口的维修冷停堆）丧失厂外电（LOOP），应急柴油发电机（EDG）启动，余热排出系统重新接入失败，二次侧冷却失败，充排冷却失败，最终堆芯熔化。该核电厂停堆工况总堆芯损伤频率（CDF）为1.03×10-7/堆年，未进行相关性处理前，该最小割集频率为3.55×10-12/堆年，占停堆工况CDF的比例近乎为0，风险极易被忽略。按照相关性识别方法，将人误概率值统一赋值为0.9重新计算后，总频率为5.24×10-4/堆年，在停堆CDF的最小割集中排在最前列。

表3　案例核电厂一级PSA的一个最小割集

续表

最小割集组合描述原值 HE-LRHR-SGPOSE工况下，丧失RHR，操纵员未能在200 分钟内判断并使用SG 冷却一回路7.00 × 10-4 HE-RRE-FBPOSE工况下，丧失RHR，二次侧冷却失败，操纵员未能在170 分钟内执行充排冷却7.00 × 10-4

三个人误事件的具体含义如下：

HE-TSE-RHR：POSE工况下，发生LOOP，运行列余热排出系统（RHR）应急母线失电信号发出，EDG 正常启动，根据热工计算，要求操纵员在15 min内根据规程重新手动开启备用列RHR。

HE-LRHR-SG：POSE工况下，RHR丧失，一回路无法正常排出余热。根据热工计算，操纵员应在200 min内根据规程执行二次侧冷却。

HE-RRE-FB：POSE工况下，RHR 丧失，二次侧冷却失败导致蒸汽发生器（SG）中的水量迅速减少，二回路排热能力持续恶化。此时操纵员应在170 min内根据规程利用安注和稳压器安全阀进行一回路充排冷却操作。

2.2　相关性定量评估

三个人误事件，为同一班组成员，启动RHR和充排操作为一回路操作员（ROA）职责，二次侧冷却为二回路操纵员（ROB）职责，使用的规程为SEOP体系规程下不同程序，各操作时间间隔较长。在一个事故序列中，根据SPAR-H提供的相关性判断表，HE-TSE-RHR和HE-LRHR-SG事故处理班组人员相同，开启一列RHR和使用SG冷却一回路均由机组长（SRO）进行诊断，分别由ROA和ROB执行操作，位置在主控室，但三人分别在不同的工作站进行操作，两个操作相隔时间较长，且有清晰的规程指引，判断为低相关水平。HE-RRE-FB和HE-LRHR-SG的决策类似，但是根据SPAR-H方法，事故序列第3个人误，相关性水平判断至少为中，因此HE-RRE-FB和HE-LRHR-SG的相关性水平由低相关修正为中相关。相关性分析过程如表4所示。

根据NUREG-1921提供的相关性决策树，HE-TSE-RHR和HE-LRHR-SG事故处理班组人员相同，但由于报警或提示信号不同，所以认知不同，提示要求为顺序，人力充足，多重失效下，压力较高。操作位置在主控室，尽管操纵员分别在不同的工作站进行操作，与SPAR-H方法不同，该方法认为同一主控即位置相同，但该操作时间窗口较长，两人误事件时间间隔大于60分钟，判断为低相关。HE-LRHR-SG和HE-RRE-FB的决策类似，相关性水平判定为低相关。相关性分析过程如表5所示。

表4　采用SPAR-H方法的HRA相关性分析过程

表5　采用NUREG1921方法的HRA相关性分析过程

2.3　计算结果

两种分析方法联合人误概率及案例最小割集占停堆工况总CDF的比例如表6所示，相关性处理后的联合人误概率高于1.00×10-5的合理限值。

表6　HRA相关性分析结果对比

2.4　结果讨论

根据结果可以看出：

（1）相关性组识别极其重要。增大人误概率值，重新进行割集计算，是识别HRA相关性组的有效方法。

（2）是否进行HRA相关性处理，对PSA结果可能有较大影响。这是由于人误事件间很难判断为独立事件，即使如案例判断为低相关事件，对结果也很容易产生颠覆性变化。

（3）两种方法联合人误概率相差3倍，主要是由于相关性水平判断决策树不同，SPAR-H方法对事故序列第3个人误事件的处理至少判断为中相关的约束条件，对结果会有较大影响。

（4）两种方法考虑的相关性因素有区别，且同一相关性因素（如位置、时间间隔）判断准则也不相同，会对结果造成影响。

3　总结和建议

近年来，国内在HRA领域取得了长足的进步，在HRA数据搜集，现场访谈等都开展了大量卓有成效的工作。根据本文研究，笔者提出以下四个方面的建议。

（1）相关性因素、相关性水平判定是影响HRA相关性判定最为重要的因素，目前主要参考美国HRA方法开展工作，核电业界急需开展相关研究，形成适用于我国核电厂工程实践的方法。

（2） HRA相关性分析有多种方法，不同方法具有各自的优点和缺点，在当前同一工程项目中，针对某一类人误事件，相关性分析的方法应保持一致。

（3）人误事件相关性定性分析和定量分析应该并重，定量分析应以其详细定性分析为基础，对重要的分析结果，应该与核电厂运行人员充分讨论，以确认结果反映实际情况，确保分析的完整性和合理性。

（4） HRA分析人员应尽可能详细记录分析过程的所有信息，保证可追溯、可审查、可再现和可更新。

［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］ 张力，戴立操，胡鸿，等．数字化核电厂人因可靠性［M］．北京：国防工业出版社，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，Forester 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．

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［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

张佳佳（1986—），男，河南洛阳人，硕士，高级工程师，现主要从事核电厂概率安全研究与审评方面研究

钱鸿涛，E-mail：qianhongtao@chinansc.cn