核电厂人因事故预防的定量化决策
发表日期：2011-05-04 09:41:44 来源：互联网; 点击次数：
1 引言
核电厂被称为复杂社会━技术系统，是包括技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属技术密集型。核电安全技术形成了4个领域，即技术可靠性、人因工程、安全文化和组织控制。核电厂事故分析已发展了一系列的方法，很多正在具体实践中得到广泛的应用，包括：变化分析法、任务分析法、屏障分析法、故障树分析法、E＆CF图和人员绩效改进系统(HPES)等。种种方法能够对核电厂事故进行较好的定性分析，但在事故预防方面。多采用经验反馈与安全文化建设等方法和手段，为事故预防提供定量化决策依据方面尚存在严重不足。笔者试图从系统安全性的角度出发，应用层次分析法，对核电厂事故进行分析，为核电厂防止事故发生提供定量决策依据。
2 事故原因分析与系统安全层次分析法
在核电厂事故分析过程中，事故分析人员协同系统分析人员，搜集整理各种与始发事件、人因事件相关的电厂资料，主要包括电厂相关资料和规程、电厂运行事件、其他电厂的运行经验等，把核电厂庞大的系统分成若干个子系统，建立层次模型如图1所示。
图1 核电站事故影响因素层次模型
2.2 建立安全性判断矩阵
笔者使用层次分析法(AHP，The Aaalytic Hierarchy Process)来进行定量分析。判断矩阵是进行层次分析的基本信息，其准确性直接关系到分析结果的准确性和合理性。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。一旦发生事故，不但造成重大的人员和经济损失，也会产生超出自身范围的巨大社会负面影响。含有准确性信息的判断矩阵对于核电厂的安全分析至关重要，因此，为获得信息准确、—致性好的判断矩阵，建立一个具有良好安全性的判断矩阵，特采取了专家能力权值、专家判断矩阵和AHP安全修正的方法。
2.2.1 专家能力权值的确定
设专家组由k名专家组成，由于各名专家学历、工作经验、安全意识以及对系统的熟悉程度不同，两两比较，建立3标度判断矩阵，计算排序，得出w=(λ1，λ2，…λk)，以此作为各位专家的能力权值。
2.2.2 专家判断矩阵
专家判断矩阵采用9标度法。通过对每组事故的影响因素，两两比较其相对重要性，考虑专家的能力权值：
2.2.3 AHP安全性修正
在2.2.2中，专家建立了一个判断矩阵A=（aij）n×n，判断矩阵满足下列条件：
（1）aij>0 （2）ajj=1/aij （3）aii=1
由判断矩阵的特征向量，可以得出如下的排序结果：w=（w1……，wn）T。
如果A=（aij）n×n是一个已知的判断矩阵，那么存在另一个矩阵Q=（qij）n×n与A对应，即qij对应于aij（i，j=1，…，n），如果矩阵Q满足：
（1）1≥qij>0 （2）qij=qji （3）qii=1
那么Q=（qij）n×n称为关于A的安全矩阵。Q是一个正对称矩阵。安全矩阵Q中的元素qij可按下列原则取值：
qij=0.2（对aij的正确性把握很小）
qij=0.4（对aij的正确性把握较小）
qij=0.6（对aij的正确性把握较大）
qij=0.8（对aij的正确性把握很大）
qij=1.0（对aij的正确性有绝对把握）
qij=0意味着对aij的正确性无任何把握，所以a>0。qij可在区间（0，1）中取值。
Q=（qij）n×n为一个对应于A的安全矩阵，可以得出一个关于Q的安全性排序结果：u=（u1，…，un）T。其中，
上述式中的参数α为安全指数。当α=0时，便可得到通常的AHP结果，这意味着不考虑安全性方面的问题。随着α不断增大，决策结果对安全的程度要求越来越高，当α=1时，对安全的要求程度达到极点，安全与判断同等重要。考虑到核电厂系统安全性的重要性，取值在0.8～0.9之间。
运用AHP时的每一个判断矩阵，都存在一个相应的安全矩阵，故按照AHP处理排序问题的方式，可以获得安全性的总排序向量。然后根据上述公式，进行判断与安全性的综合，便可以得到考虑安全性的各个因素的权重，从而提出预防方法。
3 某核电厂事故定量分析举例
事件名称：蒸汽发生器高━高液位引起停机停堆。
事件概况：元月1日，机组稳定运行在300 MWe负荷下。因C通道主给水流量、主蒸汽流量记录仪无记录，仪控人员在主控室控制屏通道内进行检查，在检查过程中，发现记录仪信号线插头内有异物。当时，机组稳定运行在300 Mwe负荷下。因C通道主给水流量、主蒸汽流量记录仪无记录，在检查过程中，发现记录仪信号线插头内有异物。试图用镊子取出信号线插头内异物时，由于主给水、主蒸汽流量记录仪与主给水调节系统之间未设置隔离卡，引起主给水流量信号瞬间短路，造成主给水调节阀突然开大，使得蒸汽发生器液位升高。13时26分，出现“SGA高——高液位”信号，导致停机停堆。
3.1 建立事件原因因子图
根据人因事故根本原因分析方法，对事故进行原因分析，并构建原因因素图(见图2)。
图2 蒸汽发生器高——高液位引起停堆因素图
3.2 建立事故影响因素层次模型
建立事故影响因素层次模型如图3所示：
图3 事故影响因素层次结构模型
3.3 建立专家判断矩阵
利用3.2中的因素层次模型，通过专家组将各层因素两两比较，建立A对T的判断矩阵为A，排序如下：
排序向量为：W=（0.1522，0.4694，0.0684，0.0350，0.2750）T。类似可以通过B对A的判断矩阵，确定B层各因素对T的综合影响程度顺序。
3.4 对AHP进行安全性修正
对应于3.3中的A，可以建立如下安全矩阵：
通过计算得出其安全排序为：
U=（0.1977，0.2209，0.2035，0.1628，0.2151）T
设核电厂安全指数为α=0.8，
D（α）=W+αu=（0.3154，0.6461，0.2312，0.1652，0.4471）T
其结果与3.3排序一致。限于篇幅的原因，在这里没有讨论专家能力权值以及B层各因素对T的综合影响程度顺序，其方法已经在第二部分中叙述。
3.5 结果分析与措施
从T-A排序结果看出，5大因素相对重要性排序为：
A2(组织管理)→A1(操作人员)→A3(人机界面)→A5(培训)→A4(设备状态)。
根据该排序，可以得出应当采取如下的预防措施：
1)组织人力，从设计角度进行检查，要求：
①考虑有无变更设计的可能性，如果可能，则尽快拿出变更方案；
②在变更实施之前或无法变更的必须尽快制定出相应的技术措施，为有关检修活动提供安全保障。
2)针对没有开具工作票而进行违章操作检查，制定出有效的强化管理措施，以规范这方面的管理。
3)加强培训教育，运行、检修部门必须制定详细的培训方案，提高工作人员的操作技能，强化处理实际问题的能力。
4)改善控制屏通道作业的人机界面。
5)增加设备安全标志。
4 结论
核电厂人因事故预防多依赖于事件原因分析基础上的经验判断，笔者采用系统安全性层次分析法的研究后，可得出以下主要结论：
1)构建了核电站事故影响因素层次模
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