核电厂严重事故人员可靠性分析研究现状与展望

陈家庆高级工程师 刘东林高级工程师 赵 明高级工程师 青 涛副教授 陈 帅

(1.中核核电运行管理有限公司,浙江 嘉兴 314300;2.湖南工学院,湖南 衡阳 421001)

0 引言

自三哩岛、切尔诺贝利核电事故之后,人们深刻地认识到核电厂严重事故绝不仅是所谓的假想事故,事故可能会造成堆芯大面积燃料包壳失效,威胁或破坏安全的完整性,并引发大量放射性物质释放到安全壳外的风险,对环境和公众产生远超预期的负面影响,故核工业界对核电厂严重事故的研究更加重视[1]。福岛事故后,各国核安全监管当局进一步出台相关文件,要求制定核电厂严重事故管理导则以防止事故恶化及缓解严重事故的后果。

随着我国核电系统及设备可靠性的提升、严重事故管理措施的日益完善,从核电安全技术水平来看,已经具有应对类似福岛核事故的能力。但核电厂作为一个大规模复杂工业系统,大量的经验反馈证明,除了技术因素外,其可靠性还取决于人的因素。

福岛事故、切尔诺贝利核电事故和美国三哩岛核电事故中暴露出的人因问题充分证明了人的因素对风险的支配作用[2]。特别是在核电厂严重事故背景下,应急人员的错误诊断、不当操作及其他人因失误将会直接威胁核电厂安全,人员可靠性越来越成为核电系统安全运行的要素。因此核电厂严重事故管理中应急人员的决策、操作可靠性改善及评价问题亟待研究。

人员可靠性分析(Human Reliability Analysis,HRA)通过对人员认知及行为可靠性的定性、定量评价,可以预测并减少人因失误[3-5],我国国家核安全局、美国核管理委员会(Nuclear Regulatory Commission,NRC)等核安全监管机构也将HRA列为概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis,PSA)必不可少的部分。但当前大多数HRA方法针对的是核电厂设计基准事故的主控室操纵员依据事故应急规程执行的行为或一般瞬态的主控室人员干预/操作行为[6],而未考虑核电厂严重事故管理中的人员响应,如福岛事故中出现的人因问题。

针对上述问题,本研究从国内外核电厂严重事故管理发展、人员可靠性分析方法发展、核电厂严重事故中人员可靠性研究等层面进行现状分析,结合当前研究工作中存在的缺陷,对未来的研究重点进行展望,以期为核电厂严重事故管理中人因问题及人员可靠性分析工作的开展提供参考。

1 发展现状

核电厂严重事故管理中的人员可靠性分析包含在核电厂严重事故管理范畴内,故本研究先介绍国内外核电厂严重事故管理发展现状。

1.1 国外发展现状

核电厂严重事故管理研究的一个主要方面是制定和修改核电厂严重事故管理导则,或改进现有核电站的原有设施、规程、计划、培训等,以加强核电厂对严重事故的预防与缓解。因此,各核电国就制订科学、完备、可行的核电厂严重事故管理导则开展了大量工作[7],如NRC于2011年发布的《21世纪提高反应堆安全的建议》[8],该报告总结了核电厂严重事故特征,指出缓解策略、反应堆操作指南及人员培训对事故缓解的重要性,并提供了相关指南。美国电力科学研究院(Electric Power Research Institute,EPRI)于2012年出版了《核电厂严重事故管理导则技术基础报告》[9],该报告是在其第一版(技术基础报告TBR卷1,卷2[10])的基础上,补充了近20年对核电厂严重事故管理研究的相关成果,被国际各核电公司作为研制核电厂严重事故管理导则的基础。国际原子能机构(International Atomic Energy Agency,IAEA)于2019年发布第54号特别安全导则——《核动力厂的事故管理》[11],该导则为核电厂管理人员从概念阶段到制定完整规程和准则的核电厂严重事故管理大纲提供了指导。

此外,在福岛事故后,IAEA还组织召开了“福岛第一核电站事故背景下的核电厂严重事故管理问题国际专家会议”,发布了IAEAReportonInternationalExpertsMeetingSevereAccidentManagementintheLightoftheAccidentattheFukushimaDaiichiNuclearPowerPlant[12]、《福岛第一核电站事故总干事的报告》[13]等技术文件,以期支持各国核电厂严重事故管理能力的提升。

1.2 国内发展现状

我国国家核安全局在《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》[14]中开始要求“国家核电厂2013年底制定并实施核电厂严重事故管理导则(Severe Accident Management Guideline,SAMG),在建核电厂首次装料前制定并实施SAMG”。同时,在《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》[15]中,总结福岛事故经验教训,结合国内核电厂安全检查结果,提出多种安全改进项;在《核安全与放射性污染防治“十三五”规划及2025年远景目标》[16]中进一步规定“加强演练,开展同行评议,提高核电厂严重事故管理指南质量,提升核电厂严重事故应对能力”。国家生态环境部于2021年1月发布《核动力厂管理体系安全规定》,再次高度强调对核电厂严重事故预防和缓解的相关工作。此外,由中国核能行业协会牵头的核电厂严重事故管理同行评估工作也取得了较大的工作实效。

从上述论述可以看出,国内外多数机构的工作集中在从技术、管理、法律法规等途径来预防核电厂严重事故发生及发生后的缓解方式的研究,而对核电厂严重事故管理中的人因相关问题尚未进行深入研究。

根据福岛事故相关经验反馈文件,本文对福岛事故中的人因问题进行整理,见表1。

表1 福岛事故中的人因问题Tab.1 Human related issues in Fukushima accident

2 人员可靠性分析方法研究现状

人员可靠性分析方法可以根据发展的大致时间及不同的研究侧重点分为第1代、第2代和第3代HRA方法[17],见表2。

表2 人的可靠性分析方法分类Tab.2 Classification of human reliability analysis method

HRA发展第一阶段的研究侧重于人的失误理论与失误类型(意向型失误、疏忽型失误等)研究、人员可靠性数据来源(包括现场行为数据和模拟机实验数据)与收集、处理方法研究,并结合专家判断得到人员失误率(即第1代HRA方法),如THERP、ASEP、SLIM等。其中,THERP方法被NRC应用于商用核电厂系统,是核反应堆安全性研究报告(WASH—1400报告)的重要部分。此外,THERP方法至今仍被较多领域(核电、石油化工、航运)应用。

相对于第1代HRA方法,HRA发展第二阶段的研究侧重于人员内在认知的研究,强调情景环境对人的认知、心理、行为可靠性的影响。比较典型的第2代HRA方法有:CREAM、ATHEANA及由美国核管会和爱达荷州国家实验室合作开发的SPAR-H方法。CREAM的理论基础是人的认知控制模式及共同绩效条件。ATHEANA方法适用于描述人员在紧急情况下的响应,该方法还对意向型失误做了深入研究。核电厂SPAR-H方法将人的活动分为诊断和执行2个部分,并总结出8个行为形成因子(Performance Shaping Factor,PSF),通过考虑基准失误概率及PSFs的共同作用,将整个分析流程标准化。SPAR-H方法使用了简化的绩效模型,有利于工程运用和推广。目前,SPAR-H方法广泛应用于国内各核电厂的人员可靠性分析,但该方法对复杂情况的分析效果不佳。

近些年,随着计算机及模拟仿真技术的发展,第3代基于仿真的HRA方法应运而生。这一代HRA方法通过动态建模系统,较好地表征了复杂人—机系统间动态交互的特性,特别是操纵员的认知和行为响应等随时间的动态变化。较典型的方法有IDAC、IDHEAS等。IDAC模型从班组的角度,表征、分析了班组在信息处理、决策、任务执行的动态响应过程,并实现了计算机化。IDHEAS方法结合最新的人员认知心理学研究,重新定义了主控室操纵员班组的认知机制、认知过程、失误模式、PSFs,通过开发班组响应树分析班组任务,进而识别与量化人因失效事件。相关研究人员已发表了IDHEAS方法在认知方面的基础调研报告[27]及正式报告(NUREG-2199)[28]。

综上所述,HRA方法正逐渐趋于完善。但由于人的行为的不确定性,现行的HRA方法仍存在诸多缺陷,特别表现在数据的可用性和精确性及对人员绩效动态本质的描绘不佳。此外,当前大多数HRA分析方法只是针对于数字化主控室操纵员日常运行行为,或设计基准事故的主控室操纵员依据应急运行规程执行缓解任务的行为,没有考虑以下核电厂严重事故背景下的人员特征:存在多个应急团队;遵循导则由事件导向法事故规程(Event-Oriented Procedure,EOP)转变为SAMG;核电厂严重事故发展的不确定性带来的不利因素;现场操作员必要时需使用厂外移动设备、特殊设备。因此,现行的HRA方法并不适用于核电厂严重事故下人员可靠性的预测和人因失误的预防。

3 核电厂严重事故人员可靠性分析研究现状

3.1 国外研究现状

对于核电厂严重事故管理中的人员可靠性研究,韩国原子能研究机构(Korea Atomic Energy Research Institute,KAERI)的Jaewhan等[29]针对核电厂严重事故中不同的电厂损伤状态,分析了人员依据SAMG缓解事故的决策进程,基于分析总结了2级PSA下HRA中人员与组织行为建模面临的技术难点,但并未提出解决办法;Seong等[30]建立了由外部灾害引起的事故后HRA的PSFs分类,但并未开展定量分析工作;法国电力集团(Electricite De France,EDF)则将其现行的MERMOSE (Méthode d'Evaluation et de Réalisation des Missions Opérateurs pour la Sreté)方法扩展到核电厂严重事故的HRA分析中,该方法提出了应急运行系统的概念,包含电厂人员、应急人员、国家应急组织等,增加了对事故发展的预测功能,但人因失误分类及量化工作依赖于专家的协作判断[31]。此外,Swain[32]和Richner[33]基于人员失误概率预测技术与事故序列评价程序,对特定事故场景的人员可靠性开发出一种量化方法,通过参考ASEP方法的经验数据,依据决策、执行难易等级来确定人因失误概率(Human Error Probability,HEP),得到的人误概率值较为粗糙;Macleod等[34]基于多样化的事故缓解策略(Diverse and Flexible Coping Strategies,FLEX)研究出一种简化的HRA方法,该方法根据基本人因失误概率值(Basic Human Error Probability,BHEP),通过考虑设备可用性、人员安全性防护、人员可达性、应急组织之间交流可靠性等,构建特定外部事件场景(包括火灾、地震等)的HRA决策树,计算得出相应的HEP值,可用于临时设备投运及特定外部事件场景的分析;Jang等[35]研究出一种事故缓解进程中的动态HRA方法,其基于1级PRA的计算结果与事故模拟分析,结合专家评估,量化人因失误概率值,但核电厂严重事故下HRA属于2级PRA范畴,该方法的应用缺少相关理论及实证数据的支撑;Germain等[36-37]在2级PSA的HRA分析中重新定义了SPAR-H方法中的PSF因子,并联合加拿大核安全委员会(Canadian Nuclear Safety Commission,CNSC)和爱德华国家实验室对其中的PSF因子进行评估与量化,但并没有得出较好的应用案例;Julius等[38]与Presley等[39-40]针对由外部灾害(地震、海啸)等引起的核电厂严重事故,应用IAEA提供的HRA分析步骤开展分析,得到外部灾害条件下的人员缓解核电厂严重事故的失误概率,但该方法提供的筛选定量分析方法需要大量数据基础,且具有较大不确定性。

3.2 国内研究现状

国内关于核电厂严重事故人员可靠性分析的研究也在逐步开展。张力等[41]建立核电厂严重事故不同应急人员的认知模型并识别相应的行为影响因子,在认知功能的基础上识别了可能发生的人因失误模式,但分析仅停留在定性层面;张佳佳等[42]总结国内外核电厂在2级PSA中核电厂严重事故采用的HRA方法,并以我国某三代压水堆核电厂严重事故回路快速卸压为例,对比了THERP、人的认知可靠性方法(Human Cognitive Reliability,HCR)+THERP及标准化核电厂风险分析人因可靠性方法(SPAR-H)3种人因可靠性分析方法,得到核电厂严重事故的人员失误概率高于设计基准事故,以及各种HRA方法对于同一事件的人员失误概率计算结果存在差异2个结论,但没有考虑核电厂严重事故管理中的人员特征及所选各方法的局限性;雷文静等[43]也对核电厂严重事故适用的HRA方法进行初步研究;陈帅等[7]应用Phoenix方法建立核电厂严重事故的HRA方法,但对方法应用的理论基础论述、定量分析的准确性等层面存在一定缺陷。

综上所述,当前国内外相关研究多集中在核电厂严重事故的适用性研究及特定灾害引起的核电厂严重事故场景(如外部事件场景)的HRA研究,在以下方面仍存在不足:没有系统分析、总结核电厂严重事故管理中可能存在的人因问题;缺乏核电厂严重事故管理中核电厂人员与组织因素模型;缺乏针对性的定量分析模型。

4 展望

核电厂严重事故场景的人员可靠性分析研究未来可从以下几方面进一步深入研究:

(1)应急人员行为模型研究。在核电厂严重事故缓解过程中,出现了大量新的人因特征(应急人员增多、层次增加,职责分工变化,人—系统交互特征变化等),因此需要根据应急人员的职责与任务特征等分别构建其相应的行为模型,以此描述应急人员在核电厂严重事故缓解过程中的信息处理进程与决策机制。

(2)人员失误因果模型的发展与完善。核电厂严重事故管理导则的特殊性改变了操纵员处理事故的逻辑和方式,因此出现了新的人员失误类型、失误模式,应当建立新的人员失误因果模型,理清人员失误机制,进而辨识人员失误模式,并开展实证研究,以期从人员角度提升核电厂严重事故管理水平。

(3)人因数据的收集和规范化。数据匮乏一直是制约人员可靠性分析方法发展的重要因素。对于核电厂严重事故管理中的人因问题,需要建立数据收集框架,从模拟机培训和核电厂严重事故演习中采集、挖掘人因数据,并通过分析人因问题建立经验反馈机制。

5 结论

本研究阐述了在核电厂严重事故场景中人员可靠性分析的重要性,从核电厂严重事故管理发展、人员可靠性分析方法发展、核电厂严重事故下的人员可靠性分析研究3个层面评述了当前研究的现状与不足,获得如下结论:

(1)国内外相关组织机构已开展的核电厂严重事故管理工作集中在从技术、管理、法律法规等层面预防核电厂严重事故发生和缓解其后果,尚未深入研究核电厂严重事故场景下的人因问题。

(2)现行已成熟应用的HRA方法未考虑核电厂严重事故场景下的人员行为特征,适用性欠佳。

(3)国内外关于核电厂严重事故场景的HRA方法研究在人员与组织因素模型、定量分析模型构建等方面还处于初步研究阶段。

(4)后续研究应从应急人员行为模型、人员失误因果模型、人因数据的收集和规范化等方面入手,以期为提升核电厂严重事故场景下的人员可靠性提供支持。