ICS 27.120.20 F 65 中 华 人 民 共 和 国 能 源 行 业 标 准 NB/T 20642—2023 代替 NB/T 20297—2014 核电厂人员可靠性分析导则 Guide of human reliability analysis for nuclear power plant 2023-05-26发布 2023-11-26实施 国家能源局 发 布 NB/T 20642 —2023 I 目 次 前言 ................................................................................ II 1 范围 ............................................................................... 1 2 术语和定义及缩略语 ................................................................. 1 3 人员可靠性分析的基本要求 ........................................................... 2 4 人员可靠性分析的实施 ............................................................... 4 参考文献 ............................................................................ 12 NB/T 20642 —2023 II 前 言 本文件按照GB/T 1.1―2020《标准化工作导则 第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规则起 草。 本文件主要参考IAEA、NRC、IEEE有关PSA实施导则/标准中的HRA部分，并结合国内核电厂人员可靠 性分析的经验总结完成编制工作。 本文件由能源行业核电标准化技术委员会提出。 本文件由中国核电发展中心归口。 本文件编制单位：苏州热工研究院有限公司、上海核工程研究设计有限公司、中国核电工程有限公 司、深圳中广核工程设计有限公司。 本文件主要起草人：李林峰、田秀峰、仇永萍、裴亮、吴官寅、刘坤秀、卓钰铖、徐志辉、郑腾蛟。 NB/T 20642 —2023 1 核电厂人员可靠性分析导则 1 范围 本文件规定了核电厂概率安全评价活动中人员可靠性分析的基本要求和实施方法。 本文件适用于设计阶段与运行阶段核电厂全范围概率安全评价活动中的人员可靠性分析。 2 规范性引用文件 本文件无规范性引用文件。 3 术语和定义及缩略语 3.1 术语和定义 下列术语和定义适用于本文件。 3.1.1 认知 cognitive 人员接受、控制和存储知识或信息，或是按照该认识所进行的控制行动。 3.1.2 相关性 dependency 某一物项实现其功能所依赖的外部要求，并且与相关事件有联系，这些相关事件由其他事件或偶发 事件所确定，或受它们影响或与它们有相互关系。 3.1.3 诊断 diagnosis 对数据进行检查和评价，以确定设备和系统的状态或产生这种状态的原因。 3.1.4 人员动作 human action 可观察到的人员意向的结果。 注：通常指身体的行动或动作。 3.1.5 人员失误（人员差错）human error 超出某一可接受限值的任何人员动作。 注：包括需要实施却没有实施的行为（动作） ，但不包括恶意的行为。 NB/T 20642 —2023 2 3.1.6 人员失误事件 human failure event 由于人员不动作或不适当的动作而引起的一个部件、系统或功能的失效或不可用的基本事件。 3.1.7 人员失误概率 human error probability 电厂人员执行正确的、必要的或指定的行动和响应时发生失误的可能性，即人员失误事件的发生概 率。 3.1.8 人员可靠性分析 human reliability analysis 用于识别潜在的人员失误事件，并应用数据、模型或专家判断来系统地评估这些事件的发生概率的 一种结构化方法。 3.1.9 人机接口 human-machine interface 人与计算机（系统）之间建立联系、交换信息的输入 /输出设备的接口。 注：这些设备可能包括但不限于键盘、显示器、打印机、鼠标等。 3.1.10 绩效形成因子 performance shaping factor 影响人员行为和绩效的因素。 注：在人员可靠性分析中，它是影响人员失误概率的因子，至少应考虑培训程度、程序化导则的质 量/可用性、执行一个动作的可用时间等 PSF。 3.2 缩略语 下列缩略语适用于本文件 ASEP——事故序列评价程序（ Accident Sequence Evaluation Program ） CBDTM——基于原因的决策树分析法（ Cause-Based decision tree method ） HCR/ORE ——人的认知可靠性（ Human Cognitive Reliability ）/操作员可靠性实验（ Operator Reliability Experiments ） HFE——人员失误事件（ Human Failure Event ） HEP——人员失误概率 /人员差错概率（ Human Error Probability ） HRA——人员可靠性分析（ Human Reliability Analysis ） PSF——绩效形成因子 /行为形成因子（ Performance Shaping Factor ） PSA——概率安全评价 /分析（Probabilistic Safety Assessment/Analysis ） SPAR-H——标准化核电厂风险分析 HRA（Standardized Plant Analysis Risk Human Reliability ） THERP——人员失误率预测技术（ Technique for Human Error Rate Prediction ） 4 人员可靠性分析的基本要求 4.1 人员可靠性分析的基本原则 NB/T 20642 —2023 3 4.1.1 符合性原则 在实施HRA时，人误事件的边界划分、任务定义、所做假设和影响分析等应与核电厂的状态相符 合。 4.1.2一致性原则 HRA的实施应与具体应用的要求相一致，可根据需要分为简化分析和详细分析。 4.1.3合理性原则 HRA分析方法的选取应充分考虑任务分解的详细程度、方法对人员行为特性的覆盖性、与 HRA相 关的标准的符合等。 4.1.4 完整性原则 对于每一个人员行为（任务）的分析应完整，除了包括定性分析（人员活动定义和建模） 、定量分 析（包括相关性和不确定性分析）以外，必要时还应包括重要度分析、敏感性分析。 4.1.5 可追溯性原则 分析人员应详细的记录 HRA分析过程的所有信息，包括方法描述、假设、边界划分、数据使用和 处理等，以便分析或审查人员快速地了解方法、假设和数据来源等相关信息，保证 HRA的可追溯性、 审查、复现和更新。 4.2 人员可靠性分析采用标准的原则 人员可靠性分析中所采用的标准是 HRA实施的重要依据，也是 HRA审查的重要依据。因此标准 的选取应遵循以下原则： a) 标准的认可度，即所选择标准的应用情况、是否被行业内认可、是否有很多的实践验证； b) 是否满足具体应用的要求，即所选取的标准应满足应用的最低要求； c) 与实施HRA的可用资源（如技能、经验等）相一致。 4.3 人员失误事件的分类 PSA中考虑的人员失误事件分为三种类型： A类： 始发事件发生前电厂功率运行时已经存在的人员失误。这主要指试验或维修后将设备置于 错误的位置（如阀门、开关未复位）或整定值设置错误。这些人员失误大多是在主控室以外。 B 类：引发始发事件的人员失误。大多数情况下，这类事件对电厂的影响已统计到电厂的始发事 件频率中，不需进行分析。 C类： 始发事件缓解过程中干预不当的人员失误。这是指在始发事件发生后，电厂人员（主要是 操作员）没有根据事件的进展情况按照规程进行及时响应，或者干预失误。这类人员失误事件主要发生 在主控室内，是人员可靠性分析的重点。 对于B类人员失误，其对始发事件频率的贡献应考虑在 PSA的始发事件频率中。通常 B类人员失 误对电厂的影响多被包含在运行统计数据之中，不再进行额外的人员可靠性分析；对于采用始发事件故 障树来分析始发事件频率的情况，通常采用 HRA分析来评估人员对始发事件的贡献。 B类人员失误事件中包含的多个人员动作通常是在正常情况下执行的， 例如正常的维修或试验活动， 且它们的影响是潜在的（触发指示 /报警的动作除外） 。如果所要分析的 B类人员动作具有以上特性，可 以参考A类人员失误分析实施方法开展分析。 NB/T 20642 —2023 4 此外，分析人员可能会将应急措施模化在始发事件中。应急措施是指当现场操作人员发现指示 /报 警提示先前步骤发生错误 /失败时，需要立即采取的措