核电站概率安全分析讲义

核電站概率安全分析講義目錄

第1章概述

1.1 風險的概念

1.2 風險評價

1.3 概率風險評價（PSA）技術的發展歷程

1.4 PSA技術的展望

1.5 思考題

第2章數學知識

2.1 概率論及數理統計

2.2 布爾代數

2.3 思考題

第3章可靠性工程基礎

3.1 可靠性基本概念

3.2 失效過程的可靠性特徵量

3.3 修復過程的可靠性特徵量

3.4 生命全過程的可靠性特徵量

3.5 思考題

第4章核電站安全原理

4.1 核反應爐的潛在風險及核安全的概念

4.2 降低核反應爐潛在風險的措施

4.3 核反應爐安全設施和安全功能

4.4 核反應爐安全評價

4.5 思考題

第5章核電站概率安全分析

5.1 核電站PSA概述

5.2 初因事件分析

5.3 核電站模型及事件樹分析

5.4 系統模型及故障樹分析

5.5 事故序列定量分析

5.6 思考題

第6章PSA分析中的其他問題

6.1 PSA中的事件模型

6.2 相關失效分析

6.3人可靠性分析

6.4 PSA分析軟體和數據庫

6.5 PSA中的不確定性分析

6.6 思考題

第7章PSA發展趨勢及其應用

7.1 PSA發展趨勢

7.2 PSA研究成果

7.3 PSA應用

7.4 思考題

前言

核能的發展和和平利用是20世紀科技史上最傑出的成就之一。人類今天已擁有大規模利用核能的能力，核電站的發展相當迅速，已被公認為一種經濟、安全、可靠、乾淨的能源。到上世紀末，在全世界31個國家和地區已有438臺核電機組在運行，總裝機容量達到約351Gwe，約占發電總量的16%。研究堆作為強大有效的中子源，其用途更加廣泛，可用來進行基礎研究，生產軍用、醫用和工業用等各種放射性同位素，或對生物、種子等多種物質進行輻照，或開展中子活化分析、中子照相及中子治癌等各種應用，已成為科研、工業、農業、醫學中重要的設施。為了應對人口及經濟增長，人類對能源和電力需求提出了巨大挑戰，與化石能源相比，由於核能在世界能源平衡中具有的獨特優勢，許多有識之士預測核能將扮演越來越重要的角色，核能對於優化能源結構、促進能源多元化、提高能源安全和能源資源的合理利用以及保護環境具有不可替代的作用。

中國要實施可持續發展戰略，到2020年全面實現小康社會，能源安全保障是重要支撐條件之一，而加快發展核電這一重要替代能源是保持我國社會經濟與資源環境平衡和諧的戰略選擇。為此，確定了能源戰略要求是：降低燃煤發電比重，提高水電和核電的比重；能源發展的基本方針是：大力開發水電，優化發展煤電，適度發展核電，積極發展天然氣發電，加快新能源發電；能源發展規劃是：到2020年發電裝機量約9億千瓦，核電裝機容量約3600萬千瓦。雖然從上個世紀八十年代初我國的核電開始起步，目前已經初步形成了一定規模的核電工業基礎，取得了很大的成績，到“十五”末，我國將有11臺機組，總裝機容量870萬千瓦，占全國發電總裝機容量約1.6%。如要實現上述核電規劃，就意味著在15年左右的時間內，我國每年平均建設投產約200萬千瓦，平均每年投產2臺百萬千瓦級的核電機組。我國核電迎來了新的發展機遇，有著令人鼓舞的發展空間。

儘管如此，核反應爐畢竟具有巨大的潛在風險，主要風險來自於事故工況下不可控的放射性物質釋放。如何減少由於這種釋放對工作人員、居民和環境所造成的危害，就構成了核反應爐的特殊安全問題，稱為核安全。核反應爐的事故不但會影響其本身，而且會波及周圍環境，甚至會越出國界。核反應爐一旦發生事故，不僅危害嚴重，而且還會造成重大的社會影響。因此，人們在致力於提高核能經濟競爭力的同時，尤其是美國三浬島核電站事故（1979年）和前蘇聯切爾諾貝利核電站事故（1986年）後，更加重視其安全性能，其中非能動安全、人的因素以及概率安全研究是比較注重和活躍的研究領域，並且取得了重大進展。

概率安全分析（Probabilistic Safety Analysis, 簡稱PSA）方法是70年代以後發展起來的一種系統工程方法。它採用系統可靠性評價技術和概率風險評價技術對複雜系統的各種可能事故的發生及其進程進行全面分析，從它們的發生概率以及造成的後果綜合進行考慮。由於PSA方法具有考察系統所有潛在事故、並對系統硬軟體包括人進行量化，便於優化改進設計，最後對事故後果進行量化，給出便於與其他活動進行比較的風險，利於被公眾接受等諸多優點，尤為重要的是，作為概率安全分析成果典範的WASH-1400成功地預示了TMI事故的全過程，而且被後來發生的切爾諾貝利核電站事故進一步證實。因此，80年代後PSA技術及其應用獲得迅速發展，成為國際上美國、德國及法國等核工業大國核安全分析領域最熱門研究課題之一，也是為下一代更先進、安全、經濟的反應堆系統技術取得突破最有貢獻的研究成果之一。目前，PSA已經從過去作為少數專家的研發工具向為大多數機構和組織（如生產、運行、管理和人員培訓部門及核安全

管理機構）的核安全和經濟輔助決策工具轉變，是核安全評價中一種標準的有效工具。核發達國家要求新建核反應爐必須提交概率安全分析報告。由於PSA技術及其研究成果的推廣應用，核安全已經逐漸從確定性遵守文化（deterministic compliance culture）向風險通報安全文化(risk-informed safety culture)轉變，開創了核安全文化的新紀元。

國際上系統地介紹PSA技術及其應用的教科書非常少見，多為實施導則、指南或手冊，國內更是如此，一直苦於沒有一套好的PSA教材，這與我國將要成為世界核電大國極不相稱，基於此，作者在多年PSA研究和教學的基礎上，參照國際上的參考資料編寫本講義。全套講義將分6章：概述、數學基礎、可靠性工程基礎、核反應爐安全原理、PSA技術及PSA應用介紹。

由於作者知識淺薄，錯誤和不足在所難免，敬請批評指正。

第1章概述

本章將闡述風險的概念，簡要回顧風險評價及概率安全分析（PSA）的方法及其應用的發展歷程。

1.1 風險的概念

風險（Risk）是一個具有多種含義的概念。通俗地說，可以將風險看成人們從事某種活動，在一定的時間內給人類帶來的危害，與安全、危險、危害、損失、受傷、死亡、中毒及災難等相關。安全就是指人類未受傷亡或財產未受損失的狀態。危險指的是導致風險之源。

風險有易引起混淆的兩種定性定義。

第一個定義：風險就是危害、災難或將要面臨的傷亡，即一種不是真實的而是潛在的傷害。如果危險真的發生了，就不再是風險，而是受傷、損失和死亡。

第二個定義：風險就是受傷、損失和死亡的可能性、幾率或概率。

對風險的這種定性的理解不便於用來比較各種不同的風險，需要有一種可以作定量分析的定義，因此，我們將風險的第二種定義轉化為數學描述，即風險就是事件發生的概率和事件發生後導致的後果大小之乘積。

風險R（後果/單位時間）=事件概率P（事件/單位時間）′造成的後果C（後果/事件）

從上式可知，風險具有雙重含義，即既講可能性又講後果。

風險可分為個人風險和社會風險兩類。個人風險指的是單位時間內由於發生某一確定事件而給個人造成的傷害後果。而社會風險指的是對整個社會群體造成的後果。顯然，社會風險即個人風險與該社會群體內人數的乘積。

為了更好地理解風險的概念，現舉有關保險和汽車車禍風險的例子。

在十五世紀Genoese提出了通過分擔風險以抵禦災難性損失的方法，即現代社會中保險的概念。假設投保人為N艘輪船投保，每年交保險費R/艘，如果保險公司賠償損失為C，而且假設受損的輪船為n 艘，根據收支平衡原則，以下式子成立：NR=nC

因此，R=Cn/N，當N越來越大時，n/N將趨於一個值，該值稱為概率，並用P表示，這樣上式可以表示為：R=PC

如果經統計某一年齡段人類的死亡率為1%，保險賠償金為10000美元，那麼，投保人應付的保險費至少為100美元/人年。

根據統計，美國每年大約有15×106起車禍。每發生一起車禍平均損失300美元，每發生300起事故大約有1人死亡。

因此，因汽車事故造成的經濟損失為：15×106次事故/年×300美元/事故=4.5×109美元/年。

因汽車事故造成的死亡數為：15×106次事故/年×1人死亡/300次事故=50000人死亡/年。

若人口按2億計算，則平均個人風險為：2.5×10-4死亡/人·年，0.075次事故/人·年和22.5美元/人·年。

同樣，可以將風險定義用於核電站。假設有大量的核電站，而且這些核電站的水準及特徵是一樣的，具有同樣的地貌特徵和安全措施，電站之間互相獨立，發生事故時互不影響。那麼，核電站給公眾造成的風險R可以表示為：核電站概率安全分析講義- 超哥- 核電日誌ath connecttype="rect" gradientshapeok="t" extrusionok="f">核電站概率安全分析講義- 超哥-

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pi為發生某i失效模式的事故發生頻率，ci為由於發生某i失效模式事故造成的後果，N為所有失效模式的總數。

可見，風險就是後果的數學期望值，如果採用保險術語來說，它就是人類社會使用某項技術或實施某項活動應付的保險費。

應該說，上述有關風險的數學定義具有諸多缺憾，下麵就談談有關風險的這方面的特性。

首先，上述定義得到的風險具有不確定性，因為構成風險的兩個因數：概率和後果均是通過統計、推理或專家評定得到的。為了描述其不確定性，在數學上常採用概率分佈或概率密度分佈來表示。PSA技術專家通過重要度、靈敏度等分析對PSA分析結果進行不確定性分析，給出構成風險的

核电站安全性分析报告

核电站安全性分析姓名：X X X 学号：0 9 X X X X X X 专业：核工程与核技术 学院：核工程与地球物理学院 指导老师：X X

2012 年06月10 日 核电站安全性分析 东华理工大学核工系XXX 摘要：能源是社会和经济发展的基础，是人类生活和生产的要素。随着社会的发展，能源的需求也在不断扩大。从能源的供应结构来看，目前世界上消耗的能源主要来自煤、石油、天然气三大资源，这三种能源不仅利用率低，而且对生态环境造成严重污染。为了缓解能源矛盾，除了应积极开发太阳能、风能、潮汐能以及生物质能等再生资源外，核能是被公认的唯一实现的可大规模替代常规能源的即清洁又经济的现代能源。核能不仅单位能量大，而且资源丰富。地球蕴藏的铀矿和钍矿资源相当于有机燃料的几十倍。如果进一步实现控核聚变，并在海水中提取氚加以利用，就会从根本上解决能源供应矛盾。然而随着一系列的核事故的发生，核能的安全性再一步受到人们的质疑，本文简要回顾核电的发展，并对其安全性做了分析，指出核电是一种安全的能源。

关键词:能源核电安全 Nuclear power plant safety analysis East China University of Technology Nuclear Engineering XXX Abstract: Energy is the basis of the social and economic development, the elements of human life and production. With the social development, energy demand is also expanding. From the structure of energy supply, energy consumption in the world from the three resources of coal, oil, natural gas, three energy is not only a low utilization rate, and cause serious pollution to the ecological environment. In order to alleviate the energy contradictions, should actively develop solar, wind, tidal energy and biomass energy renewable resources, nuclear energy is recognized only can achieve large-scale alternative to conventional energy, clean and modern energy economy. Nuclear power units of energy, but also rich in natural resources. Global reserves of uranium and thorium mineral resources is equivalent to several times of the organic fuel. Further to achieve controlled nuclear fusion, and be used to extract tritium in seawater, will fundamentally solve the contradictions among the energy supply. However, with a series of nuclear accidents, the safety of nuclear energy and then step been questioned, briefly reviewed the development of nuclear power, and its

动火作业15种风险分析和安全措施

动火作业15种风险分析和安全措施。 1风险：易燃易爆有害物质 安全措施 ①将动火设备、管道内的物料清洗、置换，经分析合格。 ②储罐动火，清除易燃物，罐内盛满清水或惰性气体保护。 ③设备内通（氮气、水蒸气）保护。 ④塔内动火，将石棉布浸湿，铺在相邻两层塔盘上进行隔离。 ⑤进入受限空间动火，必须办理《受限空间作业证》。 2风险：火星窜入其他设备或易燃物侵入动火设备 安全措施 切断与动火设备相连通的设备管道并加盲板块隔断，挂牌，并办理《抽堵盲板作业证》。 3风险：动火点周围有易燃物 安全措施 ①清除动火点周围易燃物，动火附近的下水井、地漏、地沟、电缆沟等清除易燃后予封闭。

②电缆沟动火，清除沟内易燃气体、液体，必要时将沟两端隔绝。4风险：泄漏电流（感应电）危害 安全措施 5电焊回路线应搭接在焊件上，不得与其它设备搭接，禁止穿越下水道（井）。 6风险：火星飞溅 安全措施 ①高处动火办理《高处作业证》，并采取措施，防止火花飞溅。 ②注意火星飞溅方向，用水冲淋火星落点。 7风险：气瓶间距不足或放置不当 安全措施 ①氧气瓶、溶解乙炔气瓶间距不小于5m，二者与动火地点之间均不小于10m。 ②气瓶不准在烈日下曝晒，溶解乙炔气瓶禁止卧放。 8风险：电、气焊工具有缺陷 安全措施

动火作业前，应检查电、气焊工具，保证安全可靠，不准带病使用。9风险：作业过程中，易燃物外泄 安全措施 动火过程中，遇有跑料、串料和易燃气体，应立即停止动火。 10风险：通风不良 安全措施 ①室内动火，应将门窗打开，周围设备应遮盖，密封下水漏斗，清除油污，附近不得有用溶剂等易燃物质的清洗作业。 ②采用局部强制通风。 11风险：未定时监测 安全措施 ①取样与动火间隔不得超过30min，如超过此间隔或动火作业中断时间超过30min，必须重新取样分析。 ②做采样点应有代表性，特殊动火的分析样品应保留至动火结束。 ③动火过程中，中断动火时，现场不得留有余火，重新动火前应认真检查现场条件是否有变化，如有变化，不得动火。

核电厂概率安全评价(PSA)技术研究参考文本

核电厂概率安全评价（PSA）技术研究参考文 本 In The Actual Work Production Management, In Order To Ensure The Smooth Progress Of The Process, And Consider The Relationship Between Each Link, The Specific Requirements Of Each Link To Achieve Risk Control And Planning 某某管理中心 XX年XX月

核电厂概率安全评价（PSA）技术研究 参考文本 使用指引：此安全管理资料应用在实际工作生产管理中为了保障过程顺利推进，同时考虑各个环节之间的关系，每个环节实现的具体要求而进行的风险控制与规划，并将危害降低到最小，文档经过下载可进行自定义修改，请根据实际需求进行调整与使用。 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大 型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全 是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析 中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间 的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发 展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价 （PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系 统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全 风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法

引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点： 1）对所有事故谱（初因）进行评介； 2）对所有事故序列进行评价； 3）所有评价定量化。 核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。 1.2 初因的确定 首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文

概率风险分析评价

概率风险分析评价PRA又称为概率安全分析PSA，作为一种核安全评价方法，PSA 近年来发展很快。 作为一项评价技术，概率安全评价（PSA）用于找出复杂工程系统运行中所可能发生的潜在事故、估算其发生概率以及确定它们所可能导致的后果。概率安全评价是由安全性和统计学的概念在工程设计的应用中发展而来的。 概率安全评价(PSA)的应用可以追溯到上个世纪50年 代,最早应用于美国太空总署(NASA)的阿波罗登月计划, 1961年,美国贝尔实验室的H.A.Watson发展PSA的故障树 方法,将其应用于“民兵”导弹的发射控制系统的评估中,并 获得成功。1972年,PSA分析第1次应用于核电站设施上, 里程碑式的报告就是发表于1975年的W ASH-1400,分别用于 一个轻水堆和一个压水堆,开创了对于大型设备的安全进行 定量化描述的阶段。PSA用于工业辐照设备的安全分析开 始于90年代初[1-3],近年来取得较大发展。 1吴德强,译.国际放射防护委员会第76号出版物—潜在照射的 防护:对所选择辐射源的应用,北京:原子能出版社,1999. 2IAEA.Procedures for conductiong probabilistic safety assessment of nu- clear power plants(Level 1):A safety practice,safety series No.50-P-4, IAEA,Vienna.1992.

3IAEA.Human reliability analysis in probabilistic safety assessment for nuclear power plants,safety series No.50-P-10,IAEA,Vienna.1995. 安全评估分为动态和静态，以上可以放在最后 PRA,概率风险评价(PRA:ProbabilisticRisk Assessment) 自1972年美国原子能委员会(AEC)应用事件树和故障树相结合的分析技术成功地对核电站的风险进行了首次综合的评价,以定量 的方式给出了核电站的安全风险后,美国核管理委员会(NRC)开始使用PRA来支持其管理过程。在“挑战者”事件之后,NASA(美国航空航天局)制定了更严格的安全和质量保证大纲,采用概率评价方法对航天任务进行评价[2],并开发了一套完整的PRA程序对航天飞机的飞行任务进行评价, ESA(欧空局)的安全评价也从以定性为主转向定量评价,并开发了自己的风险评价程序[3]。PRA正作为许多工程系统安全风险管理程序的重要组成部分而应用于系统的设计、制造和使用运行中。 航天系统的安全性一直是人们所关注的问题。对航天系统进行安全性分析的方法经历了从定量到定性,再到定量的过程。早在50年代,美国

JSA风险分析 危害辨识及安全控制措施

JSA风险分析、危害识别及安全措施河北瑞鹏建筑装饰工程有限公司

目录 一、范围与应用领域 二、参考文件 三、术语和定义 四、成立小组各成员职责 五、管理要求 六、程序流程 1、成立JSA小组 2、工作准备 3、危害辨识 4、风险评价

5、风险控制 一、范围与应用领域 1、目的 为规范工作安全分析，识别工作中每个工序、每个环节、每个阶段的风险因素，提出保护措施以消除风险或将风险降至可接受的程度，确保作业人员健康和安全，制定本程序。 2、适用范围 本程序适用于河北瑞鹏建筑装饰工程有限公司（以下简称“公司”)，所属的各施工项目部、临时施工现场、以及各施工班组。 二、参考文件 1、公司工作安全分析管理程序

2、GWDCD1/EMS205-2008 环境因素识别和评价控制程序 3、GWDCD1/HSEMS206-2008 对危害因素识别、风险评价和风险控制的策划控制程序 4、GWDCD1/HSEMS237-2008 健康安全与环境管理方案控制程序 5、GWDCD1/HSMS3023-2008 “两书一表”管理规定 三、术语和定义 1、工作安全分析（Job Safety Analysis简称JSA）注：以下正文中均使用该简称。 指：事先或定期对某项工作任务进行风险评价，并根据评价结果制定和实施相应的控制措施，达到最大限度消除或控制风险目的的方法。 2、暴露频率 每单位时间某事件发生的(或估计发生）次数。 3、严重性 可能引起的后果的严重程度。 4、可能性 后果事件发生的概率。 5、危害 能引起人员的伤害或对人员的健康（环境）造成负面影响的情况。（危害＝暴露频率×严重性） 6、风险 事件后果严重程度和发生的可能性的综合度量。（风险＝危害×可能性） 四、成立小组各成员职责 1、公司安全管理科组织制定、管理和维护本办法，其他职能部门和所属单位组织推行、实施本办法，并提供资源保障。

我国核安全现状分析

我国核安全现状分析 发表时间：2019-06-05T17:05:28.597Z 来源：《电力设备》2019年第2期作者：冯柳阳郭唐文[导读] 摘要：核电作为清洁高效的新能源，在国际新能源发展中所占比例越来越大。但是核电的安全问题逐渐成为制约核电发展的桎梏，尤其是日本福岛核事故后，核安全更是成为各国发展核电所需解决的首要问题。 （中核国电漳州能源有限公司福建漳州 363300；福建福清核电有限公司福建福清 350300）摘要：核电作为清洁高效的新能源，在国际新能源发展中所占比例越来越大。但是核电的安全问题逐渐成为制约核电发展的桎梏，尤其是日本福岛核事故后，核安全更是成为各国发展核电所需解决的首要问题。本文从法律法规、核电安全措施、应急能力等方面分析了我国核安全的现状，从而证明了我国核电的安全可靠性。 关键词：核安全；法律法规；安全措施；现状分析 1、核安全现状 半个世纪以来，世界各国先后建成百座核电站，总装机容量占世界总发电量约17%，核电站堆形也是不尽相同。我国自建造秦山一期压水堆开始，后续还建有AP1000、华龙一号等堆型。但是美国三里岛核事故、切尔诺贝利核事故、福岛核事故等给世界核安全敲响了警钟，引起了人们的极大关注。目前，核安全已被纳入国际原子能机构（IAEA）的核技术应用、核安全和核保障“三大支柱”中。 2、核安全概述 安全文化是存在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，它建立一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于它的重要性要得到应有的重视。与常规电厂相比，核电厂具有潜在的放射性危险。因此核安全成为核电厂安全运行的一个重要组成部分。核安全要求核电厂建立并维持一套有效的防御措施，从而保障人员、社会及环境免受放射性危害。在核电站有效运行的同时，能够使核电站达到最高的安全标准。核安全对人员健康安全目标、大量释放安全目标、堆芯损伤安全目标、安全壳失效安全目标做出了明确要求。 3、我国核安全目标的实现 3.1法律法规层面 我国先后发布《环境污染防治法》、《核动力厂设计安全规定》、《核电厂设计总的安全原则》、《核电厂安全系统可靠性分析一般原则》、《核电厂可靠性保证大纲编写指南》、《核电厂核事故应急管理条例》、《民用核设施安全监督管理条例》等文件，从技术及法规方面确保了核电厂运行的安全可靠性。 3.2核电厂安全目标的实施 （1）核电厂采取纵深防御多重屏障保障的原则，从而防止放射性物质向环境释放。并采用成熟可靠的实践经验和工艺，依靠有经验和认可的供货商和采用成熟的工艺。在设计、建造、运行及维修过程中，能够充分保证各个设备的安全运行，并将根据现状，对假想事故后果采取专项安全措施，防患未然，从根源上杜绝事故的发生。 （2）核电站的事故大部分都是人因失误，因此在工作中应杜绝人员操作失误引起的事故，因此应对员工进行定期培训，对核安全文化进行定期考核，强化安全管理，合理匹配人、机、环境，使操作人员能够准确、快捷的方式进行操作，杜绝人因失误的发生，采取最佳的防范措施，从根源杜绝人因失误的发生。 （3）“9.11”事故发生后，各国对核电站防止飞机撞击事件开始广泛关注，我国《核动力厂设计安全规定》中明确规定了关于商用飞机的恶意撞击的超设计基准要求，保障在事故情况下反应堆堆芯的冷却或安全壳的完整性，全面保障了核电厂的安全性。 3.3建立和健全核应急组织体系 建立健全核应急组织体系，将重要核设施和核活动纳入国家核应急工作体系之中并实施有效的管理。加强核应急技术支持体系的完善，做好核安全的评估及定期组织各单位进行应急演习。加强核应急信息体系的建设，健全各级汇报制度，及时响应，做出决策。 3.4、公众接受性 福岛核事故使公众恐核心理进一步加重，因此要大力发展核电除了在技术与安全性能上提高，还要进一步增强民众对核电接受度。随着目前多媒体发展的多元化，核电宣传途径也变的丰富多彩，互联网、宣讲会、核电科普展、有奖活动等都是核电宣传的有力手段，使群众更多的了解核电的安全可靠性，达到了良好的宣传效果。 根据目前我国在役、在建核电厂的数据分析，能够得出我国核电厂均能够满足两个“千分之一”的安全要求。 总结：核电厂的安全性是核电发展过程中的重中之重，也是提高民众对核电认可度的必要手段。核安全的牢固建立离不开完善的法律法规，离不开全员核安全文化素养的提升，离不开同行电站全面的经验反馈，离不开媒体的广泛宣传普及。以核安全为首要目标，相互学习借鉴，共同促进核电行业的稳步发展。 参考文献： [1]汤搏.关于核电厂安全目标的确定问题[J].核安全，2007，2：8-11． [2] 张文广，杨承刚，孙占，张跃.关于核电厂可靠性保证大纲的核安全审查探讨[J]．核动力工程，2018，39（6）：141-143. [3] 李朝君，张春明，左嘉旭，陈妍，付陟玮，宋维.核电安全目标与公众接受性[J]．辐射防护通讯，2014，34（3）：20-22. [4] 戴立操．核电厂安全目标及实现[J].工业安全与环保，2004，30（3）：44-46.

从福岛核电站事故分析看安全文化(最新版)

从福岛核电站事故分析看安全 文化(最新版) The core of safety culture is people-oriented, which requires the implementation of safety responsibilities in the specific work of all employees. ( 安全文化) 单位：_______________________ 部门：_______________________ 日期：_______________________ 本文档文字可以自由修改

从福岛核电站事故分析看安全文化(最新 版) 日本正遭遇二战以来最大的灾难，这次地震由于其史无前例的强烈震级和同时伴随的强次生灾害揪住了全球民众的心。这其中，福岛第一核电站事故1、2、3、4号机组所发生的事故，由于其可能对周边产生的恶劣影响和对人心理产生的恐慌，引起了越来越强烈的关注。根据诸多业内人士对核电站事故以及事故应急处理的分析，我们看到：福岛第一核电站事故看起来是天灾(地震引发海啸造成装置失效)，但其实也有许多人为因素，也就是说，还是有人做了不应该做的事情，有人没做应该做的事情。 下面我结合专业人士eagle506的技术分析谈一谈这其中的

文化因素。 1、关于应急处置 2011年3月11日下午，地震发生，反应堆安全停堆，按理应该马上向堆芯补水，保证堆芯冷却防止超压，但地震摧毁了电网，厂外电源不可用，这时应该发动应急柴油机，但海啸来了，柴油机房被淹，不过核电厂还备有蓄电池，虽然容量较小，但是在事故后8小时内还是为压力容器的冷却做了一些贡献的。电池眼看就要耗尽，为了保住压力容器，必须要卸压，防止压力容器超压爆炸。而且操作员也确实是这样做的。 但是，12日早，日本首相菅直人要来视察。 如果卸压，环境中的放射性会升高，虽然菅直人是空中视察，但这对没有穿防护服的日本首相来说仍然不是什么好事，所以，根据日本某些论坛的说法(没有得到官方证实)，卸压的事由于此次视察暂时中断。但余热不等人，安全壳内温度压力仍在上升。 菅直人走后，操作员开始继续释放压力容器内部的压力。此时压力容器内的温度约为550摄氏度，堆芯已经裸露并产生大

第三章 核电厂事故分析基本知识

第3章核电厂事故分析的基本知识 3．1 核电厂事故分析的作用 事故分析是研究核电厂可能发生事故的种类及发生频率，确定事故发生后系统的响应及预计事故的进程，评价各种安全设施及安全屏障的有效性，研究各项因素及操纵员干预对事故进程的影响，估计事故情况下核电厂的放射性释放量及计算工作人员与居民所受的辐射剂量。 在核电厂设计过程中，事故分析用于选取停堆保护信号，确定停堆参数整定值和停堆延迟时间，确定缓解事故的专设安全设施的参数。 对于设计基准事件的分析是核电厂安全分析报告中必要的一章。分析的目的在于表明该核电厂设计足以控制这些事件的后果，使工作人员、公众和环境不至于受到不适当的放射性风险。 通过严重事故分析，可以找到核电厂的薄弱环节，有助于提高核电厂的安全性。严重事故分析，还可作为制定应急计划的依据。 3．2核电厂事故分析的方法 事故分析采用确定论及概率论方法，这两种方法相辅相成。设计基准事件的分析，以确定论方法为主；严重事故的分析，两种方法并用，侧重于概率论方法。 3．2．1确定论安全分析 从系统及部件失效和损坏，或人员失误的角度，假定事故确定地发生，按照分析问题的要求，选用保守或现实模型以及一系列规则和假设，分析计算整个核电厂系统的响应，直至得到该事故的放射性后果。 保守模型 又称评价模型。在分析中采用的初始条件及各项参数，均须从不利方面加上不确定性。要选用保守的各种关系式及标准，此外还必须考虑四项基本假设。保守模型一般用于核电厂安全审批过程，在该模型中考虑了最不利的情况，得出的是事故后果的极限值，给核电厂留有相当大的安全裕度。其缺点是分析所得的事故过程，有时与真实情况相差较远，使工作人员不能了解过程的实际变化。 现实模型 又称最佳估算模型。在分析中采用核电厂的运行参数或参数的平均值，尽量选用接近真实情况的关系式及标准，不考虑不合实际的保守假设。因而所得结果能接近真实情况。现实模型经常用于核电厂操作规程的制定和严重事故分析。作为一种尝试，目前正在研究使用现实模型分析，在其结果上加上适当裕度，作为代替保守模型或平行于保守模型的一种方法。 在用确定论方法进行事故分析中，所涉及的事故分析程序大致可分成以下六种。 (1)系统分析程序 可以模拟核电厂的一、二回路系统以及稳压器、蒸汽发生器、泵、阀门、燃料元件等设备。具有能计及各种反应性反馈的点堆或一维中子动力学模型，一般在流体力学上是一维的，有些程序堆芯是三维的，程序的规模大，一般有数万至20余万行。总体上分析核电厂在失水事故及各种瞬变过程中系统的响应，是事故分析中最主要的程序，如RETRAN，RELAP5，TRAC等。 (2)堆芯分析程序 或可称之为子通道分析程序，它以系统程序计算的结果作为边界条件，考虑堆芯内各处

浅谈核电站如何开展现场安全施工和检查

浅谈核电站如何开展现场安全施工和检查安全是生产的首要任务，围绕安全开展的生产活动，才是我们作为设备检修工作的最终目的。所以，今天我们在这里讨论的是如何合理高效安全的开展核电站现场检修工作及如何做好现场工作的安全检查。 安全施工和安全检查工作是安全执行的重要步骤，是工作负责人识别现场不安全因素，按照程序或规程要求开展现场施工工作，而安全检查人员作为第三者去发现事故隐患并督促工作负责人改正存在的风险，事后做好安全教育和组织部门全员学习事件，做好此类事件的再次发生，但我们的目的就是做好风险预防工作，员工安全生产。所以下面从四个方面开展核电站的现场安全施工和安全检查工作： 其一、合理做好前期准备工作，落实安全风险管控； 每一项工作的开始都都少不了前期准备工作，而针对核电站开展现场生产活动，具备自己的特点。根据技术规格书来说，核电站的工作纷繁复杂，涉及有切割打磨、开工验电、容器（含地坑）内部作业、登高作业等风险作业，对应是火灾或爆炸风险、触电风险、人员窒息或中毒、高处坠落等事件发生都可以危机人身，严重时可导致人员死亡。 面对上面的提到或没有提到的风险，作为每项工作的准备人员，都要合理对每项工作进行全面细致的进行风险，做好每项工作的风险控制。在准备每项工作时，了解或查询类似工作，跟专业组负责人做好沟通交流，在条件的允许的前提下，安排人员提前了解现场情况。根据反馈情况，准备人员、专业组长及经验丰富的工作负责人，共同分析该项工作的风险分析，必要时与对口的科室班组的系统工程师和安全质量处的专项负责人进行沟通，制定合理有效的控制措施。在工作包中的风险分析填写完善的风险预估，编制安全施工组织设计或施工方案和风险分析，进一步办理工业安全高风险。编制同类事件的OE单，对工作负责人在开展工前会时，予以参考和借鉴。 总之，作为每项工作的发起者、组织者都要提前熟悉、了解现场工作存在的分析，提前做好风险分析，制定控制措施，为员工的安全生产做好铺垫。 其二、做好施工技术交底，严格执行施工要求； 每项工作的实施者是由我们在做的每位工作负责人执行，所以作为工作负责人，你们的责任重大。在开始执行的每一项工作，都要做好工前技术交底，开好每项工作的的工前会，对重大风险的工作的工前会，不但要通知部门管理责任人、准备工程师及电站级的安全员，还要通知质安部安全工程师、班组系统工程师或安全质量处的专业负责人，再次按照施工方案及OE单，梳理该项工作存在的风险，并对控制措施进行落实，做好人员分工，完善前期准备不足的地方。

动火作业风险分析及安全对策

编号：AQ-JS-08518 ( 安全技术) 单位：_____________________ 审批：_____________________ 日期：_____________________ WORD文档/ A4打印/ 可编辑 动火作业风险分析及安全对策 Risk analysis and safety countermeasures of hot work

动火作业风险分析及安全对策 使用备注：技术安全主要是通过对技术和安全本质性的再认识以提高对技术和安全的理解，进而形成更加科学的技术安全观，并在新技术安全观指引下改进安全技术和安全措施，最终达到提高安全性的目的。 序号 风险分析 安全对策 1 易燃易爆有害物质 1)将动火设备、管道内的物料清洗、置换，经分析合格。 2)储罐动火，清除易燃物，罐内盛满清水或惰性气体保护。 3)设备内通（氮气、水蒸气）保护。 4)塔内动火，将石棉布浸湿，铺在相邻两层塔盘上进行隔离。 5)进入受限空间动火，必须办理《受限空间作业证》。 2 火星窜入其它设备或易燃物侵入动火设备 切断与动火设备相连通的设备管道并加盲板可靠隔断，挂牌，

并办理《抽堵盲板作业证》。 3 动火点周围有易燃物 1)清除动火点周围易燃物，动火附近的下水井、地漏、地沟、电缆沟等清除易燃后予封闭。 2)电缆沟动火，清除沟内易燃气体、液体，必要时将沟两端隔绝。 4 泄漏电流（感应电）危害 电焊回路线应搭接在焊件上，不得与其它设备搭接，禁止穿越下水道（井）。 5 火星飞溅 1)高处动火办理《高处作业证》，并采取措施，防止火花飞溅。 2)注意火星飞溅方向，用水冲淋火星落点。 6 气瓶间距不足或放置不当

《安全技术》之核电厂概率安全评价(PSA)技术研究

核电厂概率安全评价（PSA）技术研究 核电被称为技术设备、人的群体和组织三类元素的大型经济实体，属科技密集型产业。对于核电厂而言，安全是核电存在和发展的基础。在核电厂以往的系统安全分析中，难以确定出具体的安全风险目标，在风险和费用之间的权衡存在困难，更不易对事故发展的潜在原因及事故发展的可能进程进行分析研究。基于此目的，概率安全评价（PSA：Probability Safety Assessment）的提出，在系统设计、制造、使用和维护的过程中，有力地支持了安全风险的管理决策，保证了核电厂的安全运行。 1 PSA评价方法 1.1 概率论（PSA）方法引入风险（risk）概论是为了比较和度量危险的大小和它们发生的可能性。PSA方法就是定量对核电厂作出其对环境造成各种风险的计算。PSA具有如下特点：1）对所有事故谱（初因）进行评介；2）对所有事故序列进行评价；3）所有评价定量化。核电厂PSA分成3个级别。一级，堆芯损坏分析：用事件树和故障树的概率方法，对设计和运行进行分析，得出导致堆芯熔化的事故序列及其发生频率；二级，源项分析：在一级分析的基础上分析事故的物理过程和安全壳的行为，计算不同事故释放类型的放射性源项；三级，后果评价；进行释出放射性物质特性、大气扩散程度和剂量评价。PSA评价的基本流程如图1所示。 1.2 初因的确定首先要分析风险评价历史报告、反应堆运行历史的文件资料以及作为PSA分析对象的核电厂设计资料进行工程判断，从中编制出初因事件的清单。在选择初因的过程中，要确定可能发生的事件，这些事件需要安全系统的投入以减缓后果并将反应堆带入安全状态。然后对事件进行分类，分类的准则是所需的系统响应和成功准则是否一致。图1 PSA 评价流程图初因事件的选择通常来源于以下几个方面：核电厂的个体情况；

确保核电站安全的措施

编号：SM-ZD-44831 确保核电站安全的措施Through the process agreement to achieve a unified action policy for different people, so as to coordinate action, reduce blindness, and make the work orderly. 编制：____________________ 审核：____________________ 批准：____________________ 本文档下载后可任意修改

确保核电站安全的措施 简介：该方案资料适用于公司或组织通过合理化地制定计划，达成上下级或不同的人员之间形成统一的行动方针，明确执行目标，工作内容，执行方式，执行进度，从而使整体计划目标统一，行动协调，过程有条不紊。文档可直接下载或修改，使用时请详细阅读内容。 四道屏障 为防止放射性物质处逸设置了四道屏障： 1、燃料芯块； 2、密封的燃料包壳； 3、坚固的压力容器和密闭的一回路系统； 4、安全壳。 多重保护 在出现可能危及设备和人身安全的情况时： 1、进行正常停堆 2、因任何原因未能正常停堆时，控制棒自动落入堆内，实行自动紧急停堆； 3、如因任何原因控制棒未能插入，高深度硼酸水自动喷入堆内，实现自动紧急停堆。

对一切重要设备都采取了类似的多种保护措施，如设置了两路独立的可靠的外电源，当一路外电源因事故停电时，可自动切换到另一路供电。万一两路外电源同时断电怎么办？不要紧。核电站里还有由柴油发电机提供的紧急备用电源。 专设安全设施 人们常用“万无一失”来形容一件事物的安全可靠，而核电站为这极不可能出现的“一失”出作了周密准备，这就是专设安全设施。 我们可以设想这“一失”是管壁很厚的一回路主管道断裂了。这时专设安全设施投入工作，首先向堆内高压注水，防止堆内“烧干”；压力降低后，低村注水系统工作，继续向堆内注水冷却。与此同时，安全壳与外界自动隔离；安全部顶的喷淋系统自动喷淋冷水，降低安全壳的温度和压力；消氢系统投入工作，除去可能引起爆炸的氢气。 质量保证体系 核电站有着严密的质量保证体系。

AP1000的ATWS事故概率安全分析

AP1000的ATWS事故概率安全分析 概率安全分析能够对核反应堆事故发生过程进行全面分析,并可对潜在事故定量化。在核电厂安全分析中,作为确定论安全分析的补充可以识别出核电厂设计或运行的薄弱环节。 为了评价AP1000先进非能动型电厂在ATWS事故工况下的安全性能,本文对AP1000的ATWS事故进行了概率安全分析。主要研究内容和结论如下:论文将ATWS 分成三类:主给水不可用ATWS、安注信号已触发ATWS和主给水可用ATWS,分析了三类ATWS的事故进程和安全功能响应。 在此基础上,建立了三类ATWS的事件树。论文建立了缓解ATWS事故的 AP1000相关系统故障树,对故障树的不确定性和人因可靠性进行了详细分析,并深入地研究了共因失效。 给出了共因失效模型:Alpha因子模型、Beta因子模型和MGL模型在交错试验和非交错试验下的参数估计公式,评价了三种共因失效模型对系统失效概率的影响。论文应用Risk Spectrum软件完成了事故序列和系统故障树的定量和定性分析。 结果表明:AP1000的ATWS事故堆芯损坏频率均值为5.35E-10/ (堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为3.70E-12/ (堆·年),上限(95%)为 1.55E-09/(堆·年)。研究给出了系统故障树和事故序列的最小割集及其发生概率;通过堆芯损坏重要度分析得出了风险和安全重要的基本事件;通过堆芯损坏敏感性分析,得到所有人因失误概率为1时,堆芯损坏频率为 2.52E-06/(堆·年),该数值比基准堆芯损坏频率增加了 4710倍,这说明缓解ATWS事故的人因行为是非常重要的;PRHR不可用导致堆芯损坏频率增加了 10.7倍,PRHR是非能动系统

核电厂安全分析

Regulatory Document RD–310 Safety Analysis for Nuclear Power Plants February 2008

CNSC REGULATORY DOCUMENTS The Canadian Nuclear Safety Commission (CNSC) develops regulatory documents under the authority of paragraphs 9(b) and 21(1)(e) of the Nuclear Safety and Control Act (NSCA). Regulatory documents provide clarifications and additional details to the requirements set out in the NSCA and the regulations made under the NSCA, and are an integral part of the regulatory framework for nuclear activities in Canada. Each regulatory document aims at disseminating objective regulatory information to stakeholders, including licensees, applicants, public interest groups and the public on a particular topic to promote consistency in the interpretation and implementation of regulatory requirements. A CNSC regulatory document, or any part thereof, becomes a legal requirement when it is referenced in a licence or any other legally enforceable instrument.

AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价

AP1000核电厂SGTR事故概率安全评价 概率安全评价(PSA)不是确定的分析系统对于事故的响应,而是以可靠性工 程和概率风险理论为基础,分析复杂系统的所有可能的事故状态,找到所有可能 发生的事故序列,从而对始发事故造成的后果进行系统的分析,找到电厂本身存 在的薄弱环节及潜在事故因素。蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是核电厂的重要事故之一,并具有其自身的特点,该事故的研究和评价对核电站安全具有较大 意义。本文在阅读了 AP1000自主化标准设计概率安全评价报告、三门核电厂PSAR初步安全分析报告及相应的参考文献等资料的基础上,选取非能动先进压 水堆AP1000的蒸汽发器传热管破裂(SGTR)事故为模型,进行1级概率安全评价。首先,在熟悉AP1000系统的基础上,分析始发SGTR事故后电厂系统的安全响应动作及所有可能发生的事故过程。 其次,根据SGTR事故进程及AP1000系统的安全响应功能建立SGTR事件树,所建立的事件树全面演绎了事故后电厂所有可能发生的情况;然后对事件树题头所涉及的系统进行故障树建模,在故障树建模过程中重点介绍共因失效参数模型及共因失效事件组,并对整个事故响应过程中的人员动作进行详细的子任务描述。最后,借助Risk Spectrum程序,对所建事件树和故障树模型进行分析计算,通过故障树定量化得到前沿系统的故障率,并进行故障树最小割集分析,得到导致系 统故障的基本事件的最小组合;通过将故障树结果与事件树联解求得SGTR事故 导致的堆芯损伤频率,并对堆芯损伤进行相应的定性分析,包括重要度分析、敏感性分析及不确定性分析。结果表明:AP1000的SGTR事故导致堆芯损伤频率均值 为3.95×10-9/(堆·年),其90%置信度区间下限(5%)为6.22×10-11/ (堆·年),上限(95%)为2.71×10-8/ (堆·年);重要度分析表明在F-V割集重要度中,电源支持系统故障是最重要的基本事件;堆芯损伤风险增加因子最大的是再循环过滤器共因失效基本事件;敏感性分析表明人员动作完全失效对堆芯损伤的影响很大,降低人员失效概率对减小堆芯损伤带来的收益不大;在前沿系统中,ADS和IRWST 对堆芯损伤的敏感性最大。

核电厂安全知识点

核电厂潜在的危险性：1）核电厂存在大量的放射性物质2 反应堆停闭后会长时间释放衰变热3)反应堆存在大量的高温高压水4）反应堆功率可能迅速升高。 核安全文化的定义：安全文化是在于单位和个人中的种种特性和态度的总和，他建立在一种超出一切之上的观念，即核电厂的安全问题由于他的重要性得到应有的重视。 特性：安全文化的有形导出、安全文化主动精神。 实质：在电厂内建立一整套科学严密的规章制度和组织体系，在核电厂内营造人人自觉关注安全的氛围，通过培训，提高员工的知识技能，培养员工尊章守纪的自觉性和良好的工作习惯，从而提高人员绩效和核电厂的安全性能。 人品特性：质疑的工作态度、严谨的工作方法、相互交流的工作习惯。 自我检查是一种极高人员绩效的工具，常用方法:STAR”stop停止、think思考、act行动、review 检查。 监护：指两名操作人员同时检查将要进行的操作的正确性。 安全文化评价的方法：人员访谈、行为观察、文件查阅。 我国核安全法规体系分为：国家法律、国务院行政法规、部门规章、指导性文件、参考性文件。 核电安全许可证：核电厂厂址安全审查安全批准书、核电厂建造许可证、核电厂首次装料批准书、核电厂运行许可证、核电厂退役批准书、操作员执照、高级操作员执照。 核电厂环境影响报告书指许可证申请者向环境保护部提交的环境影响评价文件。 核安全报告分为定期报告、不定期报告、和事故报告。 核事故应急管理的方针：常备不懈、积极兼容、统一指挥、大力协同、保护公众保护环境。应急计划是针对应急响应行动制定的文件，是其他应急文件的基础。 应急计划区：为了在核事故发生时能够及时、有效的采取保护公众的防护行动，事先在核电厂周围划出制定应急计划并做好适当准备的区域。 应急状态分级：应急待命、厂房应急、厂区应急、场外应急。 通用应急水平即又防护行动客避免的剂量。。。。隐蔽10 撤离50 典防护100 临时性避迁（第一个月30 第二个月10）（mSv）永久性在居住寿期内1Sv 核电安全的总目标是建立在核动力厂中建立并保持对放射性危害的有效防御，以保护人民和环境免受危害。用防护目标、核电技术安全目标、核电安全目标的目标的数量指标做补充。核动力厂设计的纵深防御的五个层次：1）高质量的设计、施工及运行，使偏离正常运行状态的情况很少发生、2）设置停堆保护系统和相应的支持系统，防止运行中出现的偏差发展成为事故3）设置专设安全设施，限制设计基准设计的后果，防止发生堆芯融化的严重事故4）利用特殊设计设施，进行事故管理5）场外应急设施和措施。 轻水堆核电厂普遍采用的四道实体屏障：芯块、燃料元件包壳、反应堆冷却剂系统承压边界和安全壳及安全壳系统 概率安全分析：把整个系统的失效概率通过结果的逻辑推理与他各个层次的子系统、部件及外界条件等的失效概率联系起来，从而找出各种事故发生的概率。 概率论的分析方法：1)事件树分析：建立事件树即进行功能模化，继始发事件后，把各项与安全相关的功能按失效与否逐级开展，就能得到一系列后果不同的事件序列。2）故障树分析：把系统的失效作为分析的目标，由此反推，寻找直接导致这一失效的全部因素。直至毋需再研究其发生的因素为止。 电厂的概率安全分析通常是在三个级别上进行的。一级概率安全分析确定可导致堆芯损坏的事件序列及这些序列的估算频率，可对上述弱点及防止堆芯损坏的的方法提供重要见解。二

第二章 系统安全分析-人失误概率预测分析

2.7 人失误概率预测 2.7.1 人失误概率 对人失误进行定量的描述，是系统危险性评价中不可忽视的问题。通常，人失误所发生的概率可用来定量地表明人员从事某项活动时发生失误的难易程度。 人失误概率与物的故障相类似，可以广义地表达为： ? -=-t dt t h e t E 0 )(1)( (2-2) 式中，h (t )—失误率函数，表明人员从事某项活动到 t 时刻时单位时间内 发生失误的比率。 人与物不同，人具有纠正错误的能力，一旦发现失误后可自行纠正；物发生故障后则将一直处于故障状态，不会自行恢复到正常状态。纠错概率可用下式表达： ? -=-t dt t r c e t R 0 )(1)( (2-3) 式中，r (t )—纠错率函数。 由于人失误率函数和纠错率函数的影响因素非常多，上述公式在实际应用中，难以进行量的计算。 关于人失误定量问题，许多学者通过大量研究，开发出了多种实用的人失误概率预测模型。其中最著名的是斯文（Swain ）于1962 年开发的人失误率预测技术。该技术在核电站概率危险性评价中成功地预测了人失误概率，而且在其他领域的人失误概率领测中也得到了应用。 通常，在预测完成某项操作任务的人失误发生概率时应考虑以下的影响因

素： （1）行为的复杂性； （2）时间的充裕性； （3）人、机、环境匹配情况； （4）操作者的紧张度； （5）操作者的经验和训练情况。 行为的复杂性是由工作任务所决定的。工作任务一般可分五种情况： ①简单任务。一般通过简单的操作程序即可完成的任务，如打开手动阀。 ②任务。具有明确规定、且需要决策的复杂操作过程，一些问题需要操作者处理，如进行事故诊断、异常诊断等。 ③要求警觉的任务。涉及发现信号或警报工作任务，要求操作者对信号或警报保持警觉。从事这种任务时影响人失误概率的主要因素包括等待时间长度，注意集中程度，信号种类和频率，发现信号或警报后必须采取的行动的类型等。 ④检验任务。主要从事监视、检验多变量工艺过程的工作任务，要求操作者必须做出决策，执行此项任务时，操作者必须防止扰动引起严重故障。 ⑤应急任务。发生异常现象或事故突然发生时操作者面临的任务。其内容可能是在很大的范围内变化，或者是条件反射式的反应，或者要采取新的解决办法。当异常后果十分严重，操作者由于面临严重危险致使心理高度紧张，失误发生概率会迅速增加。 2.7.2 人失误分析 人失误分析包括预测人失误、选择重要人失误和详细分析人失误三个方面。 1．人失误预测 预测人失误的主要内容是探讨人员在操作过程中发生失误的原因。根据人失