核电厂人因验证和确认

1、国家标准核电厂人因验证和确认编制说明（征求意见稿）标准编制组2019年 12 月核电厂人因验证和确认任务来源及计划要求本标准依托国家重点研发计划“国家质量基础的共性技术研究与应用（NQI） 专项、“三代核电关键技术标准研究”项目进行制定，本标准计划任务由国家标 准委下达，项目编号 20194136-T-469。本标准由上海核工程研究设计院有限公司主编，共同主编单位为清华大学、 苏州热工研究院有限公司、中广核工程有限公司、中国核电工程有限公司、核工 业标准化研究所。本标准计划于2019年12月30日前完成征求意见稿；于 2020年12月30 日前完成送审稿、报批稿。标准编制组组成标准编制组成员组

2、成如下，详见表1表1:标准编制组成员名单序号姓名单位职务/职称分工1宋霏上海核工程研究设计院有限公司咼工主编、全文2王秋雨上海核工程研究设计院有限公司咼工参编、第12章4王国强上海核工程研究设计院有限公司咼工顾问、全文5张淑慧上海核工程研究设计院有限公司咼工顾问、全文6李志忠清华大学教授顾问、全文7潘丹清华大学博士后/ 助理研究员参编、第5章8徐智苏州热工研究院有限公司咼工顾问、全文9吴一谦中广核工程有限公司咼工参编、附录C10俞光卫中国核电工程有限公司研咼顾问、全文11邓士光中国核电工程有限公司咼工参编、附录C三、编制过程总体过程本标准的制定过程主要分为前期准备、 征求意见稿编写阶段、 送审

3、稿编写阶 段和报批稿编写阶段。前期准备（ 2018年 1月-2019年 6月）2018年 6 月国标委组织开展了国家标准立项评估工作，本标准通过了立项 评估。但本标准在立项评估之前，已正式开展前期技术准备工作。本标准依托 NQI 项目成立了标准编制组，并确保了编制组在产业和学术界 具有代表性。标准编制组于 2018年 1月在上海召开启动会，并邀请核工业标准 化研究所专家、 核与辐射安全中心专家莅临指导。 启动会对标准需求和研究框架 进行讨论，并明确标准编制目标，即“综合国内外标准和研究成果，总结我国核 电行业实践，制定一份核电人因工程验证和确认领域的推荐性国标。”此外，启 动会对制定本标准需要

4、覆盖、 明确的潜在技术议题进行了讨论， 例如人因偏差的 分级原则。启动会后，通过文献、研讨、试验参与多种方式，对核电厂人因验证和确认 领域开展了广泛而深入地调研，主要包括：安全审评对于人因验证和确认的意见； 我国三大设计院核电人因验证和确认开展现状和问题； 国内外标准调研和分析， 包括这一领域相关的 ISO、IAEA 、IEC、NRC、IEEE、国标、行业标准。此外，上海核工程院作为IEEE P2411 HumanFactors Engineering Guide for the Validation of System Designs andIntegrated Systems Operat

5、ions at Nuclear Facilities 编制组成员，持续跟 踪此领域最新技术进展；国内外不限于核电行业的学术文献调研；2018年9月赴挪威Halden实验室，开展了为期一周的人因试验技术专题调研交流，并参与了正在开展的基于美国操纵员的人因试验； 对 EPRI、VTT 、Brookhaven、EDF 进行补充调研，除了主控制室的人 因验证和确认，还涉及了改造项目和就地区域的人因验证和确认； 对秦山一期主控制室改造人因工程项目进行充分总结，参与 IAEA 相关 会议进行进一步交流；对就地无损监测人员进行了访谈， 对其进行了高层次的任务分析和作业 要点归纳，以此对前端设计的验证和确认活

6、动提供直观的案例基础； 开展核电厂走访、参与防人因失误研讨会，重点对国内就地区域人因实 践进行收集。根据前期调研和分析的结果，初步确认了标准以形成性（ formative ）和通过 性（summative对验证和确认活动进行高层次的划分，对比了不同架构方案确定了 本标准初步框架结构：第 1 章，范围第 2 章，规范性引用文件第 3 章，术语和缩略语第 4 章，人因验证和确认总则第 5 章，形成性验证和确认第 6 章， HFE 设计验证第 7 章， HSI 任务支持验证第 8 章，集成系统确认第 9 章，设计实现验证第 10 章，人因偏差解决第 11章，改进型新电厂的特殊考虑第 12章，电厂改造

7、的特殊考虑第 13 章，就地区域的特殊考虑附录A（资料性附录），HSI清单和特性描述附录B（资料性附录），运行条件取样附录C（资料性附录），人因不符合项分级原则和示例征求意见稿编写（ 2019年 7月-2019年 12月）在上述调研分析的基础上起草了本标准的工作组讨论稿， 召开由标准编制组 成员和行业专家共同参与的研讨会， 对标准内容进行讨论、 推敲和修改， 最终于 2019年 12 月形成本标准征求意见稿。此外，为了保障标准体系中相关标准在技术原则上具有一致性， 且能够形成 清晰的层次，标准征求意见稿编制期间还进行了如下工作：2019年 6 月正式发布的 IAEA SSG-51 Human

8、Factors Engineering in theDesign of Nuclear Power Plants将转化HAD 102-21核动力厂人因工程 的设计。为了确保本标准能够正确承接 IAEA SSG-51 的原则和方法要 求，工作组对 IAEA SSG-51 正式版和以前的过程讨论版进行了来比对， 并根据正式版 IAEA SSG-51 对工作组讨论稿进行了细致核对。 此项工作 与HAD 102-21核动力厂人因工程的设计编制组紧密协作完成。正在编制中的核能行业标准核电厂控制室集成系统确认指南 ，是对 本标准第 8 章“集成系统确认”的扩展和细化。本标准编制组与核能行 业标准核电厂控制

9、室集成系统确认指南编制组紧密协作，对两份标 准的内容划分、术语和技术内容一致性进行了讨论和协调。3.4送审稿编写（计划 2020年1月-2020年8月）标准编写组计划根据征求意见稿反馈意见、 行业内专家意见征询， 对征求意 见稿再次进行深入地讨论，对格式、文字和技术等进行完善，计划于 2020 年 8 月底前形成提交送审稿。3.5 报批稿编写（计划 020年9月-2020年 12月）标准编写组计划于 2020年 9 月召开送审稿审查会，并根据专家审查意见对 送审稿进行完善，于 2020 年 12 月底前完成报批稿。四、标准现状分析国际各核电专业机构、 监管机构和设计与运行单位都非常重视核电厂人

10、因验 证和确认活动，制定了相关标准或指南，但目前存在以下问题：1）已有标准体系在框架和具体规定有诸多不一致之处图1总结了不同标准体系顶层思路的差异:NJREGEEEIECNUREG-0711-2012人机接口设计-H试验和评价 牢徵削引基于救能的试验 V&V-运行条件取样-碗-ISV-HED解决设计买规NUREG/CR6391&97】5V活动更详昭的遠明IEEE 1023-2004*咏-空嗖计周期梦种方迭-可获得性、适宜性验址-可用炜确认IEEE 845-R2011*书面评价法-枪查表问卷于访谈法-运行经验评估*观克法-出在患勢去*专赢判毗去IEC 60964 (2009)，功能设计的就申晦认

11、控剳室集成垂班葩墟込和碑认IEC617711995*厢围：全新和改讲型阶段：功能时详細设计 活动：准备-评桥刨正”功能分配的验证功能分配的确认*控刮室累址验证*控制室裂统确认图1不同标准体系中人因验证和确认的差异此外，由于我国同时对IEC和IEEE标准进行了转换，目前我国标准体系已 存在不一致。国内现行标准与行业实践存在差异虽然NUREG-0711未正式转换为我国法规、导则或标准，但随着近年来三 代核电设计的推进，目前安全审评方及三大集团的设计方， 虽然深度存在一定差 异，但均按照NUREG-0711的要求开展不同项目的人因验证和确认工作。这一 状况造对我国现有标准实际采标率造成了影响。在国际

12、上：美国：按照NUREG-0711开展。法国：以IEC体系为主，但EDF、AREVA均宣称其最新项目满足NUREG-0711 的要求。韩国：转换IEC体系，未转换NUREG体系。但实际安全审评和设计中， 按照NUREG-0711开展。IAEA编制SSG-51时也正视了不同标准体系差异和行业实践现状，借鉴了 NUREG-0711十二要素的框架和大量技术内容。已有标准多是一般性要求，缺乏具体实施指导IEC和IEEE以通用准则为主。虽然 NUREG对提供了相对详细的规范性指 导，但国内实践后反馈在前期验证和确认活动、运行条件取样、效能评估指标、 人因偏差项等技术点上均不够清晰，希望得到进一步的规范。

13、已有标准范围无法满足我国核电行业技术发展要求标准从开始编制到制定往往需要 2-3 年，其颁布后至少需要保持 3-5 年的稳 定。根据核安全要求、我国核电走出去的需求和人因工程领域的技术活跃程度， 有必要将标准中的人因验证和确认活动由主控制室扩展为全厂、 由新建电厂扩展 到改造项目，以在技术上体现一定的前瞻性和引导性。五、标准制订背景和原则标准制订背景通过研究三哩岛、切尔诺贝利和其他核电厂事故， 发现由人机接口系统设计、 规程和培训等的缺陷导致的人因失误会对核电厂事件和事故产生重要影响。 人因 验证和确认 (Verification and Validation, V&V) 是核电厂人因工程的重

14、要且必不可 少的活动。 这一活动对电厂人因设计是否符合人因准则进行了全面评价， 并使电 厂人员能够成功完成他们的任务以达到安全和其他运行目的。虽然目前核电人因验证和确认领域标准存在着第四章所述各项问题， 但随着 国内行业实践经验的积累、 IAEA 已颁布与美国 NRC NUREG-0711 思路更为贴 合的安全导则IAEA SSG-51、国外标准组织和研究机构动态的趋同， 制定一份国 产化核电厂人因验证和确认标准的条件已成熟。标准制订原则核电厂人因验证和确认 基于近年来国内核电人因工程安全审评和设计的 实践经验，承接 IAEA SSG-51 理念并综合 IEC/IEEE/NUREG 的要求，分

15、析核电 厂人因验证和确认的技术发展趋势， 以前瞻性思路实现标准融合并增强标准对实 际工作的指导作用。六、主要技术内容说明下面对本标准几个重要的技术内容进行说明。V&V 应用层次的明确划分本标准将新建核电厂区分为全新设计和改进设计两种项目情况， 以适应我国 一个标准项目、 多个后续项目， 或者同一型号多个厂址密集建设的实际情况。 此 外，明确将人因 V&V 的应用延伸至在役电厂的改造项目。本标准的主体内容完 整适用于全新核电厂设计，改进型项目和改造项目人因 V&V 可采用分等级的方 式裁切适用。虽然电厂设计的很多方面都离不开人因工程，但依据任务中人的参与程度、 任务的特性、 任务复杂性、 所需的

16、人员响应速度、 人员失误对运行造成的后果的 不同，本标准将电厂物理区域按照人因工程应用方法的差异划分为核心区、 支持 区、就地区三个区域。 本标准主体内容完成适用于主控制室和辅助控制点， 对主 控制室和辅助控制点外的设施和人机接口可采用分等级的方式开展人因 V&V 。非总结性 V&V 活动的延伸和强调虽然在设计全过程中应开展人因验证和确认活动已经得到公认， 但标准实际 支撑不足。由于 NUREG-0711 主要面对监管方， 对总结性 V&V 进行了非常详细 的要求。但对于非总结性 V&V 活动，各标准体系均有定义但详细程度不足，术 语、方法差异较大，且在工程中不易参照实施。当前，国际上各组织或

17、机构都意识到了这一问题，也提出了不同的新理念， 如：NRC：NUREG-0711 第 3 版升版计划中， 考虑在 ISV 之外增加 Pre-ISV；IEEE :对“ Validatio n can be performed at differe nt stages of the desig n procesS达成共识，对 Validation和ISV进行明确区分； NEA: Multi-stage validation； 芬兰 VTT: Stepwise HFE V&V。本标准根据人因学术界中形成性(Formative)和总结性/通过性(Summative) 人因评估的理念，对在设计全过程中如

18、何应用人因验证和确认进行了重新构建(如图 2)，并增加指导内容。除了技术概念更为清晰、有效合并共性要求、突出差异，这一区分的益处还在于现有标准中的内容都可以清晰地在本标准中找到 对应。* E附rife吨細貼中，Ekfi.tEb电冷丘.：!讯也图2人因验证和确认概貌应认识到，特别是在近年来三代堆出口、四代堆研发、核电向核能转变的外 部环境条件下，形成性人因验证和确认活动对于我国原创设计能力的建立非常必 要和重要。明确区分形成性和通过性验证和确认，能够将 V&V活动从检查“事 情做对了”，向前扩展至“做对的事”，并提高人因工程活动的客观性和定量化。3）改造要求的细化国外已积累了较为丰富的改造项目经

19、验， 也对就地改造的人因工程进行了一 些研究。随着我国改造项目的增多，有必要为改造项目的人因V&V提供一个整体框架和更为有效的指导。本标准首先对如何划分改造项的人因风险等级提出了指导，然后在人因风险 等级的基础上如何制定通过性人因验证和确认策略。 此外，临时配置是改造项目 需要关注的特殊点。4）就地要求的细化IEC和IEEE人因工程标准以控制室为主。IAEA SSG-51和NUREG-0711明 确提出需要对就地开展人因工程活动， 但实际指导不足。由于目前电厂反馈的人 因问题和实践主要源自就地区域，且英国和北欧监管方已开始对就地人因问题越 来越重视，有必要在标准中弥补此项空白，以支持核长远发展

20、。鉴于就地人因问题的复性杂， 难以简单地用标准化详细要求限定， 为此本标 准更多是从原则上提出成功开展就地人因 V&V 的过程和技术要点。同时，对测 试平台和人因偏差解决进行细化。七、与现行法规、标准的关系本标准与相关法律法规和强制性标准协调一致。本标准符合IAEA SSG-51 (IAEA SSG-51)所确定的人因工程原则。核能行业标准 核电厂控制室集成系统确认指南 与本标准相关技术要求保 持一致，并对技术内容进行扩展以提供更为充分的指南。八、重大分歧意见的处理经过和依据暂无。九、参考资料清单ISO 11064-7-2006, Ergonomic Design of Control Cen

21、tres: Part 7: Principles for the Evaluation of Control CentresIAEA SSG 51-2019, Human Factors Engineering in the Design of Nuclear Power PlantsIEEE Std. 845-1999, IEEE Guide to the Evaluation of Human-System Performance in Nuclear Power Generating StationsIEEE Std. 1023-2004, IEEE Recommended Practice for the Application of Human Factors Engineering to Systems, Equipment, and Facilities of Nuclear Power Generating S