张佳佳，田秀峰，宫　宇，钱鸿涛, *，王小海

核电厂HRA相关性问题研究及应用

张佳佳1，田秀峰2，宫宇1，钱鸿涛1, *，王小海1

（1. 生态环境部核与辐射安全中心，北京 102488；2. 中国核电工程有限公司，北京 100840）

在概率安全分析（PSA）中，人员可靠性分析（HRA）的重要性逐渐突显，其中，HRA相关性问题的处理对PSA结果有较大影响，逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题。国内外HRA相关性处理的理论众多，然而用于工程实践的可供操作的理论十分有限。本文对核电厂HRA相关性问题，包括基本概念、相关性因素和水平、联合人误概率等进行研究，总结形成了应用于核电厂工程实践的HRA相关性分析的一般方法和步骤。应用该分析方法和步骤，以国内某核电厂一级PSA结果中同一最小割集的人员相关性组为例，分别采用SPAR-H和NUREG-1921方法建模进行对比分析。结果表明，对最小割集HRA相关性处理与否对结果影响较大，且两种分析方法的相关性处理结果有较大差异。建议在同一项目中使用的HRA相关性分析的方法应保持一致，定性分析和定量分析并重，尽可能详细记录分析过程的所有信息，保证分析结果可追溯、可审查、可再现和可更新。

核电厂；人员可靠性分析（HRA）；相关性；概率安全分析（PSA）

随着新建核电厂系统冗余性和设备可靠性的不断提高，在概率安全分析（PSA）中，人员可靠性分析（HRA）重要性逐渐突显，其中，针对HRA相关性问题的处理对PSA结果的影响尤为突出，逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题。……