專利名稱：一種提高核電站安全的人機界面設計方法
技術領域：
本發明是一種提高核電站安全的人機界面設計方法，屬于核電站安全、人機交互等技術領域。
背景技術：
隨著計算機、自動化等技術的發展和可靠性的提高，現代核電廠數字化I&C系統和人機界面的應用使得減少電站瞬態、非預期停堆和強制停堆、提高電站的可用性和安全性成為可能，同時也使得提高運行和維修效率、降低運行成本成為可能。目前，國際上在建核電廠絕大多數均采用數字化I&C技術，很多已建核電廠 的常規控制系統和主控制室已經進行了或計劃進行數字化改造。數字化I&C技術的應用以及數字化人機界面的設計成為發展的主流。例如，《核電廠數字化I&C系統關鍵技術研究現狀及發展策略》(《核動力工程》2002年SI期)中提到了在核電廠實現數字化I & C系統等內容。數字化人機界面的控制室設計，要求從人因工程的角度，優化人機界面設計，以提高操縱員行為績效，減少人誤發生，使電站處于安全監控狀態。通過分析國內外數字化人機界面的相關研究文獻和對國內數字化人機界面的調研，總結數字化人機界面大多具有以下特點計算機化操作員工作站緊湊布置，且具有多個顯示屏幕；具有完善的監控所需電廠信息的功能，并且根據功能需求，設計不同種類的綜合畫面，來支持操作員的情景認知和決策；軟控制，許多電站的控制動作可以在計算機屏幕中進行；顯示方式多樣化，包括列表、圖標、畫面、聲光等；具有大屏幕動態顯示，為主控制室內所有成員提供了一個統一的情景認知平臺；先進的報警系統，可以對報警信號進行組織、優化和處理；計算機化規程，操縱員可以根據規程指引干預電站操作，使操縱員執行任務的過程發生變化；智能輔助作用提高，包括報警處理、電廠監測、規程跟蹤等方面；自動化水平的提高，增加了操作員系統監控的作用，減弱了其系統操作的作用。與常規模擬盤臺的主控制室人機界面相比，數字化人機界面有許多顯而易見的優勢，例如可以將多種信息以不同的方式進行顯示或整合，為操作員提供關鍵的信息。這種計算機化信息顯示方式減少了操作員的工作和認知負荷，使得操縱人員能夠快速把握電站的整體狀態。同時，數字化人機界面也對人員績效帶來一些不利因素，例如·窗口或畫面顯示數量的限制，使得操作人員不能用快速眼睛掃描的方式和固定的模式識別獲得信息，而是需要經過多次選擇或打開多個窗口才能獲得所需要的顯示；·界面操作增加了操作員的認知負荷(如打開、定位和調整窗口)，管理界面與操作員的處理的主要任務無關，但會分散操作員的注意力；
·鑰匙孔效應，操作員過分關注少量信息，而忽視了 “整體畫面”；
盡管采用先進報警系統，但是電廠瞬態時出現的報警數量仍然較多，可能會影響操縱員對于重要報警的掌握；·計算機化規程提供的規程窗口較窄，不利于操縱員對規程的全面了解； 計算機化的系統也增加了控制任務的總體復雜度。操作員有時候不能完全理解、掌握計算機系統正在進行的處理；·自動化帶來操作員的應激降低，使得他們發現異常的能力降低。上述現有技術中的缺陷為核安全工作帶來了一定的隱患。數字化人機界面在核電廠的應用，對操縱員的行為可能產生積極的影響，但是，也有可能產生潛在的風險，因此，在設計階段評價數字化人機界面對人員行為的可靠性產生的影響尤為重要。評價這種影響最有效的方法之一就是人員可靠性分析(HRA)。HRA作為核電廠概率安全分析(PSA)的重要組成部分，可以用來定性分析和定量評估操縱員在核電廠處于不同運行狀態時的錯誤行為對電廠風險的貢獻。在數字化核電廠中，HRA作為人因工程設計的一個組成部分，在人機界面設計和應用的全過程中發揮作用，例如HRA分析與控制室任務分析、人因工程設計的驗證與確認(V&V)互為補充，通過對操縱員工作站中顯示畫面、報警設計、計算機化規程質量、人員培訓水平等進行定性分析或定量評估，將數字化人機界面對人員行為的影響反映到對電站風險的貢獻中，從而加強核電站操作的可靠性和安全性。從1983年THERP手冊[5]出版到目前為止，國際上已經出現了多種HRA方法[6]，如 THERP、ASEP、HCR、SUM、HEART、ATHEANA、CREAM、SPAR-H、HDT 等。一些方法因其在可用性、成熟度、可接受性等方面的優勢，已在許多核電廠人員可靠性分析中得到廣泛應用。目前，國際上基于數字化人機界面的人員可靠性分析主要采用傳統的HRA方法進行保守評估，如THERP、ASEP、HCR、SPAR-H等。這些HRA方法的數據源并未考慮數字化人機界面的特點及其影響，也未充分考慮科學合理的人機界面設計對核電站操作安全的影響，更無法明確體現數字化人機界面對核電站操作的可靠性和安全性。

發明內容
為解決現有技術中的缺陷，本發明的技術方案如下一種提高核電站安全的人機界面設計方法，包括以下步驟步驟I :判斷數字化人機界面相關的行為影響因子PSFhsi是否符合要求，所述PSFhsi=PSFdXPSFaXPSFp,其中PSFd為顯示畫面因子、PSFa為報警因子、PSFp為計算機化規程因子；所述符合要求的條件是PSFhsi〈閾值THhsi :若不符合要求，則進行步驟2 ；步驟2 :分別判斷PSFd、PSFa, PSFp是否符合要求，所述PSFd符合要求的條件是PSFd〈閾值THd，所述PSFa符合要求的條件是PSFa〈閾值THA，所述PSFp符合要求的條件是PSFP<閾值THp ;若不符合要求，則進行步驟3 ；步驟3 :根據PSFjP /或PSFa、和/或PSFp對設計進行調整。所述步驟3中，根據PSFd對設計進行調整的步驟進一步包括步驟3-1-1，調整鏈接層級，使得從任意當前畫面中直進入目標畫面的點擊不超過3次。
若所述步驟3-1-1調整后PSFd仍然不符合要求，則進行步驟步驟3-1-2，調整畫面顏色、文字、圖標，使得畫面色調在75 85之間，飽和度在90 120之間，亮度在190 205之間。若所述步驟3-1-2調整后PSFd仍然不符合要求，則進行步驟步驟3-1-3，調整畫面內容占比，使得畫面內容占畫面的比例不超過50% ;步驟3-1-4，減少用戶需要調用的畫面次數。所述步驟3中，根據PSFa對設計進行調整的步驟進一步包括 步驟3-2-1，調整報警列表，對報警列表進行分類，為每一類中不同的報警信息設置不同的等級。若所述步驟3-2-1調整后PSFa仍然不符合要求，則進行步驟步驟3-2-2，調整報警列表的復雜程度，將獨立報警組合成組合報警以減少報警確認時間。若所述步驟3-2-2調整后PSFa仍然不符合要求，則進行步驟步驟3-2-3，調整報警與規程之間鏈接為直接鏈接。所述步驟3中，根據PSFp對設計進行調整的步驟進一步包括步驟3-3-1，調整準確進入計算機化規程的點擊次數，使得從任一當前畫面中直接進入計算機化規程的點擊次數不超過3次。若所述步驟3-3-1調整后PSFp仍然不符合要求，則進行步驟步驟3-3-2，在規程畫面中嵌入實時處理數據。若所述步驟3-3-2調整后PSFp仍然不符合要求，則進行步驟步驟3-3-3，調整規程步驟設置的自動化程度；步驟3-3-4，調整計算機化規程中的操作步驟使其易于跟蹤，以便有效避免操縱員遺漏操作步驟。本發明的有益效果如下通過判斷數字化人機界面相關的行為影響因子PSFhsi=PSFd X PSFa X PSFp是否符合要求，若不符合要求則根據PSFjP /或PSFa、和/或PSFp對設計進行科學調整，提高了核電站操作的安全性，減少了誤操作的概率，加大了安全系數。
具體實施例方式以下將描述本發明的優選的實施方式，本領域的技術人員應當清楚這些實施方式并非限制性的。在本發明的第一實施方式中，始發事件后人員可靠性分析采用修正的THERP+HCR模式。人誤概率分三部分進行分析，即診斷錯誤概率P1、診斷不響應概率P2、操作失誤概率P3O對于數字化人機界面下的人誤概率評估，其中P1不作分析，而是按照常規做法，進行保守估值；p2用HCR方法進行評價；P3用修正的THERP方法進行評價。人的認知可靠性模型(HCR :Human Cognitive Reliability),是計算在有時間約束條件下人的不響應概率的方法。HCR方法假定在一個事故發生并出現第一個明確的報警后，運行值班組未及時對此報警做出響應的概率，與允許其響應的可用時間和班組的中值響應時間的比值有關。中值響應時間表示半數的控制室操縱員在某種人機界面條件下，受到某種報警信號刺激作用后能夠完成規定動作的時間。這個時間可由模擬機試驗或者通過現場調查或科學統計來判斷。它對于計算人員的不響應概率起關鍵作用。人的認知行為可以分為三種類型技能型(skill-based behavior)、規則型(rule-based behavior)、知識型(knowledge-based behavior)。對于很熟練的，無需參照規程即可執行的行為是技能型；不熟練或需參照規程方可執行的行為是規則型；而知識型行為則是那些在規程中無明確規定需操縱員憑自己的認識和判斷來執行的行為。技能性、規則型、知識型的人之行為分類可以通過科學的測試方法來評價，其并非為本發明的精髓所在，因此不予以詳細描述。HCR方法根據試驗數據建立了人員的不響應概率與規定任務時間之間的半經驗公式，它近似地符合對數正態分布
權利要求
1.一種提高核電站安全的人機界面設計方法，包括以下步驟 步驟I :判斷操作失誤概率PSFhsi是否符合要求，所述PSFhsi=PSFdXPSFaXPSFp,其中PSFd為顯示畫面因子、PSFa為報警因子、PSFp為計算機化規程因子；所述符合要求的條件是PSFhsi<閾值THhsi :若不符合要求，則進行步驟2 ； 步驟2 :分別判斷PSFd、PSFA、PSFp是否符合要求，所述PSFd符合要求的條件是PSFD〈閾值THd，所述PSFa符合要求的條件是PSFa〈閾值THa，所述PSFp符合要求的條件是PSFP〈閾值THp ;若不符合要求，則進行步驟3 ； 步驟3 :根據PSFjP /或PSFa、和/或PSFp對設計進行調整。
2.如權利要求I所述的基于數字化人機界面的提高核電站安全設計的方法，其特征在于所述步驟3中，根據PSFd對設計進行調整的步驟進一步包括 步驟3-1-1，調整鏈接層級，使得從任意當前畫面中直進入目標畫面的點擊不超過3次。
3.如權利要求2所述的基于數字化人機界面的提高核電站安全設計的方法，其特征在于若所述步驟3-1-1調整后PSFd仍然不符合要求，則進行步驟 步驟3-1-2，調整畫面顏色、文字、圖標，使得畫面色調在75 85之間，飽和度在90 120之間，亮度在190 205之間。
4.如權利要求3所述的基于數字化人機界面的提高核電站安全設計的方法，其特征在于若所述步驟3-1-2調整后PSFd仍然不符合要求，則進行步驟 步驟3-1-3，調整畫面內容占比，使得畫面內容占畫面的比例不超過50% ； 步驟3-1-4，減少用戶需要調用的畫面次數。
5.如權利要求I所述的基于數字化人機界面的提高核電站安全設計的方法，其特征在于所述步驟3中，根據PSFa對設計進行調整的步驟進一步包括 步驟3-2-1，調整報警列表，對報警列表進行分類，為每一類中不同的報警信息設置不同的等級。
6.如權利要求5所述的基于數字化人機界面的提高核電站安全設計的方法，其特征在于若所述步驟3-2-1調整后PSFa仍然不符合要求，則進行步驟 步驟3-2-2，調整報警列表的復雜程度，將獨立報警組合成組合報警以減少報警確認時間。
7.如權利要求6所述的基于數字化人機界面的提高核電站安全設計的方法，其特征在于若所述步驟3-2-2調整后PSFa仍然不符合要求，則進行步驟 步驟3-2-3，調整報警與規程之間鏈接為直接鏈接。
8.如權利要求I所述的基于數字化人機界面的提高核電站安全設計的方法，其特征在于所述步驟3中，根據PSFp對設計進行調整的步驟進一步包括 步驟3-3-1，調整準確進入計算機化規程的點擊次數，使得從任一當前畫面中直接進入計算機化規程的點擊次數不超過3次。
9.如權利要求8所述的基于數字化人機界面的提高核電站安全設計的方法，其特征在于若所述步驟3-3-1調整后PSFp仍然不符合要求，則進行步驟 步驟3-3-2，在規程畫面中嵌入實時處理數據。
10.如權利要求9所述的基于數字化人機界面的提高核電站安全設計的方法，其特征在于若所述步驟3-3-2調整后PSFp仍然不符合要求，則進行步驟 步驟3-3-3，調整規程步驟設置的自動化程度； 步驟3-3-4，調整計算機化規程中的操作步驟使其易于跟蹤，以便有效避免操縱員遺漏操作步驟。
全文摘要
本發明提供一種提高核電站安全的人機界面設計方法，通過判斷操作失誤概率PSFHSI是否符合要求，若不符合要求則進一步判斷顯示畫面因子PSFD、報警因子PSFA、計算機化規程因子PSFP是否符合要求，若不符合要求則根據PSFD、PSFA、PSFP對人機界面的設計進行科學調整，提高了核電站操作的安全性，減少了誤操作的概率，加大了安全系數。
文檔編號G06F9/44GK102929598SQ201210361619
公開日2013年2月13日 申請日期2012年9月25日 優先權日2012年9月25日
發明者田秀峰, 姜興偉, 周彧, 俞光衛, 田暉 申請人:中國核電工程有限公司