2013年--外文翻譯--虛擬核電站控制室的工程評估（譯文）

1、<p>　　7560漢字，4800單詞，25800英文字符</p><p>　　出處：Gatto L B S, Mól A C A, dos Santos I J A L, et al. Virtual simulation of a nuclear power plant's control room as a tool for ergonomic evaluation[J]. Pr

2、ogress in Nuclear Energy, 2013, 64: 8-15.</p><p>　　虛擬核電站控制室的工程評估</p><p>　　Leandro Barbosa S. Gatto a, Antônio Carlos A. Mól a,b,c, Isaac J.A. Luquetti dos Santos a,Carlos Alexandre F.

3、Jorge a,*, Ana Paula Legey c</p><p>　　a Comissão Nacional de Energia Nuclear, Instituto de Engenharia Nuclear, Rua Hélio de Almeida, 75, Cidade Universitária, Ilha do Fundão, P.O. Box 685

4、50, 21941-906 Rio de Janeiro,RJ, Brazil</p><p>　　b Instituto Nacional de Ciência e Tecnologia de Reatores Nucleares Inovadores/CNPq, Brazil</p><p>　　c Universidade Gama Filho, Rua Manoel Vi

5、torino, 553, 20740-900 Rio de Janeiro, RJ, Brazil</p><p><b>　　文章信息</b></p><p>　　Article history:</p><p>　　Received 31 August 2012</p><p>　　Received in revis

6、ed form</p><p>　　27 November 2012</p><p>　　Accepted 29 November 2012</p><p><b>　　Keywords:</b></p><p>　　Virtual simulation</p><p>　　Control roo

7、m</p><p>　　Nuclear power plant</p><p>　　Ergonomics evaluation</p><p>　　Postulated accidents</p><p><b>　　Licensing</b></p><p><b>　　摘要</

8、b></p><p>　　這項涉及到虛擬建模和其工效評估的壓水式反應堆核電站控制室的研究,目的是對操作者控制這樣一個透明的系統(tǒng)所花費的時間做一個專門的評估。核電站(NPP)的安全操作包括使用專業(yè)人士給出的指定程序作為國際標準。不過控制房間的環(huán)境中有著必須面對的復雜的特性和一系列操作國際標準沒有預測到的機制。所有這些必須考慮到對核電站控制房間的工效評估中。這項工作提出了通過重現(xiàn)一個游戲引擎平臺是用虛擬仿真技術(shù)

9、。在這個游戲引擎平臺里是一個真實的環(huán)境的虛擬，人們能夠操做和彼此交互。此項研究用來支持工程評估有足夠控制室的授權(quán)核電站。虛擬實驗結(jié)果非常類似于之前現(xiàn)實中的核電站控制室收集的（數(shù)據(jù)）,表明虛擬現(xiàn)實技術(shù)像是一種原型設計和評估的手段用于在執(zhí)行任何真實的干預前執(zhí)行此種干預。</p><p>　　2012愛思唯爾有限公司保留所有權(quán)利。</p><p><b>　　1 介紹</b&g

10、t;</p><p>　　被提出的這項利用虛擬仿真工作方案對于在核電站控制室內(nèi)操作任務的執(zhí)行的工效評估有幫助。隨著這些與現(xiàn)實環(huán)境相對應的模擬在一個高的精確度下成功，工效評估會首先展現(xiàn)在這些虛擬環(huán)境中。接下來的日子里，核電站控制室和控制臺的工效學評價的重要性開始被強調(diào)。</p><p>　　核電站的操作,或者一般情況下的工廠的操作都是在控制室中進行的?？刂剖沂锹殕T運行使工廠安全的操作的地方。

11、這些都是使工廠在正常條件下（運行）或者在發(fā)生一些異常情況下將它們（核電站核工廠）恢復正常的操作。對于核電站,這些條件是非常嚴格的,是因為考慮到那些沒有遇到過的異常情況的潛在有害的影響。</p><p>　　控制室存在的接口使得操作者能夠通過存在于整個控制室里的不同操作臺上的指示燈在線追蹤各種設備的情況。也有警報指示燈表明相應的存在在一個或多個子系統(tǒng)的模塊的異常情況。操作者們也能在任何時間通過制動器改變工廠的操作條

12、件。因此，控制室和控制臺必須有足夠的地方放下這些接口—指示器或者控制器。通過這種方式職員才能在正常條件下操作工廠的安全，很容易識別的所有變量和警報跡象和執(zhí)行控制操作。足夠的接口主要用于及時識別任何異常和對于不必要條件下的突發(fā)事件的適當操作。在嚴重的情況下,應該迅速關(guān)閉工廠。操作者能在控制室里執(zhí)行所有的這些情況。</p><p>　　三里島事故發(fā)生后(TMI), 國際原子能源機構(gòu)(IAEA)制定了在幾個國家中得以實

13、施的重要審查條例，著重關(guān)于核電站控制室設計。一個額外章節(jié)標明了在人因工程項目包括最終安全因素分析報告(FSAR)。</p><p>　　本章是基于標準的審查計劃NUREG 800(2001),它定義了九個領(lǐng)域人為因素評估(NUREG 711,711)。對于在人因工程項目的要求取決于人為因素的團隊的資格和經(jīng)驗,和人為輸入因素的數(shù)量。推薦以下元素組成這個項目，包括:操作經(jīng)驗審查功能需求分析、功能分配、任務分析、人員配

14、備資格、人的可靠性分析、人力系統(tǒng)接口設計、程序開發(fā)、培訓、人為因素驗證和驗證(NUREG 711,711)。在人因工程項目的貢獻是確保了操作員任務有明確規(guī)定,員工的數(shù)量,其能力和資格的完全程度,人為系統(tǒng)接口、程序和培訓后滿足工作需要的（能力）與人類的認知功能是一致的。最近美國核管理委員會(NUREG 700,700)開發(fā)了核電站數(shù)控室的國際標準。這國際標準被開發(fā)用來提供核電站控制室的審查指導,有一章致力于恒指元素，一節(jié)致力于特定的系統(tǒng)，

15、另一節(jié)專用的工作站和工作場所的設計。</p><p>　　工效學和人為因素研究領(lǐng)域找到了直接在設計或升級核或工業(yè)控制室的應用,旨在提高操作的安全性和可靠性。此研究領(lǐng)域涉及到了人類行為在操作試驗期間的評價，（這個評價）是依據(jù)分析操作員是否具有跟蹤變量的完整軌跡來檢測和正確識別異常操作條件并迅速采取行動以恢復正常的條件的能力（評價的）。基于這些評估指標，顯示器和控制器可以更充分地放置在控制臺和控制室里,同時考慮到控制

16、室內(nèi)的操作員在正常和不正常情況下的移動，控制臺也可以更好的確定自己的位置。基于工效學評估，控制臺和控制室上設計的任何事物都可以為了提高整體經(jīng)營條件而變化。 因為虛擬環(huán)境可以設計重現(xiàn)高視覺保真度的現(xiàn)實，虛擬現(xiàn)實(VR)技術(shù)找到為這個任務服務的的直接應用。因此,這些突發(fā)事件發(fā)生的評估可以在現(xiàn)實測試之前首先在虛擬環(huán)境中進行以及,在真實的測試之前,如果這些發(fā)生。假設技術(shù)再發(fā)展，真正的環(huán)境可能不會存在，這些都會發(fā)生在全新的控制室里。另外,

17、虛擬環(huán)境仿真已經(jīng)接近真實。在這種情況下,許多修改可以虛擬的執(zhí)行,直到實現(xiàn)所需的性能。然后,真正的環(huán)境可能會相應修改。</p><p>　　這頁描述了基于電腦游戲引擎的虛擬仿真平臺的使用，這個引擎是以教育和研究目的從而免費使用的。就像下一章描述的那樣重新利用這個平臺做仿真應用的前期工作已經(jīng)完成。當前頁面論述平臺的重復利用來重現(xiàn)一個現(xiàn)有的壓水反應堆(壓水式反應堆)NPP控制室,通過之前的工效評估在現(xiàn)實生活中的效果來展

18、現(xiàn)一個對比分析來評估相應的在虛擬環(huán)境中的效果。本文強調(diào)了虛擬現(xiàn)實技術(shù)在核工程領(lǐng)域應用使用。</p><p><b>　　2 相關(guān)工作</b></p><p>　　2.1 核電站的工效評估</p><p>　　如前所述,功效評估在大眾工廠運行中扮演著一個重要的角色。同時它也是專門為核電站服務的體系。讀者們可以對這種類型的研究有一個大概的了解通過

19、參考以下文獻(馬龍,1980;Hollnagel,1980;Rollenhagen et al .,1989;Pikaar,1990;福利et al .,1998;視野中時1999)。同時，一些國際標準也涉及到了這些事情，尤其是關(guān)于核電站。(IEC 964、964;IAEA-TECDOC 1989,1990;ANSI / ANS -3.5,1993;IEC 1227,IEC 1771、IEC 1772,1995;1993;1995;IA

20、EATECDOC812年,1995年,ISO 11064,11064)。</p><p>　　核研究所的Engenharia做了前期的研發(fā)(巴西核能委員會)下屬研究所處理了核電站控制室和控制臺的功效評估。更具體地說,研發(fā)處理了壓水式反應堆的工效評估。在對一篇論文（桑托斯2003年）其中一個案例研究評估時,由于考慮到操作期間人員的移動和任務的執(zhí)行，這項研究進行了深化。進一步的結(jié)果也發(fā)表在其他地方(桑托斯et al

21、.,2008)。這項研發(fā)用視頻在操作期間進行收集，和分析控制臺和接口充分與否。更具體地說,它可以用來驗證一個人能否自由的移動以便執(zhí)行任務，或者一個人有沒有被其他人擋住去路，或者一個人的視野有沒有被其他人擋住。同時,為每個任務所花費的時間會被測量和注冊。這一切的執(zhí)行都是考慮到一些預置的程序。</p><p>　　桑托斯(2003)建議使用更先進的技術(shù)來幫助這種類型的評估。目前的介紹確實是關(guān)于這些高級技術(shù)，利用虛擬現(xiàn)

22、實技術(shù)來驗證它可以幫助核電站控制室的功效評價到什么程度。</p><p>　　2.2 核虛擬仿真及相關(guān)工程領(lǐng)域</p><p>　　計算機技術(shù)已用于許多不同計算機應用程序,旨在計算機上模擬真實的環(huán)境,例如：培訓員工做任務。特別是虛擬現(xiàn)實技術(shù)已經(jīng)通過不同的方法用于類似的應用程序。虛擬現(xiàn)實技術(shù)已經(jīng)通過不同的方法應用于核電工程領(lǐng)域。應用的集中像在當前的紙的一份報道,可以引用其它研究集團一直在使用

23、虛擬現(xiàn)實技術(shù)模擬核電站的控制臺和控制室,結(jié)果報導在Drøivoldsmoet al。(2000),Drøivoldsmo和(2002),Nystad Sebok(2004),Sebok et al。(2004),Nystad和鏈(2006),等。(2006)、海和Naser(2006)和Markidis Rizwan-uddin(2006),為典型的例子。這些作品展示虛擬現(xiàn)實可以用于在重要領(lǐng)域的模擬和評估。重要領(lǐng)域包

24、括核能領(lǐng)域和工業(yè)控制臺和控制室的設計。</p><p>　　IEN的員工也在核工程領(lǐng)域使用虛擬現(xiàn)實技術(shù),主要在兩個研發(fā)線:(i)模擬壓水式反應堆核電站控制臺,(2) 模擬研究核電廠的評估人員所接受的劑量。。在書中章節(jié)(Aghina et al .,2011) 讀者可以找到之前應用的結(jié)果—,虛擬控制臺的研發(fā)。這篇論文(Aghina et al .,2012)給出了此項研發(fā)更深層次的細節(jié)。讀者還可以找到被引用在相關(guān)論

25、文中的第二個應用程序引用的結(jié)果，或在書一章(Jorgeetal ,2010),總結(jié)了他們。</p><p>　　3 壓水式反應堆核電站控制室模擬</p><p>　　本節(jié)描述在當前開發(fā)的案例研究工作。</p><p>　　3.1節(jié)描述了真正的以此項工作為基礎(chǔ)的壓水式反應堆核電站控制室，并描述了第一個實驗的進行。</p><p>　　3.2節(jié)

26、描述了虛擬仿真壓水堆核電站控制室的方法。</p><p>　　實驗和方法在以下進行了建模。這項工作比較分析了用之前的工效學評價進行的一個真正的壓水式反應堆核電站,和一個同樣基于之前的功效評估的虛擬仿真壓水式反應堆核電站。因此,接下來的步驟被列出:</p><p>　?。?）在評估下的壓水式反應堆核電站控制室的建模</p><p>　　這是一個基本階段,因為虛擬控制室

27、不得不在高視覺保真度下展現(xiàn)出與其對應真實。因此,正的壓水式反應堆核電站被建模了出來,不僅包括一般的建模,還包括工作人員和物理布局。之后的步驟很要,因為所有控制室尺寸和控制臺的位置必須出現(xiàn)在虛擬控制室里。</p><p>　?。?）基于之前技術(shù)的相應的虛擬控制室的發(fā)展</p><p>　　它遵循虛擬控制室發(fā)展的說明,包括一個簡短的說明(游戲使用的平臺引擎)和建模本身。</p>

28、<p>　　（3）事故的仿真和工效學評估的假設</p><p>　　接下來的模擬是非常詳細的建模,包括假設事故的建模,要緊隨其后的用戶模擬,然后模擬本身。</p><p>　　3.1 真正的壓水式反應堆核電站控制室</p><p>　　基于相互通信的真正的壓水式反應堆核電站控制室對，如前所述,這是壓水式反應堆核電站的主控制室。</p><

29、;p>　　3.1.1 一般建模</p><p>　　（1） 壓水式反應堆核電站主要控制室使以下任務能夠執(zhí)行:</p><p>　　1. 監(jiān)視和控制壓水式反應堆核電站</p><p>　　2. 識別影響安全的擾動</p><p>　　3. 采取措施保持壓水式反應堆NPP安全狀況</p><p>　　4. 檢測事故和

30、采取措施停止壓水式反應堆核電站</p><p>　?。?） 在控制區(qū)域的操作員運行以下任務:</p><p>　　1. 監(jiān)控操作任務的序列和預定功能進行比較</p><p>　　2. 驗證個體功能和與其他系統(tǒng)的關(guān)系</p><p>　　3. 過程的監(jiān)控變量代表</p><p>　　4. 當偏離預設值時設置變量的值<

31、;/p><p>　　5. 通過測量指示器和電腦屏幕監(jiān)控過程</p><p>　　6. 通過控制行動調(diào)整過程</p><p>　　圖1顯示了一個每個模塊都有相應的標簽的壓水式反應堆核電站控制室,</p><p>　　CWA:主要控制控制臺 CWB:輔助控制臺</p><p>　　CWF:核心監(jiān)控

32、 CWG:通風</p><p>　　CWH:核心儀器 CWJ:反應堆保護</p><p>　　CWK:隔離的焦點 CWL:安全系統(tǒng)</p><p>　　CWM:主要輔助系統(tǒng) CWN:個人控制</p>

33、<p>　　CWP:二次系統(tǒng) CWQ:電力系統(tǒng)</p><p>　　CWZ:預備役 STV:系統(tǒng)的變量的趨勢</p><p>　　SAC:電腦報警系統(tǒng)</p><p><b>　　圖1</b></p><p>　?。?） 主

34、控制室包括的主要區(qū)域:</p><p><b>　　1. 主要控制區(qū)域</b></p><p><b>　　2. 輔助控制區(qū)域</b></p><p><b>　　3. 通信領(lǐng)域</b></p><p>　　4. 數(shù)據(jù)采集區(qū)域(通過過程電腦獲得數(shù)據(jù))</p>&l

35、t;p><b>　　5. 文檔區(qū)域</b></p><p><b>　　6. 設施區(qū)域</b></p><p><b>　　7.隔離區(qū)域</b></p><p>　　3.1.2 在壓水式反應堆核電站控制室的人員操作</p><p>　　接下來的在壓水式反應堆核電站控制室的

36、人員操作:</p><p><b>　　1. 輪值主管</b></p><p><b>　　2. 輪值領(lǐng)班</b></p><p>　　3. 反應器主要操作 </p><p>　　4. 反應器輔助操作 </p><p><b>　　5. 輔助面板操作</b&g

37、t;</p><p>　　3.1.3 控制室布局</p><p>　　首先分析了壓水式反應堆核電站控制室照的照片，包括它的主要視圖,在這個意義上這些視圖對于工效學評價很重要,虛擬建模的也很重要。</p><p>　　3.2 對應的虛擬壓水式反應堆核電站控制室</p><p>　　接下來在相應的虛擬環(huán)境中建立壓水式反應堆的核電站控制臺。首先給出

38、游戲引擎的簡要使用說明,然后建立虛擬模型。</p><p>　　3.2.1 戲引擎的重用</p><p>　　這其中的方法可以用于虛擬仿真,游戲引擎已經(jīng)用來重做應用程序很多年了(劉易斯和雅各布森,2002;Rosembloom,2002;Zyda,2007;Trenholme和史密斯,2008)。這是他們的原因這就是為什么他們已經(jīng)在虛擬仿真系統(tǒng)中嵌入了很多有趣的特征的原因。</p&g

39、t;<p>　　由于良好的動態(tài)圖形渲染、物理表示和多用戶的模擬能力。因此，研究人員從一開始就不擔心基于電腦平臺的虛擬仿真的研發(fā)會變成一份困難而且耗時的工作。為了領(lǐng)航虛擬現(xiàn)實的游戲，電腦游戲在這方面有了很好的發(fā)展。</p><p>　　多用戶容量使許多用戶一起參與到一個給定的模擬中,他們相互看到相互干預。物理表示意味著虛擬人物和虛擬環(huán)境，虛擬人物和虛擬人物之間的引力效應和碰撞。反過來,在當前的工作中,

40、是很重要的是模擬用戶在很擁擠的情況下在控制室的運動。</p><p>　　在眾多不同種類的游戲開發(fā)平臺中，我們的員工因為嚴謹?shù)膽靡蠖褂昧薝nreal游戲引擎，與此同時我們的員工開始進行此種類型的研發(fā)。游戲平臺對于學術(shù)和研究應用程序都是免費的。</p><p>　　3.2.2 壓水式反應堆核電站控制室的建模</p><p>　　建模使用了各種各樣的數(shù)據(jù)源,包括現(xiàn)

41、有技術(shù)文獻和最終安全分析報告(FSAR)。主要的信息來源來自FSAR的第18章。本章提出了控制室設備的設計,并且特別強調(diào)要考慮到人體工程學尺寸。十八章提出了主控制的設計相關(guān)的信息，描繪了主控制室和控制臺和面板的尺寸和布局的數(shù)據(jù)。其中控制室顯示了控制臺和面板和操作人員的位置。建筑設計也由導入到游戲引擎的虛擬環(huán)境下CAD軟件幫助完成。名叫UnrealEd的模擬編輯器構(gòu)建的環(huán)境模型同樣導入到CAD軟件中。這樣,建筑和其他位置幾乎都可以根據(jù)真實

42、環(huán)境的測量參數(shù)或設計圖紙進行建模。鑒于這些數(shù)據(jù),壓水式反應堆核電站控制室建模。圖2顯示了其在UnrealEd建模。建模后,用戶可以通過虛擬環(huán)境進行瀏覽。如圖3所示。</p><p>　　3.3 假設事故評估</p><p>　　當壓水式反應堆核電站被建模都,這個虛擬環(huán)境應該在人體工程學的角度進行評估仿真,和之前真正的壓水式反應堆核電站的仿真分析進行對比。</p><p&

43、gt;　　核工業(yè)開始強調(diào)應急操作程序(EOPs)的重要性，這是一種有效的方法來應對緊急事件。操作員通過安全功能程序來診斷的事故性質(zhì)和事故類型。操作者使用適當?shù)膽辈僮鞒绦蛱幚硪炎R別的事故,所以他們可以進行相應的方式減輕損失。比如蒸發(fā)管破裂(SGTR)和冷卻事故損失(軌跡)這類的假設事故例子都是最佳設計基準事故。</p><p>　　為了這個目的,一個被命名為“冷卻劑喪失”(軌跡)假象事故可以被推測出來。事故的選擇

44、是基于兩個原則:巴西的操作員經(jīng)常訓練如何使冷卻劑喪失事故這樣的事故回復的最好 (ORPs)冷卻劑喪失事故在壓水反應堆緊急事故中最具代表性的類型。</p><p>　　冷卻劑缺失通常發(fā)生在蒸汽發(fā)生器或加壓器,主要根據(jù)其破裂區(qū)進行分類，冷卻劑的缺失會影響對壓力測量、冷卻劑存量和容器溫度測量。這項工作是選擇一個小破裂進行模擬。這個類型的小破裂是計量范圍為9e109。破裂區(qū)域在30平方厘米左右, 根據(jù)卡瓦略定律人工操作需

45、要考慮下列條件：</p><p>　　1. 所有系統(tǒng)正常運行</p><p><b>　　2. 沒有緊急電源</b></p><p>　　3. 所有余熱去除系統(tǒng)運作正常</p><p><b>　　圖2</b></p><p>　　3.3.1 消除假設事故的操作過程<

46、/p><p>　　根據(jù)卡瓦略et al。(2009)和奧里維拉(2001)的手工操作過程1. 行動1:30分鐘后驗證工廠狀態(tài)(自動完成)</p><p>　　2. 行動2:驗證核電站應急電源供應</p><p>　　3. 行動4:驗證冷卻劑事故發(fā)生后增壓器的運轉(zhuǎn)</p><p>　　4. 行動6:驗證主輸出溫度低于160 度,蒸汽壓低于4帕斯卡

47、</p><p>　　5. 行動7: 因為小型冷卻劑事故的發(fā)生，驗證余熱排出泵是否運行，如果運行則壓力在9帕斯卡以下</p><p>　　6. 行動16:驗證冷卻劑事故通道增壓</p><p>　　7. 行動18:驗證調(diào)壓槽水位低于2.28米</p><p>　　8. 行動19:一些工廠保護信號再次打開</p><p>

48、;　　- JR41：特別硼化系統(tǒng)開始信號 - JR42：特別硼化系統(tǒng)打開信號 </p><p>　　- JR43：主冷卻系統(tǒng)的隔離信號 - JR44：反應堆冷卻泵關(guān)閉信號</p><p>　　9. 行動20:執(zhí)行增壓器增壓操作，切斷特別硼化系統(tǒng)(JDH)</p><p>　　10. 行動21:驗證等級為s的報警被激活</p>&

49、lt;p>　　11. 行動24:執(zhí)行停止增壓器操作，關(guān)掉反應堆冷卻泵</p><p>　　12. 行動22:通過打開下列信號打開反應堆保護系統(tǒng)的安全冷卻信號：</p><p>　　- JR23:音量控制系統(tǒng)的隔離信號 - JR31:信號準備緊急冷卻</p><p>　　- JR32:淹沒信號- JR34:高壓注入啟動信號</p><

50、;p>　　- JR95:PE / PJ系統(tǒng)啟動信號</p><p>　　13. 行動25:驗證核電站是否有應急電源</p><p>　　14. 行動27:執(zhí)行操作打開余熱去除泵</p><p>　　15. 行動28 a: 執(zhí)行操作關(guān)閉第一安全噴油泵</p><p>　　16. 行動28 b: 執(zhí)行操作關(guān)閉第二安全噴油泵</p>

51、;<p>　　17. 行動28 c: 執(zhí)行操作關(guān)閉第三安全噴油泵</p><p>　　18. 行動28 d：執(zhí)行操作通過非凡硼化系統(tǒng)（JDH）增加增壓器等級</p><p>　　19. 行動28 e: 執(zhí)行操作中斷加壓器等級增加，斷開非凡硼化系統(tǒng)（JDH）</p><p>　　20. 行動28 f: 執(zhí)行操作關(guān)閉第四安全噴油泵</p>&

52、lt;p><b>　　圖3</b></p><p>　　3.3.2 模擬事故描述</p><p>　　此段詳細地描述了模擬事故。其中的行動都由操作員化身的虛擬人員在虛擬環(huán)境中進行。仿真涉及到三個工作人員:主管一級操作員和二級操作員。首先主管在虛擬環(huán)境中不需要移動（真實壓水堆核電站控制室模型),而是坐著和其他兩個操作員進行交談,請他們核實變量值和執(zhí)行操作來消除事故

53、。一級和二級運營商不得不穿梭在虛擬環(huán)境中來監(jiān)控變量的值和執(zhí)行各自的操作。地圖顯示了每個人在仿真開始時呆的地方，并且反應了他們要去哪里。這兩個操作員除了在虛擬環(huán)境中穿梭還必須回答上司的問題。</p><p>　　3.3.3 運行時間估計</p><p>　　每個任務的運行時間估計是指在基于認知模型自適應控制規(guī)則(ACT-R) 4.0, (Oliveira, 2001; Oliveira et

54、 al.2002)控制下在壓水式反應堆核電站控制室之間的不同位置進行行動的時間。</p><p>　　這種認知模型最初由安德森(1993)提出，之后,用戶手冊可提供實際應用(Lebiere,1998)。它的運行時間的如下所示：</p><p>　　時間標注“T1”是指經(jīng)過面板之間的時間。</p><p>　　t1b:公告和左輔助面板之間時間為11.0 s</p

55、><p>　　t1c:公告和右輔助面板之間時間為12.0 s</p><p>　　t1d:公告和中央輔助面板之間時間為15.0 s</p><p>　　t2:對顯示器,寄存器目測時間為 1.2 s</p><p>　　t4:選擇(打開/關(guān)閉等)的時間為 0.3 s</p><p>　　t9:控制行動(移動手臂和控制操作)的

56、時間為0.9 s</p><p>　　t10:大聲講話和理解的時間為0.3 s</p><p>　　t11:大聲講話(包括疊加價值和條件)為3.0 s</p><p>　　tmem:打開一個反應堆保護系統(tǒng)的內(nèi)存的時間為10.0s</p><p>　　在當前的模擬下主控制臺包括9個領(lǐng)域。但這些位置相應的時間常數(shù)不能通過參考獲得?？紤]到這些元素的

57、長度估計它們的時間如下:</p><p>　　1. 從區(qū)域1移動到區(qū)域2的時間為1.4s</p><p>　　2. 從區(qū)域1移動到區(qū)域5的時間為5.6s</p><p>　　3. 從區(qū)域1移動到區(qū)域6的時間為7.0s</p><p>　　4. 從區(qū)域2移動到區(qū)域6的時間為5.6s</p><p>　　3.3.4 假設小

58、破裂導致的冷卻劑缺失事故的記錄</p><p>　　一旦用戶熟悉是用虛擬環(huán)境,測試就能按照預設的劇本展現(xiàn)出來。仿真會被記錄成視頻文件以便日后分析分析。記錄分部分進行一段時間進行一個動作?？偣灿形鍌€模擬記錄。電腦屏幕出現(xiàn)三個視圖記錄:對于整個模擬影像來說主管和兩個操作員(一級和二級)結(jié)合在一個電腦屏幕里。如圖4所示。在錄像期間,運行時間與前者的結(jié)果進行比較。每個虛擬人物的運行時間(以秒為單位)通過左邊底部的時間進行

59、顯示(參見圖4)。</p><p><b>　　4 結(jié)果</b></p><p>　　表1顯示了所有模擬的運行時間、平均模擬運行時間、腳本運行時間的結(jié)果的進行比較分析每個活動的運行時間被表示出來。</p><p>　　相對之前的結(jié)果,每個任務的運行時間增加了計算總操作的運行時間,除了行動2—— 一級二級操作員同時離開自己的位置去公告欄。在這種

60、情況下,只有一級和二級操作員的運行時間增加。</p><p>　　所有模擬的運行時間都低于之前得到的結(jié)果。模擬運行時間t1低是因為加壓水冷卻反應堆核電站控制室的尺寸是估計的。它的建筑設計是找不到的，而虛擬環(huán)境也只是通過控制室的照片進行建模的。任務執(zhí)行的運行時間(t2,t4,t9和tmem)受到了影響，因為虛擬人物沒有能力移動身體的每一部分來執(zhí)行任務（頭和手臂），它只能進行走路。因此,在任務期間虛擬人物只能站在相應

61、任務的位置前面。</p><p>　　反過來,表2顯示了只考慮平均仿真運行時間和以前結(jié)果的比較分析。相對誤差也同樣顯示出來。相對原可用的結(jié)果得到了這個誤差。</p><p><b>　　圖4</b></p><p>　　根據(jù)表2,下列操作導致高誤差:</p><p>　　行動24:20.34%</p>&l

62、t;p>　　行動27:17.23%</p><p>　　行動4:14.73%</p><p>　　這些誤差的原因解釋如下</p><p>　　1 行動24: 停止加壓 ，斷開非凡硼酸化系統(tǒng)的噴霧（JDH），以及關(guān)閉附加硼化泵。</p><p>　　原因:就像應經(jīng)解釋的那樣,虛擬人物的移動式受限制的,所以它不能移動它的手臂執(zhí)行關(guān)閉附加硼化

63、泵。只能站在位置前面，導致了運行時間變短。</p><p>　　2 行動27:執(zhí)行操作打開余熱去除泵。</p><p>　　原因:與以前一樣，虛擬人物是不能移動它的手臂執(zhí)行任務。</p><p>　　3 行動4:通過加壓器驗證冷卻劑缺失。</p><p>　　原因:虛擬人物只能站在相應位置的面前導致運行時間變短。</p><

64、;p>　　表1 表2</p><p><b>　　5 總結(jié)</b></p><p>　　本研究涉及到壓水式反應堆核電站控制室的虛擬建模和工效評估,目標是對操作此類安全系統(tǒng)所花費的時間進行評估。一般來說,操作員研究人物模型的研究的焦點是解決問題的策略。這種策略的關(guān)鍵不是解決問題的有效時

65、間而是清除影響控制的因素。操作員及時活動和有效時間是活動能否成功的關(guān)鍵。很少有問題需要操作員快速跟蹤程序并且明白工廠隨時隨地的變化。在某些情況下，由于復雜的工作特性，已經(jīng)準備好的計劃和程序不符合動態(tài)操作員認知的動力需要,會讓操作員的控制任務遇到了不必要的困難。</p><p>　　這適用于許多不同的領(lǐng)域,像工業(yè)、軍事行動、交通等。我們得到的結(jié)果表明游戲引擎是一個很好的建模的工具來建立控制室，資源搜索量小。對于虛擬

66、環(huán)境的建模UnrealEd、游戲引擎編輯器是一個很好的工具。此外,由于游戲引擎的多用戶容量，相互交會的能力和身體表達的顯示，對于動態(tài)虛擬仿真控制室操作程序來說，游戲引擎成為了一個好的游戲引擎工具。操作員的活動運行時間和參考時間的比較說明在場景假設事故中Unreal游戲引擎是一個用來測量操作員活動有效時間的有效工具。</p><p><b>　　參考</b></p><p&

67、gt;　　Aghina, M.A.C., Mól, A.C.A., Jorge, C.A.F., Espírito Santo, A.C., Freitas, V.G.G.,Lapa, C.M.F., Landau, L., Cunha, G.G., 2011. Virtual control desks for nuclearpower plants. In: Tsekov, P. (Ed.), Nuclear P

68、ower e Control, Reliability and Human Factors. InTech, Rijeka, Croatia, pp. 393-406.</p><p>　　Aghina, M.A.C.,Mól,A.C.A.,Jorge,C.A.F.,Freitas,V.G.G.,Pereira,C.M.N.A.,Lapa, C.M.F., Nomiya, D.V., Cunha, G.

69、G., Landau, L., 2012. Non-conventional interfaces for human-system interaction in nuclear plants’ virtual simulations. Progress in Nuclear Energy 59, 33-43.</p><p>　　American National Standards Institute, 19

70、93. ANSI/ANS-3.5: Nuclear Power PlantsSimulators for Use in Operators Training and Examinations.</p><p>　　Anderson, J.R., 1993. Rules of the Mind. Lawrence Erlbaum Associates, Inc., NewJersey.</p><

71、;p>　　Carvalho, P.V.R., Oliveira, M.V., Luquetti dos santos, I.J.A., 2009. A computerized toolto evaluate the cognitive compatibility of the emergency operational procedures task flow. Progress in Nuclear Energy 51 (3)

72、, 409-419.</p><p>　　Drøivoldsmo, A., Louka, M.N., 2002. Virtual reality tools for testing control room concepts. In: Liptak, B.G. (Ed.), Instrument Engineer’s Handbook: Process Software and Digital Netw

73、orks, third ed. CRC Press.</p><p>　　Drøivoldsmo, A., Helgar, S., Nystad, E., Johnsen, T., Louka, M.N., Seregi, L., 2000.Verification of Workplace Design Guidelines for the Control Room: Can VirtualReali

74、ty Replace the Physical Mock-up? OECD Halden Reactor Project, Halden,Norway. Available online at: http://www2.hrp.no/vr/publications/nfe2000.pdf.</p><p>　　EpicGames. UnrealEngine2 Runtime Demo Version End-us

75、er License Agreement,http://udn.epicgames.com/Two/UnrealEngine2RuntimeEULA.html.</p><p>　　Feher, M.P., 1999. Application of human factors to the Candu 6 control room upgrade. In: IAEA Workshop Specialists’ M

76、eeting on Approaches for the 171 Integration of Human Factors into the Upgrading and Refurbishment of control rooms, Halden, Norway.</p><p>　　Foley, J.D., Wallace, V.L., Chan, P., 1998. Human Computer Intera

77、ction. Prentice-Hall.</p><p>　　Hanes, L.F., Naser, J., 2006. Use of 2.5D and 3D Technology to Evaluate Control Room Upgrades. The American Nuclear Society Winter Meeting & Nuclear Technology Expo, Albuqu

78、erque, NM. 12e16 November.</p><p>　　Hollnagel, E., 1985. A Survey of Man-machine System Evaluation Methods. Technical Report. Halden Reactor Project Organisation for Economic Cooperation and Development.<

79、/p><p>　　International Atomic Energy Agency, 1995. IAEA-TECDOC 812: Control Room Systems Design for Nuclear Power Plants.</p><p>　　International Atomic Energy Agency, 1990. IAEA-TECDOC 565: Control

80、 Rooms and Man-machine Interface in Nuclear Power Plants.</p><p>　　International Electrotechnical Commission, 1993. IEC 1227: Nuclear Power Plants Control Rooms-Operator Controls.</p><p>　　Inter

81、national Electrotechnical Commission, 1995. IEC 1771: Nuclear Power Plants-Main Control Room e Verification and Validation of Design.</p><p>　　International Electrotechnical Commission, 1995. IEC 1772: Nucle

82、ar Power Plants-Main Control Room e Application of Visual Display Units.</p><p>　　International Electrotechnical Commission, 1989. IEC 964: Design of Control Rooms for Nuclear Power Plants.</p><p&

83、gt;　　International Organization for Standardization, 2000. ISO 11064: Design of Control Centers e Part 1: Principles for the Design of Control Centers.</p><p>　　Jorge, C.A.F., Mól, A.C.A., Couto, P.M.,

84、Pereira, C.M.N.A., 2010. Nuclear plants and emergency virtual simulations based on a low-cost engine reuse. In: Tsekov, P.V.(Ed.), Nuclear Power. InTech, Rijeka, Croatia, pp. 367e388.</p><p>　　Lebiere, C., 1

85、998. ACT-R 4.0 e A User’s Manual, Department of Psychology. Carneggie Mellon University. Available online at: http://act-r.psy.cmu.edu/older/ ACT-R_4.0/release/manual.doc.</p><p>　　Lewis, M., Jacobson, J., 2

86、002. “Introduction”, Communications of the ACM (CACM-Special Issue ‘Game Engines in Scientific Research’, vol. 45 1, pp. 27e31.</p><p>　　Louka, M.N., Gustavsen, M.A., Edvarsen, S.T., 2006. Using Virtual Real

87、ity to Support Multi-participant Human-centered Design Processes for Control Room Design. Report number IFE/HR/E-2006/017. OECD Halden Reactor Project, Institute for Energy Technology. Available online at: http://www.ife

88、.no/publications/2006/ mto/publication.2006-09-14.9724524432/fss_download/Attachmentfile.</p><p>　　Malone, T.B., 1980. Human Factors of Control Room Design and Operator Performance at Three Mile Island, Wash

89、ington, USA.</p><p>　　Markidis, S., Rizwan-uddin, 2006. A Virtual Control Room with an Embedded, Interactive Nuclear Reactor Simulator. The American Nuclear Society Winter Meeting & Nuclear Technology Ex

90、po, Albuquerque, NM. 12e16 November.</p><p>　　Mól, A.C.A., Pereira, C.M.N.A., Freitas, V.G.G., Jorge, C.A.F., 2010. Radiation dose rate map interpolation in nuclear plants using neural networks and virt

91、ual reality techniques. Annals of Nuclear Energy 38 (2e3), 705e712.</p><p>　　U. S. Nuclear Regulatory Commission, 2002. NUREG 711, Revision 1: Human Factors Engineering Program Review Model.</p><p

92、>　　Nystad, E., Sebok, A., 2004. A comparison of two presence measures based on experimental results. In: 7th Annual International Workshop Presence 2004, Valencia, Spain, 13_15 October. Available online at: http://www

93、.ife.no/ publications/2007/mto/publication.2007-10-08.7911809332/fss_download/Atta chmentfile.</p><p>　　Nystad, E., Strand, S., 2006. Using virtual reality technology to include field operators in simulation

94、 and training. In: 27th Annual Canadian Nuclear Society Conference and 30th CNS/CNA Student Conference, Toronto, Canada, 11 to 14 June.</p><p>　　Oliveira, M.V., 2001. Modelagem Cognitiva de Operadores de Usi

95、nas Nucleares. Internal Report 40/01. Instituto de Engenharia Nuclear, Rio de Janeiro.</p><p>　　Oliveira, M.V., Carvalho, P.V.R., Santos, I.J.A.L., Soares, P.P.M., 2002. Análise de carga de trabalho cog

96、nitiva de operadores de Angra II em acidentes postulados. In: 2002 International Nuclear Atlantic Conference, Rio de Janeiro.</p><p>　　Pikaar, R.N., 1990. Ergonomics in control room design. Ergonomics 33 (5)

97、, 589-600.</p><p>　　Rollenhagen, C., Jacobsson, L., Vattenfall, A., 1989. Control Rooms Systems Evaluation of Outage. International Atomic Energy Agency, 1989.</p><p>　　Rosembloom, A., 2003. “In

98、troduction”, Communications of the ACM (CACM)-Special Issue ‘A Game Experience in Every Application’, vol. 46 7. 28e31.</p><p>　　Santos, I.J.A.L., 2003. Ergonomics in the Licensing and Evaluation of Nuclear

99、Control Rooms (in Portuguese), D.Sc. thesis, Product Engineering, Universidade Federal do Rio de Janeiro, Advisor: Vidal, M.C.R.</p><p>　　Santos, I.J.A.L., Teixeira, D.V., Ferraz, F.T., Carvalho, P.V.R., 200

100、8. The use of a simulator to include human factors issues in the interface design of a nuclear power plant control room. Journal of Loss Prevention in the Process Industries 21 (3), 227-238.</p><p>　　Sebok,

101、A., Nystad, E., Helgar, S., 2004. Navigation in desktop virtual environments: an evaluation and recommendations for supporting usability. Virtual Reality 8(1), 26-40. Available online at: http://www.ife.no/publications/2

102、007/mto/ publication.2007-10-08.3689162145/fss_download/Attachmentfiles.</p><p>　　Trenholme, D., Smith, S.P., 2008. Computer game engines for developing firstperson virtual environments. Virtual Reality 12 (

103、3), 181-187. U. S. Nuclear Regulatory Commission, 2001. NUREG 800, Revision 2: Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants.</p><p>　　U. S. Nuclear Regulatory Commi

104、ssion, 2002. NUREG 700, Revision 2: Human System Interface Design Review Guideline. Zyda, M., 2007. “Introduction”, Communications of the ACM (CACM)-Special Issue ‘Creating a Science of Games’, vol. 50 7, pp. 26-29.</

105、p><p>　　U. S. Nuclear Regulatory Commission, 2002. NUREG 700, Revision 2: Human System Interface Design Review Guideline.</p><p>　　Zyda, M., 2007. “Introduction”, Communications of the ACM (CACM)-S