人因安全管理（2篇范文）

第1篇 人因安全管理

1．人的可靠性分析与评价

人的可靠性分析(hra)是评价人的可靠性的各种方法的总称。人的可靠性是指使系统可靠或正常运转所必需的人的正确活动的概率。人的可靠性分析可作为一种设计方法，使系统中人为失误的概率减少到可接受的水平。人为失误的严重性是根据可能导致的后果来划分的，如损害系统的功能、降低安全性、增加费用等。在大型人一机系统中，人的可靠性分析常作为系统概率危险评价的一部分。

人的可靠性分析的定性分析主要包括人为失误隐患的辨识。辨识的基本工具是作业分析，这是一个反复分析的过程。通过观察、调查、谈话、失误记录等方式分析确定某一人一机系统中人的行为特性。在系统元素相互作用过程上，人为失误隐患包括不能执行系统要求的动作，不正确的操作行为(包括时间选择错误)，或者进行损害系统功能的操作。对系统进行的不正确输入可能与一个或多个操作形成因素(psfs)有关，如设备和工艺的操作不合理、培训不当、通讯联络不正确等。不正确的操作形成因素包括可导致错误的感觉、理解、判断、决策以及(或)控制失误。上述几种过程中的任何一个过程都能直接或间接地对系统产生不正确的输入。定性分析是人机学专家在设计或改进人一机系统时为减少人为失误的影响使用的基本方法。如上所述，定性分析也是人的可靠性分析方法中定量分析的基础。

人的可靠性分析的定量分析包括，评价与时间有关或无关的影响系统功能的人为失误概率(heps)，评价不同类型失误对系统功能的影响。这类评价是通过使用人的行为统计数据、人的行为模型以及与人的可靠性分析有关的其他分析方法来完成。对于复杂系统，人的可靠性分析工作最好由一个专家组来完成。专家组中包括有可靠性分析经验的人一机学专家、系统分析专家、有关工程技术人员、尤其是对分析对象非常熟悉的有关人员，让他们参与人的可靠性分析是非常必要的。

2．行为抽样技术

定量研究人的安全行为的状况和水平，通常采用行为抽样技术。这是一种高效、省时、经济，又具有一定的定量精确及合理性的行为研究方法。这种方法能定量地研究出工人操作过程中的失误状况和水平，即确切地测定出职工的失误率。行为抽样技术是通过对员工作业过程的抽样调查，了解操作者生产过程中的失误或差错状况，其目的是有效控制人的失误率。进行行为抽样要依据随机性、正态分布的概率统计学理论，以保证调查结果的客观真实性。

(1)安全行为抽样理论行为抽样技术是一种通过局部作业点或对有限量(时间或空间)的职工行为的抽样调查，从而判定全局或全体的安全行为水平，客观上讲是具有误差的调查方法，但其误差要符合研究的要求。为此，需要遵循一定的理论规律。这就是概率理论、正态分布和随机原理。概率理论是研究随机现象的，随机现象具有的特点对单次或个别试验是不确定的，但在大量重复试验中，却呈现出明显的规律性。人的一般行为都具有这样的特点，生产过程中的失误或不安全行为也具有这样的特点。为了使调查的数据是可靠的、准确的，在设计抽样的样本时，以正态分布理论为基础，其置信度和精确度都以正态分布的参数为基础。行为抽样要求随机地确定观测或调查的时间，随机地确定测定对象，而不能专门地安排和有意识的设计研究或调查的对象、时间和地点，随机确定的样本数据才具有客观合理性。

(2)安全行为抽样技术安全行为的抽样技术主要有如下步骤：将要调查或研究车间、工种或部门操作的不安全行为定义出来，并列出清单；根据已有的抽样结果或通过小量的试验观测，初步确定调查样本的不安全行为比例p值；确定抽样调查的总观测样本数n(有一数学公式)，其样本数取决于不安全行为比例水平，调查分析的精度；根据调查对象的工作规律，确定抽样时间，即确定每小时的调查观测次数和观测的具体时间(八小时上班内)；根据随机原则，确定观测的对象，即观测哪些职工或生产班组，一般可以根据调查的目的、要求，以及行业生产的特点，采用正规的随机抽样法，或按工种、业务或职工特性使用分层随机抽样法；通过进行所需次数的随机观测，将观测到的生产操作行为结果(安全和不安全行为)进行分类记录；测算出不安全行为的百分比(失误率)；每月第一周重复一次以上步骤的抽样调查；根据每次抽样调查获得的不安全行为比例数值，进行控制图管理；通过控制图的技术，分析生产一线工人的安全行为规律，并提出改进安全生产状况、预防失误导致事故的对策、措施和办法。

3．特种作业人员安全管理

《劳动法》第五十五条规定：从事特种作业的劳动者必须经过专门培训并取得特种作业资格。凡从事特种作业人员必须年满18周岁、初中以上文化程度、身体健康、无妨碍从事本工种作业的疾病和生理缺陷、并经过有资格的培训单位进行培训考核取得劳动部门核发的操作证。特种作业人员必须持证上岗，严禁无证操作。特种作业人员所有单位，须建立特种作业人员的管理档案。对违章操作的应视其情节给予相应的处分，并记入管理档案。离开特种作业岗位1年以上的特种作业人员，需重新进行安全技术考核，合格者方可从事原作业。退休(职)的特种作业人员，由所在单位收缴其操作证，并报发证部门注销。对于某些设备来讲，由于设备本身存在一定的危险性，如果发生事故，将机毁人亡，不仅对操作者本人，而且对他人和周围设施会造成严重损伤或破坏。因此对危险性较大的设备即特种设备应实行特殊管理。对特种设备必须制定安全操作规程、定期检查制度、维修保养管理制度、专人负责管理制度以及建立设备技术档案。特种设备不得长期超负荷带病运行，设备的安全防护装置必须保持完好，并能正确使用。除对特种设备进行严格检测检验，实行安全认证外，同时对操作人员进行严格的技能和安全技术培训。对特种作业人员必须进行定期的特种设备安全运行教育，增强其安全责任心，提高安全意识，做到精心使用、精心操作、精心维护。

4．安全行为“十大禁令”

第一条安全教育和岗位技术考核不合格者，严禁独立顶岗操作。

第二条不按规定着装或班前饮酒者，严禁进入生产岗位和施工现场。

第三条不戴好安全帽者，严禁进入生产装置和检修、施工现场。

第四条未办理安全作业票及不系安全带者，严禁高处作业。

第五条未办理安全作业票，严禁进入塔、容器、罐、油舱、反应器、下水井、电缆沟等有毒、有害、缺氧场所作业。

第六条未办理维修工作票，严禁拆卸停用的与系统联通的管道、机泵等设备。

第七条未办理电气作业“三票”，严禁电气施工作业。

第八条未办理施工破土工作票，严禁破土施工。

第九条机动设备或受压容器的安全附件和防护装置不齐全、不好用的，严禁启动使用。

第十条机动设备的转动部件，在运转中严禁擦洗或拆卸。

第2篇 核电厂人因及组织行政管理安全审查体系

摘要 定期安全审查（psr）是国际原子能机构（iaea）近年推广的一种新的核电厂安全审查方式，它强调系统性、全面性和关键性。人因安全因素（hf）、组织机构和行政管理安全因素（oa）是psr的重要组成部分，也是psr中审查难度较大的部分之一。其难点主要在于如何用有限的评审指标去刻画出最能表征人因、oa对核电厂安全运行最具影响的特征因子，建立起科学的、系统化的审查体系，且该体系还需具有较强的可操作性。基于上述认识，笔者建立了核电厂人因及组织行政管理安全审查体系，它包含安全目标与方针、人员配备与资格、组织机构与管理、配置控制、培训、职业健康、运行经验反馈、质量保证、人机接口、遵章守法等10类19个要素。同时介绍了其评审指标、审查内容、审查方法和程序等。该体系已应用于秦山核电厂。

关键词 人因 组织与管理 安全评审 核电厂

1、引言

20世纪50年代世界第一座商用核电厂投入运行以来，对核电厂安全的审查与监督便受到各核电站国家的高度重视。三里岛核电站事故和切尔诺贝利核电站事故之后，这种重视更是不断升级。各国的核管理当局和国际原子能机构（iaea）以及较晚（1989年）成立的世界核营运者协会（wano）分别建立了各种各样的常规和专门的安全审查制度，对世界核安全水平的提高促进极大。但同时实践和经验也表明，上述的各类审查一般不是综合性的，且较少考虑安全标准和运行实践的改善、核电厂老化的累积效应、运行经验反馈以及科学技术的发展。因此，为了全面了解核电厂的实际安全状况，确定必要的调整与改造，以使核电厂保持高度的安全性，iaea于20世纪末期推出了一种新的核电厂安全审查方式：定期安全审查（psr:periodic safety review）。psr是对核电厂安全状况的系统化全面审查，但它不是对常规审查和专门审查的替代而仅是其补充。对一个核电厂而言，自其运行开始，psr每十年进行一次，直至退役。iaea对psr提出的目标为：借助于对运行核电厂的综合性评价，按照当前安全标准和实践判断核电厂是否安全，是否有足够的措施以保证核电厂安全运行至下一个psr。目前psr的体系虽几经讨论但尚未最终定型。

我国国家核安全局于1999年也提出了psr的初稿，其将psr所涉及的得要安全方面划分为11个安全因素，如图1所示。

图1 psr体系及人因、组织和行政管理审查要素框图

国家核安全局要求秦山核电厂在国内开展首次psr，并对psr体系进行相关研究。应秦山核电厂的邀请，由南华大学、苏州热工研究所，中国核工业集团公司、国家核安全中心的教授、专家组成的项目组承担了人因、组织机构和行政管理两个安全因素的审查工作。

2 人因及组织行政管理安全审查的重要性与目的

2.1 审查的重要性

三里岛和切尔诺贝利核事故之后，人们已深刻认识到人的因素和组织管理对核电站安全运行的重要性。进一步的研究与实践表明，随着科技进步，系统设备（硬件和软件）可靠性不断提高，运行环境逐步改善。但作为核电厂人-机系统极其重要的一方的人，一方面，由于其生理、心理、社会、精神等特性，既存在一些内在弱点，使其行为具有多样性和可塑性以及难以控制性，另一方面，尽管系统的自动化程度提高了，但归根结底还要由人来控制操作，要由人来设计、制造、组织、管理、维修、训练，要由人来决策，因而人在系统中的作用不是削弱了，而是更加重要和突出了。人因贯穿于核电厂整个寿命周期，它影响着核电厂安全的各个方面，正如iaea在《安全文化》（75-insag-4）中所指出的那样：“除了人们往往称之为‘上帝的旨意’以外，核电厂发生的任何问题在某种程度上都来源于人因失误（human error）。然而人的才智在查出和消除潜在问题方面是十分有效的，这一点对安全有着积极影响”。因此，人因是psr必须评审的重要安全因素，人因安全因素（以下简称hf）评审是psr的重要组成部分。

在核电厂中，人是组织的成员，人的行为受到组织管理的支配；核电厂所有安全相关活动均是在电厂的组织管理机构控制下实施的。因此，组织机构和行政管理安全因素（organization and administration，下称oa）审查也是psr的重要组成部分。

2.2 审查的目的

对hf审查的目的是确定可能影响核电厂安全运行的各种人因要素的状态。

对oa审查的目的是确定电厂的组织和管理对电厂安全运行是否适宜。

3 审查的难点与策略

3.1 审查的难点

对核电厂人因及组织行政管理安全的综合评审是一项复杂任务，也是一项难度极大的任务。主要困难起源于人因的多样性、复杂性造成人因因素具有无限维特征与有限维评审指标之间的矛盾。必须通过反复的调研，充分利用系统科学和系统工程的理论与技术，辨识出最能表征人因、组织机构及行政管理因素对核电厂运行安全最具影响的特征因子，然后用有限的指标去刻画它，建立科学的、系统化的、具有可操作性的审性体系。

3.2 审查的策略

应用当前的安全标准对人因及组织行政管理因素进行审查，判断其是否符合现行的安全标准；如果符合，就总结其良好实践，肯定强项；如果存在不符合之处，则要进一步判断它是否会带来不可接受的风险，进而参考国际良好实践，提出相应的纠正行动建议。

4 审查内容

通过对人及组织行政管理安全因素的结构特征分析，考虑到要素间的相关性和交叉性，应用层次分析原理，笔者把oa划分为10类（见图1）。这10类因素中一共包含的19个要素和审查内容如下：

第ⅰ类：安全目标与方针

（1）确立运行目标和安全目标的机制：

①以目标为导向的运行管理机制；

②与工业界良好实践比较需要改进之处。

（2）安全优于生产的方针及其实施情况：

①制定电厂安全政策的运作机制；

②电厂安全政策的宣传与贯彻情况。

第ⅱ类：人员配备与资格

（3）维持核电厂运行的人员配备状况：

①有关人员配备的明文规定；

②各类人员配备现状；

③有关缺勤、倒班和加班限制的明文规定及执行情况。

（4）合格在岗人员可用情况：

①有关的明文规定；

②实际状态。

（5）人员选拔方法：

①有关人员招聘的明文规定（包含制度、选拔程序、评价方法等）及执行情况；

②有关人员上岗的明文规定（包含制度、选拔程序、评价方法等）及执行情况；

③有关人员在岗的明文规定及执行情况；

④有关人员提升、换岗的明文规定及执行情况；

⑤人员选拔所用方法（如知识、技能、适应性测试，专业性测试等）的科学性、可靠

性。

（6）各类员工的能力要求：

①电厂对运行、维修、技术和管理人员的资格要求和能力要求；

②现状。

（7）外聘人员的明文规定：

电厂对外聘人员的政策；

政策执行情况。

第ⅲ类：组织机构与管理

（8）组织机构与职责：

电厂组织机构；

内部接口；

每个岗位的职责和权限；

与外部支持组织、中核集团、国家核安全局的接口。

第ⅳ类：配置控制

（9）维持核电厂配置的机制及其文件：

维持的组织机构与管理；

变更控制状况；

文件控制状况；

维持的自我评价的有效性。

第ⅴ类：培训

（10）人员培训设施及组织管理：

培训的组织机构和管理；

培训设施（包括教员、软硬件）；

培训程度；

培训的实施及其成效。

（11）初次、再次和升级培训大纲：

初次、再次和升级培训大纲；

执行情况；

模拟机培训情况（包含其在培训中的比重和作用）。

（12）安全文化培训：

明文规定；

培训计划与内容；

培训实施情况；

应用情况。

第ⅵ类：职业健康

（13）职业健康导则：

电厂职业健康导则；

执行情况。

第ⅶ类：运行经验反馈

（14）运行经验反馈程度；

经验反馈组织机构和管理；

内部运行经验反馈程度；

内部运行经验反馈有效性。

（15）人误方面的运行经验反馈程度：

人因经验反馈程度；

人因经验反馈有效性。

第ⅷ类：质量保证

（16）质保大纲及定期质保监查：

质保大纲编审状况；

质保大纲执行状况；

质保部门监督有效性。

（17）质量保证记录制度：

记录机制的建立及其有效性评价；

记录内容的全面性、可检索性、可监查性评价。

第ⅸ类：人-机接口

（18）人-机接口：

控制室人-机界面评价与改进；

各人-机界面人员信息需求分析与评价；

各人-机界面人员工作负荷分析与评价。

第ⅹ类：遵章守法

（19）符合核安全部门要求：

国家核安全法规、导则；

技术规格书；

国家核安全局专项检查、评审要求。

5 审查要素的业绩目标和审查判据

依据psr“符合性审查”的本质与特征，以现行的国家核安全标准为主，同时参考国际标准及国际先进核电厂良好实践，建立了各审查要素的业绩目标和审查判据系统。

6 审查方法与程度

6.1 审查方法

针对人因安全要素、oa的基本特征，主要采用wano peer review的审查方法，对19个安全要素按类分别进行审查，并且与所确定的安全标准和良好实践相比较；对每一个要素的状态作出评价，找出审查范围内所有安全重要的强项与弱项；同时，还从整体上对hf和oa进行系统的综合性审查，充分考虑各要素

间的相互作用与影响，指出每一个弱项导致或可能导致的不良后果，得出产生每一个弱项的根本原因及相应的纠正措施建议。

6.2 审查工作程度

秦山核电厂人因oa审查的工作程度如图2所示。

图2 秦山核电厂因及组织行政管理安全审查工作程度

7 结束语

hf和oa是psr的重要组成部分，也是psr中评审难度最大的部分之一。难点主要是在于如何用有限的评审指标去刻画出最能表征人因、组织机构及行政管理因素对核电厂系统安全最具影响的特征因子，同时要使所建立的评审体系和程度具有较好的可操作性。笔者正是从这两方面作出了尝试，建立的审查体系已通过国家核安全局评审，秦山核电厂已采用该体系对人因及组织行政管理安全进行了审查。实践表明，该体系是成功的，能够满足我国核电厂psr的需求，同时能与国际同行接轨。