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World File Search System切尔诺贝利核电站
基于眨眼率、PERCLOS 和鼠标速度检测核电站主控室操作员疲劳
摘要：疲劳影响核电站主控室（MCR）操作人员的安全运行。准确、快速地检测操作人员的疲劳状态对安全运行具有重要意义。本研究旨在探索一种利用操作人员眨眼频率、特定时间内闭合的帧数（PERCLOS）趋势和鼠标速度变化来检测操作人员疲劳的方法。在模拟操作的实验任务中，采用基于逆协方差的Toeplitz聚类方法（TICC）对非侵入式技术捕获的相关数据进行疲劳等级判定。根据判定结果，对数据样本赋予标记的疲劳等级。然后，利用监督学习技术对不同等级的疲劳样本数据进行识别。采用监督学习对操作人员不同疲劳程度进行分类。根据监督学习算法在不同时间窗口（20 s–60 s）、不同时间步长（10 s–50 s）和不同特征集（眼睛、鼠标、眼睛加鼠标）的分类性能表明，K最近邻（KNN）在上述多个指标的组合中表现最佳。其准确率为91.83％。所提出的技术可以在10秒内实时检测操作员的疲劳程度。
福岛第一核电站的红外辐射温度测量 - 防卫省/自卫队
3月20日（星期日）进行了第二次红外测量。测量结果将开始在该部的网站上公布。 防灾本部会议结束后，首席技术官向总理报告了第二次测量结果。
欣克利角 C 核电站首个项目汇聚点
执行总结本报告摘要概述了NNB Generation Company（NNB Genco）核监管办公室（ONR）的评估，限于Hinkley Point C项目的建设阶段的准备。这是一系列项目融合点的第一个，在该点上，ONR将记录其对NNB Genco的绩效的判断，作为Hinkley Point C的许可人，并准备进入项目的下一个阶段。应注意的是，第一个项目融合点是在ONR和NNB Genco之间达成协议开始之前引入的，目的是行使被许可人和监管程序。因此，它不允许或限制NNB Genco和Hinkley Point C. ONR对NNB Genco的进度的判断，这取决于自2012年12月授予Hinkley Point C核场所许可以来进行的干预和评估，包括评估Hinkley Point C核场地C核场地C核场所安全计划和结构前的安全报告。本报告总结了有关以下主题的四个单独的“基石”报告：安全性，保障措施和常规（非核）安全性； 设计和安全案例； 许可条件合规性； 组织能力。以下各节总结了Hinkley Point C项目中的关键发展，因为许可，以及ONR对上述主题的评估以及总体结论和建议所引起的事项。还包括ONR对收敛过程本身的观察。
人机界面 ARIMA 模型评估...
操作员态势感知 (SA) 对于确保任何工业设施安全运行至关重要，对于核电站 (NPP) 更是如此。核电站工业事故（按国际原子能机构 (IAEA) 国际核事件分级表 (INES) [ 1 ] 中 1（异常）至 7（重大事故）的严重程度等级升序排列）包括以下案例：加拿大乔克河国家研究反应堆 (NRX) (INES-5) — 控制室控制棒状态指示灯错误、机械故障以及控制室人员沟通不畅等多重故障导致安全关闭棒库意外拔出，造成反应堆功率在 5 秒内失控超过反应堆设计极限的四倍，导致 1952 年 12 月 12 日发生严重堆芯损坏；美国三哩岛核事故（INES-5）——设计不良、模糊的控制室指示器导致操作员失误，影响了紧急冷却水供应，导致 1979 年 3 月 28 日三哩岛 2 号机组 (TMI-2) 反应堆堆芯安全壳部分熔毁；苏联切尔诺贝利事故（INES-7）——人为因素和固有设计缺陷导致 4 号机组于 1986 年 4 月 26 日发生灾难性爆炸并释放放射性物质。从事故后报告 [ 2 – 4 ] 中可以看出，关键事故前兆包括：(1) 由于传统人机界面 (HMI) 设计中的人为因素相关缺陷导致态势感知能力下降；(2) 常态化、偏差化，导致核安全文化松懈； (3) 信息过载（看而不见效应 [ 5 ]），这是由于通过控制室 HMI（面板指示、通告等）向操作员呈现信息的速度太快。）；以及 (4) 高度动态单元演进的错误心理模型导致认知错误，这是由于故障或有故障的传感器提供的工厂信息相互冲突，以及现场设备状态监控不正确。
使用人工智能检测核电站的人为错误：运行和维护案例
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使用人工智能检测核电站的人为错误：运行和维护案例
人为错误 (HE) 是核电站 (NPP) 等安全关键型系统的一个重要问题。HE 在核电站的许多事故和停电事件中都发挥了作用。尽管核电站的自动化程度有所提高，但 HE 仍然不可避免。因此，HE 检测的需求与 HE 预防工作同样重要。在核电站中，HE 相当罕见。因此，异常检测是一种广泛用于检测罕见异常实例的机器学习技术，可以重新用于检测潜在的 HE。在本研究中，我们开发了一种基于生成对抗网络 (GAN) 的无监督异常检测技术，以检测核电站中手动收集的监视数据中的异常。更具体地说，我们的 GAN 经过训练可以检测自动记录的传感器数据和手动收集的监视数据之间的不匹配，从而识别可归因于 HE 的异常实例。我们在真实世界数据集和从测试平台获得的外部数据集上测试了我们的 GAN，并将我们的结果与最先进的无监督异常检测算法（包括一类支持向量机和隔离森林）进行了对比。结果表明，所提出的 GAN 提供了改进的异常检测性能。我们的研究对未来基于人工智能的 HE 检测系统的发展大有裨益。© 2022 韩国核学会，由 Elsevier Korea LLC 出版。这是一篇根据 CC BY-NC-ND 许可开放获取的文章（http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/）。
塞拉菲尔德核电站退役：管理核遗留风险
2 NDA 是一个行政非政府公共机构，根据《2004 年能源法》于 2005 年成立。它目前负责运营、退役和清理英国 17 个核反应堆和研究场地，政府已安排其接管另外 7 个。塞拉菲尔德有限公司（塞拉菲尔德）是 NDA 的全资子公司，负责塞拉菲尔德场址。NDA 由能源安全与净零排放部 (DESNZ) 和苏格兰部长赞助。英国财政部同意资金结算并批准重大支出承诺。英国政府投资局 (UKGI) 代表 DESNZ 监督 NDA 的治理和绩效，而基础设施和项目管理局为一些重大项目提供独立审查和保证。核监管办公室 (ONR) 和环境署负责监管英格兰 NDA 园区的安全风险和环境影响。
欣克利角 C 核电站首个项目汇聚点
执行总结本报告介绍了NNB Genco开发的组织能力（OC）基石进度评估的评估结果，其组织能力自2012年8月许可以来对Hinkley Point C（HPC）项目的组织能力。它总结了特定的组织能力工作流程的详细评估以及大多数其他工作流的投入，内容涉及其特定主题中的资源和智能客户能力问题。本报告的主要目的是分享ONR对NNB GENCO的组织能力发展的总体判断，因为获得了NNB Genco的许可，并对当前立场与在第一个同意点的预期之间的“差距”提供了清晰的看法。该报告涵盖以下三个主要领域：
印度政府 _________________________________________________________________________ AERB 安全指南 _________________________________________________________________________ 核电站安全分析报告的标准格式和内容
功能依赖于外部输入（如驱动、机械运动或电源）的组件，因此会以主动方式影响系统过程，例如泵、阀门、风扇、继电器和晶体管。需要强调的是，此定义必然是通用的，无源组件的相应定义也是如此。某些组件（如爆破片、止回阀、喷射器和某些固态电子设备）具有一些特性，在指定为主动或无源组件之前需要特别考虑。
唐纳德·C·库克核电站，1 号和 2 号机组，应急计划，第 40 版。
8.1 正常的现场运行组织 ................................................................................................ 20 B.2 轮班应急协调 ...................................................................................................... 23 8.3 应急协调继任路线 .............................................................................................. 23 B.4 不可委派的应急协调员职责 ................................................................................ 23 B.5 应急响应组织 ...................................................................................................... 24 8.5.a 技术支持中心 ...... ., ...... ., ................................................................. " .................... 24 B.5.b 运行支持中心 ............................................................................................. 28 8.5.c 应急运行设施 ............................................................................................. 30 8.5.d 应急新闻中心/联合信息中心 ............................................................................. 34 8.5.e 联络 ............................................................................................................. 36 B.6 总体组织和沟通 ............................................................................................. 36 8.7 工厂人员增补 ................................................................................................ 36 B.8 场外机构和B.9 场外群组 ................................................................................................ 38