HRA基本数据研究

1、HRA基本数据研究基本数据研究 张张 力力 教授教授国家自然科学基金资助项目（79870004，70271016，70573043）国防军工技术基础计划项目（Z012002A001，Z012005A001)湖南工学院（筹）安全工程与管理研究所人因可靠性专题讲座之四HRA面临的一大难题面临的一大难题 数据匮乏且可用性不良数据匮乏且可用性不良 人因数据采集极度困难，致使HRA长 期缺乏较充分的可用数据 现有主要人因数据库 人员可靠性分析手册，NUCLARR， 英国CORE-DATA 三方面问题 数据的可靠性：专家判断和外推 数据的适用性：针对某个专门领域建立 它国数据的可引用性多样的数据需求多样的

2、数据需求 不同的研究目标 不同领域的研究人员 不同的HRA模型/方法HRA数据需求：定性数据 定量数据定性数据：HRA建模、确定人误机理和PSFs定量数据：人因事件定量评价THERP模型所需数据 工作任务和行为描述行为形成因子（PSFs）人机界面完成任务的个人与小组任务有效时间可用规程恢复因子任务相关性及其与PSFs的相关性基本人误概率 HCR模型所需数据 工作任务和行为描述行为形成因子（PSFs）认知水平人机界面时间窗口诊断时间执行时间ATHEANA模型所需数据 工作任务和行为描述不安全行为失误迫使情景（EFCs）EFCs发生概率数据采集的基本准则数据采集的基本准则准确性、一致性、实用性准确

3、性、一致性、实用性数据总是与模型相关联，关系型数据。数据不得依赖于它所从属模型的输出，但应该依赖于系统的特征和系统的输入。数据依赖于系统模型的精确度以及所从属的层次。若采用更复杂的模型，则输出事故的失误（成功）概率将减少（增大）。所采集数据的可靠性应当及早采用多种方法来保证。 数据源数据源运行经验事件和事故报告人误数据库，如THERP手册模拟机实验专家判断文献资料数据采集、分析、预测之间的关系原始数据构成分析的基础。行为的片段，可定义为给定环境下的基本水平的数据，其水平就会随系统和环境的不同而不同。中间数据代表对原始数据处理的第一阶段。包括对原始数据重组和编码，而不对其进行解释。分析事件数据以

4、中间数据为基础、采用格式化的术语或概念来描述所观察事件中所包含的任务、行为以及事件整体，强调的重点从提供一个已发生事件的描述转化为提供为什么会发生事件的原因，即寻找原因。显然它就包括了对数据的解释。概念性描述从一系列事件中总结出共同特征。通过对行为多重格式化描述的组合，获得对行为本质的特征化描述。从格式化行为描述到特征化本质化行为描述通常要求非常详细，需要分析员有丰富的经验。它也依赖分析所基于的理论和方法。能力描述用理论知识把各种概念性的描述联系起来。能力描述与认知模型的描述在很大程度上是同义的，即对独立于特定环境的人和行为指令系统的描述当然这种描述还受某些特定环境的限制。从概念描述到能力描述

5、同样也需很详细，也要求分析员有着相关领域系统的知识以及运用这些知识的丰富经验。分析必须能够提供一个对一般策略、模型和行为准则的描述。数据分析数据分析HRA数据管理系统数据管理系统导 出数据库模块 块各 类 失误 次 数统 计源数据库模块计算模块导 出数据库模 块大规模复杂人机系统运行事故报告内部事故运行报告维修报告本厂模拟机试验专家判断PRA报告人因动作专用统计表THERP手册HCR模型CREAM数据DEF数据表基本数据库事故基本情况子库事故深层次描述子库常规事故数据库重要事故数据库本厂其它数据源库外 部 数据 库PSFs、作业内容等基本数据特例PSFs失误特征值计算模块本厂基本人误率计算模块

6、外推人误率计算模块失误特征值本厂基本人误率（BHEP和HCR参数及PSFs）外推人误率（HEP）大规模复杂人-机系统人因数据管理系统功能模块 秦山核电厂操纵员可靠性秦山核电厂操纵员可靠性 模拟机实验模拟机实验 实验选择包含技能型、规则型和知识型三种认知类型、对电厂运行安全有重大影响的23个异常事件（55个HIs），对38名操纵员事件响应状况和时间进行录像和记录，取得764个数据点，经数据处理和分析后获得适合秦山核电厂系统与人员特性的HCR/HRA模型基本参数。 实验方法及准备实验方法及准备实验方法 实验人员选择一定工况引入有关事件，系统状态发生变化，随之报警信号、仪表参数等变化。操纵员班组对症

7、状响应。音像监测装置记录整个实验过程。实验人员通过单向可视玻璃窗观察实验场面，用专门表格记下操纵员对每个HIs界面的响应时间和其他重要事件。实验准备 实验组由HRA研究人员和模拟机教员组成，协商制定实验方案和测试方法。实验人员了解、熟悉秦山核电厂的系统、运行数据、模拟机功能及异常、故障情况的设置、运行规程。搜集参与实验操纵员的背景资料，设计制定专门的观察记录表格。实验分组 被试人员共38名，均是秦山核电厂现任操纵员或值长。分为五个实验组，组内按照秦山核电厂运行值模式分工。各组均需完成23个事件实验。实验数据采集 通过音像监测记录和人工记录，获得764个有效数据点，平均每个HIs界面13.9个数

8、据点。实验数据分析与处理 数据的有效性与可靠性： 通过对音像监测记录和人工记录的比较评估及专家商讨，剔除可疑或奇异数据。HIs界面辨识 按照SRK模型辨别操纵员对系统症状信息响应过程中的认知模型。数据分析处理 操纵员响应时数据分析处理软件（ORTA）实验结果实验结果 参数应用范围 CC技能型0.290.871.790.45规则型0.300.881.630.50知识型0.201.180.941.28秦山核电厂操纵员秦山核电厂操纵员HCR模型中威布尔分布参数模型中威布尔分布参数秦山核电厂秦山核电厂HCR模型模型技能型技能型操纵员响应概率曲线操纵员响应概率曲线威布尔分布拟合0.10.20.40.60

9、.81.00.010.020.040.060.080.10.20.40.60.8 1.02.04.06.08.0 10.0t/T1/2NRP秦山核电厂秦山核电厂HCRHCR模型模型规则型规则型操纵员响应概率曲线操纵员响应概率曲线威布尔分布拟合0.10.20.40.60.81.00.010.020.040.060.080.10.20.40.60.8 1.02.04.06.08.0 10.0t/T1 /2NRP秦山核电厂秦山核电厂HCR模型模型知识型知识型操纵员响应概率曲线操纵员响应概率曲线威布尔分布拟合0.10.20.40.60.81.00.010.020.040.060.080.10.20.4

10、0.60.8 1.02.04.06.08.0 10.0t/T1 /2NRP秦山核电厂操纵员秦山核电厂操纵员HCR模型参数与国模型参数与国外数据比较外数据比较核电厂操纵员HCR模型中威布尔参数比较 参 数应用范围CC技能型秦山0.290.871.790.45IAEA0.700.4071.20.32美国ORE0.720.3881.130.33美国验证试验0.6760.4251.360.29规则型秦山0.300.881.630.50IAEA0.60.6010.90.70美国ORE0.1481.141.270.84美国验证试验0.6680.5230.8050.74知识型秦山0.201.180.941.

11、28IAEA0.50.7910.81.13美国ORE0.3890.9690.7951.40美国验证试验0.5270.7440.8101.04秦山核电厂与IAEA的HCR模型操纵员S、R型界面响应概率曲线比较威布尔分布拟合0.10.20.40.60.81.00.010.020.040.060.080.10.20.40.60.81.02.04.06.08.010.0t/T1 /2NRP11: 技能型(IAEA)22: 技能型(秦山)33: 规则型(秦山)44: 规则型(IAEA)秦山核电厂与IAEA的HCR模型操纵员K型界面响应概率曲线比较威布尔分布拟合0.10.20.40.60.81.00.010.020.040.060.080.10.20.40.60.81.02.04.06.08.010.0t/T1/2NRP11: 知识型(秦山)22: 知识型(IAEA)实验结论与讨论实验结论与讨论对于相同的HI，经过充分培训的操纵员的反应时短。对于那些不熟悉的事故序列情景，操纵员的反应时长。按照方差的大小可帮助确定各HI界面的类型。方差由小到大变化，反映人的认知