人因可靠性專題講座4 HRA基本數(shù)據(jù)研究

1、HRA基本數(shù)據(jù)研究基本數(shù)據(jù)研究 張張 力力 教授教授國家自然科學(xué)基金資助項(xiàng)目（79870004，70271016，70573043）國防軍工技術(shù)基礎(chǔ)計劃項(xiàng)目（Z012002A001，Z012005A001)湖南工學(xué)院安全工程與管理研究所人因可靠性專題講座之四HRA面臨的一大難題面臨的一大難題 數(shù)據(jù)匱乏且可用性不良數(shù)據(jù)匱乏且可用性不良 人因數(shù)據(jù)采集極度困難，致使HRA長 期缺乏較充分的可用數(shù)據(jù) 現(xiàn)有主要人因數(shù)據(jù)庫 人員可靠性分析手冊，NUCLARR， 英國CORE-DATA 三方面問題 數(shù)據(jù)的可靠性：專家判斷和外推 數(shù)據(jù)的適用性：針對某個專門領(lǐng)域建立 它國數(shù)據(jù)的可引用性多樣的數(shù)據(jù)需求多樣的數(shù)據(jù)需

2、求 不同的研究目標(biāo) 不同領(lǐng)域的研究人員 不同的HRA模型/方法HRA數(shù)據(jù)需求：定性數(shù)據(jù) 定量數(shù)據(jù)定性數(shù)據(jù)：HRA建模、確定人誤機(jī)理和PSFs定量數(shù)據(jù)：人因事件定量評價THERP模型所需數(shù)據(jù) 工作任務(wù)和行為描述行為形成因子（PSFs）人機(jī)界面完成任務(wù)的個人與小組任務(wù)有效時間可用規(guī)程恢復(fù)因子任務(wù)相關(guān)性及其與PSFs的相關(guān)性基本人誤概率 HCR模型所需數(shù)據(jù) 工作任務(wù)和行為描述行為形成因子（PSFs）認(rèn)知水平人機(jī)界面時間窗口診斷時間執(zhí)行時間ATHEANA模型所需數(shù)據(jù) 工作任務(wù)和行為描述不安全行為失誤迫使情景（EFCs）EFCs發(fā)生概率數(shù)據(jù)采集的基本準(zhǔn)則數(shù)據(jù)采集的基本準(zhǔn)則準(zhǔn)確性、一致性、實(shí)用性準(zhǔn)確性、一

3、致性、實(shí)用性數(shù)據(jù)總是與模型相關(guān)聯(lián)，關(guān)系型數(shù)據(jù)。數(shù)據(jù)不得依賴于它所從屬模型的輸出，但應(yīng)該依賴于系統(tǒng)的特征和系統(tǒng)的輸入。數(shù)據(jù)依賴于系統(tǒng)模型的精確度以及所從屬的層次。若采用更復(fù)雜的模型，則輸出事故的失誤（成功）概率將減少（增大）。所采集數(shù)據(jù)的可靠性應(yīng)當(dāng)及早采用多種方法來保證。 數(shù)據(jù)源數(shù)據(jù)源運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)事件和事故報告人誤數(shù)據(jù)庫，如THERP手冊模擬機(jī)實(shí)驗(yàn)專家判斷文獻(xiàn)資料數(shù)據(jù)采集、分析、預(yù)測之間的關(guān)系原始數(shù)據(jù)構(gòu)成分析的基礎(chǔ)。行為的片段，可定義為給定環(huán)境下的基本水平的數(shù)據(jù)，其水平就會隨系統(tǒng)和環(huán)境的不同而不同。中間數(shù)據(jù)代表對原始數(shù)據(jù)處理的第一階段。包括對原始數(shù)據(jù)重組和編碼，而不對其進(jìn)行解釋。分析事件數(shù)據(jù)以中間數(shù)

4、據(jù)為基礎(chǔ)、采用格式化的術(shù)語或概念來描述所觀察事件中所包含的任務(wù)、行為以及事件整體，強(qiáng)調(diào)的重點(diǎn)從提供一個已發(fā)生事件的描述轉(zhuǎn)化為提供為什么會發(fā)生事件的原因，即尋找原因。顯然它就包括了對數(shù)據(jù)的解釋。概念性描述從一系列事件中總結(jié)出共同特征。通過對行為多重格式化描述的組合，獲得對行為本質(zhì)的特征化描述。從格式化行為描述到特征化本質(zhì)化行為描述通常要求非常詳細(xì)，需要分析員有豐富的經(jīng)驗(yàn)。它也依賴分析所基于的理論和方法。能力描述用理論知識把各種概念性的描述聯(lián)系起來。能力描述與認(rèn)知模型的描述在很大程度上是同義的，即對獨(dú)立于特定環(huán)境的人和行為指令系統(tǒng)的描述當(dāng)然這種描述還受某些特定環(huán)境的限制。從概念描述到能力描述同樣也

5、需很詳細(xì)，也要求分析員有著相關(guān)領(lǐng)域系統(tǒng)的知識以及運(yùn)用這些知識的豐富經(jīng)驗(yàn)。分析必須能夠提供一個對一般策略、模型和行為準(zhǔn)則的描述。數(shù)據(jù)分析數(shù)據(jù)分析HRA數(shù)據(jù)管理系統(tǒng)數(shù)據(jù)管理系統(tǒng)導(dǎo) 出數(shù)據(jù)庫模塊 塊各 類 失誤 次 數(shù)統(tǒng) 計源數(shù)據(jù)庫模塊計算模塊導(dǎo) 出數(shù)據(jù)庫模 塊大規(guī)模復(fù)雜人機(jī)系統(tǒng)運(yùn)行事故報告內(nèi)部事故運(yùn)行報告維修報告本廠模擬機(jī)試驗(yàn)專家判斷PRA報告人因動作專用統(tǒng)計表THERP手冊HCR模型CREAM數(shù)據(jù)DEF數(shù)據(jù)表基本數(shù)據(jù)庫事故基本情況子庫事故深層次描述子庫常規(guī)事故數(shù)據(jù)庫重要事故數(shù)據(jù)庫本廠其它數(shù)據(jù)源庫外 部 數(shù)據(jù) 庫PSFs、作業(yè)內(nèi)容等基本數(shù)據(jù)特例PSFs失誤特征值計算模塊本廠基本人誤率計算模塊外推人

6、誤率計算模塊失誤特征值本廠基本人誤率（BHEP和HCR參數(shù)及PSFs）外推人誤率（HEP）大規(guī)模復(fù)雜人-機(jī)系統(tǒng)人因數(shù)據(jù)管理系統(tǒng)功能模塊 秦山核電廠操縱員可靠性秦山核電廠操縱員可靠性 模擬機(jī)實(shí)驗(yàn)?zāi)M機(jī)實(shí)驗(yàn) 實(shí)驗(yàn)選擇包含技能型、規(guī)則型和知識型三種認(rèn)知類型、對電廠運(yùn)行安全有重大影響的23個異常事件（55個HIs），對38名操縱員事件響應(yīng)狀況和時間進(jìn)行錄像和記錄，取得764個數(shù)據(jù)點(diǎn)，經(jīng)數(shù)據(jù)處理和分析后獲得適合秦山核電廠系統(tǒng)與人員特性的HCR/HRA模型基本參數(shù)。 實(shí)驗(yàn)方法及準(zhǔn)備實(shí)驗(yàn)方法及準(zhǔn)備實(shí)驗(yàn)方法 實(shí)驗(yàn)人員選擇一定工況引入有關(guān)事件，系統(tǒng)狀態(tài)發(fā)生變化，隨之報警信號、儀表參數(shù)等變化。操縱員班組對癥狀響應(yīng)

7、。音像監(jiān)測裝置記錄整個實(shí)驗(yàn)過程。實(shí)驗(yàn)人員通過單向可視玻璃窗觀察實(shí)驗(yàn)場面，用專門表格記下操縱員對每個HIs界面的響應(yīng)時間和其他重要事件。實(shí)驗(yàn)準(zhǔn)備 實(shí)驗(yàn)組由HRA研究人員和模擬機(jī)教員組成，協(xié)商制定實(shí)驗(yàn)方案和測試方法。實(shí)驗(yàn)人員了解、熟悉秦山核電廠的系統(tǒng)、運(yùn)行數(shù)據(jù)、模擬機(jī)功能及異常、故障情況的設(shè)置、運(yùn)行規(guī)程。搜集參與實(shí)驗(yàn)操縱員的背景資料，設(shè)計制定專門的觀察記錄表格。實(shí)驗(yàn)分組 被試人員共38名，均是秦山核電廠現(xiàn)任操縱員或值長。分為五個實(shí)驗(yàn)組，組內(nèi)按照秦山核電廠運(yùn)行值模式分工。各組均需完成23個事件實(shí)驗(yàn)。實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)采集 通過音像監(jiān)測記錄和人工記錄，獲得764個有效數(shù)據(jù)點(diǎn)，平均每個HIs界面13.9個數(shù)據(jù)點(diǎn)。

8、實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)分析與處理 數(shù)據(jù)的有效性與可靠性： 通過對音像監(jiān)測記錄和人工記錄的比較評估及專家商討，剔除可疑或奇異數(shù)據(jù)。HIs界面辨識 按照SRK模型辨別操縱員對系統(tǒng)癥狀信息響應(yīng)過程中的認(rèn)知模型。數(shù)據(jù)分析處理 操縱員響應(yīng)時數(shù)據(jù)分析處理軟件（ORTA）實(shí)驗(yàn)結(jié)果實(shí)驗(yàn)結(jié)果 參數(shù)應(yīng)用范圍 CC技能型0.290.871.790.45規(guī)則型0.300.881.630.50知識型0.201.180.941.28秦山核電廠操縱員秦山核電廠操縱員HCR模型中威布爾分布參數(shù)模型中威布爾分布參數(shù)秦山核電廠秦山核電廠HCR模型模型技能型技能型操縱員響應(yīng)概率曲線操縱員響應(yīng)概率曲線威布爾分布擬合0.10.20.40.60.81

9、.00.010.020.040.060.080.10.20.40.60.8 1.02.04.06.08.0 10.0t/T1/2NRP秦山核電廠秦山核電廠HCRHCR模型模型規(guī)則型規(guī)則型操縱員響應(yīng)概率曲線操縱員響應(yīng)概率曲線威布爾分布擬合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秦山核電廠秦山核電廠HCR模型模型知識型知識型操縱員響應(yīng)概率曲線操縱員響應(yīng)概率曲線威布爾分布擬合0.10.20.40.60.81.00.010.020.040.060.080.10.20.40.6

10、0.8 1.02.04.06.08.0 10.0t/T1 /2NRP秦山核電廠操縱員秦山核電廠操縱員HCR模型參數(shù)與國模型參數(shù)與國外數(shù)據(jù)比較外數(shù)據(jù)比較核電廠操縱員HCR模型中威布爾參數(shù)比較 參 數(shù)應(yīng)用范圍CC技能型秦山0.290.871.790.45IAEA0.700.4071.20.32美國ORE0.720.3881.130.33美國驗(yàn)證試驗(yàn)0.6760.4251.360.29規(guī)則型秦山0.300.881.630.50IAEA0.60.6010.90.70美國ORE0.1481.141.270.84美國驗(yàn)證試驗(yàn)0.6680.5230.8050.74知識型秦山0.201.180.941.28I

11、AEA0.50.7910.81.13美國ORE0.3890.9690.7951.40美國驗(yàn)證試驗(yàn)0.5270.7440.8101.04秦山核電廠與IAEA的HCR模型操縱員S、R型界面響應(yīng)概率曲線比較威布爾分布擬合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: 規(guī)則型(秦山)44: 規(guī)則型(IAEA)秦山核電廠與IAEA的HCR模型操縱員K型界面響應(yīng)概率曲線比較威布爾分布擬合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: 知識型(秦山)22: 知識型(IAEA)實(shí)驗(yàn)結(jié)論與討論實(shí)驗(yàn)結(jié)論與討論對于相同的HI，經(jīng)過充分培訓(xùn)的操縱員的反應(yīng)時短。對于那些不熟悉的事故序列情景，操縱員的反應(yīng)時長。按照方差的大小可幫助確定各HI界面的類型。方差由小到大變化，反映人的認(rèn)知