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核电站人因可靠性分析模型 张 力 教授 国家自然科学基金资助项目70271016） 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 1 HRA的作用 2 HRA需求分析 3 核电站人因可靠性分析模型 4 应用实例 5 讨论  本文论述了核电站人因可靠性分析的目的和需求；通过THERP、HCR模型特性的分析和研究，建立了结构化的THERP＋HCR模型及相应的人因事件分析模式和技术，并给出了一个应用实例。最后，对该模型尚需改进之处进行了讨论。 1 HRA的作用 辨识与评价人因失误 支持PSA 2 核电站HRA需求分析 HRA的三个基本目标： 辨识什么失误可能发生 这些失误发生的概率 如何减少失误和/或减轻其影响 完整的HRA过程 （1）任务分析：描述运行人员在事故过程 中应当做什么； （2）失误分析：确定什么可能会出错； （3）表现形式：以一个逻辑的和量化的结 构，确定人与其它硬件、软件和环境 事件共同卷入的事件的后果影响； （4）量化：采用适当的模型推算失误的 可能性； （5）失误减少：减少人误对风险的影响； （6）质量保证和资料编制：确保该评价是 有效的，且能够作为将来设计/运 行的一个信息资源。 3 核电站人因可靠性分析模型 人因失误率预测法（THERP） 图1 简单的HRA事件树 人员作业成功概率: Pr(S)=a? (b/a) 失败概率: Pr(F)=a?(B/a)+A?(b/A)+A?(B/A) 行为形成因子（PSF）修正 HEP=BHEP?(PSF)1(PSF)2 … 相关性修正 人的认知可靠性预测法（HCR） HCR方法的两个假定 1 所有人员行为类型可分为三类： 技能型、规则型、知识型； 2 每一行为类型的失误概率仅与允许时间t 和执行时间T1/2的比值有关，且遵从三参 数的威布尔分布 ：T1/2 =T1/2，n?（1+K1）?（1+K2）?（1+K3） t：允许操纵员进行响应的时间  T1/2：操纵员执行时间 T1/2，n：一般状况的执行时间  K1：操作经验； K2：心理压力；K3：人机界面；  ?、?、?：操作人员行为类型参数  表1 参数?、?、?选取表 表2 HCR模型的行为形成因子及其取值 THERP+HCR模式 THERP、HCR各自解决问题的侧重点 THERP: 与时间无关的序列动作 HCR: 与时间密切相关的认知行为 核电站人员的实际行为：认知判断+操作 理想模式： THERP+HCR THERP＋HCR建模规则 （1）HRA事件树建模规则 A 对于实现同一功能且在同一功能分区的 同类型操作行为，视为完全相关的操作。 B 不考虑操作者对自身行为的恢复。 C 考虑其他对操作者操作行为有监督作用 的人员的恢复。 D 根据操作界面的状况，考虑操作中有选 错与做错两种可能。 E 对于执行一系列多种类型的操作行为，根 据电站条件假设取值。 F 对于规程中描述执行A操作，A失效，执 行 B，B失效，执行C的动作序列， 仅考 虑A 操作的失误，不考虑继续执行B、C操 作的恢复。 G 一般状况下，不考虑操作人员忽略规程中 某一项操作的概率。 H 操作失误概率数据主要来源于UREG/CR- 1278表20—12（主控室内操作失误）和表 20—13（现场操作失误）。 （2）相关性原则 一回路操纵员与二回路操纵员之间不考虑对对方操作或指令的监督作用，只考虑值长对两名操纵员操作的监督作用。且操纵员与值长之间的相关度为低。在副值长进行操作时，操纵员与副值长之间的相关度为高。事故后现场技术员也将按操纵员的指令参与有关操作，操纵员与现场技术员之间的相关度为中等。安全工程师在使用SPI规程期间不对主控室各人员的具体的操作行为有监督作用，而只是按规程对安全参数进行监测