HRA基本数据研究
张 力 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－－
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
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
准确性、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
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
能 力 能 力 描 述
特 征 化 行 为 概 念 描 述
格 式 化 行 为 分 析 事 件 数 据
实 际 的 行 为 中 间 的 数 据 格 式
行 为 的 片 断 原 始 数 据
特 定 的 背 景
预 先 期 望 的 行 为
特 定 的 事 件 和 模 型
特 定 的 观 察 和 测 量 方 法
预 测
分 析
改 变 的 背 景
辨 识 典 型 策 略
依 时 序 聚 集
从 任 务 型 到 规
范 型 的 转 换
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
HRA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
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
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
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
参 数
应用范围 Cγ Cη β σ
技能型 0.29 0.87 1.79 0.45
规则型 0.30 0.88 1.63 0.50
知识型 0.20 1.18 0.94 1.28
秦山核电厂操纵员 HCR模型中威布尔分布参数
秦山核电厂 HCR模型 技能型 操纵员响应概率曲线
威布尔分布拟合
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0, 0 1
0, 0 2
0, 0 4
0, 0 6
0, 0 8
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 1 0, 0
t/T 1/2
N R P
秦山核电厂 HCR模型 规则型 操纵员响应概率曲线
威布尔分布拟合
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0, 0 1
0, 0 2
0, 0 4
0, 0 6
0, 0 8
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 1 0, 0
t/T 1/2
N R P
秦山核电厂 HCR模型 知识型 操纵员响应概率曲线
威布尔分布拟合
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0, 0 1
0, 0 2
0, 0 4
0, 0 6
0, 0 8
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 1 0, 0
t/T 1/2
N R P
秦山核电厂操纵员 HCR模型参数与国
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 Cγ Cη β σ
技
能
型
秦山 0.29 0.87 1.79 0.45
IAEA 0.70 0.407 1.2 0.32
美国 ORE 0.72 0.388 1.13 0.33
美国验证试验 0.676 0.425 1.36 0.29
规
则
型
秦山 0.30 0.88 1.63 0.50
IAEA 0.6 0.601 0.9 0.70
美国 ORE 0.148 1.14 1.27 0.84
美国验证试验 0.668 0.523 0.805 0.74
知
识
型
秦山 0.20 1.18 0.94 1.28
IAEA 0.5 0.791 0.8 1.13
美国 ORE 0.389 0.969 0.795 1.40
美国验证试验 0.527 0.744 0.810 1.04
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
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0, 0 1
0, 0 2
0, 0 4
0, 0 6
0, 0 8
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 1 0, 0
t/T 1/2
NRP
1
1, 技能型( I A E A )
2
2, 技能型( 秦山)
3
3, 规则型( 秦山)
4
4, 规则型( I A E A )
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
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0.01
0.02
0.04
0.06
0.08
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 10.0
t/T 1/2
NRP
1
1, 知识型( 秦山)
2
2, 知识型( I A E A )
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
知过程由易到难的发展过程，其变化次序与拟合方法无关 。
秦山核电厂操纵员 HIs的行为基本属于
S-R型。
在秦山核电厂 HRA中应用时，对于可以确认为
技能型或比较熟悉的规则型以及知识型的事故
类型建议采用秦山的实验结果更合适，对于一
般规则型的事故类型可以采用 IAEA或美国
ORE提供的参数。
实验还对行为形成因子（ PSFs）进行了定量研
究，但因样本量小，未能获得合理的规律性结
论。
张 力 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－－
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
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
准确性、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
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
能 力 能 力 描 述
特 征 化 行 为 概 念 描 述
格 式 化 行 为 分 析 事 件 数 据
实 际 的 行 为 中 间 的 数 据 格 式
行 为 的 片 断 原 始 数 据
特 定 的 背 景
预 先 期 望 的 行 为
特 定 的 事 件 和 模 型
特 定 的 观 察 和 测 量 方 法
预 测
分 析
改 变 的 背 景
辨 识 典 型 策 略
依 时 序 聚 集
从 任 务 型 到 规
范 型 的 转 换
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
HRA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
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
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
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
参 数
应用范围 Cγ Cη β σ
技能型 0.29 0.87 1.79 0.45
规则型 0.30 0.88 1.63 0.50
知识型 0.20 1.18 0.94 1.28
秦山核电厂操纵员 HCR模型中威布尔分布参数
秦山核电厂 HCR模型 技能型 操纵员响应概率曲线
威布尔分布拟合
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0, 0 1
0, 0 2
0, 0 4
0, 0 6
0, 0 8
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 1 0, 0
t/T 1/2
N R P
秦山核电厂 HCR模型 规则型 操纵员响应概率曲线
威布尔分布拟合
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0, 0 1
0, 0 2
0, 0 4
0, 0 6
0, 0 8
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 1 0, 0
t/T 1/2
N R P
秦山核电厂 HCR模型 知识型 操纵员响应概率曲线
威布尔分布拟合
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0, 0 1
0, 0 2
0, 0 4
0, 0 6
0, 0 8
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 1 0, 0
t/T 1/2
N R P
秦山核电厂操纵员 HCR模型参数与国
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 Cγ Cη β σ
技
能
型
秦山 0.29 0.87 1.79 0.45
IAEA 0.70 0.407 1.2 0.32
美国 ORE 0.72 0.388 1.13 0.33
美国验证试验 0.676 0.425 1.36 0.29
规
则
型
秦山 0.30 0.88 1.63 0.50
IAEA 0.6 0.601 0.9 0.70
美国 ORE 0.148 1.14 1.27 0.84
美国验证试验 0.668 0.523 0.805 0.74
知
识
型
秦山 0.20 1.18 0.94 1.28
IAEA 0.5 0.791 0.8 1.13
美国 ORE 0.389 0.969 0.795 1.40
美国验证试验 0.527 0.744 0.810 1.04
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
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0, 0 1
0, 0 2
0, 0 4
0, 0 6
0, 0 8
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 1 0, 0
t/T 1/2
NRP
1
1, 技能型( I A E A )
2
2, 技能型( 秦山)
3
3, 规则型( 秦山)
4
4, 规则型( I A E A )
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
0.1
0.2
0.4
0.6
0.8
1.0
0.01
0.02
0.04
0.06
0.08
0.1 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 2.0 4.0 6.0 8.0 10.0
t/T 1/2
NRP
1
1, 知识型( 秦山)
2
2, 知识型( I A E A )
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
知过程由易到难的发展过程，其变化次序与拟合方法无关 。
秦山核电厂操纵员 HIs的行为基本属于
S-R型。
在秦山核电厂 HRA中应用时，对于可以确认为
技能型或比较熟悉的规则型以及知识型的事故
类型建议采用秦山的实验结果更合适，对于一
般规则型的事故类型可以采用 IAEA或美国
ORE提供的参数。
实验还对行为形成因子（ PSFs）进行了定量研
究，但因样本量小，未能获得合理的规律性结
论。
