第二個基本假設(shè)：它認(rèn)為每一種行為類別的失誤概率，僅與允許時間（t）和執(zhí)行時間（T1/2）的比值有關(guān)。根據(jù)此假設(shè)，HCR模式由模擬機訓(xùn)練所收集的數(shù)據(jù)，歸納得到如下的公式：

P=e-{t/T1/2-γα}β??????????????????????????????????????? (1)

式中，α、β、γ是由數(shù)據(jù)歸納而得與行為類別有關(guān)的參數(shù)，它們服從威布爾分布。

由于每個運行班組的執(zhí)行時間可能因各類情況而有所不同，故在使用公式之前要用修正因子修正。在HCR模式中所考慮的關(guān)鍵的行為形成因子有3個：

l???????? 訓(xùn)練(K1)

l???????? 心理壓力(K2)

l???????? 人—機界面(K3)

修正的公式表示如下：

T1/2=T1/2,nominal×(1 +K1)×(1 +K2)×(1 +K3) ?????????????(2)

式中，T1/2,nominal為一般狀況（如模擬機訓(xùn)練）的執(zhí)行時間。

有關(guān)參數(shù)α、β、γ和K1、K2、K3的選取見表2和表3所示。

使用HCR模式并沒有固定的先后步驟，但必須執(zhí)行以下步驟，其次序僅供參考：

①決定允許時間：在決定使用HCR模式量化人員動作之前，已認(rèn)定此動作與時間有關(guān)。由于允許時間的長短對量化結(jié)果有決定性影響。因此，必須和系統(tǒng)分析員或有關(guān)安全分析專家討論，并了解決定允許時間的依據(jù)。

②決定行為類別：據(jù)圖3所示的邏輯,判定人員動作類別，再從表2中決定α、β、γ等參數(shù)的取值。

③決定一般執(zhí)行時間：經(jīng)由訪談或模擬機的經(jīng)驗，獲得一般狀況下運行人員對系統(tǒng)狀況的反應(yīng)情形；也可根據(jù)程序書的步驟，判定運行人員動作所需的時間。

④決定修正因子：由訪談結(jié)果、事件的急迫性與重要性及對控制室盤面的觀察，根據(jù)表3決定K1、K2、K33個修正因子，并將其帶入公式(2)，修正一般執(zhí)行時間，得到較符合實際的執(zhí)行時間。

⑤量化失誤概率：將以上步驟所得的允許時間、修正后的執(zhí)行時間及根據(jù)行為類別決定的參數(shù),代入公式(1)量化失誤機率。

考慮中國核電廠操縱員的水平和實驗的實際情況,操縱員完全可能在很短的時間內(nèi)進行正確的響應(yīng)。因此,使不響應(yīng)概率P(t)與時間t一一對應(yīng)顯得更為合理。

核電廠操縱員可靠性研究的理論模型采用兩參數(shù)威布爾分布擬合公式,如下所示:

P(t) =exp-[(t/T0·5)/ηi]βi?????????????????????????? (3·2)

其中：

l???????? T0·5為操縱員完成某種任務(wù)所用的時間中值；

l???????? ηi,βi分別為與第i類認(rèn)知行為相關(guān)的尺寸和形狀參數(shù)；

l???????? P(t)為操縱員在t時刻的不響應(yīng)概率。

核電廠操縱員可靠性研究實驗事故的選取核電廠操縱員可靠性的研究實驗是結(jié)合操縱員的模擬器培訓(xùn)進行的。本次實驗選擇了五個事故序列情景：

l???????? 蒸汽發(fā)生器U形管破裂(SGTR)事故

l???????? 一回路失水(LOCA)事故

l???????? 主蒸汽管道斷裂(MSLB)事故

l???????? 甩外負(fù)荷(EPNF)

l???????? 未緊急停堆的預(yù)期瞬變(ATWS)事故

選擇這些事故序列的理由是它們包含在培訓(xùn)大綱中，在核電廠的安全分析中影響顯著，一旦發(fā)生，后果嚴(yán)重。事故的選取也同時參考了美國ORE項目的實驗事故。

目前，核電廠操縱員的可靠性研究還主要是利用核電廠模擬器進行。人的認(rèn)知可靠性模型HCR恰恰提供了利用模擬器實驗數(shù)據(jù)進行人的可靠性分析的有力工具。

前面介紹過,公式(1)由模擬機訓(xùn)練的數(shù)據(jù)歸納而得。因數(shù)據(jù)本身模擬的人員失誤是整個運行班組的行為，所以，人員間的相關(guān)性已包含在內(nèi),毋須再作考慮。另外，當(dāng)允許時間對執(zhí)行時間的比值太大時，以HCR模式量化而得的失誤概率很可能小于10-4，甚至極接近于零。一般認(rèn)為，即使非常簡單的工作，也不能排除萬一的失誤概率，因此，假設(shè)10-4為最小的截止值。

HCR模型提供了一種用模擬機實驗數(shù)據(jù)，將其作為進行人—機交互作用過程中的人因可靠性分析的有力工具。

但問題是：

l???????? 人的決策過程往往是綜合利用各種能力的過程，很多情況下難以將其明確地劃分為技能型、規(guī)則型或知識型，而這種劃分理論上的依據(jù)也不足。

l???????? 威布爾分布中的3個參數(shù)來源于模擬機實驗,它受到班組成員的知識水平、模擬機界面、人的應(yīng)激水平等條件因素的影響，這更也限制了HCR模型的實際應(yīng)用。

l???????? HCR模型中的T(1/2)值往往需要專家判斷確定，這增加了模型的不確定性。

但由于它首先使用了模擬機的實驗手段，結(jié)果較為客觀并開始深入到人的失誤的內(nèi)在機理的研究領(lǐng)域，這是HRA研究分析的一大進步。

?

第四節(jié)　THERP+HCR模式

現(xiàn)代人—機系統(tǒng)中,人的動作行為包含診斷和操作兩方面。而從前述可知，THERP主要是利用人因事件樹對人因事件中涉及的所有人員行為按事件發(fā)展的過程進行分析,并在事件樹確定失效途徑后進行定量的計算。而HCR方法的著眼點在時間上，即認(rèn)為對于一個人因事件中的一個人員行為,特別是對事故后的診斷行為，允許操縱員進行響應(yīng)的時間以及操縱員平均所需執(zhí)行時間之比決定了人因失效的概率。因此認(rèn)為，HCR對確定事故后操縱員在進行事故診斷階段中可能的人因失效較好。而THERP則為人因分析者提供了大量可確定人員操作失效的數(shù)據(jù),用于評價人員的具體操作失效更為方便。

因此，采用結(jié)合THERP與HCR分析方法定量評價事故行為較為合理,即在事故診斷階段,用HCR對該階段可能的人因響應(yīng)失效概率進行評價,而用THERP及相關(guān)數(shù)據(jù)對在進行具體的干預(yù)操作行為中可能的失誤進行評價。

THERP+HCR模式已在大亞灣核電站和嶺澳核電站PRA分析中得到實際運用，所得到的分析結(jié)果對兩個核電站的建設(shè)、安全設(shè)施的改進和安全運行發(fā)揮了很大的促進作用。尤其是大亞灣核電站的一級PRA分析已通過國家核安全局和國際原子能機構(gòu)的評審。

A工況下發(fā)生蒸汽發(fā)生器(SG)傳熱管斷裂事故，20秒內(nèi)引發(fā)二次側(cè)放射性高報警，安全工程師由操縱員呼叫5分鐘后到達主控室并進入SPI規(guī)程，監(jiān)視有關(guān)參數(shù)，二回路操縱員根據(jù)規(guī)程識別且隔離故障SG，高壓安注失敗(1分鐘完成該操作)，安全工程師發(fā)現(xiàn)△Tsat<10℃且指令操縱員手動啟動安注，但安注不可用，安全工程師決定進入U規(guī)程(SPI執(zhí)行時間為10分鐘)，安全工程師用4分鐘鑒別安注及蒸汽發(fā)生器的可用性，安注不可用，指令二回路操縱員將排大氣閥GCT113V和冷凝器閥GCT117VV、GCT121VV開至全開，對冷凝器進行快速冷卻，操縱員用1分鐘完成上述操作。60分鐘內(nèi)若未成功實施快速冷卻將導(dǎo)致堆芯熔化。

該事件失誤概率分析可分為3個階段：

①操縱員發(fā)現(xiàn)二次側(cè)放射性高報警信號進入DEC規(guī)程并呼叫安全工程師；失誤概率P1可認(rèn)為非常小。

②安全工程師先后進入SPI、SPU規(guī)程，作出二回路操縱員用冷凝器進行冷卻的指令；其診斷行為屬規(guī)則型，可用HCR模式計算其失誤概率P2。

③操縱員將排大氣閥GCT133VV和冷凝器閥GCT117VV、GCT121VV開至全開位置，其失敗概率P3可用THERP方法求出。

事件失誤率P=P1+P2+P3

(1)根據(jù)事件分析中①,可令P1=1.00×10-4

(2)P2=e-{t/T1/2-γα}β

根據(jù)事故描述中有關(guān)數(shù)據(jù),可得:

t=60—5—(1+1)×1.44=52.12(分鐘)???

T1/2,n=10+4 =14 (分鐘)

考慮緊張因子修正得T1/2=T1/2,n×1.28=14×(1+0.28)=17.92

規(guī)則型行為取α=0.601,β=0.9,γ=0.6?P2=3.49×10-2

(3)操縱員所進行的動作,其人因事件樹如圖4所示。圖4

a1操縱員成功完成安注

A1操縱員未成功完成安注

b1操縱員成功完成快速冷卻

B1操縱員未成功完成快速冷卻

a2值長成功糾正操縱員的錯誤并完成安注

A2值長未成功糾正操縱員的錯誤并完成安注

b2值長成功糾正操縱員的錯誤并完成冷卻

B2值長未成功糾正操縱員的錯誤并完成冷卻

?

l???????? 查THERP表投入安注的失誤概率為6×10-4,考慮緊張因子,修正為1.2×10-3。

操作GCT閥的失誤率為3×10-3,修正為6×10-3。

?

l???????? 考慮值長與操縱員之間的相關(guān)性為低,其監(jiān)測失誤概率為:

[1+19×3×10-3]/20=5.29×10-2

?

l???????? 該事件樹的失誤路徑有兩個,F1,F2,它們的失誤率分別為:

PF1=PA1×PA2=1.2×10-3×5.29×10-2=6.35×10-6

PF2=PB1×PB2=3×10-3×5.29×10-2=1.59×10-4

?

l???????? 總的操作失誤為P3=PF1+PF2= 2.23×10-4

事件總的失誤率:?P=P1+P2+P3=1.00×10-4+3.49×10-2+2.23×10-4=3.53×10-2

?

第五節(jié)　成功似然指數(shù)法(SLIM)

當(dāng)人因失誤的數(shù)據(jù)非常缺乏時,對人的可靠性的評價就不得不依靠成功似然指數(shù)法(Success likelihood index methodology，SLIM)。該法于1984年由Embrey首先提出，它是一種由專家集體進行評判的方法。主要用于多維因素影響狀態(tài)下的人因可靠性分析，并且只有當(dāng)對人員的各種響應(yīng)的績效形成因子已知的條件才可能進行定量化計算。

運用SLIM方法應(yīng)完成10個步驟:

①對情景和任務(wù)的集合進行定義;

②PSF選定;

③對任務(wù)按PSF排序;

④理想點的確定應(yīng)便于換算;

⑤相關(guān)性的檢查;

⑥賦權(quán)重值的過程;

⑦計算成功似然指數(shù)(SLI);

⑧把SLI值換算成概率;

⑨不確定性邊界的分析;

10成本-效益分析。

聘請的專家必須對所評價的任務(wù)進行打分，并對各項任務(wù)的PSF因子排序。各位評審員都是基于一個共同的參考點進行評分。

每項任務(wù)的成功似然因子的計算可按下列公式進行：

SLIj=∑iWiRij

式中：

l???????? SLIj—第j項任務(wù)的成功似然因子；

l???????? Wi—PSFi因素在任務(wù)完成中的權(quán)重值；

l???????? Rij—第i種PSFj因素的影響，由專家對j任務(wù)所確定的比分(the scaled rating)。

為將每項任務(wù)的成功似然因子轉(zhuǎn)換為概率值，假定采用對數(shù)形式，就有下列關(guān)系式：

logHEP=aSLI+b

式中，系數(shù)a和b分別由兩個邊界點(最壞情況和最好情況)的已知的人為失誤概率值求解出來。這種權(quán)重平均的辦法，在工程上十分方便，它與THERP法完全不同，不需要進行操作分析,因而也不需要對各個操作失誤概率進行確定。