Безопасность перегрузки ядерного топлива на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.26.02, кандидат технических наук Федосовский, Михаил Евгеньевич

• Федосовский, Михаил Евгеньевич
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Федосовский, Михаил Евгеньевич

ВВЕДЕНИЕ.

1 Анализ технологического процесса перегрузки топлива, как источника опасности

1.1 Общая схема движения топлива на АЭС.

1.2 Конструктивные особенности зоны перегрузки ВВЭР.

1.3 Машина для перегрузки топлива.

1.4 Технология перегрузки топлива.

1.5 Безопасность перегрузки топлива.

1.6 Выводы.

2 Метод анализа безопасности перегрузки топлива.

2.1 Перегрузка ядерного топлива как объект анализа безопасности.

2.2 Состояние вопроса анализа безопасности сложных технологических процессов.

2.3 Использование логико-вероятностных методов для анализа безопасности перегрузки топлива.

2.4 Выводы.

3 Методика анализа безопасности перегрузки топлива.

3.1 Анализ возникновения нарушений требований безопасности.

3.2 Формирование графических моделей нарушения требований безопасности.

3.3 Формирование логической модели нарушения требований безопасности.

3.4 Формирование вероятностной модели нарушения требований безопасности.

3.5 Анализ надежности персонала.

3.6 Анализ отказов по общей причине.

3.7 Анализ данных по надежности элементов перегрузочного оборудования.

3.8 Анализ значимости, чувствительности и неопределенности.

3.9 Разработка рекомендаций по повышению безопасности при перегрузке ЯТ.

3.10 Выводы.

4 Предложения по использованию методов количественного анализа при модернизации и проектировании оборудования для перегрузки топлива.

4.1 Анализ безопасности перегрузки топлива на АЭС «Ловиза».

4.2 Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Безопасность перегрузки ядерного топлива на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором»

Актуальность темы. Ядерная энергетика относится к числу базовых отраслей, которые во многом определяют темпы развития промышленности и социальной сферы. В связи с этим в Российской Федерации планируется строительство ряда АЭС нового поколения и модернизация действующих АЭС, направленная на продление их ресурса и увеличение срока эксплуатации. При этом значительное внимание уделяется повышению безопасности АЭС.

Как показывает опыт эксплуатации АЭС, существенный вклад в показатели безопасности работы АЭС вносят стояночные режимы работы и, в первую очередь, режимы, связанные с перегрузкой ядерного топлива. По данным фирмы Westinghouse между 2002 и 2005 годами на американских АЭС было зарегистрировано 125 событий, повлекших повреждение топливных сборок на операциях по перемещению ядерного топлива (ЯТ), которые явились источниками чрезвычайных ситуаций (ЧС). Подобные инциденты имеют место и на российских АЭС.

Основной целью модернизации оборудования по перегрузке ЯТ наряду с повышением безопасности перегрузки является повышение коэффициента использования установленной мощности (КИУМ). Повышение КИУМ достигается путем увеличения скоростей перемещения механизмов перегрузочного оборудования, совмещением их движения и переходом на автоматизированные режимы работы.

Проведение перегрузки ЯТ в автоматизированном режиме управления^ существенно повышает требованиям системе управления, в части обеспечения'безопасности, т.к. оперативный персонал в. этом случае уже не может полностью контролировать процесс перегрузки.

В' то же время разработка требований по обеспечению безопасности I для сложного объекта, которым является технологический комплекс перегрузки ЯТ, не может быть выполнена без проведения детального системно го анализа безопасности и выработки рекомендаций по оптимизации структуры системы управления, объему защит и блокировок, регламенту тестовых проверок и испытаний, а также другим параметрам создаваемого и модернизируемого оборудования.

Вероятностный анализ безопасности стояночных режимов, включающий режимы перегрузки ЯТ, проводимый в настоящее время, не дает детального представления о влиянии тех или иных элементов перегрузочного оборудования, условий эксплуатации, ошибок оперативного и обслуживающего персонала на возможность возникновения аварий при перегрузке топлива.

Работы в этом направлении сдерживаются, в первую очередь, отсутствием методических материалов системного анализа, учитывающих специфику технологического процесса перегрузки ЯТ и возможные причины и условия его повреждения.

Таким образом, тема диссертационной работы, посвященная разработке методики системного анализа безопасности перегрузки ЯТ, является актуальной;, так как позволяет корректно сформулировать требования к безопасности, ограничения и допущения при формировании модели безопасности процесса перегрузки, провести оценку безопасности технологических операций с ЯТ, повысить коэффициент использования установленной мощности с соблюдением условий и пределов безопасности и снизить риски ЧС на энергоблоках.

Целью работы^является повышение уровня безопасности, что позволит улучшить вероятностно-временные и экономические характеристики перегрузочной машины и снизить риски ЧС на энергоблоках в целом. : Научная задача работы. На основе теории-, вероятностей и теории надежности структурно-сложных технических систем разработать научно-методический: аппарат обеспечения безопасности перегрузки ядерного то-. гогава на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором и обосновать комплексные решения по совершенствованию перегрузочного обо-: г ••'.■■ . . • ■ ■ ' ■. .• .:■ рудования, что даст возможность снизить риски ЧС при выполнении транспортно-технологических операций.

Объект исследования. Перегрузка ядерного топлива на энергоблоках с водо-водяным энергетическим реактором.

Предмет исследования^ Закономерности, раскрывающие зависимости безопасности процесса перегрузки ядерного топлива от внешних и внутренних воздействий, характеристик перегрузочного оборудования, набора защит и блокировок.

Метод исследования. Математические методы теории систем, теории вероятностей, теории надежности технических систем, математической статистики.

Научная новизна.

1. Впервые с системных позиций рассмотрен процесс перегрузки ЯТ и определены показатели безопасности перегрузки топлива. Показано, что процесс перегрузки ЯТ должен рассматриваться как совокупность, взаимосвязанных технологических операций, при выполнении которых происходит изменение условий безопасности и вероятности различных видов повреждения ЯТ.

2. Обоснованы и сформулированы требования к математическому аппарату анализа безопасности транспортно-технологических операций с ЯТ. Разработана методика анализа безопасности перегрузки ЯТ, которая используется в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и модернизации транспортно-технологического оборудования (ТТО) для АЭС и предприятий по переработке ЯТ. Предлагаемые в диссертационной работе подходы защищены Патентом3 Российской? Федерации (см. ■Публикации-; по; теме диссертации, пункт 3). ' ■

3. Для анализа угроз безопасности впервые разработан метод р»азделе-ния технологического процесса на базовые интервалы, на каждом из которых могут считаться неизменными причины и условия возникновения! на

V-• ivV .с f . * *• »\isС>} -j"/ i.'<;'Л< «i**i»A14 11**'}.Vvtv-4V -- J ^—VAvV^** r.»4^ iрушений технологического процесса, с учетом существующей взаимосвязи событий на различных базовых интервалах. Разработаны новые инженерные методы создания логико-вероятностных моделей на основе функций безопасности анализируемого объекта при формировании технологического процесса перегрузки на основе базовых интервалов.

4. Предложена методика разработки рекомендаций по повышению безопасности процесса перегрузки, которая, в отличие от известных, включает оптимизацию структуры системы управления, определение необходимого и достаточного объема защит и блокировок, рекомендации по уменьшению вероятности отказов по общим причинам. Путем проведения расчетов вероятностных показателей безопасности показано, что система управления, выполненная с разделением функций управления, защит и блокировок обладает значительно лучшими показателями безопасности по сравнению с используемыми ранее двухканальными системами с интеграцией функций управления и защиты за счет уменьшения вероятности зависимых отказов.

Практическая ценность работы. Практическая ценность диссертационной работы заключается в том, что полученные результаты могут использоваться как инструмент, позволяющий рассчитать вероятностные показатели безопасности существующего или проектируемого комплекса перегрузки, а так же оценить эффективность отдельных технических решений, используемых для повышения безопасности перегрузки. Это дает возможность применить предлагаемые методы в процессе разработки или модернизации оборудованият путем последовательной оценки и введения дополнительных защит и блокировок, добиваясь получения требуемых показателей безопасности всего технологического комплекса4 перегрузки ЯТ. ■

Полученные результаты диссертационного исследования^ могут быть использованы для разработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации ТТО на АЭС и предприятиях, связанных с переработкой ЯТ. t« -ti**T4 -X СЪ-.Ч'м.^аЛ LzXLa ь.) >•» J tru J*»*» Vr*< * ti II*/ Ujj-t — 1r ** 1 ft iv J < t

Реализация результатов работы. Результаты диссертационной работы, связанные с расчетом параметров безопасности, оптимизации структуры системы управления, определения необходимого и достаточного количества защит и блокировок и ряда других вопросов были использованы при модернизации оборудования перегрузки активной зоны реакторных установок на следующих АЭС:

• Калининская АЭС - энергоблоки 1, 2, 3;

• Балаковская АЭС — энергоблоки 1, 2, 3;

• Нововоронежская АЭС - энергоблок 5;

• Ростовская АЭС - энергоблоки 1, 2;

• АЭС «Ловиза» — энергоблок 1 (Финляндия);

• Ровенская АЭС — энергоблок 1 (Украина);

• АЭС «Кудан-Кулам» - энергоблоки 1, 2 (Индия).

Практическая реализация результатов исследования показала высокую эффективность предложенных решений, что подтверждается отсутствием инцидентов с ЯТ при эксплуатации модернизированного оборудования по перегрузке реакторных установок.

Положения и результаты, полученные лично автором и выносимые на защиту:

1. Метод анализа безопасности перегрузки ЯТ;

2. Методика анализа безопасности перегрузки ЯТ;

3. Методика повышения безопасности перегрузки ЯТ;

4. Предложения по автоматизированному управлению технологическим процессом перегрузки ЯТ.

Апробация работы. Результаты работы были рассмотрены и одобрены на совещаниях со специалистами ОКБ «Гидропресс», ФГУП НИАЭП, ФГУП «ОКБМ», STUK (центра по радиационной и ядерной безопасности Финляндии), на совещании по рассмотрению вопросов, связанных с организацией работ и реализации на АЭС с ВВЭР «Программы по повышению эффективности использования методов ВАБ при эксплуатации АС концерна «Росэнергоатом».

Кроме того, материалы диссертационной работы докладывались на 4-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2005), на 5-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (Москва, 2006), на 3-ей международной научно-технической конференции «Информационные и управляющие системы АЭС: аспекты безопасности» (Харьков, 2007), на 16-ой Международной научно-методической конференции «Высокие интеллектуальные технологии и инновации в образовании и науке» (Санкт-Петербург, 2009), на Всероссийской научно-практической* конференции «Безопасность в чрезвычайных ситуациях» (Санкт-Петербург, 2009), на 13-ой Всероссийской конференции по проблемам науки и высшей школы «Фундаментальные исследования и инновации в технических университетах» (Санкт-Петербург, 2009).

Структура? ишбъем?диссертационной? работы; Диссертационная^ работа состоит из;введения; четырех глав, заключения, списка литературы й двух приложений. Работа включат в себя .137 страниц текста, 29 рисунков, 19 таблиц, список литературы из 100 наименований.

Публикации: по темедиссертации.

Г. Федосовский, М;Е. Вероятностный анализ безопасности гранс-портно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М;Е. Федосовский, Г.А. Фокин, В.И. Гуменюк, А.А. Сыров // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2009. № 2 (78). С. 98-102. - 0,25 п.л. (в т.чг автора^ОДб шлф=

2. Федосовский^ М.Е. Оценка уязвимости транспортно-технологического оборудования^ перегрузки? ядерного- топлива /

•". М.Е. Федосовский, F.A. Фокин, В.И. Гумешок, А.А.Сыров // Информация и космос. 2009. №4. С. 94—100; — 0^37 и.л. (в т.ч. автора 0,25 n.ji;).

3. Патент 2335025 Россия. Способ управления опасным технологическим процессом с нестационарными объектами / В.И.Дунаев,

Ю.В. Кольев, М.Е. Федосовский и др. Опубл. 27.09.2008. Бюл. № 27. 33 с. - 2,06 п.л. (в т.ч. автора 0,5 п.л.).

4. Федосовский, М.Е. Методика анализа надежности реализации функций безопасности транспортно-технологических операций с ядерным топливом / М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов, В.И. Дунаев и др. // Материалы 3 междунар. науч.-техн. конф. (Харьков, 09-11 окт., 2007). С. 6570. — 0,31 п.л. (в т.ч. автора 0,2 п.л.).

5. Копьев, Ю.В. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при модернизации транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / Ю.В. Копьев, М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов и др. // Материалы 5 междунар. науч.-техн. конф. (Москва, 19-21 апр., 2006). С. 53-56. - 0,19 п.л. (в т.ч. автора 0,1 п.л.).

6. Федосовский, М.Е. Модернизация машин перегрузочных на АЭС с ВВЭР. Опыт и перспективы / М.Е. Федосовский И Материалы 5 междунар. науч.-техн. конф. (Москва, 19-21 апр. 2006 г.). С. 90—94. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

7. Федосовский, М.Е. Вопросы обеспечения безопасности при модернизации перегрузочных машин, с учетом выполнения новых функциональных требований / М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов, В.И. Дунаев, JI.A. Первушин // Материалы 4 междунар. науч.-техн. конф. (г. Подольск, 23-26 мая 2005 г.). С. 35-40. - 0,31 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

8. Федосовский, М.Е. Новые подходы использования методов ВАБ для анализа безопасности РУ с ВВЭР в стояночном режиме, в части транспортно-технологических операций с ядерным топливом в процессе эксплуатации / М.Е. Федосовский, А.Е. Шерстобитов, В.И. Дунаев и др. // Материалы 4 междунар. науч.-техн. конф. (г. Подольск, 23-26 мая, 2005 г.). С. 73-77. - 0,25 п.л. (в т.ч. автора ОД 5 п.л.).

9: Федосовский; М.Е. Анализ надежности и технологического комплекса перегрузки ЯТ по выполнению требований безопасности / М.Е. Федосовский // Материалы 16 междунар. науч.-метод. конф. (Санкт

Петербург, 13-14 февраля 2009 г.). С. 495-498 - 0,18 п.л (в т.ч. автора 0,18 пл.).

10. Федосовский, М.Е. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при модернизации транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский // Материалы 16 между-нар. науч.-метод. конф. (Санкт-Петербург, 13-14 февраля 2009 г.). С. 495498. - 0,18 п.л (в т.ч. автора 0,18 п.л.).

И. Федосовский, М.Е. Анализ уязвимости транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин // Материалы Всерос. науч.-прак. конф. (Санкт-Петербург, 23-24 апреля 2009 г.). С. 113-119. - 0,37 п.л. (в т.ч. автора 0,25 п.л.).

12. Федосовский, М.Е. Анализ безопасности оборудования перегрузки активной зоны реакторной установки / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин// Материалы 13 Всерос. конф. по проблемам науки и высшей школы (18 мая 2009 г.). С. 277-284. - 0,43 п.л. (в т.ч. автора 0,3 п.л.).

Заключение диссертации по теме «Безопасность в чрезвычайных ситуациях (по отраслям наук)», Федосовский, Михаил Евгеньевич

4.2 Выводы

Выполнение вероятностного анализа повреждения топлива на отечественных АЭС (Калининская АЭС, Балаковская АЭС, Нововоронежская АЭС, Ростовская АЭС) и зарубежных АЭС (АЭС «Ловиза» — Финляндия, Ровенская АЭС — Укранина, АЭС «Кудан-Кулам» — Индия) показало большую эффективность предложенных подходов (см. глава 3) при проектировании и модернизации перегрузочного оборудования в части обеспечения безопасности.

2.60Е-03 - У ■ :' .- '. ■ > Ли; ^

1,30E-03 г,30Е-05 3.00Е-04 I.20E-05 2.70Е-05

Падение сборки Изгиб сборки Боковой удар сборки

Использование предложенных подходов позволяет определить наиболее слабые, с точки зрения безопасности, места в проекте перегрузочного оборудования и сформулировать обоснованные рекомендации по повышению уровня безопасности перегрузки топлива.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Основными результатами выполненных диссертационных исследований являются: метод анализа безопасности технологического процесса перегрузки топлива, учитывающий особенности перегрузки, связанные с изменением условий выполнения отдельных технологических операций и возможностью распространения нарушений технологического процесса; комплекс инженерных подходов (методика) выполнения анализа причин и условий нарушения требований безопасности при выполнении транспортно-технологических операций с ЯТ, формирования графических, логических и вероятностных моделей нарушения требований безопасности, анализа надежности персонала, анализа отказов.по общими причинам и формирования базы данных по надежности элементов перегрузочного оборудования; методика формирования рекомендаций по повышению безопасности перегрузки топлива, с учетом оптимизации, структуры системы управления, определения необходимого и достаточного объема защит и блокировок, рекомендаций по уменьшению вероятности отказов по общими причинам; структура системы управления перегрузочным, оборудованием, обеспечивающая значительно лучшие показатели безопасности по сравнению с используемыми в настоящее время- двухка-нальнымиг системами управления.

Полученные в диссертационной работе результаты отвечают требованиям новизны, теоретической и практической значимости. Их обоснованность и достоверность подтверждена практической реализацией на АЭС РФ и зарубежных стран.

Апробация полученного научно-методического аппарата для разработки предложений по повышению безопасности операций перегрузки ЯТ с автоматизированным управлением на энергоблоках с водо-водяными энергетическими реакторами показала, что цель диссертации, состоящая в повышении уровня безопасности перегрузки топлива, а также их вероятностно-временных и экономических характеристик достигнута. Основными направлениями дальнейших исследований следует считать обоснование численных значений предельно-допустимых воздействий на перегружаемые элементы для формирования соответствующих нормативных документов (технические регламенты, ГОСТ Р).

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Федосовский, Михаил Евгеньевич, 2009 год

1. Острейковский В.А. Эксплуатация атомных станций. Учеб. для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1999. - 928 с.

2. Шиянов А.И., Герасимов М.И., Муравьев И.В. Системы управления перегрузочных манипуляторов АЭС с ВВЭР. М.:Энергоатомиздат, 1987.176 с.

3. Махутов Н.А., Резников Д.О. Оценка уязвимости технических систем и ее место в процедуре анализа риска // Проблемы анализа риска, том 5,2008, №3, с.72-85.

4. Федосовский, М.Е. Вероятностный анализ безопасности транспорт-но-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин, В.И. Гуменюк, А.А. Сыров // Научно-технические ведомости СПбГПУ. 2009. № 2 (78). С. 98-102

5. Федосовский, М.Е. Оценка уязвимости транспортно-технологического оборудования перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, Г.А. Фокин, В.И. Гуменюк, А.А. Сыров // Информация и космос. 2009. №4. С. 94-100.

6. Патент 2335025 Россия. Способ управления опасным технологическим процессом' с нестационарными объектами* / В.И. Дунаев, Ю:В. Копьев, М.Е. Федосовский и др. Опубл. 27.09.2008. Бюл. № 27. 33 с.

7. Федосовский, М.Е. Модернизация машин перегрузочных на АЭС с ВВЭР. Опыт и перспективы / М.Е. Федосовский // Материалы 5 междунар. науч.-техн. конф. (Москва, 19-21 апр. 2006 г.). С. 90-94.

8. Федосовский, М.Е. Анализ надежности и технологического комплекса перегрузки ЯТ по выполнению требований безопасности / М.Е. Федосовский // Материалы 16 междунар. науч.-метод. конф. (Санкт-Петербург, 13-14 февраля 2009 г.). С. 495-498.

9. Федосовский, М.Е. Анализ* уязвимости транспортно-технологического оборудования, перегрузки ядерного топлива / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин // Материалы Всерос. науч.-прак. конф. (Санкт-Петербург, 23-24 апреля 2009 г.). С. 113-119.

10. Федосовский, М.Е. Анализ безопасности оборудования перегрузки активной зоны реакторной установки / М.Е. Федосовский, А.А. Сыров, Г.А. Фокин// Материалы 13 Всерос. конф. по проблемам науки и высшей школы (18 мая 2009 г.). С. 277-284.

11. Швыряев Ю.В. и др. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения. М.: ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1992. -266с.

12. Методики оценки последствий аварий на опасных производственных объектах. Сборник документов Госгортехнадзора России. Серия 27. Декларирование промышленной безопасности и оценка риска. Выпуск 2. М.: НТЦ "Промышленная безопасность", 2002, 206 с.

13. Любарский А.В. Развитие и систематизация* методик вероятностного анализа безопасности атомных электростанций: Обнинск, 2003 -167с.

14. Ершов Г.А., Козлов Ю.И., Солодовников А.С., Можаев А.С. Оценка безопасности атомных энергетических объектов на стадии проектирования. Тяжелое машиностроение, №8, 2004, с. 33-39ч

15. Можаев А.С. Общий логико-вероятностный,метод анализа надежности сложных сис-тем. Уч. пос. Л.: ВМА, 1988. -68с.

16. Mozhaev A.S. Theory and practice of automated structural-logical simulation of system. International Conference on Informatics andi Control3 (ICI&C97). Tom 3. StPetersburg: SPIIRAS, 1997, p. 1109-1118.

17. Можаев A.G., Громов B:H; Теоретические основы, общего логико-вероятностного метода автоматизированного моделирования систем. СПб. БИТУ, 2000. -145с.

18. Китушин В.Г. Определение логической функции работоспособности электрической системы. // Электричество. Вып.11, 1976.

19. Константинов Б.А., Лосев Э.А. Логико-аналитический метод расчета надежности восстанавливаемых систем электроснабжения. // "Электричество", №12. 1971.

20. Панин О.А. Анализ безопасности интегрированных систем защиты: логико-вероятностный подход. Специальная Техника, №5, 2004

21. Рябинин И.А. Логико-вероятностные методы и их создатели. СПб.: ВВМИУ им. Дзержинского, 1998.-34с.

22. Рябинин И.А. Логико-вероятностная теория безопасности и ее возможности. // Труды Международной Научной Школы 'Моделирование и анализ безопасности, риска и качества в сложных системах1 (МА БРК -2001). СПб.: Издательство ООО 'НПО 'Омега', 2001, с.23-28.

23. Рябинин»И:А., Парфенов Ю.М. Надежность, живучесть и безопасность корабельных электроэнергетических систем. СПб: ВМА им. Н.Г. Кузнецова, 1997.

24. Гусев Л.Б., Ершов Г.А. Методология, теория и практика моделирования и расчета надежности, живучести, безопасности сложных организационно-технических систем. СПб.: Морские технологии, №1,1998.

25. ГОСТ 27.310-95. Межгосударственный стандарт. Надежность в технике. Анализ видов, последствий и критичности отказов. Основные положения. М.: Издательствово стандартов, 1997. — 12 с.

26. МЭК60812-1985. Методика анализа надежности систем. Метод анализа видов и последствий отказов» (ГОСТ27.310-95)

27. МЭК60300-3-9 «Управление надежностью. Руководство по применению. Анализ риска технологических систем» (ГОСТР51901-2002)

28. МЭК61025-1990. Древовидный метод анализа неисправностей

29. ГОСТ 24.701-86 Надежность автоматизированных систем управления.

30. ГОСТ 26291-84 Надежность атомных станций и их оборудования. Общие положения и номенклатура показателей.

31. ГОСТ 27.301-95 Расчет надежности. Основные положения.

32. Острейковский В.А. Теория надежности. М.: Высш. шк., 2003 — 463с.

33. Райншке К., Ушаков И.А. Оценка надежности систем с использованием графов. М:; Радио и связь, 1981. —264с.

34. Программный комплекс автоматизированного структурно-логического моделирования сложных систем (ПК АСМ 2001). СВИДЕТЕЛЬСТВО № 2003611099 об официальной регистрации программ. Авторы и правообладатели: Можаев А.С., Гладкова И.А. М.: Роспатент РФ, 2003.

35. Risk Spectrum. Руководство по теории. // Техническая документация к программному комплексу фирмы By Relcon АВ. -58с.

36. Risk Spectrum Professional. Руководство пользователя. // Техническая документация к программному комплексу фирмы By Relcon АВ: -119с.

37. Программный комплекс Risk Spectrum вероятностного анализа надежности и безопасности систем. Разработан Шведской фирмой Relcon АВ. Форма исходной структурной схемы системы — дерево отказов. Данные получены из Internet, сайт http://www.riskspectrum.com.

38. Можаев А.С., Ершов Г.А, Татусьян О.В. Автоматизированный программный комплекс для оценки надежности систем. (ПК ACMNEW, версия 2.01) СПб.: ВВМИУ им. Ф.Э. Дзержинского, 1994.

39. Описание программы CRISS-4.0 для моделирования и анализа систем безопасности и- ядерной установки при выполнении вероятностного анализа безопасности: отчет о НИР/ОКБМ; исполн.: Бахметьев A.M., Бы-лов И.А. г. Н. Новгород, 2004г. 94 м. Инв. №10025/04.

40. G.W. Hannaman, F.J. Spurgin and J.R. Fragola, Systematic Human Action Reliability Procedure, NR-3583, Electric Power Research Institute, 1984.

41. A.D. Swain & H.E. Guttman, Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Application, NUREG/CR-1278, US NRC, USA, 1983.

42. Humpreus P. Human Reliability. Assessor Guide Safety and Reliability Directorate, United Kingdom Atomic Energy Authority, RTS 88/95 Q, October 1988.

43. ОПБ-88/97 Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций,. 1988 г., Госатомнадзор, Москва^ Россия.

44. МЭК 615081 Функциональная; безопасность электрических, (электронных) программируемых электронных; систем, связанных с безопасностью;; 2005 г.

45. Procedures for conducting common cause failure analysis in probabilistic safety assessment; IAEA-TECDOC-648, МАГАТЭ^ май; 1992 г

46. Ершов Г.А., Ермакович Ю.Л., Парфентьев М.А., Морозов В.Б., Токмачев Г.В. Моделирование отказов по общей причине при проведении вероятностного анализа безопасности АЭС. Тяжелое машиностроение, 2008 г., №10, стр. 2-5.

47. МЭК 61508-6. «Functional safety of electrical/electronic/programmable electronic safety-related systems — Part 6: Guidelines on the application of IEC 61508-2 and IEC 61508-3». Международная электротехническая комиссия, Женева, Швейцария, 2000 г.

48. D. М. Rasmuson, A. Mosleh, F. М. Marshall Some General Insights from the USNRC's Common Cause Failure Database. Сборник трудов международной конференции PSAM4, 13-18 сентября 1998 г., Нью-Йорк, США, том 1, стр. 195-200.

49. Procedures for Treating Common Cause Failures in Safety and Reliability Studies, Vol.1. EPRINP-5613. NUREG/CR-4780, February 1988.

50. CCF Parameter Estimations, 2003 Update, U.S. Nuclear Regulatory Commission, http://nrcoe.inl.gov/results/CCF/Pal*amEst2003/ccфaramest.htm

51. Б.В. Гнеденко, Ю.К. Беляев, А.Д. Соловьев "Математические методы в теории надежности", М, "Наука", 1965.

52. Ушаков И.А. Надежность технических средств — М., Радио и связь, 1985.

53. Зарудный В.И. Надежность судовой навигационной аппаратуры — Д., Судостроение, 1973

54. Кузнецов С.Е. Основы эксплуатации судового электрооборудования и средств автоматизации — М., Транспорт, 1991

55. Диллон Б., Сингх Ч. Инженерные методы обеспечения надежности систем. М.:Мир 1984, 318 с.

56. Райншке К. Модели надежности и чувствительности систем. М.: Мир, 1979, 452с.

57. Байхельт Ф., Франкен П Надежность и техническое обслуживание. Математический подход. М.:Радио и связь, 1988, 392 с.

58. Проурзин В.А. Алгоритмы анализа и оптимизации технико-экономического риска при проектировании сложных систем/ Автоматика и телемеханика. №7, 2003, с.40-50.

59. Байхельт Ф., Франкен П. Надежность и техническое обслуживание. Математический подход. М.: Радио и связь, 1988.

60. Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок. Основы расчета. М.: Энергоатомиздат, 1987.

61. Хенли Э.Д., Кумамото Н. Надежность технических систем И'оценка риска. М. Машиностроение, 1984.

62. Александровская Л.Н., Аронов И.З., Елизаров А.И. и др. Статистические методы анализа безопасности сложных технических систем. М.: Логос, 2001.

63. Ястребнецкий- М:А. Надежность технических средств в АСУ технологическими процессами. М.: ЭНЕРГОИЗДАТ, 1982. —232 с:

64. Авидженис А. Отказоустойчивость — свойство, обеспечивающее постоянную работоспособность цифровых систем. // Труды института инженеров по электротехнике и радиоэлектронике. Том 66, №10. М.: Мир, 1978, с.5-25.

65. A. Hoyland and М. Rausand, System Reliability Theory, Wiley-Interscience, NY, 1994.

66. S.S. Rao, Reliability-Based Design, McGraw-Hill, NY, 1992.

67. M.E. Pate-Cornell, "Uncertainties in Risk Analysis: Six Levels of Treatment," Reliability Engineering and System Safety, 54, 95-111, 1996.

68. R.L. Winkler, "Uncertainty in Probabilistic Risk Assessment," Reliability Engineering and System Safety, 54, 127-132, 1996.

69. G. Apostolakis and S. Kaplan, "Pitfalls in Risk Calculations," Reliability Engineering, 2, 135-145, 1981.

70. S. Kaplan, "Expert Information vs. Expert Opinions: Another Approach to the Problem^ of Eliciting/Combining/Using Expert Knowledge in PRA," Reliability Engineering and System Safety, 25, 61-72, 1992.

71. S. Kaplan, "On a 'Two-Stage' Bayesian Procedure for Determining Failure Rates from Experiential Data," PLG-0191, IEEE Transactions on Power Apparatus'and Systems, Vol. PAS-102, No. 1, PLG-0191, January 1983.

72. A1. Mosleh, "Expert-to-Expert Variability and Dependence in Estimating Rare Event Frequencies," Reliability Engineering and System Safety, 38, 47-57, 1992.-V w OCJ" 4.» W « Ъ «>4 % * ^-VJ^" •» «" t ^ t i S ^ „J t \

73. L.J. Savage, The Foundations of Statistics, Dover Publications, New York, 1972.