Эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.01, кандидат технических наук Игнатов, Виктор Игоревич

• Игнатов, Виктор Игоревич
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Игнатов, Виктор Игоревич

Введение.

1. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И НАПРАВЛЕНИЯ ОБЕСПЕЧЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ ЭНЕРГОБЛОКОВ АЭС С ВВЭР.

1.1.Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР-1000 и аналогичных

АЭС за рубежом в проектных решениях и при эксплуатации.

1.1.1. Основные пути обеспечения безопасности и готовности к авариям.

1.1.2. Анализ тяжелых аварий на зарубежных АЭС с PWR.

1.1.3. Характеристики безопасности лучших зарубежных АЭС с PWR большой мощности.

1.2.Анализ выполненных исследований по обеспечению безопасности АЭС с ВВЭР и управлению запроектными авариями.

1.3.Цели и задачи исследования.

2. СИСТЕМНАЯ ЭФФЕКТИВНОСТЬ ПОВЫШЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР.

2.1.Повышение эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР при запроектных авариях.

2.2.Методческие положения анализа запроектных аварий.

2.2.1. Обоснование показателей надежности и безопасности энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000 при вероятностном анализе.

2.2.2. Детерминистические и вероятностные методы расчета показателей надежности и безопасности.

2.2.3. Методы учета социального ущерба при авариях.

2.3.Разработка решений по повышению надежности персонала.

2.4.Методика расчета системной эффективности снижения риска запроектных аварий.

3. ОБОСНОВАНИЕ МЕРОПРИЯТИЙ ПО ПРЕДОТВРАЩЕНИЮ И СМЯГЧЕНИЮ ПОСЛЕДСТВИЙ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЙ.

3.1.Обоснование схемных решений по повышению надежности охлаждения активной зоны.

3.2.Разработка систем надежного охлаждения парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС.

3.3.Разработка симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.

3.4.Вероятностная оценка безопасности АЭС при ее обесточивании и нарушении связей с системой.

4. АНАЛИЗ СИСТЕМНОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ РАЗРАБОТАННЫХ МЕТОДОВ И МЕР ПОВЫШЕНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС.

4.1. Оценка оперативной эффективности внедрения симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями.

4.2.Влияние предлагаемых мер и решений на предотвращаемый системный ущерб. -.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями»

Атомная энергетика в России занимает сегодня прочные позиции вследствие достижения высоких показателей безопасности и эффективности. Доля АЭС в балансе мощностей России в перспективе значительно возрастет. АЭС с реакторами водо-водяного типа (АЭС с ВВЭР) сегодня занимают ведущее место в программе развития атомной энергетики России [21, 22, 54, 73].

Аналогичные реакторы за рубежом (PWR) также имеют преимущественную роль (до 65% по установленной мощности). Физическая концепция корпусных водо-водяных реакторов под давлением (ВВЭР, PWR) обладает важным свойством внутренне присущей безопасности. Это свойство проявляется в том, что во всем диапазоне режимов эксплуатации отсутствуют положительные обратные связи между такими характеристиками, как температура теплоносителя и мощность активной зоны и, с другой, - реактивность. Это способствует избежанию тяжелых последствий во многих случаях развития аварий за счет саморегуляции процессов в активной зоне под дополнительным контролем систем регулирования и безопасности.

Физическая (для реактора) и общая проектная концепция реакторного отделения двухконтурных АЭС, как признано во всех странах, развивающих атомную энергетику, способны развиваться далее, прежде всего, в части повышения обеспечиваемой безопасности при проектировании и эксплуатации, а также роста готовности к ликвидации и смягчению последствий возможных аварий. В настоящей работе это доказывается на примере целого ряда обоснованных мероприятий при эксплуатации типовой многоблочной АЭС с ВВЭР-1000, направленных на повышение противоаварийной готовности.

Системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 в России обусловлена следующими группами причин:

- наращивание производства электроэнергии на АЭС, возможное только при их высокой эксплуатационной безопасности, позволяет замещать органическое топливо (прежде всего, газ и мазут), увеличивая валютные поступления от продажи его за рубеж;

- повышение безопасности и готовности к ликвидации аварий снижает риски недополученной прибыли и дополнительных затрат в восстановление оборудования, а также перерасхода топлива на резервных агрегатах энергосистемы при авариях;

- повышение безопасности АЭС приводит к снижению риска тяжелых аварий по всем компонентам потерь: социальных, материальных, экологических.

Тяжелыми (или запроектными) авариями назовем аварии, вызванные исходными событиями, не учитываемыми для проектных аварий, или сопровождающиеся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности или ошибками персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны.

Готовность к тяжелым авариям и ее повышение в процессе эксплуатации обеспечиваются [13,14-26, 35-37, 63, 86]:

- предусмотренными проектом, и новыми, дополнительно вводимыми в согласованном порядке, системами безопасности;

- техническими и организационными мерами по управлению авариями и ограничению их последствий;

- повышением готовности персонала к управлению авариями, повышением качества противоаварийного тренинга;

- совершенствованием инструкций и процедур по действиям персонала в аварийных ситуациях и при тяжелых авариях на АЭС (в том числе СОАД -симптомно-ориентированных аварийных действий);

- специальными техническими средствами и группами поддержки оперативного персонала на случай аварий;

- планами мероприятий по защите персонала и населения в случае запро-ектных аварий.

Настоящая диссертационная работа посвящена решению поставленных выше задач повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 путем роста готовности АЭС к запроектным авариям, их ликвидации, локализации и смягчения их последствий на основе критерия системной эффективности.

Цель работы - научное обоснование эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями.

Основными задачами исследования являются:

1. Разработка методических положений оценки эффективности повышения эксплуатационной безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

2. Обоснование обобщенного критерия и методики расчета системной эффективности повышения аварийной готовности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями.

3. Разработка и оценка приоритетной значимости схемно-парамет-рических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий.

4. Разработка, внедрение и обоснование общей эффективности симптомно-ориентированного метода управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.

В диссертации разработаны теоретические положения расчетов системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 путем снижения риска запроектных аварий и смягчения их последствий.

Разработаны обобщенные критерии оценки эффективности схемных или других мероприятий по повышению аварийной готовности и выбора их приоритетного ряда в условиях ограниченных финансовых, материальных, временных и трудовых ресурсов.

Дополнены, формализованы и используются в работе, учитывающие специфику энергоблоков АЭС с ВВЭР-1000, методологические положения анализа запроектных аварий, основанные на новейших детерминистических и вероятностных разработках в этом направлении в России и за рубежом (Атомэнерго-проект, Москва; Вестингауз, США).

Предложены и обоснованы схемные решения по повышению надежности охлаждения активной зоны, по надежному охлаждению парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС, по обеспечению надежного функционирования собственных нужд АЭС, снижающие риск запроектных аварий.

Разработан симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями применительно к АЭС с ВВЭР-1000. Обоснованы основные положения метода, процедуры по предотвращению и смягчению последствий расплавления активной зоны, стратегии управляющих воздействий при тяжелых авариях, средства измерений и уставок для управляющих процедур, дана общая оценка эффективности способов управления, в том числе симптомно-ориентированных, запроектными авариями.

Проведен анализ системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС.

Научная новизна. Разработаны методические положения оценки системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1 ООО и снижения риска запроектных аварий.

Предложены методики обоснования схемно-параметрических решений по снижению частоты тяжелых аварий с плавлением активной зоны.

Научно обоснован симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР-1000.

Практическая значимость.

Определена системная эффективность повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000. Обоснованы мероприятия по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий, в том числе: по повышению надежности охлаждения активной зоны и парогенераторов энергоблоков в условиях обесточивания АЭС, по обеспечению надежного функционирования собственных нужд АЭС. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления тяжелыми авариями на Балаковской АЭС.

На защиту выносятся методические положения и результаты расчета системной эффективности повышения эксплуатационной безопасности АЭС с ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями, схемные решения и организационные мероприятия по повышению надежности отдельных систем безопасности и по управлению запроектными авариями, основные положения сим-птомно-ориентированного метода управления запроектными авариями, результаты анализа системной эффективности разработанных методов и мер повышения безопасности АЭС.

Достоверность результатов и выводов диссертационной работы обоснована использованием методологии системных исследований в атомной энергетике, теории надежности и безопасности, теплопередачи и теплофизики реакторного и теплосилового контуров АЭС, а также теории надежности больших систем энергетики.

Основные организационные решения и положения симптомно-ориентированного метода управления тяжелыми авариями выверены в соответствии с основами технико-экономического анализа в атомной энергетике, принципами эргономики и квалиметрии. Проведено сопоставление полученных результатов и выводов исследования с имеющимися данными других работ.

Личный вклад автора заключается в следующем:

1. Разработаны методические положения оценки эффективности повышения безопасности энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 управлением запроектными авариями;

2. Разработана и оценена приоритетная значимость схемно-парамет-рических решений и мероприятий по снижению риска запроектных аварий;

3. Обоснован и внедрен симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на Балаковской АЭС;

4. Выполнен анализ системной эффективности предложенных методов и мер повышения безопасности АЭС.

Работа выполнена на кафедре "Тепловые электрические станции" Саратовского государственного технического университета и в филиале концерна Росэнергоатом "Балаковская атомная электростанция" в рамках основного научного направления развития науки и техники Российской Федерации "Топливо и энергетика", Федеральной программы фундаментальных исследований "Физико-технические проблемы энергетики", программы Минвуза России 02 В.06. "Разработка научно-методических основ обеспечения безопасности функционирования объектов атомной энергетики".

Изложенные в диссертации материалы опубликованы [3,13, 35-37, 45, 63] и докладывались на научных конференциях и семинарах в 1998-2005 гг. в городах Саратове, Балаково, Пензе, международных симпозиумах концерна "Росэнергоатом" в г. Москве и др., в том числе, зарубежных симпозиумах и конференциях.

Разработанные в диссертации методические положения и результаты исследования могут быть использованы при повышении эксплуатационной безопасности и аварийной готовности к запроектным авариям как для проектируемых, так и для действующих АЭС с ВВЭР-1000. Материалы диссертации окажутся полезными также для проектных организаций при системном технико-экономическом обосновании мероприятий и технических решений по повышению безопасности АЭС с ВВЭР-1000.

Автор выражает благодарность научным руководителям доктору технических наук, профессору, Заслуженному деятелю науки и техники РФ, Лауреату премии Правительства РФ Аминову Рашиду Зарифовичу и кандидату технических наук, Лауреату премии Совмина СССР, премии Правительства РФ Платову Павлу Леонидовичу, за внимательное руководство при выполнении работы, доктору технических наук, профессору Хрусталеву Владимиру Александровичу, кандидату технических наук, профессору Ларину Евгению Александровичу за советы и консультации при выполнении работы, а также коллективам кафедр "Тепловые электрические станции" и "Теплоэнергетика" СГТУ за советы, замечания и пожелания, высказанные при подготовке и обсуждении диссертации.

Заключение диссертации по теме «Энергетические системы и комплексы», Игнатов, Виктор Игоревич

Выводы и рекомендации

1. Проанализированы запроектные аварии на АЭС с ВВЭР и PWR, характеристики безопасности лучших отечественных и зарубежных АЭС с водово-дяными реакторами, последние имеющиеся разработки по управлению запроектными авариями на АЭС с водоводяными реакторами.

По результатам этого анализа обоснована актуальность исследования:

- путей обеспечения безопасности и готовности к авариям, выходящим по последствиям за рамки проектных;

- научных основ оценки конечных ущербов от запроектных аварий во взаимосвязи и с учетом характеристик энергосистем;

- научного сопровождения разработок симптомно-ориентированных методов управления авариями на конкретных АЭС.

2. Разработана методика расчета системной эффективности снижения риска тяжелых аварий (на примере аварий с плавлением активной зоны - ПАЗ) на основе оценки решений по обеспечению безопасности, а также расчета и анализа снижения составляющих риска по затратам в ремонт и восстановление, резерв, социального ущерба и потерь из-за снижения частоты в системе.

Предложено и обосновано применение критерия отношения дисконтированных затрат на реализацию мероприятий по повышению безопасности к дополнительно предотвращенному ущербу. Показано, что годовая приведенная эффективность ряда мер, ведущих к повышению безопасности отдельных систем или снижению частоты их отказов, должна оцениваться с учетом вклада их в частоту рассматриваемой запроектной аварии с плавлением активной зоны.

3. Обоснованы мероприятия по предотвращению и смягчению последствий запроектных аварий на АЭС с ВВЭР-1000 путем вероятностного и детерминистического анализа и на основе современного опыта эксплуатации Балаковской АЭС. Предложены решения по дополнительным источникам резервирования питания каналов безопасности:

- установка дополнительного передвижного дизель-генератора для возможного использования на разных блоках станции;

- прямые связи на генераторном напряжении с соседними существующими энергоисточниками;

- перекрестное питание 6 кВ собственных нужд энергоблоков по полной или частичной схеме одного или двух (трех) каналов безопасности.

Указанные решения могут снизить частоту нарушения питания собственных нужд дополнительно на величину 0,55-10"4 (реакт.-год)"1, что составляет -50% от базового значения. С учетом вклада этого фактора частота аварий с плавлением активной зоны снижается на 0,8-10"5 (реакт.-год)"1.

4. Для повышения надежности систем охлаждения парогенераторов в условиях обесточивания АЭС научно и технически обоснована целесообразность использования в случае потери питательной воды процедуры тюдпитки (насосы САОЗ ВД) со сбросом теплоносителя 1 контура через систему аварийного газоудаления на блоках №№ 1-3 Балаковской АЭС.

Для блока №4 предложено эффективное решение по возобновлению подпитки парогенераторов в течении 2-х часов с момента начала аварии с помощью дополнительных внештатных средств — передвижной высоконапорной станции подачи воды в парогенераторы.

При полном обесточивании эти средства рекомендованы для расхолаживания I контура всех блоков. Это позволяет снизить частоту запроектных аварий на 0,5-10"5 (реакт.-год)"1, или на 10%.

5. На основе анализа и учета новейших проработок по повышению безопасности АЭС США предложен симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями на АЭС с ВВЭР. Данный метод реализован в системе про-тивоаварийного обеспечения на 4-х блочной Балаковской АЭС. При этом учтены необходимые изменения в средствах измерений, по уставкам (контролируемым пределам управляющих параметров) для управляющих воздействий и процедур, проведено обоснование эффективности внедрения этого метода.

Показано, что противоаварийное управление с использованием элементов симптомно-ориентированного метода позволяет персоналу с большей вероятностью сохранить активную зону, чем полная передача управления автоматике. Это обусловлено тем, что применяемые средства автоматики были спроектированы без учета необходимости управления ЗА и ориентировались на управление только проектными авариями без вмешательства персонала. Снижение частоты ПАЗ, обусловленное новым методом управления, составляет 1,0-10"5 (реакт.-год)"1.

6. Обоснована системная эффективность разработанных мер и методов повышения безопасности АЭС на примере Балаковской АЭС, работающей в ОЭС Средней Волги. Значимость мер и решений по повышению безопасности АЭС и снижению частоты тяжелых аварий с плавлением активной зоны увязана с вероятными решениями по закрытию или ограничениям на развитие всех АЭС в случае единичной аварии с соответственными экономическими потерями в энергетике до 2030 г.

Это соответствует снижению финансового риска в энергетике за этот период до 50 млн. долл. в год. Годовой суммарный дополнительно предотвращаемый материальный и социальный ущерб и выигрыш в затратах на поддержание необходимого резерва в ОЭС Средней Волги, а также снижение ущерба у потребителя достигают 550-600 тыс. рублей в год.

7. Предложенные технические противоаварийные мероприятия, а также симптомно-ориентированный метод управления запроектными авариями рекомендованы к внедрению, так как обеспечивают снижение частоты запроектных аварий с плавлением активной зоны ~ на 2,3*Ю5 (реакт.тод)"1. Мероприятия отвечают разработанным критериям противоаварийной системной эффективности и имеют соотношение затрат и предотвращаемого ущерба: соединение электрических секций каналов безопасности энергоблоков - 0,41, метод симптомно-ориентированного управления запроектными аварияими - 0,68 и дополнительные средства подачи воды в парогенератор - 0,77.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Игнатов, Виктор Игоревич, 2006 год

1. Аварии и инциденты на атомных электростанциях / Под ред. С.П. Соловьева. Обнинск: ЦАТЭ, 1992.

2. Аминов Р.З., Крылов М.К. Некоторые особенности и эффективность теплоснабжения города Балаково от АЭС // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.24-33.

3. Аминов Р.З., Игнатов В.И., Методические вопросы оценки безопасности АЭС при обесточивании и нарушении связей с системой // Атомная энергия. т.92. вып.1, январь 2002 г., С.82-84.

4. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Мирный атом еще послужит? // Саратовские вести. 1993. №282.

5. Аминов Р.З., Хрусталев В.А. Об эффективности использования ядерного горючего на АЭС // Известия вузов Энергетика. 1990. №7. С.91-94.

6. Аминов Р.З., Хрусталев В.А., Борисенков А.Э. Оценка частоты внешнет го обесточивания энергоснабжения АЭС с ВВЭР // Атомная энергия. 1997. т.83.вып. 2. С. 124-127.

7. Аминов Р.З. Современные аспекты совершенствования топливно-энергетического комплекса // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса. вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.3-7.

8. Аминов Р.З., Ларин Е.А., Хрусталев В.А. Основы методики учета надежности при выборе параметров и характеристик АЭС. // Вопр. безопасн. и надежн. при оприм. яд. энерг. Уст.: Межвед. сб./ Горьковский политехнический ин-т. Горький, 1985. С.121-126.

9. Анализ риска в принятии мер радиационной и социальной защиты населения / В.Ф. Демин, В.А. Кутьков, В.Я. Голиков и др. // Атомная энергия т. 87, вып.5, ноябрь, 1999. С.384-395.

10. Афанасьев А.А. Стоимость риска ущерба здоровью // Энергия, экономика, техника, экология. 2000. №10. С.46-51.

11. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность / Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, А.С. Духовенский, A.M. Осадчий. М.: Энергоатомиздат. 1990.

12. Балаковская АЭС в начале XXI века: состояние и перспективы экономичности и безопасности / В.И. Игнатов, А.В. Михальчук, В.А. Хрусталев, Е.А. Ларин // Энергосбережение в Саратовской области. 2001. №1 (003) С.23-24.

13. Безопасность атомных станций. EDF. Росэнергоатом. ВНИИАЭС. -Paris-September, 1994.

14. Берсенев Г.М., Боровков В.М. Эксплуатация паротурбинных установок АЭС. Д.: Энергоатомиздат, 1986.

15. Букринский A.M. Аварийные переходные процессы на АЭС. М: Энер-гоиздат, 1982.

16. Быков С.А., Ушмаева Т.М. Воздействие промышленных объектов на здоровье населения (на примере атомных станций) М.: ВЗПИ, 1994.

17. Вопросы методологии управления безопасностью в регионах с высокорисковыми объектами / В.А. Хрусталев, А.И. Попов, Е.А. Ларин и др. // Безопасность труда в промышленности. 1994. №4. С.31-34.

18. Вопросы экономической оценки последствий досрочного закрытия АЭС / А.А. Макаров, В.П. Браилов, Е.А. Волкова и др. // Энергетик. 1994. №7.

19. Волков Г.А. Оптимизация надежности электроэнергетических систем. М.: Наука, 1986.

20. Воронин Л.М. Перспективы развития атомной энергетики России в XXI в. // Теплоэнергетика. 2000. №10. С. 14-18.

21. Гагаринский А.Ю. Ядерная энергетика в ближайшем будущем и дальней перспективе (заметки с трех ядерных конференций) // Теплоэнергетика. 2000. №7. С.72.

22. Гордон Б.Г. Стратегия России в исследованиях по безопасности реакторов // Атомная энергия. Т. 89. вып.5. ноябрь. 2000. С.403-407.

23. Гольбин Д.А., Матюш А.Н., Хусенский И.К. Использование математических методов при планировании капитальных ремонтов в энергосистемах США // Энергохозяйство за рубежом. 1975. №4. С.46-48.

24. Дементьев Б.А. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1986.

25. Декларация безопасности Балаковской АЭС / В.А. Хрусталев, А.И. Попов, A.M. Козлитин и др. Балаково, 1997.

26. Декларирование безопасности и страхование ответственности стратегическая задача в управлении промышленной безопасностью высокорисковых объектов Саратовской области / В.А. Хрусталев, Е.А. Ларин, А.Н. Рабаданов, Е.А. Шереметьев. - Саратов. 1998. С.84-92

27. Демин В.Ф. Научно-методические аспекты оценки риска // Атомная энергия, т.86. вып. 1. январь 1999. С.46-62.

28. Дунаевский Л.В. Экономика природопользования: эффективность, ущербы и риски. М.: Наука, 1998.

29. Дубицкий М.А., Руденко Ю.Н., Чельцов М.Б. Выбор и использование резервов генерирующей мощности в энергетических системах. М.: Энергоатомиздат, 1988. 271 с.

30. Елагин Ю.П. Ядерное регулирование должно идти в ногу со временем // Атомная техника за рубежом. 1999. №3. С.8-12.

31. Ермолаев А.И., Михальчук А.В. Сравнительная оценка способов повышения КИУМ энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР-1000 // Проблемы совершенств. топл.-энерг. комплекса, вып.1. СГУ, Саратов. С. 115-122.

32. Иванов В.А., Боровков В.М., Булавкин Г.В. Режимы работы АЭС с ВВЭР. Л.: ЛПИ, 1987.

33. Иванов В.А. Эксплуатация АЭС. СПб.: Энергоатомиздат, 1994. 384 с.

34. Игнатов В.И., Мнхальчук А.В. Повышение безопасности, надежности и эффективности эксплуатации энергоблоков Балаковской АЭС / Сборник докл. 2-й межд. съезд «Эффективность и экономичность атомной энергии» М.: ВИИАЭС, 22-23 марта 2001 г.

35. Игнатов В.И., Хрусталев В.А., Ларин Е.А. Системная эффективность противоаварийных мероприятий на АЭС с ВВЭР // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.127-135.

36. К вопросу создания маломасштабного исследовательско-тренажерного комплекса «Атомный энергоблок» / В.А. Иванов, П.А. Андреев, М.Б. Биржанов, А.Н. Блинов // Атомные электрические станции. Вып.7. М.: Энергоатомиздат, 1984, С.168-174.

37. Кейн JI. Аварии на АЭС, связанные с прекращением подачи электроэнергии на собственные нужды // Атомная техника за рубежом. 1991. №2. С.30-32.

38. Китушин В.Г. Надежность энергетических систем. М.: Высшая школа, 1984. 255с.

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

40. Клемин А.И., Стригулин М.М. Некоторые вопросы надежности ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1968. 352 с.

41. Козлитин A.M., Попов А.И. Методы технико-экономической оценки промышленной и экологической безопасности высокорисковых объектов техносферы. СГТУ, Саратовское отделение РЭА, Саратов. 2000. 213 с.

42. Коллнер Дж., Хьюитт Дж. Введение в ядерную энергетику / пер с англ. М.: Энергоатомиздат, 1989.

43. Контроль за теплоотводом из активной зоны реактора АЭС по обратному балансу / А.А. Гудым, И.М. Чернышов, Р.З. Аминов, В.И. Игнатов // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.122-127.

44. Легасов В.А., Демин В.Ф., Шевелев Я.В. Основы анализа безопасности в ядерной энергетике // Атомно-водородная энергетика и технология. 1986. Вып. 7. С.61-104.

45. Лесных В.В., Наумов Ю.В., Шангареева Е.Ю. Экономическая оценка риска и возмещение экономического ущерба от аварий на объектах энергетики. Иркутск, СЭИ СО РАН. 1996.

46. Малашинин И.И., Сидорова И.И. Тренажеры для операторов АЭС. М.: Атомиздат, 1979.

47. Малкин П.А. Принципы размещения оперативного резерва в ЕЭС СССР и методы его расчета. // Принципы и методические основы проектирования ЕЭС СССР. М.: Энергоатомиздат, 1985. С.74-81.

48. Малевинский Г.В. Вероятностный анализ безопасности АЭС «Библис» (ФРГ). // Энергохозяйство за рубежом, 1990, №4. с 20-24.

49. Матичук В.Н. Организация управления аварийными мероприятиями на АЭС // Электрические станции. 1999. №6. С.25-29.

50. Машин В.А. О психологической проблеме эксплуатации и управления АЭС // Электрические станции. 1994. №3.

51. Надежность теплоэнергетического оборудования ТЭС и АЭС. Под ред. Андрющенко А.И. М.: Высшая школа, 1991. 302 с.

52. Стратегия развития атомной энергетики в рамках долгосрочной комплексной государственной топливно-энергетической программы Российской Федерации на период до 2010. М.: ЦНИИ Атоминформ, 1996.

53. Нигматулин Б.И., Северинов В.В., Степанов А.А. Атомная энергетика-стратегия развития // Электрические станции. 2000. №12 С.20-22.

54. Новиков И.И., Кружилин Г.Н. Уроки аварии реактора PWR на АЭС Три-Майл-Айленд в США в 1979г. // Электрические станции. 1999. №6. С.29-35.

55. Нормирование и сравнение риска здоровью человека от разных источников вреда / В.Ф. Демин, В.Я. Голиков, Е.В. Иванов и др. // Атомная энергия. т.90. вып. 5. май, 2001. С.385 -398.

56. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99) СП 2.6.1.758-99. Ионизирующее излучение. Радиационная безопасность. Минздрав России. 1999. 115с.

57. Об инженерном методе теплового контроля на АЭС с ВВЭР / Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, П.Л. Ипатов и др. // Повыш. эффективности ТЭС и АЭС в энергосист. Межв. научн. сб. Саратов, СПИ, 1991.

58. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций при проектировании, сооружении и эксплуатации (ОПБ-88/97) // Сборник нормативных материалов по безопасности АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1999.

59. Об эффективности извлечения СВП для удлинения кампании энергоблока с ВВЭР-1000 / Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, П.Л. Ипатов // Известия вузов и энергообъединений СНГ. 1996. №9,10. С.12-15.

60. Основные положения симптомно-ориентированного метода управления авариями на АЭС с ВВЭР. / В.И. Игнатов, Е.А. Ларин, А.В. Михальчук, В.А. Хрусталев //Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С.135-140.

61. Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности (О СПОРБ-99) СП 2.6.1. 799-99. Минздрав России. 2000. 98 с.

62. Оценка экономической эффективности развития различных генерирующих источников в Поволжье / Р.З. Аминов, А.Ф. Шкрет, В.А. Хрусталев идр. // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. СП-26.

63. Оценка эффективности мероприятий по снижению риска на АЭС с ВВЭР / Р.З. Аминов, В.А. Хрусталев, А.Э. Борисенков, Н.А. Олейник // Соверш. энергет. систем и комплексов, Саратов. СГУ. 2000. С.82-85.

64. Патент 2050025. Россия. Система аварийного охлаждения реакторной установки / Б.А. Гершевич, В.В. Безлепкин, В.Ф. Ермолаев и др.

65. Показатели эффективности атомных установок в энергосистемах / А.И. Андрющенко, В.Я. Онищенко, А.Б. Дубинин, Е.А. Ларин // Известия вузов СССР Энергетика. 1983. №5. С.47-51.

66. Попырин Л.С. Структурная надежность энергетических установок // Теплоэнергетика. 1988. №7. С.35-40.

67. Постановление об использовании методологии оценки риска для управления качеством окружающей среды и здоровья населения в Российской Федерации. №25.10.11.97. Минздрав РФ. 1997.

68. Правила проектирования и сооружения систем атомных электростанций с реактором типа PWR-1400 МВт, RCC-P, издание 1, октябрь 1991.

69. Правила проектирования и сооружения атомных электростанций с во-до-водяными реакторами 900 МВт, RCC-P, издание 4, сентябрь 1991.

70. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998 2005 годы и на период до 2010 года / Постановление Правительства Российской Федерации 21 июля 1998 - №815) (1998 г. №815).

71. Рекомендации международной комиссии по радиационной защите 1990 г. Публикация №60. Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1994.

72. Резницкий А.И., Бордюгов В.М., Штильман Б.М. Метод-планирования ремонтов оборудования электростанций // Электричество. 1983. №2. С.58-61.

73. Розанов М.Н. Надежность электроэнергетических систем. 2е изд. пе-рераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1984.

74. Самойлов О.В., Усынин Г.Б., Бахметьева A.M. Безопасность ядерных энергетических установок. М.: Энергоатомиздат, 1989.

75. Состояние и перспективы обеспечения безопасности Балаковской АЭС / П.Л. Ипатов, В.И. Басов, Е.А. Ларин, В.А. Хрусталев // Безопасность труда в промышленности. 1996. №8. С.25-29.

76. Стратегия развития электроэнергетики России на период до 2015 года // Электрические станции. 2000. №12. С.15-19.

77. Тепловые схемы ТЭС и АЭС. Под ред. акад. С.А. Казарова // В.М. Боровков, О.И. Демидов, С.А. Казаров и др. СПб: Энергоатомиздат. 1995. 392 с.

78. Управление риском в социально-экономических системах: концепция и методы ее реализации; 4.2 Принципы управления риском // Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях. 1996. вып.2. С. 18-67.

79. Хрусталев В.А., Ермолаев В.Ф. Вопросы сопоставления эффективности проектов АЭС с ВВЭР // Вопросы повыш. эффект, теплоэнерг. устан. и систем. Юбилейный сб. науч. сообщ. Под ред. А.И. Андрющенко. Саратов, СГТУ, 1997.

80. Хрусталев В.А., Ларин Е.А. Особенности организации экономического управления безопасностью в регионе. Тезисы докладов Саратовского отделения Экологической Академии России. Саратов, 1995.

81. Хрусталев В.А., Ларин Е.А., Мишин В.Н. Вопросы формирования компенсационных выплат высокорисковыми атомно-энергетическими объектами / Известия вузов и энергообъед. СНГ. Минск. 1996. №№9,10.

82. Швыряев Ю.В. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения. М.: ИАЭ им. И.В. Курчатова. 1992. 266 с.

83. Шевелев Я.В. О цене .информации в ядерной энергетике'// Атомная энергия. 1984. т.57. Вып.З. С.147-153.

84. Ширев B.C. Общие подходы к решению некоторых задач управления запроектными авариями на атомных станциях с реакторной установкой В-320 // Электрические станции. 1995. №2.

85. Шкрет А.Ф., Новичков С.В., Гариевский М.В. Особенности режимов электропотребления и покрытия графиков электрической нагрузки ОЭС средней Волги // Проблемы совершенств, топл.-энерг. комплекса, вып.1. Саратов: Изд-во СГУ, 2001. С. 16-24.

86. Экономические показатели анализа риска. / В.Ф. Демин, В.А. Кутьков,

87. B.Я. Голиков, JI.B. Дунаевский // Атомная энергия, т. 87, вып. 6, декабрь, 1999.1. C.486-494.

88. Эксплуатационные режимы во до-водяных энергетических реакторов / Ф.Я. Овчинников, В.А. Вознесенский, В.В. Семенов и др. М.: Энергоатомиздат, 1992.411 с.

89. Gohen В. Discounting in assesment of future radiation effects. Health Phys., 1983, v. 45, №3 p 687 - 697.

90. Guenther C., Thein C. Estimated cost of person Sv Exposure - Health Phys., 1983, v. 72, №2 p 204-221.

91. Krewitt W., Hurtley f., Trukenmuller A., Friedrich R. Health risks of energy Systems. Intern. J. of Risk Analysis, 1998. v. 18, №4.

92. V. Teschendorf^ H. Austregesilo, G. Lerchl. Metrology, Status and Plans for Development and Assessment of the Code ATHLET. OE CD/CSNI Workshop on

93. Transient Thermal. Hydraulic and Neutronic Codes Requirements, Annapolis, Md, USA, November 5-8, 1996.

94. M. Tiltmann, B. Hutterman. Beschreibung des cechenprogramms CON-DRU-4, GRS-A-124, Mazz, 1978.

95. Sizewell В Power Station Technical outline, Nuclear Electric UK, Suffolk. 1994.

96. Ymance Zia, Sidenbland Kathleen, Yoshimura Miki. A computationally efficient optimal maintenance scheduling method // IEEE Frans. of Power Appar. and Syst. 1983.102, №2: P330-337, Discuss. P. 337-338.