Оценка показателей надежности элементов оборудования и персонала объектов ядерных технологий по нечетко-вероятностным моделям тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Самохин, Дмитрий Сергеевич

• Самохин, Дмитрий Сергеевич
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Самохин, Дмитрий Сергеевич

ПЕРЕЧЕНЬ ПРИНЯТЫХ В РАБОТЕ СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР СУЩЕСТВУЮЩИХ МЕТОДОВ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ХАРАКТЕРИСТИК НАДЕЖНОСТИ.

1.1. Вероятностные методы для оценок показателей надежности при малой статистике по отказам.

1.2. Нечеткие модели при неопределенной информации по отказам.

1.3. Постановка задачи.

ГЛАВА 2. ОЦЕНКА ПОКАЗАТЕЛЕЙ НАДЕЖНОСТИ ЭЛЕМЕНТОВ ОБОРУДОВАНИЯ ЯЭУ ПО ДАННЫМ ЭКСПЛУАТАЦИИ.

2.1. Проблема малой эксплуатационной статистики по отказам и способы ее решения.

2.1.1 Обоснование применимости законов распределения Пуассона, Вейбулла, гамма и экспоненциального в моделях оценки надежностных характеристик объектов ядерных технологий.

2.1.2 Использование четкой эксплуатационной информации по отказам.

2.1.2.1 Использование безаварийного опыта эксплуатации.

2.1.2.2 Использование малоаварийного опыта эксплуатации объектов.

2.1.2.3 Смысл вероятности Ра. Средневероятные оценки.

2.2. Методы проверки гипотез о законах распределения случайных величин и оценки их параметров.

2.2.1 Методы построения гистограмм распределений.

2.2.2 Методы подбора теоретического закона распределения по гистограмме распределения.

2.2.2.1. Метод наименьших квадратов. Критерий согласия Пирсона.

2.2.2.2. Сокращение числа искомых параметров закона распределения преобразованием случайных величин.

2.2.2.3. Прямой метод.

2.3. Результаты оценок параметров потока аварийных остановов реактора

ВВР-ц.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оценка показателей надежности элементов оборудования и персонала объектов ядерных технологий по нечетко-вероятностным моделям»

Крупномасштабное использование ядерных реакторов в электроэнергетике, теплофикации, на морском транспорте и как источников излучений выдвинуло проблему безопасности на первый план. Задача обеспечения безопасной эксплуатации ЯЭУ поставлена во главу перечня вопросов, решаемых эксплуатирующими и проектирующими организациями, а также органов федерального надзора за ядерной и радиационной безопасностью (Гостехнадзора РФ).

Обеспечение безопасной эксплуатации включает в себя задачу оценки показателей надежности оборудования ЯЭУ с целью выявления "слабых" мест конструкции. Существует несколько основных методов анализа безопасности

1 2 ЯЭУ: феноменологический , детерминистический и вероятностный. Одна из основных задач, решаемая при проведении ВАБ, это оценка показателей надежности оборудования по данным об эксплуатации. Известно множество различных методик, позволяющих оценивать показатели надежности оборудования по данным эксплуатации [10].

Как известно, в процессе эксплуатации ЯЭУ данные об отказах оборудования фиксируются в специальных журналах учета отказов оборудования, приведших к снижению мощности или остановки блока АЭС. Если информация по отказам оборудования носит четкий характер, т.е. корректно приведены время отказа, тип оборудования, причина и описание отказа с четким обозначением отказавшего элемента, в этом случае не возникает особых препятствий и затруднений при оценках показателей надежности с использованием этой информации. Основные трудности возникают тогда, когда информация по отказам оборудования оказывается неопределенной (хотя, может быть, и не случайной) и когда она в то же время сильно влияет на оценки показателей надежности изучаемых объектов. В силу потенциальной опасности ЯЭУ эксплуатационный

1 Феноменологический метод основан на определении возможности или невозможности протекания аварийных процессов из анализа необходимых и достаточных условий, связанных с реализацией тех или иных законов природы.

2 Детерминистический метод подразумевает анализ последовательности этапов аварийного процесса от исходного события через предполагаемые стадии отказов, деформации и разрушения компонентов до конечного установившегося состояния системы. персонал несет большую ответственность за отказ оборудования, происшедший по его вине. Следовательно, нельзя исключать возможность преднамеренного внесения в записи неточных или "запутанных" данных об отказах. Кроме того, специалисты часто сталкиваются с необходимостью расчетов при наличии неточной технологической информации. Примером такой информации могут служить данные по отказам оборудования с пропусками в графе «время отказа», "размытое" или нечеткое описание причины отказа и т.п., не позволяющее определить тип оборудования, первопричину отказа той или иной системы. Зачастую в графе причина отказа можно обнаружить фразу: "причина отказа не установлена" или "вина проектной организации" и т.п. Этот факт значительно затрудняет использование эксплуатационной информации по отказам оборудования при анализе данных и подготовке информационно аналитических материалов об опыте эксплуатации АЭС.

Целенаправленная деятельность по обеспечению надежности и безопасности объектов ядерных технологий имеет своей идеальной целью то, чтобы отказов элементов оборудования и систем в целом не было совсем. Однако реальная ситуация такова, что из-за несовершенства технологий и материалов, проектных просчетов, недостатков эксплуатации, ремонтов, обслуживания, транспортировки и т.д. отказы все-таки случаются. Единственное, чего можно добиться, это того, чтобы отказы были очень редкими событиями, такими, чтобы за время службы изделия вероятность их появления была достаточно малой (приемлемой). Понятие - «достаточно малое» - довольно-таки расплывчатое и относится к области нормирования надежности. Вопрос нормирования надежности изделий - отдельный, и в рамках этой работы не обсуждается. Поскольку отказы оборудования ЯЭУ являются очень редкими событиями, то принципиальная позиция автора состоит в том, что обоснованное использование любой, даже нечеткой информации о них является полезным, поскольку использование подобного рода информации повышает точность оценок показателей надежности.

Материалы, вошедшие в диссертацию, получены в результате работ по оценке показателей надежности конкретных объектов:

- оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установках с реактором ВВЭР серии В-320 (Бала-ковская АЭС);

- оборудования исследовательского реактора ВВР-ц (филиал научно-исследовательского физико-химического Института им. Л.Я. Карпова);

- персонала энергоблоков с реакторами ВВЭР при действиях в аварийных и переходных режимах.

Существующие статистические методы (метод максимального правдоподобия, байесовский подход, учет цензурированных выборок) не вполне удовлетворяют, т.к. могут привести к схоластике (количественному суждению о вероятностях неосуществимых явлений). Физико-статистические модели не могут описывать организационно-технические мероприятия (например, повышение дисциплины работников). Поэтому они не могли быть применены в конкретных исследовательских ситуациях для оценки показателей надежности, и возникает необходимость в разработке новых подходов.

Основные ограничения вероятностного анализа безопасности связаны с недостатком сведений о функциях распределения параметров, а также статистических данных по отказам оборудования ЯЭУ, поэтому актуальными являются задачи, связанные с разработкой методов обоснования безопасности редко отказывающих и не отказывающих элементов оборудования ЯЭУ.

Построенные в данной работе модели и алгоритмы призваны поднять на новый уровень процесс расчета показателей надежности оборудования и персонала ЯЭУ на основе как статистической (четкой и нечеткой) информации, полученной на этапе эксплуатации, так и квантификации экспертных суждений.

Цель диссертации - разработка методов оценки показателей надежности оборудования объектов ядерной техники по результатам эксплуатации.

Для достижения поставленной цели должны быть решены следующие задачи:

1. Детально изучен характер информации по отказам оборудования объектов ядерных технологий (ЯТ) с целью определения возможности использования четкой и нечеткой информации в оценках показателей надежности оборудования ЯЭУ.

2. Создана методика оценки показателей надежности оборудования ЯЭУ по данным об отказах любого характера за период эксплуатации, объединяющая вероятностно-статистический и нечетко-множественный подходы в таких оценках.

3. Разработанная методика дополнена моделью, позволяющей на основании эксплуатационного опыта (даже интуитивного) строить численные прогнозы относительно возможного выхода из строя оборудования, отказы которого не были зафиксированы за прошедший период эксплуатации.

4. Проведены верификационные расчеты и показана применимость разработанных методов и программ для расчета показателей надежности оборудования ЯЭУ.

Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:

- разработан метод, позволяющий на основании эксплуатационного опыта, накопленного персоналом АЭС, строить численные прогнозы относительно возможных проявлений ошибок персонала и внеплановых остановов оборудования сложных систем, отказы которого не были зафиксированы за прошедший период эксплуатации;

- предложен и обоснован метод комплексной количественной оценки показателей надежности оборудования ЯЭУ по данным эксплуатации любого характера (четкого и нечеткого), позволяющий не исключать из рассмотрения некорректно зафиксированную информацию по отказам, а рассматривать её наравне с четко зафиксированной информацией, повышая достоверность получаемых оценок;

- предложен алгоритм квантификации экспертных суждений о надежности элементов оборудования и персонала ЯЭУ и впервые получены оценки вероятностей ошибок персонала на основании опыта тренировок персонала на полномасштабном тренажере;

- разработан метод сокращения числа искомых параметров при построении распределения случайной величины для оценки параметров распределения Вейбулла при анализе статистики внеплановых остановов ВВР-ц.

Практическая значимость работы:

- Разработанный метод, объединяющий статистическую обработку данных и экспертных опросов, позволил провести оценки показателей надежности элементов оборудования систем Балаковской АЭС (РУ В-320), содержащих р/а вещества вне реактора: промежуточного узла хранения жидких радиоактивных отходов (ПУХ ЖРО), отверждения ЖРО и систему спецгазоочистки (СГО).

- Проведен анализ данных по аварийным остановкам ВВР-ц с учетом как четкой (корректно зафиксированной), так и нечеткой (некорректно зафиксированной) информации по отказам, на основе которой были получены оценки, важные для обоснования безопасности реактора.

- Выполнена оценка показателей надежности персонала при действиях на БЩУ в переходных и аварийных режимах. Экспертная оценка показателей надежности персонала основывалась на опыте тренировок на полномасштабном тренажере БЩУ РУ В-320. Подобный подход позволил повысить качество и сократить временные затраты на получение оценок показателей надежности персонала. Результаты используются на Калининской АЭС.

На защиту выносятся:

1. Комплекс методов и алгоритмов для оценки показателей надежности оборудования и персонала объектов ЯТ с учетом нечеткой информации.

2. Метод сокращения числа искомых параметров при построении распределений случайной величины для оценки параметров распределения Вейбулла при анализе статистики внеплановых остановов ВВР-ц.

3. Методы анализа малоаварийного опыта эксплуатации оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установках с реактором АЭС с РУ В-320 и оборудования исследовательского реактора ВВР-ц, на основании сочетания статистической обработки данных и экспертных опросов.

4. Процедура организации экспертных опросов по надежности оборудования ЯЭУ и по ошибкам персонала при действиях на БЩУ, а также методы кван-тификации экспертных суждений.

Апробация результатов работы. Основные положения и результаты работы докладывались диссертантом на следующих конференциях и семинарах: VI и VII международная конференция по мягким вычислениям и измерениям (2003 г. и 2004 г., Санкт-Петербург); VIII и IX Международные конференции "Безопасность АЭС и подготовка кадров" (2003, 2005 гг., Обнинск); VI международная научно-техническая конференция "Безопасное ть, эффективность и экономика атомной энергетики" (2008 г., концерн «Росэнергоатом», Москва).

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, трех глав, с выводами по каждой из них, заключения, списка литературы и приложений. Работа изложена на 140 странице, содержит 23 рисунка, 42 таблицы, список литературы из 104 наименований на 11 страницах и 3 приложения на 12 страницах.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Самохин, Дмитрий Сергеевич

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. В дополнение к двум существующим (статистические и физико-статистические методы) создан новый метод оценок показателей надежности элементов оборудования и персонала объектов ЯТ, позволяющий не исключать из рассмотрения некорректно зафиксированную информацию по отказам, а рассматривать её наравне с четко зафиксированной информацией.

2. Предложен способ объединения методов статистической обработки данных и экспертных опросов для получения единой оценки показателей надежности оборудования, предназначенного для внереакторного хранения радиоактивных материалов на установках с реактором АЭС с РУ В-320, оборудования исследовательского реактора ВВР-ц.

3. Разработан и использован метод сокращения числа искомых параметров при построении распределения случайной величины для оценки параметров распределения Вейбулла при анализе статистики внеплановых остановов ВВР-Ц.

4. Возможности разработанных методов продемонстрированы при оценке показателей надежности оперативного персонала при действиях на тренажерах БЩУ, расположенных в УТП Калининской АЭС, в переходных и аварийных режимах.

5. С помощью разработанных методов, объединяющих вероятностно-статистический и нечетко-множественный подходы, проведены оценки показателей надежности оборудования, эксплуатируемого на реакторной установке ВВР-ц и АЭС с РУ В-320.

6. Разработанный метод оценок показателей надежности элементов оборудования и персонала объектов ЯТ позволяет:

- получать достоверные оценки показателей надежности очень надежных (редко отказывающих) элементов оборудования и персонала ЯЭУ;

- количественно оценивать качество проектных решений, эксплуатации и обслуживания ЯЭУ.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Самохин, Дмитрий Сергеевич, 2009 год

1. Абрамович Ю.П. Решение нечетких систем линейных алгебраических уравнений LR-типа / Ю.П. Абрамович, М.А. Вагенкнехт, Я.И. Хургин В сб.: Методы и системы принятия решений. - Рига : РЕИ, 1987. — С. 35-47.

2. Аверкин А.Н. Нечеткие множества в моделях управления и искусственного интеллекта / А.Н. Аверкин, И.З. Батыршин, А.Ф. Блишун, В.Б. Силов, В.Б. Тарасов/ Под ред. Д.А. Поспелова М. : Наука. Гл. ред. физ.-мат. лит., 1986. -312 с.

3. Адлер Ю.П. Планирование эксперимента при поиске оптимальных условий / Ю.П. Адлер, Е.В. Маркова, Ю.В. Грановский М. : Наука, 1976. - 281 с.

4. Алексеев А.В. Применение нечеткой математики в задачах принятия решений. Методы и системы принятия решений / А.В. Алексеев Рига, 1983. -С. 38-42.

5. Алтунин А.Е. Оптимизация многоуровневых иерархических систем на основе теории размытых множеств и методов самоорганизации / А.Е. Алтунин, Н.Н. Востров // Проблемы нефти и газа Тюмени. Тюмень, -1979. — Вып. 42. С. 68-72.

6. Алтунин А.Е. Модели и алгоритмы принятия решений в нечетких условиях: Монография / А.Е. Алтунин, М.В. Семухин- Тюмень : Издательство Тюменского государственного университета, 2000. 352 с.

7. Андреев В.А. Быстрый метод прогнозирования роста трещин в трубопроводах большого диаметра / В.А. Андреев, О.М. Гулина // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2000. - №3. - С. 14-18.

8. Анохин А.Н. Методы экспертных оценок (применение в задачах эргономического обеспечения деятельности операторов АЭС): учебное пособие /

9. A.Н. Анохин Обнинск: Издательство Обнинского института атомной энергетики, 1996. -115 с.

10. Анохин А.Н. Вопросы эргономики в ядерной энергетике / А.Н. Анохин,

11. B.А. Острейковский М. : Энергоатомиздат, 2001. -344 с.

12. Антонов А.В. Исследование метода ядерной оценки плотности распределения / А.В. Антонов, Н.Г. Зюляева, В.А. Чепурко // Диагностика и прогнозирование состояния сложных систем: сб. науч. трудов №16, кафедры АСУ, Обнинск: ИАТЭ, 2006. - С. 9-23.

13. Антонов А.В. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами / А.В. Антонов, В.А. Острейковский — М. : Энергоатомиздат, 1993. 368 с.

14. Барлоу Р. Математическая теория надежности / Р. Барлоу, Ф. Прошан М. : Сов. радио, 1969. - 487 с.

15. Белянин А. Об экономике неопределенности / А. Белянин. Режим доступа: http://ecsocman.edu.ru/images/pubs/2004/03/05/0000150735/Belyanin94-l.doc 10.01.2006.

16. Бендат Дж. Измерение и анализ случайных процессов / Дж. Бендат, А. Пирсон М. : Мир, 1971. - 408 с.

17. Бешелев С.Д. Математико-статистические методы экспертных оценок / С.Д. Бешелев, Ф.Г. Гурвич -М. : Статистика, 1980. -263 с.

18. Борисов А.Н. Модели принятия решений на основе лингвистической переменной / А.Н. Борисов Рига: Зинатне, 1982. - 256 с.

19. Борщевич В.И. Нечеткое моделирование и проблемы его интерпретации / В.И. Борщевич, В.И. Ботнарь КПИ, Кишинев, 1984. - 13 с.

20. Велихов Е.П. Россия в мировой энергетике XXI веке/ Е.П. Велихов, В.Ф. Цыбульский, А.Ю. Гагаринский, С.А. Субботин. М.Ж ИздАт, 2006. - 135 с.

21. Вентцель Е.С. Теория вероятностей / Е.С. Вентцель — М. : Высшая школа, 1999.-328 с.

22. Вероятностный анализ безопасности уровня 1 для внутренних инициирующих событий в стояночных режимах эксплуатации (На базе энергоблока 1 Балаковской АЭС). Балаковская АЭС, Блок 1, Том 3, 2007. — 612 с.

23. Волков Ю.В. Метод определения вида и параметров распределений случайных величин по эксплуатационным данным с объектов ядерной энергетики / Ю.В. Волков, Д.С. Самохин // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2007.-№4. с. 15-23.

24. Волков Ю.В. Надежность и безопасность ЯЭУ: учеб. пособие по курсу «Надежность и безопасность ЯЭУ» / Ю.В. Волков Обнинск : ИАТЭ, 1997.- 102 с.

25. Волков Ю.В. Обеспечение консервативности оценок показателей надежности объектов ядерных технологий при малой статистике по отказам /Ю.В. Волков, Д.С. Самохин // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2008. №1. -С. 9-16.

26. Волков Ю.В. Разработка методов и оценка показателей надежности персонала по статистике инцидентов на АЭС РФ / Ю.В. Волков, Д.С. Самохин, А.В. Соболев, А.Н. Шкаровский // Известия вузов. Ядерная энергетика.2008.-№4.-С. 15-24.

27. Волков Ю.В. Теоретико-расчетные модели для оценок и обеспечения надежности и безопасности реакторных установок / Ю.В. Волков // Известия вузов. Ядерная энергетика. -1995. -№6. С. 68-76.

28. Волков Ю.В. Новый непараметрический критерий для сравнения выборочных распределений / Ю.В. Волков, JI.B. Аверин, В.К. Назаров // Препринт №1654, Обнинск: ФЭИ, 1985. 10 с.

29. Волков Ю.В. Некоторые вопросы статистического анализа эмпирических данных о параметрах реактора / Ю.В. Волков, JI.B. Аверин, Е.А. Чистозво-нова, А.Г. Шейкман // Препринт №2021, Обнинск: ФЭИ, 1989. 12 с.

30. Волков Ю.В. Оценка функциональной надежности СУЗ установки AM : отчет о НИР (заключ.) / Ю.В. Волков, А.В. Антонов, B.JI. Миронович, Н.Б. Саенко / ИАТЭ ; Обнинск, 1994. - 53 с.

31. Волков Ю.В. Вероятностный анализ перевозок космических ЯЭУ по железным дорогам / Ю.В. Волков, Ю.Д. Макаренков, В.Я. Пупко // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1993. - №2. - С. 20-28.

32. Волков Ю.В. Нечетко вероятностные модели в оценках показателей надежности оборудования реакторных установок /Ю.В. Волков, Д.С. Самохин // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2006. - №3. - С. 12-23.

33. Волков Ю.В. Разработка методов о оценка показателей надежности персонала по статистике инцидентов на АЭС РФ / Ю.В. Волков, Д.С. Самохин, А.В. Соболев, А.Н. Шкаровский // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2008.-№4.-С. 15-24.

34. Волков Ю.В. Анализ состояния современных методов оценки надежности персонала в ядерных технологиях / Ю.В. Волков, А.В. Соболев // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2008. — №3. — С. 13-19.

35. Волков Ю.В. Об оценке надежности редко отказывающих элементов ЯЭУ / Ю.В. Волков, Е.А. Чистозвонова // Известия вузов. Ядерная энергетика. — 1993.-№1.-С. 24-29.

36. Гетман А.Ф. Ресурс эксплуатации сосудов и трубопроводов атомных электростанций / А.Ф. Гетман М. : Энергоатомиздат, 2000. — 428 с.

37. Гнеденко Б.В. Математические методы в теории надежности / Б.В. Гнеден-ко, Ю.К. Беляев, А.Д. Соловьев М. : Наука, 1965. - 524 с.

38. Гордон Б.Г. Медоды экспертной поддержки лицензирования действующих АС / Б.Г. Гордон, Т.Ю.Чулкова // Вопр. Атом. Науки и техники Сер. Физ. Ядер. Реакторов. -2000. -№1, С. 51-57.

39. ГОСТ 27.502-83. Надежность в технике. Система сбора и обработки информации. Планирование наблюдений. М. : Изд-во стандартов, 1984, -428 с.

40. Гулина О.М. Вероятностное прогнозирование ресурса трубопроводов и сосудов давления АС / О.М. Гулина, H.JI. Сальников // Известия вузов. Ядерная энергетика. — 1998. №1. — С. 4-11.

41. Гусев JI.A. Размыкание множества. Теория и приложения (обзор) / JI.A. Гусев, И.М. Смирнова// Автоматика и телемеханика. 1973. - № 5. - С. 6685.

42. Дерий В.П. К вопросу прогнозирования надежности и ресурса трубчатки АЭС с ВВЭР / В.П. Дерий, В.К. Семенов, B.C. Щебнев // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2007. - №2. - С. 58-63.

43. Евланов Л.Г. Экспертные оценки в управлении / Л.Г. Евланов, В.А. Кутузов -М. : Экономика, 1978. 133 с.

44. Заде JI.A. Понятие лингвистической переменной и его применение к принятию приближенных решений / JI.A. Заде М. : Мир, 1976. — 165 с.

45. Заде Л.А. Размытые множества и их применение в распознавании образов и кластер-анализе / Л.А. Заде В кн. : Классификация и кластер / Под ред. Дж.Вэн Райзина. - М. : Мир, 1980. - С. 208-247.

46. Электронная библиотека ИГЭУ. Тотальное аправление качеством. Режим доступа: http://elib.ispu.ru/library/tqm/sprav/gistogr.htm 31.01.2009.

47. Исследование путей создания передвижных базовых комплексов для диагностирования технических средств АЛЛ и НК. Сводные научно-технические отчеты. СПб : ЦНИИ им. А.Н. Крылова, 1991 - 1993. - 126 с.

48. Кандель А. Нечеткие множества, нечеткая алгебра, нечеткая статистика / А. Кандель, У.Дж. Байатт // Труды американского' общества инженоров-радиоэлектроников. 1978. - Т. 66, вып. 12. - С. 37-61.

49. Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок. Основы расчета / А.И. Клемин М. : Энергоатомиздат, 1987. - 342 с.

50. Кокс Д.Р. Теория Восстановления / Д.Р. Кокс, В.Л. Смит М. : Сов. Радио, 1967.-300 с.

51. Корн Г. Справочник по математике для научных работников и инженеров / Г. Корн, Т. Корн СПб. : Лань, 2003. - 832 с.

52. Костерев В.В. Нечетко-вероятностные модели в задачах анализа и оценки > риска / В.В. Костерев // Радиационная безопасность человека и окружающей среды: сб. науч. трудов всероссийской конференции. Москва : МИФИ, 2002.-С. 152-161.

53. Кочнов О.Ю. Комплекс информационной поддержки оператора ВВР-ц: дис. . канд. техн. наук: 05.14.03: защищена 15.11.06 / О.Ю. Кочнов; ИА-ТЭ. Обнинск, 2006. - 130 с.

54. Крамер Г. Математические методы статистики / Г. Крамер — М. : Мир, 1975.-648 с.

55. Кузнецов И. Властелин Времени / И. Кузнецов. Режим доступа: http://www.arhivstatey.ru/blitz.php?page=219 10.01.2006.

56. Куркин B.C. Программный комплекс оценки параметров надежности элементов ЯЭУ / B.C. Куркин // Безопасность АЭС и подготовка кадров: тез. докл. VII Международной конференции, Обнинск, 1-4 октября 2001 г. — Обнинск: ИАТЭ, 2001. -Ч. 1. -С. 98.

57. Лебедев В.И. Вероятностный анализ безопасности второго энергоблока ленинградской АЭС / В.И. Лебедев, Ю.В. Гарусов, А.В. Макушкин, Ю.Г. Скок, С.В. Кухарь, Ю.В. Черкашов, С.Г. Бочаров, Е.А. Шиверский // Атом, энергия. 1999. - № 2. - С. 113-117.

58. Мешкова Е.К. Данные об отказах оборудования приведших к снижению мощности или остановки 3 блока БАЭС / Е.К. Мешкова, Т.А. Смирнова, Н.В. Чернуха, Н.В. Хомякова / ФЭИ. Обнинск, 1989. - 31 с.

59. Митенков Ф.М. Проблемы обеспечения надежности, ресурса и безопасности ядерных энергетических установок / Ф.М. Митенков, Г.Ф. Городов, Ю.Г. Коротких, В.А. Панов, С.Н. Пичков // Пробл. машиностроения и надежности машин. -2002. №2. - С. 106-112.

60. Моисеев Н.Н. Элементы теории оптимальных систем / Н.Н. Моисеев М. : Наука, 1975.-528 с.

61. Морозов В.И. Приоритетные направления внедрения диагностического обеспечения на АЭС / В.И. Морозов // Атомная Энергия. 2000. - Т. 88, вып. 4, - С. 311-314.

62. Московиченко А.Л. Дерево целей инженерной деятельности / А.Л. Моско-виченко // Кибернетика и вуз. 1987. Вып. 13. - С. 123-129.

63. Надежность изделий электронной техники для устройств народнохозяйственного назначения / Изд-во : внии электронстандарт, 1989. 101 с.

64. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций / ОПБ-88/97 ПНАЭ Г-01-011-97. Москва, 1990. - 35 с.

65. Олифирова А.П. Органолептическая оценка пищевых продуктов / А.П. Олифирова/- Улан-Уде : ВСГТУ, 2005. С. 35.

66. Орлов А.И. Математика случая. Вероятность и статистика — основные факты / А.И.Орлов М. : МЗ-Пресс, 2004. - 110 с.

67. Орловский С.А. Проблемы принятия решений при нечеткой исходной информации / С.А. Орловский М. : Наука, 1981. - 208 с.

68. Острейковский В.А. Вероятностное прогнозирование работоспособности элементов ЯЭУ / В.А. Острейковский, Н.Л. Сальников М. : Энергоатом-издат, 1990. -416 .с.

69. Острейковский В.А. Безопасность атомных станций. Вероятностный анализ / В.А. Острейковский, Ю.В. Швыряев М. : Физматлит, 2008. - 349 с.

70. Отраслевой руководящий материал. Сборник справочных листов. М. : ВНИИ "Электростандарт", 1989. - 300 с.

71. Отчет по научно-исследовательской работе. Расчет безопасности функционирования системы управления и защиты экспериментальных критических стендов СГО и "СТРЕЛА" / ИАТЭ; рук. А.В. Антонов. Обнинск, 1993. -С. 32.

72. Периодическая оценка безопасности действующих АС. Руководство по безопасности. Сер. по безопасности №50 SG-012. Вена : МАГАТЭ, 1997. -47 с.

73. Периодическая оценка безопасности действующих АС. Руководство по безопасности. Серия по безопасности № 50 SG-012. Вена : МАГАТЭ, 1994.-42 с.

74. Положение по организации и проведению экспертизы проектных и других материалов и документации, обосновывающих безопасность ядерно- и ра-диационно опасных объектов (изделий) и производств (технологий). РД-03-13-94. М. : Госатомнадзор, 1994. - 6 с.

75. Ромашкина Г.Ф. Коэффициент конкордации в анализе социологических данных / Г.Ф. Ромашкина, Г.Г. Татарова/ Режим доступа: www.isras.ru/files/File/4M/20/Romashkina, Tatarova.pdf 9.10.2007.

76. Рябинин И.А. Феномен логико-вероятностного исчисления / И.А. Рябинин. Режим доступа: http://www.szma.com/obzor3.pdf20.08.2008.

77. Скрипкин В.М. Анализ надежности технических систем по цензурирован-ным выборкам / В.М. Скрипкин, А.Е. Назин, Ю.Г. Приходько, Ю.Н. Благовещенский М. : Радио и связь, 1988. - 183 с.

78. Специфические данные по показателям надежности и отказам по общим причинам Нововоронежская АЭС // Международная программа по ядерной безопасности, Москва, Октябрь 2000.

79. Стариков А. Генетические алгоритмы математический аппарат / А. Стариков Режим доступа: http://www.basegroup.ru/genetic/math.htm 11.12.2007.

80. Фельдбаум А.А. Основы теории оптимальных автоматических систем / А.А. Фельдбаум М. : Наука, 1966. - 624 с.

81. Хмелевский М.Я. Физические и математические основы кода DRAKON, предназначенного для расчета работоспособности цилиндрических твэлов контейнерного типа / М.Я. Хмелевский, В.В. Попов, Е.И. Малахова // Препринт, Обнинск: ФЭИ, 2003.

82. Цыпкин Я.З. Адаптивные методы выбора решений в условиях неопределенности / Я.З. Цыпкин // Автоматика и телемеханика. 1976. - № 4. - С. 78-91.

83. Чарин B.C. Линейные преобразования и выпуклые множества / B.C. Чарин. Режим доступа : http://unicyb.kiev.ua/Library/Algebra/Charin/index.html 10.01.2006.

84. Швыряев Ю.В. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения /Ю.В. Швыряев — М. : ИАЭ им. Курчатова, 1992. — 265 с.

85. Ягер P.P. Множества уровня для оценки принадлежности нечетких подмножеств. В сб.: Нечеткие множества и теория возможностей / P.P. Ягер — М. : Радио и связь, 1986. С. 71-78.

86. Янке Е. Специальные функции / Е. Янке, Ф. Эмде, Ф. Леш М. : Наука, 1968.-344 с.

87. Barselina Project. Phase 3 Final Report. Ignalina Unit 2 Probabilistic Safety Analysis. June 1994.

88. Evaluation of the safety of operating nuclear power plants built to earlier standards. Investigation basis for judgment. Safety Reports № 12. — Venna. IAEA. 1998.

89. Fault Tree Handbook. NUREG-0492, U.S. NRC, Washington, 1981.

90. Human-Sistem Interface Design Review Guidelines // NUREG. 0700. - U.S. NRC, Washington. -2002.

91. The SPAR-H Human Reliability Analysis Method, Idaho National Laboratory : NUREG/CR-6883. Washington. - 2005.

92. Zadeh L.A. Fuzzy sets / L.A. Zadeh // -Information and control. 1965. - v.8. -P. 338-353.