Оценка показателей риска для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Берберова, Мария Александровна

• Берберова, Мария Александровна
• кандидат наук
• 2015

Оглавление диссертации кандидат наук Берберова, Мария Александровна

Содержание

Введение

1. Обзор методов оценок риска

1.1. Основные термины и определения

1.2. Радиационная безопасность

1.3. Оценка риска

2. Методика оценки показателей риска АЭС

2.1. Показатели степени риска

2.2. Концепция оценок риска

2.3. Ограничения и допущения для оценки показателей риска

2.4. Исходные данные для оценки показателей риска

2.5. Описание применяемых методов оценок риска и обоснование их применения

2.5.1. Методы оценки вероятностей аварийных сценариев

2.5.2. Методы определения последствий аварий

2.5.3. Методы определения социально-экономических последствий

2.6. Определение показателей степени риска

2.6.1. Идентификация опасностей и категорирование объектов

2.6.2. Определение перечней исходных событий

2.6.3. Определение возможных сценариев возникновения и развития аварий

2.6.4. Категорирование последствий аварий

2.6.5. Оценка вероятностей реализации сценариев аварий

2.6.6. Оценка последствий аварий

2.7. Оценка социально-экономических последствий аварий

2.7.1. Процедура проведения экономических оценок риска

2.7.2. Оценка экономических последствий аварий на объекте

2.7.3. Определение показателей степени риска для персонала и населения

2.8. Заключение и выводы ко второй главе

3. Оценки риска АЭС

3.1. Оценка риска Смоленской АЭС

3.1.1. Определение последствий аварии

3.1.2. Определение показателей степени риска от аварии

3.1.3. Оценка социально-экономических последствий аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС

3.1.4. Результаты оценок риска от аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС

3.2. Оценка риска Курской АЭС

3.2.1. Определение последствий аварии

3.2.2. Определение показателей степени риска от аварии

3.2.3. Оценка социально-экономических последствий аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС

3.2.4. Результаты оценок риска от аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС

3.3. Основные рекомендации

3.4. Заключение и выводы к третьей главе

4. Методический подход для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения и оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба

4.1. Расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба

4.1.1. Методический подход для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба

4.1.2. Расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба

4.2. Оценка ущерба населению в кольцевом сегменте румба в результате воздействия радиоактивных веществ

4.2.1. Методический подход для оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба в результате воздействия радиоактивных веществ

4.2.2. Оценка ущерба населению в кольцевом сегменте румба, в результате воздействия радиоактивных веществ

4.3. Заключение и выводы к четвертой главе

Основные результаты и выводы к работе

Список литературы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Оценка показателей риска для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС»

Введение

Актуальность работы

Атомные электростанции (АЭС) вследствие накопления в процессе эксплуатации значительных количеств радиоактивных продуктов и наличия принципиальной возможности выхода их при авариях за предусмотренные границы представляют собой источник потенциальной опасности или источник риска радиационного воздействия на персонал, население и окружающую среду. Степень радиационного риска прямо зависит от уровня безопасности АЭС. Безопасность АЭС является одним из основных свойств АЭС, определяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и электрической энергии [1].

В 2004 году приказом Министра МЧС России № 506 «Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта» [2] был утвержден типовой паспорт безопасности опасного объекта. На его основании тогда же был разработан Типовой паспорт безопасности критически важного (опасного) объекта Росатома [3] (далее - паспорт безопасности).

В соответствии с требованиями раздела II паспорта безопасности [3], необходимо проводить работы по оценке риска критически важных (опасных) объектов Росатома и оценке риска АЭС.

I

р связи с этим задача проведения оценки радиационного риска, учитывающей как вероятностный, так и детерминистический подходы, становится все более актуальной.

Степень разработанности объекта исследования

Проблеме оценок показателей риска особо опасных объектов (в частности, АЭС) посвящены труды как отечественных (Росляков П.В. [4], Казанский Ю.А. [5], Гордон Б.Г. [6, 7], Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Черников О.Г. [8], Острейковский В.А. [9, 10], Антонов A.B. [11], Гулина О.М. [12], Сальников H.JI.

[13], Воронков A.B. [14], Масленников M.B. [15], Гермогенова Т.А. [16] и др.), так и зарубежных ученых (Swain A.D. and Guttemann Н.Е. [17], Bixler N. [18], Spitzer С. [19] и Sugarman D. [20], Markandya A. and Boyd R. [21] и др.). Однако подавляющее большинство исследований в этой области посвящено таким проблемам, как:

- Физика и кинетика ядерных реакторов;

- Теория надежности;

- Анализ безопасности;

- Оценки риска.

Задача расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения и расчета ущерба населению в трудах этих авторов не была исследована.

Лично автором в данной работе были решены следующие задачи:

1. Разработан методический подход для расчета годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров.

2. Выполнен расчет годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров, на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

3. Разработан методический подход для расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба.

4. Проведен расчет ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба, на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

Цели и задачи работы

Целью работы является создание и практическое применение методического подхода по расчету доз внешнего и внутреннего облучения населения для обоснования безопасности АЭС.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи: 1. Оценки риска вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами типа РБМК-1000.

2. Разработка методического подхода для расчета годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров.

3. Расчет годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами типа РБМК-1000.

4. Разработка методического подхода для расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба.

5. Расчет ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба, для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами типа РБМК-1000.

Научная новизна работ ы

1. Разработана методика оценки показателей риска АЭС. На ее основе разработана процедура оценки социально-экономических последствий чрезвычайных ситуаций. Предложены процесс проведения экономических оценок риска и процедура оценки экономических последствий аварий на объекте.

2. Проведена оценка риска вторых очередей Курской и Смоленской АЭС. Выполнена оценка эффективных доз облучения персонала и населения при наиболее опасных авариях на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС. Проведен расчет показателей радиационного и экономического рисков от аварий на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

3. Разработан методический подход для расчета годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров.

4. Разработан методический подход для расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба.

Теоретическая и практическая значимость работы

Предложенный подход к проведению оценок риска АЭС использован при оценках риска, связанного с эксплуатацией АЭС, в целях совершенствования применяемых на АЭС систем, выполняющих функции безопасности и функции снижения риска до приемлемого уровня. Подход учитывает уровни:

- приемлемого риска;

- соответствующие санитарно-гигиенические критерии безопасности. Предложена последовательность проведения оценок риска от

идентификации опасностей и их количественной оценки до количественной оценки риска, а также порядок оформления отчета по результатам анализа и принятия решений по снижению риска до приемлемого уровня. Результаты оценок риска могут быть использованы для:

- Определения возможности и оценки риска возникновения аварий на АЭС.

- Оценки возможных последствий чрезвычайных ситуаций.

- Оценки готовности АЭС к предупреждению аварий и достаточности мер по защите персонала и территорий от чрезвычайных ситуаций.

- Разработки мероприятий по снижению риска и смягчению последствий аварий.

- Расчёта сил и средств для ликвидации возможных аварий.

Методология и методы исследования

Объектом исследования в данной работе являются наиболее опасные аварии на АЭС с реакторами типа РБМК (Курская, Смоленская АЭС). Предметом исследования в данной работе являются:

1. годовая эффективная доза облучения населения в кольцевом сегменте румба;

2. ущерб, нанесенный населению в кольцевом сегменте румба.

Методологическую основу работы составляют фундаментальные труды в таких областях науки, как:

- Физика и кинетика ядерных реакторов. Здесь следует выделить работы Казанского Ю.А. [5], Воронкова A.B. [14] и Масленникова М.В.

[15].

- Теория надежности. Вопросы теории надежности с разных сторон освещены в работах Острейковского В.А. [9, 10], Антонова A.B. [11], Гулиной О.М. [12], Сальникова H.JI. [13] и Гермогеновой Т.А. [16].

- Анализ безопасности. Вопросы анализа безопасности раскрываются в работах многих отечественных и зарубежных ученых. Из отечественных специалистов следует отметить работы Гордона Б.Г. [6, 7], Асмолова В.Г., Блинкова В.Н., Черникова О.Г. [8], Исламова Р.Т. [22-25], Александровской JI.H. [26], Петрина C.B. [27], Деревянкина A.A. [28], Буторина C.JT. [29] и Гермогеновой Т.А. [16]. Из зарубежных специалистов необходимо отметить работы Swain A.D. and Guttemann Н.Е. [25], Bixler N. [18], Spitzer С. [19] и Sugarman D. [20].

- Оценки риска. Вопросы оценок риска освещены в работах многих отечественных и зарубежных ученых. Из отечественных специалистов следует отметить работы Рослякова П.В. [4], Острейковского В.А. [30] и Гусева Н.Г. [31]. Из зарубежных специалистов необходимо отметить работу Markandya A. and Boyd R. [21].

Положения, выносимые на защиту:

1. Оценка риска вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами типа РБМК-1000.

2. Методический подход для расчета годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

3. Методический подход для расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба, на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

Степень достоверности

Работа проводилась по заданию ОАО «Концерн «Росэнергоатом» и в соответствии с приказом МЧС России № 506 от 4 ноября 2004 г. «Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта» [2]. Результатом работы являются оценки риска АЭС с реакторами типа РБМК (Курская, Смоленская АЭС), ВВЭР (Ростовская, Нововоронежская, Калининская, Кольская, Балаковская АЭС), БН-600 (Белоярская АЭС) и ЭГП-6 (Билибинская АЭС) для разработки паспортов безопасности АЭС [3].

Результаты работы обсуждены и одобрены ОАО «Концерн «Росэнергоатом». Имеется 3 акта о внедрении результатов работы.

Апробация результатов диссертации

Основные результаты диссертационной работы докладывались на следующих конференциях и семинарах:

1. Mathematical Methods in Reliability Conference; International Conference on Opportunities and Challenges for Water Cooled Reactors in the 21st Century, 27-30 October 2009, Vienna, Austria.

2. Научные конференции НИЯУ МИФИ (Обнинск, 2009-2015 гг.).

3. Международные научные конференции по информатике (MEDIAS-2011, MEDIAS-2012), Лимассол, Республика Кипр.

4. Международные научные конференции «Ситуационные центры и информационно-аналитические системы класса 4i для задач мониторинга и безопасности» (SC-IAS4i-VRTerro2011, SC-IAS4i-VRTerro2013, SCI AS4i-VRTerro2014), Москва-Протвино.

5. Международные научные конференции «Физико-техническая информатика» (СРТ-2013, СРТ-2014), Ларнака, Республика Кипр.

6. IX Международный ядерный форум «Безопасность ядерных технологий: аварийная готовность и реагирование», 29 сентября - 3 октября 2014 г., Санкт-Петербург.

Работа велась в рамках таких НИР, как «Разработка перечня мероприятий (рекомендаций) по управлению безопасностью, расчеты показателей для заполнения паспортов безопасности действующих АЭС» и «Разработка методики оценки показателей риска и критически важных (опасных) объектов Росатома для обеспечения готовности сил и средств к аварийному реагированию».

По теме диссертации опубликовано 15 работ [32-46], в том числе 3 в периодических изданиях, рекомендованных ВАК [32-34].

Работы, опубликованные в периодических изданиях, рекомендованных

ВАК:

1. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] // Атомная энергия, т. 109, вып. 6. - 2010. - С. 307-311.

2. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК / М.А. Берберова [и др.] // Ядерная энергетика. Известия высших учебных заведений. - 2011. - № 3. - С. 56-62.

3. Берберова, М.А. Оценка риска для атомных электростанций с реакторами типа РБМК и ВВЭР / М.А. Берберова [и др.] // Труды МФТИ, т. 6, № 1.-2014.-С. 146-153.

Работы, опубликованные в других изданиях:

4. Berberova, М. Risk Assessment for Nuclear Power Plants / M. Berberova and [oth.] // International Conference on Opportunities and Challenges for Water Cooled Reactors in the 21st Century. - Vienna, Austria, 2009. - 1 электронный оптический диск (CD ROM).

5. Берберова, М.А. Разработка методики оценки показателей риска АЭС / М.А. Берберова [и др.] // XI Международная конференция

«Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009»: тезисы докладов. -Обнинск, 2009.-С. 10-11.

6. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами различного типа / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и информационно-аналитические системы класса 41 8С-1А84ьУКТегго2011: труды Международной научной конференции. - Протвино-Москва: Изд. ИФТИ, 2011.-С. 37-42.

7. Берберова, М.А. Анализ безопасности физической защиты потенциально опасных объектов / М.А. Берберова [и др.] // МЕ01А8-2011: труды Международной научной конференции. - Протвино-Москва: Изд. ИФТИ. - С. 114-134.

8. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] // XII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2011»: тезисы докладов. - Обнинск, 2011. - С. 3-4.

9. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа БН / М.А. Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2012: аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2012. - С. 215.

10. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 (В-320) / М.А. Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2013: аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2013. - С. 231.

11. Берберова, М.А. Вопросы обеспечения безопасности АЭС: риск-монитор / Р.Т. Исламов, М.А. Берберова // XII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы докладов. - Обнинск, 2013. - С. 28.

12. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа ВВЭР-440 (В-230) / М.А. Берберова [и др.] // XIII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы докладов. -Обнинск, 2013. - С. 29-30.

13. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС41 для

мониторинга и безопасности. 8СУ11Т2013-14: труды Международной научной конференции. - Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С. 110-117.

14. Берберова, М.А. Анализ надежности персонала для проведения оценок риска / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС41 для мониторинга и безопасности. 8СУЯТ2013-14: труды Международной научной конференции. - Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С. 210-216.

15. Берберова, М.А. Оценка риска АЭС с реакторами типа РБМК / М.А. Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2015, аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2015. - С. 231.

Соответствие диссертации Паспорту научной специальности:

В соответствии с паспортом специальности 05-14-03, областью исследований является «Разработка методов обоснования безопасности и экологической приемлемости технологий и объектов ядерной техники».

1. Обзор методов оценок риска

В данной главе приводится обзор методов оценок риска.

Глава состоит из трех разделов. В разделе 1.1 приводится обзор методов оценок риска, описываются термины и определения, необходимые для оценок риска, и рассматриваются основные количественные показатели риска. В разделе 1.2 изложены положения по радиационной безопасности. В разделе 1.3 рассмотрен обзор методов оценок риска.

1.1. Основные термины и определения

Согласно Федеральному закону № 116-ФЗ «О промышленной безопасности опасных производственных объектов» [47], авария - это разрушение сооружений и (или) технических устройств, применяемых на опасных объектах (например, на АЭС), неконтролируемые взрыв и (или) выброс опасных веществ.

Согласно Федеральному закону № 184-ФЗ «О техническом регулировании» [48], риск - это вероятность причинения вреда жизни или здоровью граждан, имуществу физических или юридических лиц, государственному или муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных и растений с учетом тяжести этого вреда.

Применительно к АЭС определение риска может быть сформулировано более компактно, а именно как «сочетание вероятности и последствий наступления неблагоприятного события». В узком смысле понятие «риск» можно определить, как «количественная оценка опасностей, частота одного события при наступлении другого».

Согласно Методическим указаниям РД 03-418-01 [49], основными количественными показателями риска аварии являются:

- Технический риск - вероятность отказа технических устройств с последствиями определенного уровня (класса) за определенный период функционирования опасного объекта (например, АЭС).

- Индивидуальный риск - частота поражения отдельного человека в результате воздействия исследуемых факторов опасности аварий.

- Потенциальный территориальный риск (или потенциальный риск) -частота реализации поражающих факторов аварии в рассматриваемой точке территории.

- Коллективный риск - ожидаемое количество пораженных в результате возможных аварий за определенный период времени.

- Социальный риск, или //ЗУ-диаграмма - зависимость частоты возникновения событий в которых пострадало на определенном уровне не менее N чел., от этого числа N. Характеризует тяжесть последствий (катастрофичность) реализации опасностей.

- Ожидаемый ущерб - математическое ожидание величины ущерба от возможной аварии, за определенный период времени.

- Приемлемый (допустимый) риск - это такая минимальная величина риска, которая достижима по техническим, экономическим и технологическим возможностям. Приемлемый риск представляет собой некоторый компромисс между уровнем безопасности и возможностями его достижения. Величина этого риска зависит от вида отрасли производства, профессии, вида негативного фактора, которым он определяется. В настоящее время принято считать, что для действия техногенных опасностей в целом индивидуальный риск считается приемлемым, если его величина не превышает 10'6.

- Профессиональный риск - риск, связанный с профессиональной деятельностью человека.

Согласно РД 03-418-01 [49]:

риск аварии - это мера опасности, характеризующая возможность возникновения аварии на опасных объектах (например, на АЭС) и тяжесть ее последствий;

анализ риска - это процесс идентификации опасностей и оценка риска аварии на опасных объектах (например, на АЭС) для отдельных лиц или групп людей, имущества или окружающей природной среды.

Согласно ГОСТ Р 51898-2002 [50], риск допустимый - это риск, который в данной ситуации считается приемлемым при существующих общественных ценностях.

1.2. Радиационная безопасность

Безопасность АЭС является одним из основных свойств АЭС, определяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и электрической энергии [1].

Согласно Ми13ЖЖЖ-2300 [51], вероятностным характеристикам безопасности АЭС соответствуют риски, связанные с авариями, например, на АЭС с непосредственными и отдаленными последствиями для населения и сверхнормативным загрязнением окружающей среды.

В данной работе рассмотрены, прежде всего, специфические для АЭС вопросы радиационной безопасности (рисунок 1.1). Методики оценок общепромышленных рисков (факторов опасности пожаров, взрывов и токсичных веществ) достаточно полно описаны в методических и нормативных документах [47-69]. Общие положения обеспечения безопасности АЭС и правила ядерной безопасности исследовательских реакторов изложены в ОПБ-88/97 [70] и в НП-009-04 [71]. В Нормах проектирования сейсмостойких атомных станций (НП-031-01) [72] приведены нормы проектирования сейсмостойких АЭС. Основные положения Методики расчета надежности оборудования реакторных установок АЭС изложены в НП-031-01 [72] и в Методике расчета надежности оборудования реакторных установок [74]. Источником информации о параметрах и исходных данных являются данные Госкомстата России [75]. Положения, описанные в Методических указаниях МУ2.6.1.2153-06 [76], позволяют рассчитать дозы облучения персонала и населения на различных расстояниях от источника выброса радионуклидов, и расчетных зависимостей (формул и табличных

данных), приведенных в [73]. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов представлены в [77]. Нормы и правила проектирования вновь строящихся и реконструируемых подъездных дорог к АЭС представлены в [78, 79]. Вопросы декларирования промышленной безопасности и развитии методов оценки риска опасных производственных объектов раскрываются в [80, 81].

Оценка безопасности АЭС

Анализ надежности системы физзащиты АЭС

Рисунок 1.1 - Оценка безопасности АЭС

Федеральные законы [47, 48, 79, 82, 83] определяют правовые, экономические и социальные основы обеспечения безопасности при работе предприятий, использующих атомную энергию, источники ионизирующих излучений, опасные химические вещества.

4 ноября 2004 г. в МЧС России был подписан приказ № 506 «Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта» [2]. Предприятия отрасли, согласно [2], должны направлять в региональные управления МЧС соответствующие паспорта безопасности. В соответствии с [2] и

на основе типового паспорта безопасности опасных производственных объектов был разработан паспорт безопасности [3].

В соответствии с требованиями раздела II паспорта безопасности [3], для проведения работ по оценке риска АЭС при участии соискателя была разработана Методика оценки показателей риска АЭС [73].

Типовой паспорт безопасности [3] устанавливает основные требования к структуре, составу и оформлению паспорта безопасности опасного объекта (объектов) эксплуатирующих организаций. Данный типовой паспорт предназначен для разработки паспортов безопасности на АЭС.

1.3. Оценка риска

Согласно Руководству по проведению оценок рисков природного и техногенного характера [52], при проведении оценок риска последствия разделяются по категориям серьезности последствий (размеров ущербов), для которых отдельно оцениваются их вероятности. Графической интерпретацией риска АЭС являются кривые «частота-последствие» (т.н. /ЭДУ- и ^/С-диаграммы).

Общая процедура проведения оценок риска включает три последовательных стадии: оценка риска уровней 1, 2 и 3 [52]. Категории потенциального ущерба для оценки риска различных уровней рассматриваются в [84].

Для количественной оценки интегрального (от всех возможных аварий) риска используется формула, изложенная в публикациях и докладах соискателя [32-46]. В Рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите от 2007 года [53] введен коэффициент, связывающий вероятность (частоту) гибели людей с опасными воздействиями (5,6-10"2 1/Зв).

При оценке приемлемости полученных при проведении оценок риска анализируемой АЭС используются санитарно-гигиенические критерии, описанные в ГОСТ 12.1.010-76 [64] и НРБ-99/2009 [85].

В случае токсических, взрывных и термических воздействий риск гибели или тяжелого травмирования людей для конкретного сценария возможной аварии

следует оценивать в соответствии с методиками и рекомендациями [53, 55, 57, 63, 64, 66, 86, 87].

Оценка вероятностей (частот) сценариев развития аварий проводится в соответствии с методологией вероятностного анализа безопасности (ВАБ). ВАБ проводится с использованием методов «деревьев отказов» и «деревьев событий» или других процедур, позволяющих получить оценки вероятности возможных аварий.

В настоящее время для ВАБ АЭС существует развитая система методик [8894], которая успешно применяется и развивается как в отечественной, так и в мировой практике. Также есть целый ряд методик по оценке многих видов последствий техногенных аварий (оценка риска уровня 2) в требуемом объеме. В соответствии с Рекомендациями МКРЗ от 2007 года [53] и НРБ-99/2009 [85], в настоящей работе основное внимание уделяется оценке риска причинения вреда здоровью людей (населения и персонала) и окружающей среде в объеме, необходимом для планирования мер вмешательства для снижения последствий аварий на анализируемых АЭС. Можно отметить утвержденные отраслевые и межотраслевые руководства и методики, которые могут использоваться для проведения ряда необходимых экономических оценок (оценка риска уровня 3) как в области радиационных рисков, так и неядерных рисков природного и техногенного характера [55, 86, 95-99].

Порядок идентификации опасностей и выбора исходных событий определен в работе Международного Центра по Ядерной Безопасности [73]. Здесь же представлены иллюстрация применения методов идентификации опасностей, а также порядок оформления отчета по результатам оценок риска. Порядок оценки последствий аварий, масштабы возможного материального ущерба, а также порядок оценки экономических последствий аварии представлены в руководящих документах [52, 81, 95-101].

Аналитические и статистические методы анализа надежности систем и безопасности, а также анализ неопределенности при проведении оценок риска АЭС детально представлены в работах [6-9, 11, 16, 22-25, 30]. Исследование,

разработка и применение методов оценки надежности персонала при проведении ВАБ АЭС приведены в учебном пособии [27]. Примеры расчетов показателей риска для АЭС с реакторами типа РБМК-1000 приведены в работах Международного Центра по Ядерной Безопасности [102, 103], выполненных при непосредственном участии соискателя. Точность методов и результатов измерений согласована с Федеральным законом № 102-ФЗ [104], ГОСТ Р ИСО 5725-2002 (части 1...6) [105] и ГОСТ Р 8.563-2009 [106]. Проблемы эффективного управления сроком службы оборудования АЭС рассмотрены в исследовании [12]. Основы физики и кинетики ядерных реакторов представлены в учебном пособии [5]. Вопросы математического моделирования физических процессов освещены в публикациях [14, 15]. Методы вероятностного прогнозирования работоспособности оборудования ядерных установок приведены в исследовании [13]. Методы защиты окружающей среды и контроля вредных выбросов в атмосферу представлены в публикации [6].

Основой для формулировки выводов являются полученные результаты оценок риска АЭС в соотношении с критериями приемлемого риска, представленными в Федеральном законе № 184-ФЗ [48].

Разработка рекомендаций по уменьшению риска является заключительным этапом оценок риска. Согласно РД 03-418-01 [49], в рекомендациях представляются разработанные меры по уменьшению риска, основанные на результатах оценок риска.

Типовое содержание отчетной документации по оценкам риска приведено в работе [73].

Для проведения анализа радиационных последствий возможных аварий на реакторных установках, в Руководстве для пользователей Международной Шкалы Ядерных и Радиологических событий [107] предлагается классификация аварийных выбросов, которая соответствует Международной шкале ядерных событий (INES) на АЭС.

Согласно публикациям NRC, МАГАТЭ и Сандийской Национальной Лаборатории [18, 91, 108, 109], оценка риска от аварий на АЭС выполняется по

упрощенной процедуре проведения ВАБ уровня 3. Вероятности возникновения аварий (сценариев) определены по методикам, изложенным в ГОСТ Р 51898-2002 [50]. Риски радиационного воздействия на персонал и население в физических показателях оцениваются в соответствии с НРБ-99/2009 [85]. Риски радиационного воздействия на персонал и население в экономических показателях оцениваются в соответствии с учебным пособием [96] и ГОСТ Р 12.0.010-2009 [97].

Одним из основных этапов оценок риска является этап выбора наиболее вероятной и наиболее опасных аварий и определение вероятностей их возникновения. Описание аварий приводится в ПиНАЭ-5.6 [110] и ГОСТ 27.31095 [111]. Здесь же рассматриваются порядок проведения и общие методические принципы анализа видов, последствий и критичности отказов технических объектов всех видов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Берберова, Мария Александровна, 2015 год

Список литературы

1. Швыряев, Ю. В. Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ВВЭР: диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук: 05.14.03 / Швыряев Юрий Васильевич. - М., 2004. - 340 с.

2. Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта: [приказ МЧС России № 506 от 4 ноября 2004 г.]. - М., 2004. - 1 с.

3. Паспорт безопасности критически важного (опасного) объекта Росатома: [приказ МЧС России № 506 от 4 ноября 2004 г.]. - М., 2006. - 9 с.

4. Росляков П.В. Методы защиты окружающей среды: учеб. для вузов, по направлению «Энергомашиностроение». - М.: Изд. дом МЭИ, 2007. - 335 с.

5. Казанский, Ю.А., Лебедев, А.Б. Кинетика ядерных реакторов: учебное пособие. - Обнинск: ИАТЭ, 1990. - 82 с.

6. Гордон, Б.Г. Уроки аварий на АЭС Фукусима / Б. Г. Гордон // Экология и промышленность России. ЭКиП. - М., 2014. - С. 36-41.

7. Гордон, Б.Г. Актуальные проблемы экологического надзора / Б.Г. Гордон // Безопасность труда в промышленности, № 10. - 2006. - С. 40-46.

8. Асмолов, В.Г. Основы обеспечения безопасности АЭС: учеб. пособие для студентов вузов / В.Г. Асмолов, В.Н. Блинков, О.Г. Черников. - М.: МЭИ, 2014.-151 с.

9. Эксплуатация атомных станций: учебник для вузов / В.А. Острейковский. -М.: Энергоатомиздат, 1999. - 928 с.

10. Острейковский, В.А. Теория надежности: учебник для вузов / В.А. Острейковский. - М.: Высшая школа, 2003. - 462 с.

11. Статистические методы в теории надежности: учебное пособие / A.B. Антонов, М.С. Никулин. - М.: Абрис, 2012. - 390 с.

12. Гулина, О.М. Физико-статистические модели управления ресурсом оборудования второго контура атомных электростанций: диссертация на

соискание ученой степени доктора технических наук: 05.14.03 / Гулина Ольга Михайловна. - М., 2009. - 344 с.

13. Сальников Н.Л. Разработка методов теории вероятностного прогнозирования работоспособности оборудования ЯУ: диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук: 05.14.03 / Сальников Николай Леонидович. - Обнинск, 1995. - 364 с.

14. Воронков, А.В. Библиотеки многогрупповых констант пакета РЕАКТОР-ГП / А.В. Воронков [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. - 2009. - № 24. - С. 100-110.

15. Масленников М.В. Моделирование гибридной микромишени инерциального тяжелоионного синтеза с учетом нейтронно-ядерных реакций / М.В. Масленников [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Математическое моделирование физических процессов. - 2014. - Т. 2. - № 2. -С. 45-58.

16. Гермогенова, Т.А. Локальные свойства решений уравнения переноса / Т.А. Гермогенова. - М.: Наука. Гл. ред. физ.-мат. лит., 1986. - 272 с.

17. Swain, A.D. and Guttemann, Н.Е. Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications / A.D. Swain and H.E. Guttemann // NUREG/CR-1278. United States Nuclear Regulatory Commission. - 1983. - 728 P-

18. Bixler, N., Haaker, R. Accident Consequence Analysis (P-301). / N. Bixler, R. Haaker// US NRC: Sandia National Laboratories, 2009. - 302 p.

19. Spitzer, C., Schmocker, U., Dang, V.N. Probabilistic Safety Assessment and Management: PSAM 7 - ESREL'04 (6 volume set). / C. Spitzer, U. Schmocker, V.N. Dang // Berlin: Springer, 2004. - 3728 p.

20. Sugarman, D. Proceedings of the Technical Committee Meeting to summarize the achievement of a five year study of impacts and risks of energy systems (methods and data). / D. Sugarman // IAEA-TC-733.7. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2000. - 100 p.

21. Markandya, A. and Boyd, R. Valuing the human health effects of routine atmospheric releases from nuclear facilities. / A. Markandya and R. Boyd. // International Atomic Energy Agency, 1999. - 50 p.

22. Исламов, P.T. Аналитические и статистические методы анализа надежности систем и безопасности объектов атомной энергетики: диссертация на соискание ученой степени доктора физико-математических наук: 05.13.16 / Исламов Рустам Талгатович. - М., 1995. - 232 с.

23. Uncertainty Analysis: Report for US Nuclear Regulatory Commission. / R.T. Islamov. - Moscow: Russian Academy of Science Nuclear Safety Institute, 1998. -80 p.

24. Development of Standard Probabilistic Risk Assessment Procedure Guides: Quantification Uncertainty and Sensitivity Analysis: Report for US Department of Energy. / R.T. Islamov - Moscow: Russian Academy of Science Nuclear Safety Institute, 1998. - 107 p.

25. Берберова, M.A. Аналитические и статистические методы анализа надежности систем и безопасности объектов атомной энергетики: учеб. пособие для студентов вузов / М.А.Берберова, Р.Т.Исламов, - М.: МФТИ, 2014. - 146 с.

26. Александровская, JI.H., Аронов, И.З., Елизаров, А.И. [и др.]. Статистические методы анализа безопасности сложных технических систем: учебник / JI.H. Александровская, И.З. Аронов, А.И. Елизаров [и др.]; под ред. В.П.Соколова. -М.: Логос, 2001.-232 с.

27. Петрин, С.В. Анализ безопасности установок и технологий: методическое пособие по проблемам регулирования риска. / С.В. Петрин [и др.]. - Саров: ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», 2003. - 384 с.

28. Деревянкин, А.А. Исследование, разработка и применение методов оценки надежности персонала при проведении вероятностного анализа безопасности атомных станций: диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук: 05.13.16 / Деревянкин Александр Альбертович. - М., 1990. - 200 с.

29. Буторин, C.JI. Вероятностный анализ безопасности АЭС с учетом сейсмического фактора: Практическая реализация системного подхода: диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук: 05.14.16 / Буторин Сергей Леонидович. - СПб., 1997. - 308 с.

30. Острейковский, В.А. Математическое моделирование техногенного риска от эксплуатации нефтегазового оборудования. / В.А. Острейковский // Вестник кибернетики. - 2012. -№ 11. - С. 71-75.

31. Гусев, Н.Г., Беляев, В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере: справочник. 2-е изд. / Н.Г. Гусев, В.А. Беляев. - М.: Энергоатомиздат, 1991. - 254 с.

32. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] // Атомная энергия, т. 109, вып. 6. - 2010. - С. 307-311.

33. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК / М.А. Берберова [и др.] // Ядерная энергетика. Известия высших учебных заведений. - 2011. - № 3. - С. 56-62.

34. Берберова, М.А. Оценка риска для атомных электростанций с реакторами типа РБМК и ВВЭР / М.А. Берберова [и др.] // Труды МФТИ, т. 6, № 1. -2014.-С. 146-153.

35. Berberova, М. Risk Assessment for Nuclear Power Plants / M. Berberova and [oth.] // International Conference on Opportunities and Challenges for Water Cooled Reactors in the 21st Century. - Vienna, Austria, 2009. - 1 электронный оптический диск (CD ROM).

36. Берберова, М.А. Разработка методики оценки показателей риска АЭС / М.А. Берберова [и др.] // XI Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009»: тезисы докладов. - Обнинск, 2009. - С. 10-11.

37. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами различного типа / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и информационно-аналитические системы класса 4i. SC-IAS4i-VRTerro2011: труды Международной научной конференции. - Протвино-Москва: Изд. ИФТИ, 2011. - С. 37-42.

38. Берберова, М.А. Анализ безопасности физической защиты потенциально опасных объектов / М.А. Берберова [и др.] // MEDIAS-2011: труды

Международной научной конференции. - Протвино-Москва: Изд. ИФТИ. - С. 114-134.

39. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] // XII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров -2011»: тезисы докладов. - Обнинск, 2011. - С. 3-4.

40. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа БН / М.А. Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2012: аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2012. - С. 215.

41. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 (В-320) / М.А. Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2013: аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2013. - С. 231.

42. Берберова, М.А. Вопросы обеспечения безопасности АЭС: риск-монитор / Р.Т. Исламов, М.А. Берберова // XII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы докладов. -Обнинск, 2013.-С. 28.

43. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа ВВЭР-440 (В-230) / М.А. Берберова [и др.] // XIII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы докладов. - Обнинск, 2013. - С. 2930.

44. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС41 для мониторинга и безопасности. 8СЛ/Т1Т2013-14: труды Международной научной конференции.

- Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С. 110-117.

45. Берберова, М.А. Анализ надежности персонала для проведения оценок риска / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС41 для мониторинга и безопасности. 8С\Т1Т2013-14: труды Международной научной конференции.

- Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С. 210-216.

46. Берберова, М.А. Оценка риска АЭС с реакторами типа РБМК / М.А. Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2015: аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2015. - С. 231.

47. О промышленной безопасности опасных производственных объектов: [Федеральный закон № 116-ФЗ от 21.07.97 (ред. от 04.03.2013): принят Государственной Думой Российской Федерации 20 июня 1997 года]. - М., 1997.-22 с.

48. О техническом регулировании: [Федеральный закон № 184-ФЗ от 27.12.02: принят Государственной Думой Российской Федерации 15 декабря 2002 года]. - М., 2002. - 84 с.

49. Методические указания по проведению анализа риска опасных производственных объектов: [Методические указания РД 03-418-01: утверждены постановлением Госгортехнадзора России от 10.07.01 № 30]. -М., 2001.- 19 с.

50. ГОСТ Р 51898-2002 Аспекты безопасности. Правила включения в стандарты. - М., 2002. - 6 с.

51. NUREG/CR-2300 PRA Procedures Guide: a Guide То The Performance Of Probabilistic Risk Assessment For Nuclear Power Plants. - NRC, 1983. - 670 p.

52. Руководство по проведению оценок рисков природного и техногенного характера на ядерных объектах: [Руководство per. № 30-433 от 25.03.2002: утверждено Статс-секретарем заместителем Министра Российской Федерации по атомной энергии В.А.Лебедевым 25 марта 2002 г.]. - М., 2002. -31 с.

53. Рекомендации Международной комиссии по радиационной защите от 2007 года: [публикация 103 МКРЗ: утверждена в марте 2007 года]. - М.: Труды МКРЗ, 2009. 344 с.

54. Комплексная гигиеническая оценка степени напряженности медико-экологической ситуации различных территорий, обусловленной загрязнением токсикантами среды обитания населения: [Методические рекомендации MP № 2510/5716-97-32: утверждены Главным государственным врачом России 30.07.97 за № 510/3416-97-32]. - М., 1997. -17 с.

55. Методические рекомендации к экономической оценке рисков для здоровья населения при воздействии факторов среды обитания: [Методические рекомендации МР № 5.1.0029-11: утверждены Главным государственным санитарным врачом Российской Федерации 31.07.11]. - М., 2011. - 223 с.

56. Préparation, Conduct and Evaluation of Exercises to Test Preparedness for a Nuclear or Radiological Emergency: [EPR - EXERCISE 2005]. - IAEA, 2005. -165 p.

57. Методика разработки и установления нормативов предельно допустимых выбросов радиоактивных веществ в атмосферный воздух: [Методика: утверждена приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору от 7 ноября 2012 г. № 639]. - М., 2012. - 12 с.

58. Руководство по гигиенической оценке факторов рабочей среды и трудового процесса. Критерии и классификация условий труда: [руководство Р 2.2.2006-05: утверждено Главным Государственным санитарным врачом России 29.07.2005]. - М., 2005. - 108 с.

59. Руководство по оценке профессионального риска для здоровья работников. Организационно-методические основы, принципы и критерии оценки: [руководство Р 2.2.1766-03: утверждено Главным Государственным санитарным врачом России 24.06.2003]. - М., 2003. - 156 с.

60. Методические рекомендации по оценке ущерба от аварий на опасных производственных объектах: [Методические рекомендации РД 03-496-02: утверждены приказом Госгортехнадзора России от 29.10.2002 № 63]. - М., 2002. - 38 с.

61. Административный регламент Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору по исполнению государственной функции по регистрации опасных производственных объектов и ведению государственного реестра опасных производственных объектов: [приказ 606: утверждён 04.09.2007 Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору]. - М., 2007. - 8 с.

62. О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения: [Федеральный закон № 52-ФЗ от 30.03.99 (ред. от 23.07.2013): принят Государственной Думой 12 марта 1999 года]. - М., 1999. - 30 с.

63. ГОСТ 12.1.004-91 Система стандартов безопасности труда. Пожарная безопасность. Общие требования. - М., 1991. - 68 с.

64. ГОСТ 12.1.010-76 Система стандартов безопасности труда. Взрывобезопасность. Общие требования. - М., 1976. - 6 с.

65. ГОСТ 51897-2011 Менеджмент риска. Термины и определения. - М., 2012. -16 с.

66. ГОСТ Р 51342-99 Безопасность машин. Съемные защитные устройства. Общие требования по конструированию и изготовлению неподвижных и перемещаемых съемных защитных устройств. - М., 1999. - 22 с.

67. ГОСТ Р 51901-2002 Управление надежностью. Анализ риска технологических систем. - М., 2002. - 21 с.

68. Установки по переработке отработавшего ядерного топлива. Требования безопасности: [Нормы и правила НП-013-99: утверждены постановлением Госатомнадзора России от 27 декабря 1999 г.]. - М., 1999. - 16 с.

69. EPA/630/P-02/004F Generic Ecological Assessment Endpoints (GEAEs) for Ecological Risk Assessment. Risk Assessment Forum. U.S. Environmental Protection Agency. - Washington, 2003. - 67 p.

70. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97: [Нормы и правила НП-001-97: утверждены Постановлением Госатомнадзора России № 9 от 14.11.1997]. -М., 1997. - 30 с.

71. Правила ядерной безопасности исследовательских реакторов: [Нормы и правила НП 009-04: утверждены Постановлением Ростехнадзора № 11 от 31.12.2004].-М., 2004.-21 с.

72. Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций: [Нормы и правила НП-031-01: утверждены Постановлением Госатомнадзора России № 9 от 19.10.01]. -М., 2001.-21 с.

73. Разработка проекта Методики оценки показателей риска АЭС, ее согласование с соисполнителями, рассмотрение на секции НТС Росатома и представление на утверждение в установленном порядке: отчет о НИР per. № 1395МТ08 / Кабанов Л.П., Берберова М.А. [и др.] - М.: Международный Центр по Ядерной Безопасности, 2008. - 112 с.

74. Надежность оборудования реакторных установок АЭС: [Методика расчета РТМ № 95 823-81: утверждена Госатомэнергонадзором 01 июля 1981 г.]. -М., 1981.-209 с.

75. URL: http://www.gks.ru/wps/wcm/connect/rosstat main/rosstat/ru/statistics/.

76. Оперативная оценка доз облучения населения при радиоактивном загрязнении территории воздушным путем: [Методические указания МУ 2.6.1.2153-06: утверждены Главным Государственным санитарным врачом РФ 04.12.2006]. - М., 2007. - 90 с.

77. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов: [Нормы и правила НП 053-04: утверждены Постановлением Ростехнадзора № 5 от 04.10.2004]. - М., 2004. - 89 с.

78. Автомобильные дороги: [Строительные нормы и правила СНиП 2.05.02-85*: утверждены Постановлением Госстроя СССР № 233 от 17.12.1985]. - М., 1985.-84 с.

79. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций (СП АС-03): [санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПин 2.6.1.24-03: приняты постановлением Главного государственного санитарного врача РФ от 28 апреля 2003 г. № 69]. - М., 2003. - 45 с.

80. Карабанов, Ю.Ф., Лисанов, М.В. Об опыте декларирования промышленной безопасности и развитии методов оценки риска опасных производственных объектов. / Ю.Ф. Карабанов, М.В. Лисанов // Безопасность труда в промышленности. - 2002. - № 12. - С. 30-31.

81. РД ЭО 1.1.2.99.0624-2011 Мониторинг строительных конструкций атомных станций. - М., 2011. - 21 с.

82. Об использовании атомной энергии: [Федеральный закон № 170-ФЗ от

21.11.95 (ред. от 02.07.2013): принят Государственной Думой Российской Федерации 20 октября 1995 года]. - М., 1995. - 32 с.

83. О радиационной безопасности населения: [Федеральный закон № З-ФЗ от

09.01.96 (ред. от 19.07.2011): принят Государственной Думой 5 декабря 1995 г.]. - М., 1995.- 11 с.

84. Владимиров, В.А., Измалков, В.И. Катастрофы и экология: Центр стратегических исследований МЧС России. / В.А. Владимиров, В.И. Измалков. - М.: ООО «Контракт-Культура», 2000. - 380 с.

85. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009): [санитарно-эпидемиологические правила и нормативы СанПиН 2.6.1.2523-09: утверждены Постановлением Главного государственного санитарного врача РФ № 47 от 07.07.2009]. - М., 2009. - 75 с.

86. Единая межведомственная методика оценки ущерба от чрезвычайных ситуаций техногенного, природного и террористического характера, а также классификации и учета чрезвычайных ситуаций. - М.: ФГУ ВНИИ ГОЧС (ФЦ), 2004. - 57 с.

87. Инженерно-экологические изыскания для строительства: [Свод правил СП 11-102-97: утверждены письмом Госстроя России № 9-1-1/69 от 10.07.1997]. -М., 1997.-57 с.

88. WASH-1400 (NUREG 75/014) Reactor Safety Study. An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plant. Appendices Ш & IV: United States Nuclear Regulatory Commission. - 1975. - 175 p.

89. NUREG/CR-2815 (BNL-NUREG-51559) Probabilistic Safety Analysis Procedures Guide: United States Nuclear Regulatory Commission. - 1985. - 240 p.

90. IAEA. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (level 2), Accidents Progression, Containment Analysis and Estimation of Accident Source Terms. Vienna, 1995. Safety Series No. 50-P-8. -132 p.

91. NUREG/CR-6883 (INL/EXT-05-00509) The SPAR-H Human Reliability Analysis Method. - Idaho National Laboratory. United States Nuclear Regulatory Commission. - 1985. - 230 p.

92. NUREG-1150 (Vol.1) Severe Accident Risks: An assessment for five US Nuclear Power Plants. - United States Nuclear Regulatory Commission. - 1991. - 59 p.

93. NEA/CSNI/R(2009)4 Probabilistic safety analysis (PSA) of other external events than earthquake. - Nuclear Energy Agency Committee on the Safety of Nuclear Installations, 2009. - 114 p.

94. Katona, T.J. Long-Term Operation of WER Power Plants. / T.J. Katona // Nuclear Power - Deployment, Operation and Sustainability. - 2011. - P. 152-196.

95. Межотраслевая методика расчета экономического ущерба от радиационных аварий при использовании радиоактивных веществ в народном хозяйстве. -СПб: ООО «РЭСцентр», 1998 (в редакции 2006 г.). - 53 с.

96. Мастрюков, Б.С. Безопасность в чрезвычайных ситуациях: учебник для студ. высш. учеб. заведений / Б.С. Мастрюков. - М.: Издательский центр «Академия», 2003. - 336 с.

97. ГОСТ Р 12.0.010-2009 Система стандартов безопасности труда. Системы управления охраной труда. Определение опасностей и оценка рисков. - М., 2009. - 20 с.

98. Estimated Maximum Loss from Explosion and/or Fire / Guidelines for assessment in the oil, gas and petrochemical industries. International Oil Insurers, London, 1992. - 72 p.

99. Экологический менеджмент и экологическое аудирование: учебное пособие / О.А. Конык. - Сыктывкар: Сыктывкарский лесной институт, 2013. 107 с.

100. Externalities of Energy: [Methodology 2005 Update. European Commission]. -Stuttgart: Directorate-General for Research Sustainable Energy Systems, 2005. -287 p.

101. Statewide Natural Hazard Risk Assessment: Project Summary / Prepared by Risk Frontiers. - Queensland Department of Community Safety, 2011. - 25 p.

102. Разработка перечня мероприятий по управлению безопасностью и оценка показателей риска для 2 очереди (3 блока) Смоленской АЭС с реактором РБМК-1000: отчет о НИР per. № 23140Т12 / Кабанов Л.П., Берберова М.А. [и др.] - М.: Международный Центр по Ядерной Безопасности, 2012. - 225 с.

103. Корректировка паспорта безопасности Курской АЭС. Оценка показателей риска Курской АЭС для разработки раздела И Паспорта безопасности: отчет о НИР per. № 21520Т11 / Кабанов Л.П., Берберова М.А. [и др.] - М.: Международный Центр по Ядерной Безопасности, 2011. - 68 с.

104. Об обеспечении единства измерений: [Федеральный закон № 102-ФЗ от 26.06.08: принят Государственной Думой 11 июня 2008 г.]. - М., 2008. - 16 с.

105. ГОСТ Р ИСО 5725-2002 (части 1...6) Точность (правильность и прецизионность) методов и результатов измерений. - М., 2002. - 291 с.

106. ГОСТ Р 8.563-2009 Государственная система обеспечения единства измерений. Методики (методы) измерений. - М., 2010. - 33 с.

107. ИНЕС. Руководство для пользователей Международной Шкалы Ядерных и Радиологических событий: [изд. 2008 г. Подготовлено совместно МАГАТЭ и ОЭСР/АЯЭ]. - Вена: МАГАТЭ, 2010. - 250 с.

108. Procedures for conducting probabilistic safety assessment of nuclear power plants (Level 3). Off-site consequences and estimation of risks to the public: IAEA. Safety Series № 50-P-12. - Vienna, 1996. - 68 p.

109. Caldwell, A. Addressing Off-site Consequence Criteria Using Level 3 Probabilistic Safety Assessment. A Review of Methods, Criteria, and Practices. / A. Caldwell // Department of Nuclear Power Safety. KTH Royal Institute of Technology. Stockholm, Sweden, 2012. - 54 p.

110. Нормы строительного проектирования AC с реакторами различного типа: [Нормы строительного проектирования ПиНАЭ-5.6: утверждены Минатомэнерго СССР 29 декабря 1986 г.]. - М., 1986. - 8 с.

111. ГОСТ 27.310-95 Надежность в технике. Анализ видов, последствий и критичности отказов. Основные положения. - М., 1996. - 14 с.

112. Правила ядерной безопасности для объектов ядерного топливного цикла: [Нормы и правила НП-063-05: утверждены Постановлением Ростехнадзора № 15 от 20.12.2005]. - М., 2005 - 29 с.

113. NUREG/CR-6410 Nuclear Fuel Cycle Facility Accident Analysis: handbook. -NRC, 1998.-669 p.

114. Отраслевые правила проектирования и эксплуатации систем аварийной сигнализации о возникновении самоподдерживающейся цепной реакции и организации мероприятий по ограничению ее последствий: [Отраслевые правила ПБЯ-06-10-99: утверждены Приказом Минатома России от 19.03.1999 № 182].-М., 1999. - 16 с.

115. Quality Group Classifications and Standards for water-, steam-, and radioactive-waste-containing components of Nuclear Power Plants: [US Nuclear Regulatory Commission. Office of Nuclear Regulatory Research. Regulatory Guide 1.26]. NRC, 2007. - 8 p.

116. Расчет квоты предела годовой дозы и допустимых уровней радиационных факторов для радиационно опасных предприятий: [Методические указания МУ 2.6.1.34-2007: утверждены 7 декабря 2007 г.]. - М., 2007. - 8 с.

117. Расчет и обоснование размеров санитарно-защитных зон и зон наблюдения вокруг АЭС: [Методические указания МУ 2.6.1.042-2001: утверждены Главным Государственным санитарным врачом по объектам и территориям, обслуживаемым Федеральным управлением «Медбиоэкстрем» 20 сентября 2001 г.].-М., 2001.-23 с.

118. IAEA Safety Standards Series. Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants. Safety guide №NS-G-1.2. Vienna, 2001. - 91 p.

119. Уломов, В.И., Шумилина, JI.С. Комплект новых карт общего сейсмического районирования территории Российской Федерации: пояснительная записка и список городов и населенных пунктов, расположенных в сейсмоопасных районах / В.И. Уломов, Л.С. Шумилина. - М.: Объединенный Институт Физики Земли им. О.Ю.Шмидта, 1999. - 19 с.