Совершенствование системы безопасности персонала АЭС на основе информационно-измерительной системы "СКАЛА-МИКРО" тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.26.01, кандидат технических наук Джумаев, Сергей Джалилович

• Джумаев, Сергей Джалилович
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Джумаев, Сергей Джалилович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ПРОИЗВОДСТВЕННЫЕ ФАКТОРЫ, ВЛИЯЮЩИЕ НА

БЕЗОПАСНОСТЬ ПЕРСОНАЛА И АЭС В ЦЕЛОМ.

1.1 Технические особенности канальных реакторов с учетом человеческого фактора.

1.2 Снижение риска облучения персонала и населения путем ограничения радиоактивных выбросов.

1.3.Структура управляющих систем безопасности реактора.

1.4 Вопросы радиационной безопасности — основа безопасности персонала.

ГЛАВА 2. ОРГАНИЗАЦИЯ КОНТРОЛЯ КОНСТРУКЦИЙ И УЗЛОВ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ, РАБОТАЮЩИХ ПОД ДАВЛЕНИЕМ, С ЦЕЛЬЮ СНИЖЕНИЯ ОПАСНОСТИ ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТРАВМООПАСНЫХ СИТУАЦИЙ.

2.1 Повышения безопасности АЭС и снижение влияния ошибочных действий персонала.

2.2 Опасность возникновения травмоопасных ситуаций и профзаболеваний персонала при аварии с разрывами КМПЦ.

ГЛАВА 3. РОЛЬ СИСТЕМЫ «СКАЛА-МИКРО» В ПОВЫШЕНИИ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС ДЛЯ ПЕРСОНАЛА И ОКРУЖАЮЩЕЙ СРЕДЫ.

3.1 Система КСКУЗ.

3.2 Совершенствование системы безопасности персонала, контроля и управления АЭС с помощью системы «СКАЛА-МИКРО».

ГЛАВА 4. ОЦЕНКА РИСКА ВОЗНИКНОВЕНИЯ ТРАВМООПАСНЫХ

СИТУАЦИЙ ИЛИ ПРОФЕССИОНАЛЬНЫХ ЗАБОЛЕВАНИЙ.

4.1 Основные факторы рисков.

4.2 Методы оценки влияния рабочей среды на работу персонала.

ГЛАВА 5. РАЗРАБОТКА МЕТОДИКИ ОЦЕНКИ РИСКОВ

ТРАВМАТИЗМА И ПРОФЗАБОЛЕВАНИЙ.

5.1 Расчет уровня потенциальной опасности.

5.2 Порядок ранжирования и определение рейтинга.

5.3 Корректировка уровня потенциальной опасности.

ГЛАВА 6. РАЗРАБОТКА ПРОГРАММНОГО ОБЕСПЕЧЕНИЯ РАБОЧИХ

СТАНЦИЙ ОПЕРАТОРА.

6.1 Подсистема технологического программирования (ПСТП).

6.2 Подсистема обработки аварийных сообщений.

6.3 Подсистема взаимодействия с оператором.

6.4 Подсистема графического представления текущей и архивной информации.

6.5 Подсистема ведения технологического журнала отклонений и неисправностей.

6.6 Справочная подсистема АСКТО.

6.7 Подсистема сетевого взаимодействия.

6.8 Подсистема работы с аналоговой и дискретной базами данных энергоблока.

6.9 Архитектура системы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Совершенствование системы безопасности персонала АЭС на основе информационно-измерительной системы "СКАЛА-МИКРО"»

В конце 60-ых годов прошлого столетия в СССР был разработан новый тип реакторов - РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный). Его появление было обусловлено, в первую очередь тем, что промышленность в то время не могла выпускать в достаточных количествах оболочку корпуса реактора ВВЭР, и этот факт сдерживал рост производства атомными станциями электроэнергии на европейской части страны [1]. Реактор РБМК-1000 в корпусе не нуждался, т.к. представляет собой канальный тип реактора, его сборка производилась на площадке. Установленная электрическая мощность реакторов РБМК-1000 с самого начала более чем вдвое превосходила мощность эксплуатируемых реакторов ВВЭР-440.

Особенность реактора РБМК-1000, как объекта управления, состоит в том, что он имеет положительные обратные связи по плотности теплоносителя (положительный паровой коэффициент реактивности). При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, поэтому расчет технологических параметров необходимо вести в реальном масштабе времени, а невозможность их выполнения в течение незначительного промежутка времени может быть причиной не только останова энергоблока, но и создания аварийной ситуации. При повышении температуры теплоносителя цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать, и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и самоподдерживающую стадию -произойдет разгон реактора. Неуправляемый процесс в конечном итоге может привести к нарушению целостности ТВС и активной зоны реактора и выходу радиоактивных веществ в окружающую среду, что, несомненно, приведет к поражению радиоактивными выбросами как обслуживающего персонала, так и населения.

Поэтому в реакторе РБМК-1000 особенно важна роль управляющих систем обеспечения безопасности (защиты), которые должны предотвращать неуправляемый разгон реактора и обеспечивать его охлаждение в аварийных ситуациях, гася подъем температуры, нарушение оболочек ТВЭЛ и барьеров безопасности, обеспечивая безопасность персонала и окружающей среды.

Трудно переоценить значение своевременности и качества информационного обеспечения персонала, осуществляющего управление энергоблоком, о состоянии технологических параметров энергоблока в реальном масштабе времени, высокие эргономические показатели, соответствие рабочих мест требованиям нормативных документов, надежность средств индивидуальной защиты и др.

Отечественный и зарубежный опыт показывает, что в такой сложной области, как управляющие системы реакторных установок (РУ), развитие идет скорее эволюционным, чем революционным, путем [1,2].

В конце 50-х и в начале 60-х годов в связи с модернизацией промышленных уран-графитовых реакторов была разработана новая конструкция подвески ионизационной камеры. Эта конструкция экспериментально отработана на химкомбинате «Маяк». Подвесками такого типа были оснащены все промышленные уран-графитовые реакторы.

Усилитель аварийной защиты по скорости нарастания мощности в диапазоне токов ионизационной камеры от 10"п до 10"4 А впервые в стране внедрен в 1960 году на реакторах химкомбината «МАЯК», затем на Сибирском и Горном химкомбинатах, положив тем самым начало целой серии приборов и аппаратуры, примененных в системах управления и защиты (СУЗ) энергетических реакторов.

В конце 60-х годов применительно к первому (головному) энергоблоку РБМК на Ленинградской АЭС (пуск в 1973 год) был разработан более совершенный комплекс аппаратуры - для резервирования и автоматического контроля исправности каналов аварийной защиты, с разветвленной схемой регулирования, с использованием режимов автоматического снижения мощности до безопасных уровней при нарушениях условий нормальной эксплуатации.

В последующие годы происходило развитие аппаратурных комплексов, в том числе, в плане расширения функций систем, например, создание локальных автоматических регуляторов и каналов локальной аварийной защиты.

Впервые в отечественной практике применительно к АЭС была создана информационно-вычислительная система «Карат» для Белоярской АЭС в начале 60-х годов прошлого столетия. Специфика контроля энергоблока с канальным реактором, потребовавшая оперативной реализации расчетов энергораспределения по каналам активной зоны, предопределила необходимость применения управляющей вычислительной машины (УВМ) в качестве ядра системы «Карат», реализация которой была осуществлена на базе одной из первых отечественных УВМ.

Была выбрана стратегическая линия на создание специальных датчиков, позволяющих измерять основные теплотехнические и физические параметры реактора непосредственно в активной зоне, тем самым повысить безопасность АЭС, как для персонала, так и для населения и окружающей среды.

Разработка малогабаритной (менее 1 мм в сечении) микротермопары ТМ-2 и различных типов радиационно-стойких кабелей с магнезиальной изоляцией в металлической оболочке для подключения датчиков физического и технологического контроля (температуры, уровня энерговыделения) и прокладки линий связи от датчиков к измерительным системам, а также оригинальных многозонных датчиков контроля температуры графитовой кладки реактора позволили значительно повысить уровень информированности оперативного персонала о состоянии реактора, что является одним из важнейших элементов системы обеспечения безопасности персонала.

В настоящее время доля производства электроэнергии на АЭС в мире составляет 16 %. Однако темпы её развития в последние годы существенно замедлилось. Частично это связано с общей тенденцией энергосбережения, но главной причиной явились широко распространившиеся убеждения во «вредности» атомной энергетики, сомнения в возможностях достижения приемлемого уровня безопасности АЭС.

Большую роль в формировании отношения населения к атомной энергетике сыграли аварии на АЭС. В этой связи следует выделить аварию на АЭС Three Mile Island (США), произошедшую 28 марта 1979 г., и аварию на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС, случившуюся 26 апреля 1986 г.

Эти аварии вызвали в ряде стран широкую волну общественного сопротивления использованию АЭС и породили сомнения в зрелости концепций безопасности, заложенных в основы проекта АЭС, достаточности принимаемых мер безопасности.

Указанные события способствовали интенсификации научных исследований в области обеспечения безопасности объектов атомной энергетики. Вопросам повышения безопасности АЭС, контролю качества поставляемого на энергоблоки оборудования, улучшению условий труда персонала, в частности, операторов пультов управления, и смежным вопросам посвящено значительное количество литературы [1- 80].

Были выявлены недостатки, упущения и ошибки в мерах обеспечения безопасности АЭС. Специалисты убедились и в том, что необходимо пересмотреть концепцию обеспечения безопасности путем повышения свойств самозащищенности реакторов, обеспечения более высокого уровня безопасности благодаря модернизации систем технологической безопасности и улучшения условий труда персонала на действующих в РФ энергоблоках АЭС.

Следует отметить, что на всех энергоблоках АЭС с реакторами РБМК-1000 эксплуатировалась или эксплуатируется до настоящего времени информационно-вычислительная система (ИБС) «СКАЛА» [9, 10], созданная ФГУП «Н1И1 ВНИИЭМ». Эта система обеспечивает контроль технологического процесса во всех режимах работы энергоблока, включая аварийные. Специфика реактора РБМК-1000 требует проведения сложных нейтронно-физических расчетов, без которых невозможно осуществить контроль энергораспределения и других технологических параметров реактора. Опыт эксплуатации АЭС с РБМК-1000 показал, что для существенного повышения безопасности энергоблоков необходимо решить следующие задачи:

- объединение устройств системы в единую локальную вычислительную сеть, интегрируя их с другими системами энергоблока цифровыми интерфейсами;

- создание развитой системы информационной поддержки операторов энергоблока;

- создание распределенной вычислительной среды достаточной производительности для обеспечения оперативных расчетов и логической обработки информации;

-повышение оперативности контроля основных параметров энергоблока;

- повышение оперативности и объема архивирования диагностической информации;

-дублирование узлов локальной вычислительной сети и сегментирование сети для обеспечения надежности системы при отказах оборудования;

- совершенствование расчетов технологических параметров реактора;

- оперативный контроль достоверности информации;

- оперативный контроль оборудования и работоспособности системы в процессе ее функционирования;

- обеспечение возможности поэтапной модернизации системы «СКАЛА» с сохранением существующих кабельных связей с датчиками и сигнальными элементами;

- реализация автоматизированной метрологической поверки измерительных трактов;

- передача текущей информации в ЛВС АЭС и в Кризисный центр ОАО «Концерн Энергоатом» для обеспечения мониторинга технологических параметров энергоблока и проведения неоперативных расчетов по сопровождению эксплуатации;

- создание и реализация методик верификации системы и валидации расчетов энергораспределения;

- функционирование полномасштабного стенда системы в HiШ ВНИИЭМ;

- обеспечение рабочего места для отладки новых алгоритмов на действующем энергоблоке без выдачи несанкционированной информации оперативному персоналу.

Для решения этих задач был предложен проект третьего поколения информационно-измерительной системы (ИИС) - система «СКАЛА-МИКРО» [11, 12], являющаяся компонентом систем безопасности АЭС.

Совокупность специализированного оборудования, программно - технических средств, методов организации работ, персональных инструкций и средств индивидуальной защиты образуют систему безопасности персонала (СБП) энергоблока, и «СКАЛА-МИКРО» может рассматриваться как компонент СБП.

Для устойчивого функционирования всех систем безопасности АЭС с реактором типа РБМК-1000 важную роль играет оперативный персонал, соответствие его рабочих мест нормативным требованиям. В том числе: качество воздуха рабочей зоны, уровень ионизирующих и неионизирующих излучений, освещенность, шум, вибрации, ультразвук, тяжесть и напряженность труда, а также обеспеченность работников средствами индивидуальной защиты (СИЗ). Не малую роль играют и такие факторы, как осознание персоналом степени ответственности при эксплуатации энергоблока, его уверенность в надежной работе системы безопасности, необходимость выполнения возложенных на него функций.

В контексте человеческого фактора обеспечения безопасности следует подчеркнуть, что персонал Чернобыльской АЭС не осознавал важность указанных требований.

После аварии на Чернобыльской АЭС на первый план были выдвинуты следующие требования:

- исключение последствий ошибочных действий человека;

- расширение функций и объема оперативного контроля технологических параметров энергоблоков;

-повышение надежности и оперативности контроля энергораспределения;

- расширение комплекса нейтронно-физических расчетов;

- совершенствование условий и охраны труда персонала.

Необходимость реализации этих требований предопределяет цель работы: на основе модернизации систем безопасности энергоблока усовершенствовать систему безопасности персонала АЭС с реактором типа РБМК—1000 путем внедрения современных методов и средств сбора, обработки, передачи и отображения информации, обеспечивающих существенное улучшение условий труда персонала, эргономики рабочих мест и информационной поддержки операторов.

Для достижения поставленной цели было необходимо решить следующие основные задачи: провести исследование эксплуатационных особенностей РБМК-1000 и определить риски травматизма и профзаболеваний персонала с учетом технологических нарушений и ошибочных действий работников;

-разработать проект модернизации системы "СКАЛА" с сохранением первичных датчиков локальной автоматики и большей части коммуникационных связей; разработать методику анализа риска травматизма и профзаболеваний персонала.

Заключение диссертации по теме «Охрана труда (по отраслям)», Джумаев, Сергей Джалилович

Результаты работы позволяют говорить о том, что сделан значительный шаг в направлении обеспечения снижения риска аварий, травматизма и профзаболеваний на АЭС.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате проведённых исследований накоплен опыт анализа разработки и эксплуатации информационных систем верхнего уровня для обеспечения безопасности АЭС с реакторами РБМК-1000, нашедший своё отражение при создании системы «СКАЛА-МИКРО».

Реализация проекта модернизации систем «СКАЛА» произошла на новых базовых средствах при условии использования существующих на АЭС первичных датчиков локальной автоматики и большей части коммуникационных связей.

Для устойчивого функционирования системы «СКАЛА-МИКРО» проведены аттестация рабочих мест оперативного персонала на соответствие нормативным требованиям, которые включают в себя качество воздуха рабочей зоны (подвижность, температура, влажность, запыленность, газовый состав и др.), уровень ионизирующих и неионизирующих излучений, освещенность, шум, вибрации, ультразвук, тяжесть и напряженность труда, а также обеспеченность работников средствами индивидуальной защиты (СИЗ).

Система «СКАЛА-МИКРО» успешно прошла опытно-промышленную эксплуатацию на первом энергоблоке Курской АЭС и с декабря 2003 года находится в промышленной эксплуатации.

Практика безаварийной эксплуатации оборудования системы «СКАЛА-МИКРО» на семи энергоблоках РБМК-1000 подтвердила правильность выбора пути модернизации, а также выявила высокую надежность новых аппаратно-программных средств и их явное преимущество по многим другим параметрам перед ранее используемыми средствами.

В результате внедрения системы «СКАЛА-МИКРО» существенно повышены эксплуатационная надежность и качество контроля энергоблока:

- снижен риск несанкционированных (ошибочных) действий операторов;

- снижен риск возникновения аварийный ситуаций, приводящих к травмированию и профзаболеваниям персонала;

- существенно повышены эксплуатационная надежность и качество контроля энергоблока;

- сохранены существующие кабельные присоединения при замене устройств нижнего уровня;

- обеспечен оперативный обмен информации с новой системой управления и защиты реактора (двухкомплектной КСКУЗ) по цифровому каналу связи;

-обеспечен прием информации непосредственно от датчиков расхода воды в каналах реактора с исключением промежуточных преобразователей;

-существенно повышена оперативность контроля измеряемых параметров - период контроля поканальных расходов воды снижен до 2 с (вместо 60), температурных параметров до 4 с (вместо 60), индивидуальных аналоговых параметров до 1 с (вместо 10) и дискретных параметров до 0.5с (вместо 10);

- реализована развитая система информационной поддержки операторов энергоблока с применением индивидуальных (двух экранные рабочие станции отображения) и коллективных (экран коллективного пользования) средств представления информации;

- расширен объем и увеличена разрешающая способность системы диагностической регистрации (количество контролируемых параметров увеличено в 2-3 раза, глубина архивирования возросла до 30 суток вместо 30 минут).

Структура технических средств системы «СКАЛЫ-МИКРО» такова, что расширение объема принимаемой информации требует лишь добавление еще одного устройства на нижний уровень, при этом существующая емкость устройств второго и третьего уровней намного превышают существующие потребности.

Система легко адаптируема, и по существу, для каждого нового энергоблока требуется лишь доработка программного обеспечения в плане привязки к объекту, доработки же оборудования не требуется.

Ввод в эксплуатацию нового поколения системы «СКАЛА-МИКРО» позволил сделать реальный шаг в направлении автоматизации широкого круга мероприятий, связанных с наладкой, эксплуатацией электрооборудования и повышением уровня безопасности канального реактора.

В результате реализации долговременной программы технической модернизации энергоблоков РБМК-1000 первого и второго поколений, в число которых входит внедрение системы «СКАЛА-МИКРО», создаются необходимые условия для продления срока их эксплуатации.

Решена задача повышения безопасности данных энергоблоков до уровня современных международных требований.

Количественным показателем эффективности разработанного и внедренного комплекса мер по совершенствованию безопасности технологических процессов и персонала на основе системы «СКАЛА-МИКРО» является увеличение действующих мощностей Курской АЭС на 600 МВт.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Джумаев, Сергей Джалилович, 2009 год

1. Адасько В .И., Десятников И.И., Долкарт В.М. «Информационные системы энергоблоков АЭС с реакторами РБМК-1000. Опыт создания и перспективы развития» // «Электротехника», 1991, №9, с. 53-60.

2. Анализ надежности системы «СКАЛА-микро» по результатам эксплуатации. НППВНИИЭМ, ТАИК.001112.013. 2007, с. 6-13.

3. АЭС «Куданкулам». Блок 1,2. Категории качества АСУ ТП. Классификация и применение». R01.KK.0.0.AJP.KL.WD001. М., 2005, стр.5-7.

4. Федеральный закон «О радиационной безопасности населения» с изменениями, внесенными Федеральным законом от 23 июля 2008 года№ 160-ФЗ.

5. Галкина Т.Н., Петров А.В. «Анализ соответствия качества комплекса электрооборудования СУЗ требованиям по качеству, применяемым к оборудованию АЭС «Куданкулам».// Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 104, М., 2007, с. 113-120.

6. Десятников И. И., Джумаев С.Д. «Вопросы повышения безопасности атомных станций с канальными реакторами» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», т. 101, М.,2004, с. 11—16.

7. Десятников И.И., Джумаев С.Д., Савин А.К. «Опыт разработки и эксплуатации информационных систем верхнего уровня АЭС с реакторами РБМК» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», т. 100, М., 2001, с. 197-206.

8. Джумаев С.Д. «Разработка и ввод в эксплуатацию нового поколения информационно-измерительной системы «СКАЛА-МИКРО» // «Электротехника», № 6, 2005, с. 18-24.

9. Джумаев С.Д., Жемчугов Г.А., Петров А.В. «Атомное направление НПП ВНИИЭМ. Эволюция развития» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», том 104, М., 2007, с. 5 12.

10. Джумаев С.Д., Петров А.В. «Опыт эксплуатации системы «СКАЛА-микро» на АЭС с РБМК» // 5-ая международная научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Программа тезисов и докладов, М., 2006, с.76 77, 167.

11. Энергетическая стратегия Российской Федерации на период до 2020 года.-М.: Минэнерго России, 2004.- 127с.

12. Козлов В.И. Методология охраны труда в человеко-машинных системах Рига: Зи-натне, 1989.- 183 с.

13. Макаров М.И., Пронин В.Д. Вероятностная оценка аварийных состояний при эксплуатации шахтных дегазационных систем. // Безопасность труда в промышленности, -1977.-№3,- с. 36.

14. Ронжин О.В., Зварыкин М.В. Прогноз безопасности технологического оборудования // Безопасность труда в промышленности. 1971.- №6.- с. 49 + 51.

15. Котик М.А. Психология и безопасность. Таллин: Валгус, 1982. 194 с.

16. Котик М.А., Емельянов А.М. Природа ошибок человека-оператора. М.: Транспорт, 1993- 252 с.

17. Володин И.Н., Иоффе В.М. Вероятностные модели травматизма и распределение числа несчастных случаев на промышленном предприятии // Вопросы техники безопасности: Темат. сб. М, 1973.- с. 5^-23.

18. Мукминов Р.А. Вероятностная модель состояний производственного коллектива в потоке событий охраны труда // Технология бурения нефтяных и газовых скважин.- Уфа, 1980.- с. 227-232.

19. Фокин Ю.Г. Надежность при эксплуатации технических средств М.: Воениздат, 1970 224 с.

20. Топалкароев А.Т., Гурупщцзе М.Н. Методика оценки уровня потенциальной опасности работ на новом оборудовании с учетом условий эксплуатации по аналогу // Комплексная оценка безопасности технологических процессов и оборудования Тбилиси, 1977.- с. 31 — 42.

21. Ульянец И.П. Многофакторный анализ и характеристика условий труда на основе моделирования производственных процессов // Проблемы охраны труда: Тез. докл. Всесоюз. межвуз. конф.-Казань, 1974,-с. 126- 127.

22. Ковалев Е.Е., Иванов В.И., Пахомов Б.Я. Новая техника и проблемы безопасности человека (методологический аспект) // Вопросы философии.-1981 .-№5.-с. 29-31.

23. Кориков A.M. Основы системного анализа и теории систем.- М.: Наука, 1989.-207с.

24. Кернажицкий В.А., Коварский JI.M., Лесновский Е.Н. Методы оценки безопасности эргатических систем при их создании и эксплуатации // Вестник машиностроение 1983.-№10. с. 14-16.

25. Ушаков И.А. Вероятностные методы расчета надежности и безопасности в аэрокосмической техники США // Надежность и контроль качества 1988 -№5-с. 10-11.

26. Фейгенберг И.М., Иванников В.А. Вероятностное прогнозирование и предна-стройка к движениям.- М.: Изд-во МГУ, 1978.- 112 с.

27. Фролов К.В., Махутов НА. Проблемы безопасности сложных технических систем // Проблемы машиностроения и надежности машин. 1992.-№5.-с. 21-23.

28. Чалый-Прилуцкий В.А. Риск и безопасность: разработка методов анализа риска и обеспечения безопасности в особых ситуациях М.: Синтек, 1991.- 452с.

29. Хенли Д., Кумамото X. Надежность технических систем и оценка риска: Пер. с англ.-М.: Машиностроение, 1984.- 528 с.

30. Ротштейн А.П., Кузнецов П.Д. Проектирование бездефектных человеко-машинных технологий. К.: Техника, 1992.- 180 с.

31. Малышев B.M. Проблемам безопасности комплексное решение // Безопасность труда в промышленности 1989.- №10,- с. 32-33.

32. Губинский А.И. Надежность и качество функционирования эргатических систем. Л.: Наука, 1982. - 270 с.

33. Рябинин И.А., Черкесов Г.Н. Логико-вероятностные методы исследования надежности структурно-сложных систем.- М.: Радио и связь, 1981 .-264с.

34. Губинский А.И., Гречко Ю.П., Ротштейн АЛ. Методические рекомендации по аналитическим методам оценки эффективности, качества и надежности эргатических систем.- АН СССР: Центральный совет по комплексной проблеме «Кибернетика», 1978 164 с.

35. Данилова Н.А., Ибрагимов М.Г., Рачков В.И. Концепции и критерии безопасности АС-М.: МТи ЭРФ, 1992 48 с.

36. Смирнов Н.В., Дунин-Барковский И.В. Курс теории вероятностей и математической статистики М: Наука, 1969.- 512 с.

37. Голиков В.Ф., Прохоренко В.А. Учет априорной информации при оценке надежности.- Минск: Наука и техника, 1979. 208 с.

38. Панов Г.Е., БараусоваИА. О связи причин производственного травматизма с личностью работающего // Безопасность труда в промышленности 1972.-№4. -с. 24.

39. Гуревич К.М. Профессиональная пригодность и основные свойства нервной системы.-М.: Наука, 1976.- 272 с.

40. Белов П.Г. Теоретические основы системной инженерии безопасности.- М.: ГНТП «Безопасность», 1996.- 427 с.

41. Астахов Н.В., Малышев B.C., Медведев В.Т. Вибрации и шум электрических машин.-М.: Наука, 1988.- 86 с.

42. Романов В.В. Влияние шума на умственную работоспособность операторов пульта управления энергетики // Гигиена труда и профессиональные заболевания.-1982,-№5.- С. 51-54.

43. Инженерная экология / Под ред. В.Т. Медведева.- М.: Гардарики, 2002.-687с.

44. Полянский Д.А., Медведев В.Т. Пути снижения уровня травматизма в условиях энергосбережения // Радиоэлектроника, электротехника и энергетика: Тез. докл. 10-й межд. научно-технической конф. студ. и асп М.: Знак, 2004.т. 2 - с. 195.

45. Сорокин Н.М. Черкашов Ю.М. Черников О.Г. Опыт эксплуатации АЭС с реакторами РБМК // Канальные реакторы: проблемы и решения: Международная научно-техническая конференция. Москва Курчатов, 2004.

46. Баринов С.В., Борщев В.П., и др. Нейтронно-физические расчеты реакторов РБМК — модели и коды // Канальные реакторы: проблемы и решения: Международная научно-техническая конференция. Москва Курчатов, 2004.

47. Михайлов М.Н., Ухаров С.Г., Потапова В.П., Десятников В.И., Джумаев С.Д. Управляющие системы канальных водографитовых реакторов // Канальные реакторы: проблемы и решения: Международная научно-техническая конференция. Москва-Курчатов, 2004.

48. Крутикова Л.П., Джумаев С.Д., Силкина О.Б., Петухова А.В. «Автоматизированная сетевая информационно-поисковая система учета документов качества по изделиям АЭС» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», т. 104, М, 2007, с. 120 130.

49. Михайлов М.Н, Коган И.Р., Коноплев Н.П., Боженков О.Л. «Отечественные и зарубежные системы автоматизации энергоблоков АЭС: достигнутый уровень и перспективы развития», стр. 19-35.

50. Михайлов М.Н. Современное состояние автоматизации энергоблоков АЭС. // М.: Ядерные измерительно-информационные технологии. № 2-3, 2004.

51. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97), стр. 25-27.

52. Отчет по безопасности № 12. Об оценке безопасности действующих АЭС, построенных по ранним стандартам. Руководство для принятия решения. 1998 г.

53. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС 89), с. 26-30.

54. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБАЭС): РБ Г-12-42-97, М., 1997.

55. Рекомендация МАГАТЭ. INSAG-3. Основные принципы безопасности атомных станций, 1989 г.

56. Рекомендация МАГАТЭ. INSAG-8. Общая основа оценки безопасности атомных станций, созданных по действующим ранее стандартам, 1995 г.

57. Решение по модернизации системы контроля, управления и защиты (КСКУЗ) и других спецсистем реактора РБМК энергоблоков Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. Москва, 2002, с. 2-4.

58. Решение по оснащению энергоблоков №3 и №4 Ленинградской АЭС модернизированной системой СКАЛА на базе оборудования Системы Представления Параметров Безопасности (СППБ) и Компьютерной Системы Блока (КСБ). №ЛАЭСЗ,4ТР-182 МОЗ. Сосновый Бор, 2003, стр. 2-5.

59. Канальные реакторы: проблемы и решения: Международная научно-техническая конференция. Москва Курчатов, 2004.

60. Система контроля, управления и защиты. Технорабочий проект. Пояснительная записка, РБМ-К1.С6.230 ПЗ, с. 194-207.

61. Система представления параметров безопасности четвертого энергоблока Ленинградской АЭС. Техническое задание 14.204 ТЗ, с. 6, 13-32.

62. Система СКАЛА. Техническое описание. ОАБ.402.060.ТО, с. 10-14, 140-150.

63. Система «Скала-микро(МЕ)». Зй блок ЛАЭС. Паспорт. ИНКА.421415.002-11 ПС, с. 6-11.

64. Техническая спецификация информационно- вычислительной системы технологического контроля для 3 энергоблока Кольской АЭС, Кольская АЭС, с. 17-28.

65. Типовое содержание технического обоснования безопасности атомных станций (ТС ТОБ АС-85) ПНАЭГ-1-001-85, М, 1987.

66. Хачатуров А.Е., Куликов Ю.А. «Основы менеджмента качества». М, 2003, с. 46.

67. РД ЭО 0487-03 «Типовые требования к порядку разработки технического задания, проведению испытаний и условиям применения систем и средств эксплуатационного неразрушающего контроля на объектах использования атомной энергии».

68. РД ЭО 0488-03, «Методические рекомендации по оценке достоверности средств и методик неразрушающего контроля».79.0ПБ 88/97, «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций».

69. Джумаев С.Д., Макаров А.К., Медведев В.Т. «Влияние травматизма, профзаболеваний на эффективность работы персонала» // Труды НПП ВНИИЭМ «Вопросы электромеханики», т. 109, №2, М, 2009, с.39-42.