автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Методические вопросы вероятностного анализа безопасности атомных электростанций для внутренних пожаров

ОСНОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

1. СИСТЕМОЛОГИЧЕСКИЕ ВОПРОСЫ ВАБ И ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ ПО ТЕМЕ ИССЛЕДОВАНИЯ.

1.1. Вероятностный и детерминистический анализы безопасности.

1.2. Классификация ВАБ.

1.3. Характеристическое представление ВАБ.

1.4. Область исследования диссертации.

1.5. Обзор литературы по анализу влияния пожаров и их последствий.

1.6. Постановка задачи исследования.

1.7. Выводы по главе 1.

2. СИСТЕМАТИЗАЦИЯ ЗАДАЧ ВАБ АЭС ДЛЯ ВНУТРЕННИХ ПОЖАРОВ.

2.1. ВАБ АЭС для внутренних пожаров и ВАБ для внутренних ИС.

2.2. Основные задачи ВАБ АЭС для внутренних пожаров.

2.3. Взаимосвязь и последовательность выполнения задач.

2.4. Особенности выполнения ВАБ российских АЭС для внутренних пожаров.

2.5. Выводы по главе 2.

3. РАЗРАБОТКА МЕТОДИЧЕСКИХ ВОПРОСОВ ВАБ АЭС ДЛЯ ВНУТРЕННИХ ПОЖАРОВ.

3.1. Алгоритмический метод построения модели пространственных связей и определения зон распространения продуктов горения.

3.2. Концепция базы данных по кабельному хозяйству.

3.3. Методика учета влияния пожара на действия оператора.

3.4. Методика автоматизированного определения аварийных сценариев.

3.5. Разработка программного комплекса для автоматизированного определения сценариев пожара.

3.5.1. Возможности программного комплекса.

3.5.2. Входные данные.

3.5.3. Выходная информация.

3.6. Методика проведения количественной оценки частоты повреждения активной зоны.

3.6.1. Общий подход.

3.6.2. Методика отборочного анализа.

3.6.3. Методика детального анализа.

3.7. Подход к систематическому анализу непараметрической неопределенности результатов ВАБ АЭС для внутренних пожаров

3.8. Выводы по главе.

4. ВАБ БЛОКА N5 НВАЭС ДЛЯ ВНУТРЕННИХ ПОЖАРОВ.

4.1. Выполнение задач ВАБ АЭС для внутренних пожаров.

4.2. Основные результаты ВАБ блока N5 НВАЭС для внутренних пожаров.

4.3. Анализ чувствительности и неопределенности результатов ВАБ.

4.4. Основные вкладчики в показатель ЧПЗ.

Обеспечение безопасного функционирования российских атомных электростанций (АЭС) является первостепенной задачей организаций, проектирующих и эксплуатирующих АЭС, а также органов федерального надзора за ядерной и радиационной безопасностью (Госатомнадзора РФ).

Требования к выполнению исследований по всесторонней оценке безопасности блоков АЭС включены в ряд федеральных и нормативных документов [1]-[7] и являются обязательными для эксплуатирующих организаций.

Современное состояние науки и практики в мире показывает, что одним из наиболее эффективных методов качественного исследования и количественной оценки уровня безопасности блоков АЭС является вероятностный анализ безопасности (ВАБ). ВАБ позволяет систематически и всесторонне проанализировать всевозможные аварийные ситуации и установить основные потенциальные источники аварий на объекте. ВАБ позволяет выявить, какие особенности проекта и/или эксплуатации АЭС являются наиболее значимыми с точки зрения риска1 нежелательных последствий. Наряду с результатами детерминистических исследований и другими факторами, учитываемыми в процессе принятия решений, результаты вероятностных анализов предоставляют базу для принятия решений по выполнению мероприятий, проводимых с целью повышения уровня безопасности, позволяя количественно "взвесить" мероприятия в терминах

1 Классическое определение риска — это произведение частоты события на его последствия (выраженные в различных категориях). Термин "риск нежелательных последствий" в данной работе используется для обобщенного обозначения результатов ВАБ. Вероятностные оценки, получаемые в ВАБ, в зависимости от типа анализа (уровень 1, 2, 3), имеют разный смысл. Для ВАБ уровня 1 - это показатель частоты повреждения активной зоны реактора ("нежелательным последствием" в данном случае является повреждение активной зоны реактора). Для ВАБ других уровней понятие "нежелательное последствие" имеет иное наполнение. Более подробно этот вопрос рассматривается далее в работе (глава 1). снижения оценки риска.

Особенно насущной задача принятия решений по модернизациям, проводимым с целью повышения уровня безопасности, стоит для блоков АЭС, находящихся у порога своего проектного срока эксплуатации. Очевидно также, что необходим оправданный и взвешенный подход при принятии решений о продлении сроков эксплуатации. С одной стороны, существует потребность возможно более полного использования уже имеющихся мощностей, а с другой стороны, интересы безопасности требуют вывода из эксплуатации блоков АЭС, исчерпавших свой проектный срок эксплуатации, если их дальнейшая безопасная эксплуатация не может быть обеспечена в необходимой мере. ВАБ является средством, позволяющим интегрально оценить текущий уровень безопасности и, при необходимости, определить пути его повышения.

Следует особо отметить, что методология ВАБ позволяет оценить риск всевозможных аварий вследствие различных причин. Одной из таких причин являются пожары, инициированные возгораниями оборудования или ненадлежащим обращением с горючими материалами в помещениях АЭС.

Анализ аварий, произошедших на АЭС, как в России, так и за рубежом [8]-[12], показывает, что пожары являются одной из основных причин серьезных инцидентов на АЭС, связанных с тяжелыми последствиями.

Существующие нормы проектирования АЭС и правила противопожарной безопасности предусматривают различные меры по предупреждению и защите от пожаров на АЭС ([6], [13], [14]), однако в проектах блоков АЭС первых поколений, спроектированных и введенных в эксплуатацию 20-30 лет назад, могут иметься отклонения от действующих норм. Необходимо подчеркнуть, что на российских АЭС существуют специализированные противопожарные службы, призванные эффективно бороться с пожарами и минимизировать ущерб от них, однако предотвращение пожара остается, безусловно, первостепенной задачей. В отличие от пожаров на неядерных объектах, пожар на АЭС может привести не только к потере материальных ценностей, но также и к тяжелым последствиям, связанным с повреждением активной зоны реактора и радиоактивными выбросами. Те аварийные сценарии, которые могут привести к подобным последствиям, являются предметом особенного внимания и исследования проектирующих и эксплуатирующих организаций.

Для того чтобы исследовать и обеспечить защищенность блоков АЭС от пожаров, а также минимизировать ущерб от пожара в случае его возникновения (в том числе ущерб безопасности), разрабатываются и применяются различные методики, основанные на российском и зарубежном опыте [15] - [29]. Эти методики хорошо определяют и нормируют отдельные вопросы эксплуатации АЭС, такие, например, как режимы работы оборудования АЭС, его размещение в помещениях АЭС, процедуры техобслуживания в части обеспечения противопожарной безопасности, процедуры обращения с горючими материалами и проведения огнеопасных работ, и т.п. Однако, являясь по сути своей детерминистическими, указанные методики не предоставляют возможности проанализировать всевозможные аварийные последовательности, инициированные пожаром, и определить аварийные сценарии, являющиеся наиболее значимыми с точки зрения риска нежелательных последствий. Очевидно, что знание наиболее опасных факторов риска позволит принять компенсирующие меры, направленные на его снижение, и тем самым повысить общий уровень безопасности блоков АЭС. Подобный анализ возможно выполнить только с привлечением методологии ВАБ. Таким образом, ВАБ АЭС для внутренних пожаров является инструментом, позволяющим максимально полно идентифицировать источники пожарной опасности внутри АЭС, выполнить анализ возможных аварийных сценариев, оценить их значимость с точки зрения риска нежелательных последствий, а также выявить факторы, способствующие неблагоприятному развитию аварийных сценариев, инициированных пожарами.

Методология ВАБ АЭС для внутренних пожаров, в отличие от методологии ВАБ АЭС для внутренних исходных событий, является относительно новой и активно развивающейся дисциплиной, включающей в себя большое количество разнообразных задач, например:

- сбор и обработку информации о трассировке кабелей по помещениям

АЭС, расположению оборудования, пожарной нагрузки и источников возгорания в помещениях;

- моделирование возможных путей распространения пожара и продуктов горения внутри отдельных помещений и между помещениями АЭС;

- определение аварийных сценариев, инициированных пожаром;

- моделирование влияния пожара на действия оператора по управлению аварией;

- моделирование и количественная оценка аварийных последовательностей (АП), инициированных пожарами, с учетом зависимых от пожара и случайных отказов оборудования и ошибок оператора;

- определение доминирующих причин (факторов), обуславливающих относительно высокий процентный вклад АП в получаемые вероятностные оценки с учетом неопределенности результатов ВАБ. Задачи ВАБ АЭС для внутренних пожаров, являясь значительными по своему масштабу, а также, будучи комплексными и взаимосвязанными, требуют разработки подходов и методик анализа, позволяющих обеспечить полноту, достоверность и качество их выполнения.

Диссертация посвящена решению научно-технической задачи методического обеспечения вероятностного анализа безопасности АЭС для внутренних пожаров, что позволит существенно повысить эффективность ВАБ, сочетающего апробированный математический аппарат с глубокими знаниями технологических особенностей, проекта и компоновки блоков АЭС, а также феноменологии пожаров.

Актуальность темы диссертации определяется, прежде всего, необходимостью обеспечения качества ВАБ АЭС для внутренних пожаров, что, в свою очередь, обеспечит состоятельность результатов, выводов и рекомендаций ВАБ, направленных на повышение уровня безопасности АЭС в части защищенности от возникновения пожаров и их последствий.

Актуальность работы обуславливается также тем, что ВАБ АЭС для внутренних пожаров является очень трудоемким и комплексным анализом, требующим значительных затрат на свое выполнение; следовательно, четкое знание объема, последовательности, состава и взаимосвязи задач анализа, а также методик исследования, является решающим с точки зрения эффективной организации работ по ВАБ и оптимизации ресурсов на его выполнение.

В настоящее время методические основы полномасштабного ВАБ АЭС для внутренних пожаров в России находятся в стадии своего становления, поэтому разработка методик выполнения анализа является крайне актуальной для развития этой дисциплины в стране.

Целью данной работы является систематизация задач ВАБ АЭС для внутренних пожаров, а также разработка отдельных методических разделов, обеспечивающих полноту и достоверность результатов анализа. Для достижения этой цели необходимо решить ряд задач, основными из которых являются:

- систематизация состава, взаимосвязи, и последовательности выполнения задач ВАБ АЭС для внутренних пожаров;

- развитие методологии ВАБ АЭС для внутренних пожаров в части обеспечения полноты анализа аварийных сценариев, инициированных пожаром, с учетом возможности распространения пожара между помещениями АЭС и влияния пожара на действия оператора;

- систематизация и разработка методик выполнения количественной оценки частоты повреждения активной зоны реактора (ЧТО) для аварийных сценариев, инициированных пожаром;

- разработка методических подходов к определению источников неопределенности результатов ВАБ АЭС для внутренних пожаров и ее количественной оценке.

Научная новизна работы состоит в следующем: 1. Впервые разработан систематический подход к выполнению задач ВАБ АЭС для внутренних пожаров с учетом специфики российских АЭС. Разработаны методические подходы к обеспечению полноты анализа аварийных сценариев, обусловленных внутренними пожарами, с учетом таких факторов, как:

- возможность распространения продуктов горения между помещениями АЭС через проектные и непроектные неплотности в границах помещений;

- возможность ложного срабатывания оборудования из-за повреждения кабелей систем управления;

- влияние пожара на надежность выполнения действий операторов при управлении авариями, инициированными пожарами.

2. Разработан новый алгоритмический подход к моделированию пространственных связей между помещениями АЭС и определению зон распространения продуктов горения, и автоматизированному формированию аварийных сценариев, инициированных пожаром.

3. Разработана оригинальная методика учета влияния пожара на действия оператора при ликвидации аварийной ситуации на АЭС и оценки вероятностей ошибок оператора.

4. Развиты методические вопросы комплексной количественной оценки частоты повреждения активной зоны реактора для аварийных сценариев, обусловленных пожаром.

5. Разработана методика систематического анализа непараметрической неопределенности результатов ВАБ АЭС для внутренних пожаров с использованием методов анализа чувствительности.

Практическая значимость работы состоит в следующем:

1. Разработанные теоретические модели доведены до инженерных методик с соответствующей программной реализацией. Модель пространственных связей между помещениями АЭС, алгоритм определения зон распространения продуктов горения при пожаре с учетом особенностей компоновки помещений АЭС и оборудования/материалов, расположенных в них, и автоматизированного определения аварийных сценариев, обусловленных пожаром, реализованы в программном комплексе.

2. Разработанный программный комплекс и методики были использованы при выполнении полномасштабного ВАБ блока N5 Нововоронежской АЭС (НВАЭС) для внутренних пожаров. 3. Соискателем выполнено исследование доминантных аварийных сценариев в рамках вероятностного анализа безопасности блока N5 Нововоронежской АЭС для внутренних пожаров. Была выполнена количественная оценка частоты повреждения активной зоны реактора для аварийных последовательностей, обусловленных пожарами в помещениях АЭС, проведена оценка непараметрической неопределенности результатов методами анализа чувствительности. На основе результатов исследований были выработаны рекомендации по мероприятиям, направленным на повышение уровня безопасности исследуемого блока АЭС в части защиты от возникновения пожаров и их последствий.

Научные результаты использованы на Нововоронежской АЭС при определении плана мероприятий по повышению уровня безопасности блока N5, а также в методических документах по ВАБ, выпускаемых НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России. К диссертационной работе прилагается акт об использовании на НВАЭС результатов диссертации (см. Приложение 1).

Личный вклад автора. Диссертация является результатом исследований, выполненных лично автором при проведении ВАБ блока N5 Нововоронежской АЭС в рамках международного проекта СВИСРУС с участием коллектива специалистов НТЦ ЯРБ Госатомнадзора РФ и НВАЭС, при содействии, оказанном руководством Госатомнадзора РФ и НТЦ ЯРБ Госатомнадзора РФ, и при технической поддержке федерального инспектората Швейцарии по ядерной безопасности (HSK) и компании Energy Research Inc. (ERI), США.

Конкретное личное участие автора выразилось в решении следующих задач: систематизация выполнения задач ВАБ АЭС для внутренних пожаров с учетом специфических особенностей эксплуатации российских АЭС и разработка подходов к обеспечению полноты анализа аварийных сценариев, инициированных пожаром;

- разработка модели пространственных связей между помещениями АЭС и алгоритма определения зон распространения продуктов горения при пожаре с учетом особенностей компоновки помещений АЭС и оборудования/материалов, расположенных в них;

- разработка методики учета влияния пожара на действия оператора по ликвидации аварийной ситуации на АЭС и оценки вероятностей ошибок оператора с применением методологии "Дерева решений".

С активным участием автора были разработаны методики комплексной количественной оценки частоты повреждения активной зоны реактора для аварийных сценариев, инициированных пожаром, и анализа непараметрической неопределенности результатов ВАБ АЭС для внутренних пожаров, обусловленной возможной неполнотой моделей аварийных последовательностей и неточностью знаний о физических процессах при пожаре и их воздействии на оборудование АЭС.

Автором выполнены исследования:

- доминантных аварийных сценариев в рамках вероятностного анализа безопасности блока N5 НВАЭС для внутренних пожаров;

- количественной оценки непараметрической неопределенности результатов ВАБ для внутренних пожаров методами анализа чувствительности;

- количественной оценки эффективности мероприятий, направленных на повышение уровня безопасности блока N5 НВАЭС с учетом факторов неопределенности.

Основные положения, выдвинутые автором на защиту, включают:

1. Систематизацию состава, структуры и последовательности выполнения задач ВАБ АЭС для внутренних пожаров с учетом специфики российских АЭС.

2. Разработанную методику и программный комплекс для автоматизированного определения аварийных сценариев, инициированных внутренними пожарами, с использованием базы данных по расположению кабелей в помещениях АЭС и алгоритмического метода построения модели пространственных связей между помещениями АЭС для определения зон распространения продуктов горения.

3. Разработанную методику учета влияния пожара на надежность выполнения операторами действий по ликвидации аварии с применением методологии "Дерева решений".

4. Разработанную методику проведения количественной оценки частоты повреждения активной зоны реактора в рамках отборочных и детальных анализов сценариев пожаров, включая систематический анализ непараметрической неопределенности результатов ВАБ АЭС для внутренних пожаров методами анализа чувствительности.

5. Проведенные исследования и результаты ВАБ блока N5 НВАЭС для внутренних пожаров и практические рекомендации по мероприятиям, направленным на снижение показателя частоты повреждения активной зоны реактора блока N5 НВАЭС для внутренних пожаров.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 22 работы (5 статей в научно-технических журналах, 6 публикаций в сборниках трудов конференций и семинаров, 11 научно-технических отчётов), в том числе, основные:

1. Кузьмина И., Любарский А., Носков Д., Гордон Б., Розин В. Методологические аспекты и результаты вероятностного анализа безопасности пожаров пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001. N1. С. 25-30.

2. Кузьмина И. Анализ распространения пожара в ВАБ пожаров 5 блока НВАЭС // Диагностика и прогнозирование состояния объектов сложных информационных интеллектуальных систем. Сборник научных трудов кафедры АСУ Обнинского ин-та атомной энерготехники. 2001. N14. С. 63-70.

3. Любарский А., Кузьмина И., Носков Д., Гордон Б., Розин В. Рекомендации по повышению безопасности на основе результатов вероятностного анализа безопасности первого уровня пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001. N1. С. 13-19.

4. Носков Д., Любарский А., Кузьмина И., Гордон Б., Розин В. Методология и основные результаты вероятностного анализа безопасности второго уровня пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001. N1. С. 20-24.

5. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., Berg Т., Makarov S., Zhukova E., Samokhine G. (in total 14 persons). Project SWISRUS. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area Internal Initiating Events. Volume I: Internal Fire Initiating Events // Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. 2001. SWISRUS-2001-1. Moscow. - 329 P

6. Lioubarski A., Kouzmina I., Berg Т., Bredova V., Noskov D., Samokhine G., Zhukova E., (in total 18 persons). Project SWISRUS. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment, Main Report, Part I: PSA Level-1 for Internal Initiating Events // Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. 1999. SWISRUS-99-001. Moscow. - 445 p.

7. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., Berg Т., Makarov S., Zhukova E., Samokhine G. (in total 13 persons). Project SWISRUS. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area Initiating Events. Volume III: External Initiating Events// Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. 2001. SWISRUS-2001-1. Moscow. - 115 p.

8. Lioubarski A., Kouzmina I., Noskov D., Berg Т., Makarov S., Zhukova E., Samokhine G. (in total 14 persons). Project SWISRUS. Novovoronezh Unit 5 Probabilistic Safety Assessment. Part III: PSA Level-1 for External and Area

Initiating Events. Main Report // Scientific and Engineering Center for Nuclear and Radiation Safety of the Federal Nuclear Safety Authority of Russia. 2001. SWISRUS-2001 -1. Moscow. - 80 p.

9. Lioubarski A., Kouzmina I., Volkovitski S., Samokhine G., Berg Т., Bredova V., Zhukova E., (in total 9 persons). Probabilistic Safety Analysis of Novovoronezh-5; The level-1 Study Overview and Findings // Atomwirtschaft. 1997. Nr. 11. Vol. 42. P. 701 -705.

10.Kouzmina I., Lioubarski A., Smoutnev V., Spurgin A. Human Reliability Analysis in Novovoronezh NPP Unit 5 PSA // Proceedings of the PSA'99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P. 1346-1353.

11 .Lioubarski A., Kouzmina I., Gordon В., Rozin V. Insights from Level-1 PSA for Novovoronezh NPP (Unit 5) and PSA-based Modifications // Proceedings of the PSA'99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P. 21-28.

12. Spurgin A., Bareith A., Kouzmina I., Baumont G., Smutnev V. Developments in the Decision Tree Methodology // Proceedings of the PSA'99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P. 861-868.

Апробация работы. Основные положения и результаты работы докладывались диссертантом на следующих научных конференциях и семинарах:

- международный семинар по оценке риска от пожаров, г. Хельсинки, Финляндия, июль 1999 г.;

- международная конференция "ВАБ'99", г. Вашингтон, США, август 1999;

- 4-ый международный форум по обмену информацией, г. Обнинск, Россия, октябрь 1999 г.;

- 5-ый международный форум по обмену информацией, г. Обнинск,

Россия, октябрь 2000 г.;

- международный семинар "Методы анализа пожарной опасности российских АЭС", ВНИИАЭС, Москва, декабрь 2000 г.;

- миссия Международного Агентства по Атомной Энергии (МАГАТЭ) по независимой экспертизе ВАБ блока N5 НВАЭС для внутренних пожаров (миссия "IPSART"), организованная по запросу Госатомнадзора РФ, Москва, июль 2001 г.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Работа изложена на 176 страницах, в том числе основного текста 164 страницы, 12 рисунков, 4 таблицы, список литературы из 126 наименования на 12 страницах.

5. ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

Проведенное в данной работе исследование, направленное на разработку методических аспектов ВАБ АЭС для внутренних пожаров, позволило решить ряд важных задач, которыми явились следующие:

- систематизация задач ВАБ АЭС для внутренних пожаров;

- разработка методики анализа распространения пожара в помещениях АЭС;

- разработка методики учета влияния пожара на надежность выполнения действий персоналом АЭС;

- систематизация методов выполнения количественной оценки частоты повреждения активной зоны реактора аварийных сценариев, инициированных пожарами;

- систематизация факторов нестохастического характера, вносящих неопределенность в результаты и выводы ВАБ;

- оценка уровня безопасности действующего блока АЭС по отношению к исходным событиям, вызванным внутренними пожарами.

Вероятностный анализ безопасности действующего блока АЭС, выполненный с использованием методик, предложенных в данной работе, позволил сделать следующие выводы:

1. Разработанные методики позволяют последовательно, полно и комплексно анализировать последствия исходных событий, вызванных пожарами на блоке АЭС.

2. ВАБ является эффективным средством оценки уровня безопасности блоков российских АЭС, позволяющий определить эффективные с точки зрения повышения безопасности, экономически оправданные и технически осуществимые мероприятия.

3. Применение методик, разработанных в данной работе, может значительно повысить достоверность и качество результатов ВАБ российских АЭС для внутренних пожаров, а также оптимизировать ресурсы на выполнение анализов.

4. Внутренние пожары являются потенциально существенным вкладчиком в риск нежелательных последствий на АЭС и требуют подробного рассмотрения аварийных сценариев, инициированных пожаром, с целью выявления "узких мест" проекта, компоновки и эксплуатации блоков АЭС и определения путей повышения безопасности.

В результате данной работы:

1. Выполнена сравнительная характеристика детерминистических и вероятностных методов анализа безопасности АЭС. Показано особое значение вероятностного анализа безопасности при рассмотрении аварийных сценариев, вызванных внутренними пожарами, как средства, позволяющего наиболее полно и последовательно исследовать различные явления и процессы, обусловленные пожарами, и выявить аварийные последовательности, потенциально приводящие к повреждению активной зоны, а также основные факторы риска.

2. Выявлен круг важных методических вопросов, недостаточно проработанных в настоящее время и нуждающихся в дальнейшем развитии.

3. Рассмотрены вопросы принципиального отличия содержания исследований по ВАБ АЭС для внутренних пожаров от ВАБ для внутренних исходных событий и выявлены особенности выполнения ВАБ АЭС для внутренних пожаров. Приведена характеристика основных задач ВАБ АЭС для внутренних пожаров, описана взаимосвязь и последовательность их выполнения и приведены основные этапы выполнения каждой задачи ВАБ АЭС для внутренних пожаров, включая входную и выходную информацию для каждой задачи.

4. Охарактеризованы особенности выполнения ВАБ российских АЭС для внутренних пожаров, которые должны быть учтены при проведении исследований с целью своевременного выполнения отдельных задач и обеспечения качества разработок в целом.

5. Определены направления, требующие разработки специальных методических вопросов, связанных как с отдельными задачами ВАБ АЭС для внутренних пожаров, так и с особенностями ВАБ для российских АЭС.

6. Представлены методические разработки для выполнения задач ВАБ для внутренних пожаров:

• Разработан алгоритмический метод построения модели пространственных связей и определения зон распространения продуктов горения.

• Разработана и реализована в программном комплексе "Fire Scenario" концепция базы данных по кабельному хозяйству и методика автоматизированного определения аварийных сценариев, обусловленных пожаром.

• Выполнен анализ влияния возможных факторов, приводящих к повышению вероятности ошибок оператора в условиях пожара: потеря видимости из-за задымленности, потеря информации на БЩУ и РЩУ, невозможность доступа в отдельные помещения АЭС и т.п. Предложена методика учета влияния пожара на действия персонала и расчета вероятностей ошибочных действий.

• Предложена методика проведения количественной оценки показателя ЧПЗ на этапах отборочного и детального анализов аварийных сценариев.

• Систематизированы факторы, вносящие неопределенность в результаты ВАБ АЭС для внутренних пожаров. Разработан алгоритм систематического анализа непараметрической неопределенности результатов ВАБ АЭС для внутренних пожаров, позволяющий интегрировано и последовательно редуцировать непараметрическую неопределенность, а в случае невозможности ее устранения, с помощью анализов чувствительности оценить ее влияние на результаты ВАБ и адекватность выводов и рекомендаций на основе выполненного анализа.

7. Выполнена оценка показателя частоты повреждения активной зоны реактора блока N5 НВАЭС для внутренних пожаров. Получены и представлены оценки вклада в частоту повреждения активной зоны реактора различных аварийных сценариев, инициированных пожаром, и проанализированы факторы, вносящие наибольший вклад в показатель ЧПЗ. На основании полученных количественных результатов были сделаны выводы о наиболее уязвимых аспектах проекта, компоновки и эксплуатации блока АЭС с точки зрения их влияния на пожарную безопасность блока. 8. Разработаны предложения по повышению безопасности блока с использованием результатов и выводов ВАБ АЭС для внутренних пожаров.

Таким образом, можно сделать общий вывод, что цели, поставленные в данной работе, достигнуты.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В данной диссертационной работе рассмотрены общие системологические вопросы анализов безопасного функционирования АЭС. С позиций системного подхода были рассмотрены задачи разработки методических аспектов ВАБ АЭС для внутренних пожаров, призванные обеспечить полноту и целостность анализов, а, следовательно, и качество получаемых результатов. В работе детально исследованы проблемы ВАБ АЭС для внутренних пожаров, решение которых позволяет существенно повысить эффективность ВАБ, сочетающего апробированный математический аппарат с глубокими знаниями технологических особенностей исследуемых блоков, проекта и компоновки АЭС, а также феноменологии явлений пожаров.

Значимым результатом диссертационной работы является выполненный ВАБ блока N5 НВАЭС (ВВЭР-1000/187) для внутренних пожаров, позволивший как оценить частоту повреждения активной зоны реактора из-за событий, вызванных возгораниями на блоке АЭС, так и определить наиболее эффективные с точки зрения повышения безопасности меры и установить приоритетность их реализации при оптимальном расходовании ресурсов. Получены оценки вклада в частоту повреждения активной зоны различных аварийных сценариев, обусловленных пожаром, и проанализированы факторы, вносящие наибольший вклад в показатель ЧПЗ. В работе было показано, что значительное повышение безопасности может осуществляться достаточно малозатратными средствами (изменение конструкции ключей управления, установка пожарных извещателей в определенных в результате анализа помещениях, разделение панелей управления с помощью металлических перегородок и т.д.). Для возможных компенсирующих мер были выполнены оценки повышения уровня безопасности в вероятностных терминах (а именно, снижение показателя частоты повреждения активной зоны). Ряд предложений, сформулированных в данной диссертационной работе, был включен в программу модернизации блока, направленную на повышение уровня безопасности. Акт об использовании результатов диссертации на блоке N5

НВАЭС приведен в Приложении 1.

Кроме технических выводов и предложений, в работе проведено исследование методических подходов, обеспечивающих законченность и полноту анализа, а также представлены методические разработки для выполнения отдельных задач ВАБ для внутренних пожаров:

• систематизированы задачи ВАБ АЭС для внутренних пожаров;

• описан алгоритмический метод построения модели пространственных связей и определения зон распространения продуктов горения;

• представлена концепция базы данных по кабельному хозяйству;

• описана методика учета влияния пожара на действия оператора;

• представлена методика автоматизированного определения аварийных сценариев, а также выполнена разработка программного комплекса для автоматизированного определения аварийных сценариев, обусловленных пожаром;

• описана методика проведения количественной оценки ЧПЗ при отборочном и детальном анализах и систематического анализа непараметрической неопределенности результатов ВАБ АЭС для внутренних пожаров.

Положения, приведенные в диссертационной работе, были использованы при разработке следующих нормативно-технических документов Госатомнадзора России:

1) Руководство по безопасности "Оценка частоты повреждения активной зоны".

2) Окончательная редакция федеральных норм и правил "Требования к качеству ВАБ".

Результаты диссертации были опубликованы в 3 научно-технических журналах и апробированы на нескольких международных конференциях. Результаты ВАБ блока N5 НВАЭС для внутренних пожаров были подвергнуты независимой экспертизе Международного Агентства по Атомной Энергии (МАГАТЭ) в рамках миссии IPS ART (Москва, Россия, июль 2001 г.), организованной по запросу Госатомнадзора РФ. Результаты экспертизы опубликованы в [126].

Результаты диссертации могут быть использованы при разработке нормативных документов и руководств по выполнению исследований и экспертизе ВАБ АЭС для внутренних пожаров, при дальнейшей разработке руководящих материалов по использованию ВАБ в регулирующей деятельности Госатомнадзора России, а также при разработке мероприятий по дальнейшему повышению уровня безопасности блока N5 НВАЭС.

1. Об использовании атомной энергии. Федеральный закон от 21.11.95 N170-ФЗ.

2. О радиационной безопасности. Федеральный закон от 09.01.96 №-ФЗ.

3. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97). ПНАЭ -1-011-97. М.: Госатомнадзор России, 1997.

4. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПНАЭ Г-1-024-90. М.: Энергоатомиздат, 1991.

5. Типовое содержание технического обоснования безопасности атомных станций (ТС ТОБ АС 85). ПНАЭ Г-1-001-85. М.: Энергоатомиздат, 1987.

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

7. Применение вероятностного анализа безопасности действующих энергоблоков атомных станций. Заявление Госатомнадзора России. М.: Госатомнадзор РФ, 1999.

8. Микеев А.К. Противопожарная защита атомных электростанций. М.: Энергоатомиздат, 1990.-432 с.

9. Микеев А.К. Пожары на радиационно-опасных объектах. Факты. Выводы. Рекомендации. М.: 2000.

10. Микеев А.К. Противопожарная служба в экстремальных условиях Чернобыля. М.: 1999. 211 стр.

11. Perspectives Gained From The Individual Plant Examination Of External Events (IPEEE) Program. Draft Report for Public Comment. NUREG-1742, Vol. 1. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2001.

12. S.P. Nowlen, Dr. M. Kazarians, F. Wyant. Risk Methods Insights Gained From Fire Incidents. NUREG/CR-6738. SAND2001-1676P. U.S. Nuclear Regulatory Commission, Sandia National Laboratories Albuquerque, 2001.

13. Общесоюзные нормы технологического проектирования. ОН 111 24-86 МВД СССР. Определение категорий помещений и зданий повзрывопожарной и пожарной опасности. М.: ВНИИПО МВД СССР, 1986. -25 стр.

14. Противопожарные нормы проектирования атомных станций. ВСН 01 -87. М.: Минатомэнерго СССР, 1987.

15. Рекомендации по оценке пожарной уязвимости систем (элементов), важных для безопасности на российских АЭС. М.: ВНИИ АЭС, 1999.

16. Методика анализа влияния пожаров и их последствий на безопасный останов и расхолаживание реакторной установки. М.: Концерн Росэнергоатом, 1998.

17. Анализ влияния пожаров и их последствий на безопасный останов реакторной установки ВВЭР-1000 (В-320). М.: Атомэнергопроект, 999.

18. Treatment of Internal Fires in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants. Safety Series No. 10. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1998.

19. Preparation of Fire Hazard Analyses for Nuclear Power Plants. Safety Reports Series No. 8. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1998.

20. Inspection of Fire Protection Measures and Fire Fighting Capability at Nuclear Power Plants. Safety Series No. 5-P-6. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1994.

21. Evaluation of Fire Hazard Analyses for Nuclear Power Plants. Safety Series No. 50-P-9. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1995.

22. Fire Protection in Nuclear Power Plants. Safety Series No. 50-SG-D2 (Rev. 1). Vienna: International Atomic Energy Agency, 1992.

23. Fire Protection Program for Nuclear Power Facilities Operating Prior to January 1, 1979. Appendix R to Title 10, Part 50, of the Code of Federal Regulations (10 CFR Part 50). U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1980.

24. Nuclear Power Plant Fire Protection-Fire Hazards Analysis (Subsystems Study Task 4). NUREG/CR-0654. SAND 79-0324. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1979.

25. Kazarians M., Apostolakis G. Fire Risk Analysis for Nuclear Power Plants.

26. NUREG/CR-2258. UCLA-ENG-8102. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1981.

27. Kazarians M., Siu N.O., Apostolakis G. Risk Analysis for Nuclear Power Plants: Methodological Developments and Applications // Risk Analysis. Vol. 5. No. 1, 1985.

28. Методология по оценке мер защиты активной зоны реакторов при пожарах на атомных электростанциях с реакторами РБМК и ВВЭР, построенных по советскому проекту. 22312.033. Министерство Энергетики США, 1997.

29. Fire Risk Scoping Study: Investigation of Nuclear Power plant Fire Risk, Including Previously Unaddressed Issues. NUREG/CR-5088. SAND88-0177. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1989.

30. Fire Protection for Operating Nuclear Power Plants. Draft Regulatory Guide DG 1097. Revision 1. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2000.

31. Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plants. Rep. WASH-1400-MR (NUREG 75/014). Washington, DC: U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1975.

32. Бахметьев A.M., Самойлов О.Б., Усынин Г.Б. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ. М.: Энергоатомиздат, 1988. — 136 с.

33. Individual Plant Examination for Severe Accident Vulnerabilities, 10 CFR 50.54(f). Generic Letter 88-20. U.S. Nuclear Regulatory Commission, November 23, 1988.

34. Applications of Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Nuclear Power Plants. IAEA TECDOC Series No. 1200. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2001.

35. Systems analysis programs for hands-on integrated reliability evaluations (SAPHIRE). Technical reference manual. Version 5.0. NUREG/CR6116. Idaho National Engineering Laboratory, 1994.

36. Riskspectrum magazine. Issue N 1. Stockholm: Relcon, 2000.

37. CAFTA code. Version 2.3. California: Science Applications International Corporation (SAIC), 1993.

38. Ершов Г.А. и др. Применение и сопоставление GO-методологии и метода дерева отказов. АН СССР. Сиб. Отд. Сибирский энергетический институт. Иркутск: СЭИ, 1990.

39. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 1). IAEA-Safety Series No. 50-P-4. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1992.

40. Human Reliability Analysis in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants: A Safety Practice. IAEA-Safety Series No. 50-P-10. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1996.

41. Defining Initiating Events for Purpose of Probabilistic Safety Assessment. IAEA TECDOC Series No. 719. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1993.

42. Procedures for Conducting Common Cause Failure Analysis in Probabilistic Safety Assessment. IAEA TECDOC Series No. 648. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1992.

43. Component Reliability Data for Use in Probabilistic Safety Assessment. IAEA TECDOC Series No. 478. Vienna: International Atomic Energy Agency, 1988.

44. Procedural and Submittal Guidance for the Individual Plant Examination of External Events (IPEEE) for Severe Accident Vulnerabilities. NUREG-1407. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1991.

45. Analysis of the LaSalle Unit 2 Nuclear Power Plant: Risk Methods Integration and Evaluation Program (RMIEP). NUREG/CR-4832. Vols. 1-10. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1993.

46. Integrated Risk Assessment for the LaSalle Unit 2 Nuclear Power Plant: Phenomenology and Risk Uncertainty Evaluation Program (PRUEP). NUREG/CR-5305. Vols. 1-3. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1992.

47. A Summary of the U.S. NRC Fire Protection Research Program at Sandia National Laboratories: 1975-1987. NUREG/CR-5384. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1989.

48. Individual Plant Examination of External Events (IPEEE) for Severe Accident Vulnerabilities. 10 CFR 50.54(f). Generic Letter 88-20. Supplement 4. June 28. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1991.

49. Fire PRA Implementation Guide. TR-105928. EPRI, 1995.

50. Кузьмина И., Любарский А., Носков Д., Гордон Б., Розин В. Методологические аспекты и результаты вероятностного анализа безопасности пожаров пятого блока Нововоронежской АЭС // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2001. N1. С. 25-30.

51. Сапожников A.M. и др. Анализ влияния пожаров и их последствий на безопасность 3 энергоблока Ленинградской АЭС // Доклад на международном семинаре "Методы анализа пожарной опасности российских АЭС". Москва. ВНИИАЭС, декабрь 2000.

52. Fire Analysis Report. Отчет 92C-F-AP-EA-0029. проект 1.4 программы ТАСИС-91. Москва. Атомэнергопроект, 1996.

53. Результаты экспертизы ВАБ АЭС для внутренних пожаров Балаковской АЭС блок 4. Отчет НТЦ ЯРБ по программе ТАСИС, 2001.

54. Вероятностный анализ безопасности 1-го блока Калиниской АЭС. Анализ пожаров. Проект Бета. НТЦ ЯРБ, 1999.

55. Терехов И.С. Методические проблемы при проведении анализа влияния пожаров на безопасный останов РУ для блока 4 КАЭС, Кольская АЭС. // Доклад на международном семинаре "Методы анализа пожарной опасности российских АЭС". Москва. ВНИИАЭС, декабрь 2000.

56. Мандыч Ю.Н и др. Анализ пожарного риска первого энергоблока Игналинской АЭС // Доклад на международном семинаре "Методы анализа пожарной опасности российских АЭС". Москва. ВНИИАЭС, декабрь 2000.

57. Fire-Induced Vulnerability Evaluation (FIVE). TR-100370. EPRI, 1992.

58. Kazarians M. Fire PSA: Applications and Insights // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

59. Siu N. The U.S. Nuclear Regulatory Commission's Fire Risk Research Program An Overview // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment, NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June - 2 July, 1999.

60. Mosleh Siu N.O., Smidts C.S., and Lui C. Model Uncertainty: Its Characterization and Quantification. University of Maryland.College Park. MD, 1995.

61. Siu N.O., Karydas D., and Temple J. Bayesian Assessment of Modeling Uncertainties: Application to Fire Risk Assessment in Analysis and Management of Uncertainty: Theory and Applications. B.M. Ayyub. et al., eds. Elsevier, 1992.

62. Dr. Heinz-Peter Berg et al. Fire Risk Assessment in Germany: Regulatory Guidance and Application // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

63. M. Rowekamp et al. PSA study for an exemplary plant location of a German PWR built to Earlier Standards // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

64. How Pak Hing G., Stretch A. Development of probabilistic safety assessment methodology for fire events in Candu plants // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

65. Higgs J. Fire safety assessment in Ontario Power Generation // Proceedings from1.ternational Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

66. Such J.-M. A general overview of the IPSN Fire Research // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

67. M. Myriam Chaussard et al. Probabilistic study of fire scenario // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

68. Keleman I. Fire risk for NPP Paks in Hungary // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

69. Lehto M. Fire risk analysis for Loviisa 1 turbine hall // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

70. Yli-Kauhaluoma M. Olkiluoto NPP Fire Risk Analysis // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

71. Anderson L. Probabilistic Risk Assessment of fire safety design alternatives // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment.

72. NE A/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

73. Zama T. Preliminary study of fire event PSA for BWR plants // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

74. Tanaka T. Outline of a Performance-Based fire Safety Design Method for Buildings in Japan // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

75. Yella J. A reference framework for the development and documentation human reliability analysis for fire PSA // Proceedings from International Workshop on Fire Risk Assessment. NEA/CSNI/R(99)26. Helsinki. Finland. 29 June 2 July, 1999.

76. Fire risk analysis, fire simulation, fire spreading and impact of smoke and heat on instrumentation electronics. State-of-the-art report. NEA/CSNI/R(99)27, 2000.

77. R. Bertran et al. A computerized fire PSA. IPSN, PSA-96, 1996.

78. Bohn M. et al. Procedures for the external event core damage frequency analyses forNUREG 1150. SAND88-3102. NUREG/CR-4840, 1990.

79. Lamuth P. et al. Main data needed to carry out a fire PSA in a nuclear facility. IPSN. PSA-95, 1995.

80. Lambright J. et al. Review of the EPRI fire PRA implementation guide. ERI/NRC 97-501. ERI. Rockville, MD, 1997.

81. National responses to the fire risk analyses state-of -the-art questionnaire -within task 97-3 of CSNI -PWG-5 from Finland, France, Germany, Hungary, Japan, Netherlands, Spain, UK, USA, 1997.

82. Spurgin A.J. et al. Operator Reliability Experiments using Power Plant Simulators. EPRI NP-6037. Electric Power Research Institute. Palo Alto, California, 1990.

83. Swain A.D., Guttman H.E. Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications. NUREG/CR-1278, 1983.

84. Hannaman G.W., Spurgin A.J., and Fragola J.R. Systematic Human Action Reliability Procedure (SHARP). NP-3583. Electric Power Research Institute, 1984.

85. Cooper et al. A Technique for Human Error Analysis (ATHEANA), Technical Basis and Methodological Description. NUREG/CR-6350, 1996.

86. Embrey et al. "SLIM-MAUD": An Approach to Assessing Human Error

87. Probabilities Using Structured Expert Judgment. NUREG/CR-6350, 1996.

88. Dougherty E.M., Jr., and Fragola J.R. Human Reliability Analysis: A Systems Engineering Approach with Nuclear Power Plant Applications. John Wiley & Sons, Inc. 1988.

89. Apostolakis J. et al. Methodology for assessing the risk from cable fires. Nuclear Safety, 23,391-407 (1982).

90. Berry D.L., Mino, E.E. Nuclear Power Plant Fire Protection, Fire Hazard Analysis. SAND 79-0324. NUREG/CR-0654, 1979.

91. Bertrand R., Bonneval F., Lamuth,P. Estimation of Fire Frequency from PWR Operating Experience. IPSN. PSA-95, 1995.

92. Berg H.P., Hoffman H.H., Rowenkamp M. Current Status of Quantitative Fire Risk Assessment in German Nuclear Power Plants // Proceedings of ICONE 5, May 26-30, 1997, Nice, on CD-ROM.

93. Gymer P., Parry G.W. Use of probabilistic methods in fire hazard analysis // Fire Protection and Fire Fighting in Nuclear Installations (Proc. Symp. Vienna, 1989). IAEA, Vienna, 1989. P. 485-504.

94. Siu N., et al. Model Uncertainty in Fire Risk Assessment // Proceedings of SPFEE Symposium on Risk, Uncertainty, and Reliability in Fire Protection Engineering, Baltimore, MD, May 1999.

95. В.П.Савчук. Байесовские методы статистического оценивания. М.: Наука, 1989.- 328 с.

96. Hofer Е. et al. Bayesian Modeling of Failure Rates and Initiating Event Frequencies. // International Topical Meeting on Probabilistic Safety Assessment PSA-99, Washington DC, 1999. Vol. 1. P. 363-368.

97. Антонов A.B., Острейковский B.A. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами. М.: Энергоатомиздат, 1993 367 с.

98. Руководство по анализу данных. ВАБ 3-го блока Нововоронежской АЭС, Проект НОВИСА, NPG-6, НВАЭС, 1999.

99. Руководство по анализу данных. ВАБ 4-го блока Кольской АЭС, Проект

100. КОЛИСА, KPG-6, НВАЭС, 1998.

101. Kazarians М., Apostolakis G. Modeling rare events: The frequencies of fires in nuclear power plants // Workshop on Low Probability/ High Consequence Risk Analysis, Arlington, VA, 1982.

102. COMPBRN A Computer Code for Modeling Compartment Fires. NUREG/CR-3239, UCLA-ENG-8257.

103. Bertrand R. et al. Studies of Fire Development; Development of FLAMME-S Computer Code // Proceedings of the 5-th International Conference on Nuclear Engineering ICONE-5. ASME/SFEN/JSME. Nice, France, May 25-29, 1997.

104. MELCOR 1.8.3 Users' Guides. Sandia National Laboratories, 1994.

105. Gazzoli E.G. et al. Quantification and Propagation of Uncertainties in Probabilistic Safety Assessments // Proceedings of Jahrestagung Kerntechnik' 92, Karlsruhe, May 1992.

106. Analysis of the LaSalle Unit 2 Nuclear Power Plant: Risk Methods Integration and Evaluation Program (RMIEP). Internal Fire Analysis. NUREG/CR-4832, SAND92-0537. Vol. 9, U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1993.

107. Memorandum of International Fire Data Exchange Kick-off Meeting, 26-27 March 2001, NEA Headquarters, Issy-les-Moulineaux.

108. Johan Mangs, Olavi Keski-Rahkonen, "Full scale fire experiments on electronic cabinets II", Technical Research Centre of Finland, ESPOO 1996.

109. Spurgin A., Bareith A., Kouzmina I., Baumont G., Smutnev V. Developments in the Decision Tree Methodology // Proceedings of the PSA'99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P. 861 -868.

110. Вероятностный анализ безопасности 1-го блока Калиниской АЭС для внутренних ИС. Проект Бета. НТЦ ЯРБ, 1998.

111. Балаковская АЭС. 4 энергоблок. Вероятностный анализ безопасности 1 уровня. Москва, Росэнергоатом, 1997.

112. Kouzmina I., Lioubarski A., Smoutnev V., Spurgin A. Human Reliability Analysis in Novovoronezh NPP Unit 5 PSA // Proceedings of the PSA'99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P. 1346-1353.

113. Uncertainty Analysis Guide. TACIS RF/TS/15, SEC NRS Gosatomnadzor RF, 1999.

114. Lioubarski A., Kouzmina I., Gordon В., Rozin V. Insights from Level-1 PSA for Novovoronezh NPP (Unit 5) and PSA-based Modifications // Proceedings of the

115. PSA'99 International Topical Meeting (USA, Washington D.C., 22-26 August 1999). P. 21-28.