автореферат диссертации по транспортному, горному и строительному машиностроению, 05.05.05, диссертация на тему:Оценка и повышение безопасности подъемно-транспортных средств атомных станций при транспортировке ядерного топлива

АСТРАХАНСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ

ОЦЕНКА И ПОВЫШЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ ПОДЪЕМНО-ТРАНСПОРТНЫХ СРЕДСТВ АТОМНЫХ СТАНЦИЙ ПРИ ТРАНСПОРТИРОВКЕ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Специальность: 05.05.05. - подъемно-транспортные машины

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

На правах рукописи

Шестакова Ирина Александровна

АСТРАХАНЬ 2000

Работа выполнена в Астраханском государственном техническом университете.

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор

H.H. Панасенко

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

А.П. Кобзев

кандидат технических наук, доцент А.С.Логвинов

Ведущая организация: ОАО «Атоммашэкспорт» (347380, г.Волгодонск, обл.Ростовская, пр.Курчатова, 15)

Защита состоится « Л/ »

Ш^/fJf 2000 г. ву часов на заседании диссертационного совета К 063.30.11 в ЮжноРоссийском государственном техническом университете (Новочеркасском политехническом институте) по адресу: 346300 г. Новочеркасск, обл.Ростовская, ул. Просвещения, 132

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ЮжноРоссийского государственного технического университета (Новочеркасского политехнического института)

Отзывы в 2-х экземплярах, заверенные печатью, просим посылать в диссертационный совет К 063.30.11 ЮжноРоссийского государственного технического университета (Новочеркасского политехнического института)

Автореферат разослан « » /¿¿¿Э/^-Сс^ 2000 г. Ученый секретарь

диссертационного совета К 063.30.11 кандидат технических наук, доцент уу*

/ч

ЗЧЧ-4ЧЛ-0Д/.О

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ *

Актуальность работы. Проблема безопасности подъемно-транспортных средств (ПТС) атомных электростанций (АЭС), выполняющих операции с ядерными грузами, является составной частью глобальной проблемы по оценке воздействия ядерной энергетики и предприятий ядерного топливного цикла на окружающую среду. Критерием проектирования, принятия проектных решений по опасным производственным объектам (ОПО) и обязательного декларирования их безопасности согласно Федеральному закону Российской Федерации (ФЗ РФ) «О промышленной безопасности опасных производственных объектов» являются параметры безопасности и риска. Несмотря на это, не получили современного развития методологическая база и научные основы оценки и повышения безопасности ПТС АЭС. Отсутствует также и система нормирования логико-вероятностных расчетов безопасности ПТС АЭС при их проектировании и эксплуатации.

Цель работы. Решение научной проблемы расчетного обоснования и повышения безопасности ПТС АЭС при транспортировке ядерного топлива.

Методы исследования. Задача диссертационного исследования решена с привлечением классических вероятностно-статистических методов теории надежности, логико-вероятностных методов деревьев событий, деревьев отказов и метода минимальных сечений, методов теории риска и безопасности, методов системного анализа и информационных технологий, технический уровень которых соответствует современному уровню теории и практики проектирования оборудования АЭС.

Научная новизна диссертационной работы:

1. Обоснована целесообразность использования для оценки безопасности ПТС АЭС методов дерева событий, дерева отказов и минимальных сечений;

2. Разработана методика событийного анализа транспортно-технологического процесса (ТТП) обращения со свежим и отработавшим ядерным топливом (СЯТ и ОЯТ) на АЭС с реактором ВВЭР-1000, включающего в себя его транспортировку, перегрузку и хранение;

3. Разработана математическая модель безопасности ПТС АЭС с

* Принятые сокращения приведены на стр.22.

реактором ВВЭР-1000 в виде деревьев отказов, позволяющая оценивать уровень риска, определять конструктивные элементы, вносящие наибольший вклад в величину риска и принимать решения по снижению уровня риска и повышению безопасности;

4. Предложена методика оценки потребительских свойств высоконадежных ПТС АЭС с использованием коэффициента безопасности на основе логико-вероятностного метода дерева отказов;

5. Разработан алгоритм оценки безопасности ПТС АЭС на основе методов дерева отказов и минимальных сечений;

6. Разработан метод оценки безопасности подъемно-транспортных средств атомных станций при транспортировке ядерного топлива.

Практическая значимость работы заключается в разработке методики оценки уровня проектного риска сложных технических ПТС АЭС с целью декларирования и страхования безопасности ПТС АЭС, а также оценки экономической эффективности мероприятий по управлению риском в рамках требований ФЗ РФ «О промышленной безопасности ОПО», ФЦП «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996 - 2005 годы», в соответствии с Правилами и нормами в атомной энергетике (ПНАЭ) Г-1-011-97 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)», ПБ 10-14-92 «Правила устройства и безопасной эксплуатации г/п кранов», ПБТРВ-73 «Правила безопасности при транспортировке радиоактивных веществ», ПНАЭ Г-14-029-91 «Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики», нормами МАГАТЭ и др.

Создан банк данных по интенсивностям отказов конструктивных элементов, систем и подсистем ПТС АЭС и ошибкам операторов и обслуживающего персонала, используемых при анализе безопасности ПТС с учетом человеко-машинных взаимодействий.

Разработанная методика доведена до уровня применения в инженерной практике. В результате вычислительного эксперимента, проведенного для ПТС АЭС с реактором ВВЭР-1000, выработаны рекомендации по введению активного резервирования системы подъема крана хранилища отработавшего топлива АЭС с целью снижения риска аварий крана до уровня приемлемого риска.

Разработанная и реализованная автором практическая методика риск-анализа ПТС АЭС пригодна для анализа безопасности ПТС общепромышленного назначения.

Достоверность полученных результатов основывается: -на накопленном опыте оценки безопасности объектов ядерной энергетики, а также ОПО в других областях промышленности;

-на использовании статистической информации по интенсивно-стям отказов конструктивных элементов, систем и подсистем ПТС по данным Atom + Strom, АО «Сибтяжмаш», АООТ «ЭМК-Атоммаш», ОАО «Атоммашэкспорт», статистических исследований кранов общего назначения, выполненных на кафедре Ленинградского института водного транспорта (ЛИВТ) под руководством Брауде В.И. и Лей-ферт Э.Т.;

-на результатах апробации на уровне Европейского стандарта NASG/B Nr 6-95Е Pr EN 1050 (NASG/GA 0 Nr 27-96Е) «Безопасность машинного оборудования - Принципы оценки риска», «Норм расчета надежности систем важных для безопасности АС на этапе проектирования», РД 08-120-96 «Методические указания по проведению анализа риска опасных промышленных объектов», РТМ 95 823-81 «Надежность оборудования реакторных установок АЭС: Методика расчета», отечественной и мировой практики и получила дальнейшее развитие в приложении к ПТС АЭС с ВВЭР-1000;

-на сравнении результатов логико-вероятностного структурного моделирования на основе методов дерева отказов и минимальных сечений с моделями и результатами вероятностного анализа запроект-ных аварий Ростовской АЭС (РоАЭС), выполненного институтом Атомэнергопроект;

-на сравнении результатов практической реализации вычислительного алгоритма решения в рамках разработанной автором методики с результатами расчета риска аварий с использованием программного пакета PSAPACK (МАГАТЭ) в условиях РоАЭС.

Внедрение результатов работы. Результаты диссертационного исследования использовались:

-при оценке безопасности ПТС блока №1 АЭС «Бушер», Иран: 1) транспортной тележки для перевозки чехла со свежим ядерным топливом в реакторное отделение блока АЭС; 2) внутристанционной транспортной платформы для перевозки транспортного упаковочного комплекта с отработавшим ядерным топливом от реакторного отделения блока АЭС к хранилищу отработавшего ядерного топлива; 3) специального грузозахватного устройства - захвата чехла со свежим ядерным топливом;

-при обеспечении учебного процесса подготовки специалистов по специальности 150900 «Механизация перегрузочных работ» на

кафедре подъемно-транспортных машин и механики машин Астраханского государственного технического университета по дисциплинам ДС.08 «Надежность и безопасность ПТМ», ГСЭ.11.3 «Риск-анализ портовых сооружений с социально-экономической ответственностью», ОПД.12.2 «Методы анализа принятия технических решений».

Апробация работы. Основные положения и результаты работы неоднократно докладывались, обсуждались и были одобрены на Международной научно-технической конференции «Современные проблемы машиностроения и технический прогресс» (г. Севастополь, 1013 сент. 1996г.), IX научной конференции Волгодонского института Новочеркасского государственного технического университета (г. Волгодонск, Май 1996г.), Международной научно-технической конференции «Прогрессивные технологии машиностроения и современность» (г. Севастополь, 9-12 сентября 1997г.), V международной научно-технической конференции «Машиностроение и техносфера на рубеже XXI века» (г. Севастополь, 8-11 сентября 1998г.), X научной конференции Волгодонского института Новочеркасского государственного технического университета (г. Волгодонск, май 1997г.), ХЬП научной конференции профессорско-преподавательского состава Астраханского государственного технического университета (г.Астрахань, апрель 1999г.), Международной научной конференции, посвященной 70-ти летию Астраханского государственного технического университета (г. Астрахань, 24-27 апреля 2000г.), заседаниях кафедр ПТМ АГТУ (г. Астрахань) и прикладной механики ВИ ЮРГТУ (г. Волгодонск). Кроме того, основные положения работы обсуждались на ведущем предприятии ОАО «Атоммашэкспорт» (г. Волгодонск).

Автор выносит на защиту;

1. Методику идентификации опасностей и событийного анализа ТТП обращения с ядерным топливом на АЭС с реактором ВВЭР-1000;

2. Математическую модель безопасности ПТС АЭС на основе логико-вероятностных методов дерева событий, дерева отказов и минимальных сечений;

3. Метод оценки потребительских свойств высоконадежных ПТС АЭС коэффициентом безопасности на основе логико-вероятностного метода дерева отказов;

4. Алгоритмы вероятностного анализа безопасности (ВАБ) ПТС на основе методов дерева отказов и минимальных сечений;

5. Метод оценки безопасности подъемно-транспортных средств атомных станций при транспортировке ядерного топлива.

Публикации. По теме диссертационного исследования опубликовано 19 печатных работ. Основные 10 из них приведены в настоящем автореферате.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения; списка литературы из 216 наименований; приложения, 237 страниц машинописного текста, 30 таблиц и 106 рисунков.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

ФЗ РФ «О промышленной безопасности опасных производственных объектов» предусматривает обязательное декларирование безопасности ОПО с количественным анализом риска аварий и оценкой экономических параметров страхования рисков. Обеспечение безопасности АЭС является центральной проблемой, определяющей возврат доверия к атомной энергетике после трагедий Тримайл Ай-ленда, Бхопала и Чернобыля. Нормативные документы ОПБ-88/97, ПБТРВ-73, ПНАЭ Г-14-029-91, ПБ 10-14-92, Нормы МАГАТЭ по безопасности и др. предъявляют повышенные требования безопасности к ПТС АЭС.

Показано, что проблема безопасности ПТС АЭС лежит на стыке нескольких областей знания: теории катастроф, теории риска и безопасности, теории принятия решений, теории и методов расчета подъемно-транспортной техники, теории надежности. Вопросами надежности и безопасности, оценки и прогнозирования технического состояния механических систем (в том числе ПТС) занимались выдающиеся ученые Г. Аугусти, А. Баратта, Р. Барлоу, В.В. Болотин, В.И. Брауде, A.B. Вершинский, С.А. Казак, A.A. Короткий, B.C. Котельников, X. Кумамото, С. Ломнитц, H.A. Махутов, Э. Мушик, А.Н. Орлов, H.H. Панасенко, Ф. Прошан, Дж. Раст, С.А. Соколов, JI. Уи-вер, К.В.Фролов, М.Н. Хальфин, Э.Дж. Хенли, Г.Шпете и др.

Выполненный литературный обзор в области теории риска и безопасности ПТС подтверждает новизну настоящей работы.

Во введении к диссертации обоснована актуальность рассматриваемой проблемы, определена цель работы, изложено ее краткое содержание, приведены положения, составляющие научную "HOBH3iiy работы и являющиеся предметом защиты.

Первая глава посвящена концептуализации научно-технической проблемы анализа риска аварийных отказов высокона-

дежных ПТС.

Проведен общий анализ частоты и последствий аварий и катастроф техногенного характера. Проведена классификация техногенных аварий и катастроф и оценены их масштабы и последствия. Показано, что дальнейшая разработка и реализация программ научно-технического развития невозможна без системного подхода к решению проблем безопасности ОПО, в том числе ПТС АЭС, обеспечивающих ТТП обращения с ядерным топливом.

Разработана современная концепция экологической и промышленной безопасности. Проблема безопасности ПТС АЭС направлена на проведение анализа уровня опасности как возможности того, что ПТС может быть нанесен ущерб либо внешними источниками воздействия, либо процессами, протекающими внутри нее самой или ее свойствами. Мерой опасности (ущерба) выступает риск, характеризующий вероятность причинения ущерба и его тяжесть (масштаб ущерба). Проанализированы и обобщены подходы к определению понятия «риск» в различных областях знания. В качестве базового понятия риска предложено определение риска как вероятности С? опасных событий.

Сформулирована методология приемлемого риска. Безопасность ПТС АЭС предлагается понимать как пребывание анализируемой системы в условиях несущественного, приемлемого риска [С}]: <3<[С>], где под приемлемым риском понимается риск, на который готово пойти общество, исходя из экономических и социальных соображений (табл.1).

Таблица 1

Приемлемый риск аварий грузоподъемных кранов__

Класс безопасности Приемлемый риск аварии, (1/год)

г/п крана* по г/п крана системы подъема

ОПБ-88/97 в целом г/п крана

1 ю-5 10"6

2 ю-4 10"5

3 КГ4 10"4

4 Ю-3 10"4

* Класс безопасности крана: 1 - чрезвычайная опасность для общества (практически недопустимая) последствий аварии крана, связанной с ним среды обитания и повреждения транспортируемого опасного груза (ВВ, РВ, жидкий металл и др.) и большие социальные последствия; 2 -опасность от аварии крана для жизни людей и (или) существенные социально-экономические последствия; 3 - опасность от аварии крана для жизни обслуживающего персонала, ограниченные социально-экономические последствия; 4 - отсутствие опасности от аварии крана для жизни обслуживающего персонала, ограниченные экономические последствия.

Сформулированы основные положения управления риском как системного подхода к принятию конструктивно-технологических решений, процедур и практических мер в решении задач предупреждения или уменьшения опасностей аварий ПТС АЭС.

Проведен анализ существующей нормативной базы по промышленной безопасности. Указано на узкую специализацию современной нормативной базы, отсутствие общей структуры нормативных материалов по безопасности сложных технических систем, в том числе ПТС АЭС, и единого системного подхода к нормативному обеспечению процесса оценки уровня риска аварий ОПО в рамках ФЦП «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996 - 2005 годы».

Осуществлен полный обобщающий анализ качественных и количественных критериев промышленной безопасности, проанализированы и оценены место и роль ВАБ в обеспечении промышленной безопасности. Сформулированы циклический процесс риск анализа, требования к его проведению и перечень опасных событий для ПТС АЭС.

Изучено состояние методологического обеспечения риск-анализа, осуществлен полный обобщающий анализ существующих индуктивных (метод проверочного листа, анализ вида и последствий отказов, дельфийская методика, метод ДС и др.), дедуктивных (метод ДО, модель анализа ошибок персонала) и физико-механических методов ВАБ (методы анализа риска аварий кранов на основе вероятностных моделей коэффициента запас прочности, модель «нагрузка-прочность», модель «интеграл-свертка», оценка риска металлоконструкций (м/к) индексом безопасности по Г.Шпете) и дана оценка уровня и целесообразности применения различных методов по эффективности, надежности, уровню сложности, повторяемости и др. применительно к обеспечению грузопотока с опасными радиоактивными и ядерными грузами.

На основе проведенного анализа обоснована целесообразность и достаточность выбора в качестве метода ВАБ ПТС АЭС дедуктивного логико-графического количественного метода ДО и ММС и поставлена задача диссертационного исследования.

Вторая глава посвящена событийному анализу ТТП транспортировки ядерного топлива на АЭС с ВВЭР-1000, являющегося базовым этапом логико-вероятностного структурного анализа как конструктивно-технологических систем АЭС, обеспечивающих погрузоч-

но-разгрузочные транспортные складские (ПРТС) работы с ядерным топливом, так и процесса взаимодействия ПТС АЭС друг с другом, с ТУК с ОЯТ как опасным грузом, и другим технологическим оборудованием АЭС. Разработан событийный процесс обращения со СЯТ и ОЯТ на АЭС с ВВЭР-1000. В процессе событийного анализа на этапе разработки ТТП с учетом его характеристик идентифицировано 31 опасное событие и установлены события, вносящие наибольший вклад в риск аварий ПТС АЭС с ВВЭР-1000, фрагменты которых приведены на рис. 1-11.

В ходе дальнейшего событийного анализа установлены опасные события Е; при осуществлении ТТП с ядерным топливом и их возможные причины (Ei, Ег, падение или неуправляемое перемещение полярным краном чехла с TBC, вызванное отказом привода системы подъема, захвата чехла 1 или 2, рельсового пути грузовой тележки, металлоконструкции (м/к) крана, м/к грузовой тележки; Е3 -падение или неуправляемое перемещение полярным краном ТУК, вызванное отказом активно резервированной системы подъема, рельсового пути грузовой тележки, м/к крана либо грузовой тележки; Е4 -падение или неуправляемое перемещение перегрузочной машиной TBC либо ОТВС, вызванное отказом рабочей штанги, рельсового пути моста либо грузовой тележки, м/к крана либо грузовой тележки; Ej - падение или неуправляемое перемещение краном узла свежего топлива контейнера с TBC, вызванное отказом привода системы подъема, траверсы, рельсового пути моста либо грузовой тележки, м/к крана либо грузовой тележки, системы управления; Еб - падение либо неуправляемое перемещение краном узла свежего топлива TBC, вследствие отказа привода системы подъема, захвата TBC, рельсового пути моста либо грузовой тележки, м/к крана либо грузовой тележки, системы управления; Е7 — падение либо неуправляемое перемещение краном узла свежего топлива чехла с TBC, вызванное отказом привода системы подъема, захвата чехла 1, рельсового пути моста либо грузовой - тележки, м/к крана либо грузовой тележки, системы управления; Es - падение или неуправляемое перемещение краном ХОЯТ ТУК, вызванное отказом привода системы подъема, траверсы, рельсового пути моста либо грузовой тележки, м/к крана либо грузовой тележки, системы управления), обусловленные качеством конструктивно-технологических ПТС обеспечения ТТП в условиях опасных событий, идентифицированных на предыдущем этапе. Обоснована необходимость событийного анализа при хранении, транспортировании и переработке ОЯТ с целью обеспечения ядерной, радиаци-

Кран узла чсвежего топлива

J Траверса Контейнер /" __

Кран узла свежего топлива

S-

3...

Захват TBC

чВагон

Рис.1 Опасное событие ОС] - разгрузка контейнеров с TBC из вагона

Кран узла чсвежего топлива

JffisL .са...

Чехол

Чехол

ш.

Кантователь

Рис.2 Опасное со- Рис.3 Опасное событие

бытие ОС3 - извле- ОС7 - установка чехла на

чение TBC из кон- платформу внутристан-

теинера

ционную

Кран полярный Кран полярный

Рис.4 Опасное событие ОСд - извлечение чехла из платформы внутристанционной

Рис.5 Опасное событие ОСц -установка чехла в гнездо универсальное колодца БВ

КранХОЯТ

Траверса

ТУК

ВС

\Вагон-контейнер

Рис.6 Опасное событие ОСм - разгрузка вагон-контейнера

Рис.7 Опасное событие ОС 18 - установка (извлечение) ТУК в (из) гнездо ХОЯТ

КранХОЯТ

Рис.8 Опасное событие ОС]9 - установка ТУК на платформу внутристанционную

Кран полярный

Кран полярный

Рис.9 Опасное событие ОС2о - извлечение ТУК из платформы внутри-станционной

Рис.10 Опасное событие ОС22 - установка ТУК в гнездо универсальное колодца БВ

Рис.11 Опасное событие ОС23 - заполнение водой колодца БВ; установка ОТВС в ТУК

онной и экологической безопасности в соответствии с СП-АС-88/93 «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций» и НРБ-76/87 «Нормы радиационной безопасности».

Показано, что принятая концепция развития атомной энергети-

ки РФ обуславливает необходимость проведения анализа опасных событий, связанных с хранением ОЯТ в ХОЯТ, в рамках развития теории риска и безопасности применительно к ВАБ ПТС АЭС. Установлены опасные события при хранении ОЯТ в хранилищах контейнерного типа и обоснована необходимость событийного анализа ТУК как опасного груза с целью установления опасных событий, обусловленных низким качеством упаковочных свойств и конструктивно-технологического устройства ТУК. Проведен обобщающий анализ существующих и проектируемых ТУК отечественного и зарубежного производства и дана характеристика анализируемых ТУК с точки зрения удовлетворения требованиям ядерной и радиационной безопасности согласно ПНАЭ Г-14-029-91, ПБТРВ-73 и Правилам МАГАТЭ, в том числе, ТУК должен сохранять герметичность при испытаниях на свободное падение с высоты 9м на плоскую горизонтальную поверхность и с высоты 1м на цилиндрический штырь и тепловое испытание. Установлены опасные события, связанные с критериальными характеристиками существующих и проектируемых конструкций ТУК, а также множество возможных опасных событий в нормальных и аварийных условиях эксплуатации, связанных с нарушением тепловых, прочностных свойств ТУК, несоблюдением радиационной и ядерной безопасности, недостаточной долговечностью конструкции и др.

В результате разработки событийного ТТП обращения с ядерным топливом на АЭС с ВВЭР-1000 установлены опасные события, которые положены в основу анализа и оценки их влияния на возможное развитие аварий и аварийных ситуаций ПТС АЭС с ВВЭР-1000 логико-графическим вероятностным методом ДО.

Третья глава посвящена разработке методологии построения математической модели ВАБ ПТС АЭС при транспортировке ядерного топлива на основе методов ДС, ДО и ММС, использующих представление структурной модели безопасности ПТС в виде алгебры событий.

Показано, что для выявления различных возможных последствий от инициализирующего исходного события- отказа конструктивного элемента ПТС, построения сценариев развития аварийной ситуации, сопровождающейся отказами других конструктивных элементов ПТС, воздействиями окружающей среды и ошибками обслуживающего персонала, а также группировки аварийных ситуаций по степени тяжести последствий и вероятности возникновения данного сценария развития аварийной ситуации наиболее целесообразно ис-

пользовать индуктивный логический метод ДС. Для дальнейшего анализа безопасности ПТС используется логико-графический дедуктивный метод ДО и ММС. Указанные методы позволяют выявить различные совокупности событий, ведущие к заданному аварийному отказу ПТС, проанализировать взаимосвязи между отдельными исходными событиями и оценить их влияние на возникновение конечного события Е - отказа ПТС и провести количественную оценку безопасности ПТС АЭС с ВВЭР-1000.

Процедура построения ДО представляет собой повторяющийся анализ причин. Формирование ДО начинается с главного (вершинного) события - опасного события Е, от которого дерево разветвляется на отдельные аварийные события, которые могут с определенной вероятностью привести к главному событию Е. Чтобы наглядно представить причинную взаимосвязь с помощью ДО, используются логические операторы и символы событий. При необходимости любая логическая связь событий при условии монотонности структуры системы может быть представлена операторами «И» и «ИЛИ».

В работе получил дальнейшее развитие ММС, как средство анализа структуры ДО, устанавливающее наиболее опасные сочетания исходных событий, и алгоритм построения минимальных сечений в приложении к методике ВАБ ПТС АЭС методом ДО.

Особое внимание в работе уделено количественному анализу безопасности ПТС, использующему логико-вероятностную модель причинно-следственных взаимосвязей между отдельными опасными событиями, отраженными в формате ДО. Принято, что риск отказа элемента Q(t) в момент t - вероятность того, что элемент откажет в первый раз в интервале времени [0,t) при условии, что в начальный момент он был работоспособен. Показатель безопасности P(t) является дополнением Q(t) до 1. Если известна функция распределения плотности вероятности отказов f(t), то величина риска отказов Q(t) и показатель безопасности P(t) определяются соотношениями:

Q(t) = f f(t)dt ; P(t) = Jf(t)dt. (1)

о t

В общем случае плотность вероятности равна:

f(t) = r(t)exp -jr(u)du , (2)

. о

где r(t) - частота отказов (вероятность того, что элемент отказывает в единицу времени в момент t при условии, что элемент был работо-

способен в начальный момент времени и не отказал в течение срока службы t), а риск отказа элемента:

t

Q(t) = l-exp — Jr(u)du . (3)

L о

Анализом существующих работ в области теории риска и безопасности и в сопредельных областях знания показана целесообразность и достаточность использования в качестве закона распределения вероятности отказов ПТС АЭС экспоненциального закона:

f (t) = KQ~Xt; Q(t) = 1 - е-"; P(t) = e~xt, (4)

где A(t) - интенсивность отказов.

В работе получила дальнейшее развитие модель анализа человеко-машинных взаимодействий, которая при условии наличия исходной информации по ошибкам персонала при выполнении функций управления ПТС, контроля работоспособности и др. оценивает величину вероятности ошибок персонала учитываемых в процессе построения ДО.

Риск отказа Qs ПТС в целом устанавливается, исходя из следующих соотношений:

а) вероятность наступления событий связанных логическим оператором «И» равна:

Рг(А) = Рг(е, П е2 П. ..еп) = Prfo)• Рг(е2)■... • Рг(еп); (5)

б) вероятность наступления события, входом в которое являются события, связанные логическим оператором «ИЛИ», равна:

Pr(A) = Prfo U е2 U... U еп) = 1 - Prfc)- Рг(^)•... • РгД =.

= 1-[1-Рг{в,)]-[1-Рг(в2Я-.-&-Рг(е„)] ' * '

в) вероятность наступления событий, связанных логическим оператором «т из п» в предположении, что вероятности всех событий на входе логического оператора равны Q, равна:

Pr(A) = Pr(m<k<n)= ¿Qk-(l-Q)n~k—, (7)

k=m k!(n - kj!

где П - пересечение событий; U - объединение событий; событие e¡ является дополнением к e¡.

Сформулированы принципы и обоснована необходимость и целесообразность приложения ММС к количественному анализу безопасности, устанавливающего верхнюю границу риска отказа Qs ПТС:

Рз^ЕРф*); = (8)

где п5 - число минимальных сечений; Рг(Б;) - вероятность 1-го минимального сечения Б;, n¡ - число первичных событий в ¿-ом минимальном сечении; ег - исходное событие, 1=1,...N (где N - количество исходных событий в ДО).

Разработана математическая модель коэффициента безопасности Иб на основе метода ДО для оценки потребительских свойств ПТС АЭС в развитие методов оценки потребительских свойств конструктивных элементов ПТС. Коэффициент безопасности и5 определяется последовательно от исходных событий к главному по формулам: для событий, связанных логическим оператором «И»:

и^гК; (9)

¡=1

для событий, связанных логическим оператором «ИЛИ»:

(10)

¡=1

где ^ - количество событий связанных j логическим оператором, Ц -коэффициент безопасности 1 события из ^событий, связанных] логическим оператором; 3=1 ..N-1 (И - количество логических операторов в ДО) - промежуточная величина, вычисляемая для 3 логического оператора, и используемая при нахождении Uj.fi для ]+1 логического оператора в качестве 11; в (9) и (10), и равная для исходных событий коэффициенту безопасности элемента (12); им, получаемая для N логического оператора, является искомой величиной коэффициента безопасности ПТС а потребительские свойства конструктивных элементов ПТС характеризуются мощностью отказа и коэффициентом безопасности

^ = |сс1ф^,ф; и1 = = (11)

о 0 1 + и1

где Б; - коэффициент средней опасности; - Средняя наработка на отказ (среднее время работы элемента до отказа); С; - средний ущерб от отказа; I - случайная наработка до отказа; с - случайная величина ущерба, к которому приводит отказ; А^с) - плотность вероятности распределения случайной величины (1,с).

Коэффициент безопасности близкий к единице характеризует ПТС, как сооружение, для которого маловероятны аварии, приво-

дящие к значительному ущербу. Значение коэффициента близкое к нулю характерно для подъемных сооружений, вероятность аварий которых, приводящих к большому ущербу, высока.

Разработанная методология построения математической модели ВАБ ПТС АЭС обусловила необходимость разработки и анализа структурных моделей ТТП обращения с ядерным топливом.

Четвертая глава посвящена структурной иерархической идентификации ПТС, обеспечивающих ТТП АЭС с ВВЭР-1000 в приложении к ВАБ ПТС АЭС с ВВЭР-1000 при транспортировке ядерного топлива. На основе результатов проведения событийного анализа разработаны структурные модели ТТП обращения с ядерным топливом на АЭС в целом и отдельно покомпонентно ПТС АЭС с ВВЭР-1000 (рис. 12-14), которые отражают структуру причинно-следственных взаимосвязей как между отказами конструктивных элементов в границах конструктивно-технологических характеристик ПТС, так и между авариями и аварийными отказами составляющих ПТС АЭС и конечным событием - аварийным отказом ПТС АЭС с ВВЭР-1000, нарушающим условия ядерной или радиационной безопасности.

Рис.12 ДО ТТП АЭС с ВВЭР-1000: а - логические операторы; б - ДО

Существенная трудоемкость анализа ММС и количественного анализа разработанных структурных моделей ДО ПТС обусловила необходимость автоматизации указанных процессов и разработки вычислительного алгоритма ВАБ ПТС АЭС.

О "И" РР Ц Рг( ^ "ИЛИ" Рг-1 -Пц-Рг,)

Рис. 13 ДО полярного крана в процессе транспортировки ТУК для ОЯТ: а - логические операторы;

б-ДО

Рис.14 ДО перегрузочной машины в процессе транспортировки TBC: а - логические операторы; б - ДО

Пятая глава посвящена разработке вычислительного алгоритма риск-анализа ПТС АЭС с ВВЭР-1000 обеспечивающих ТТП со СЯТ и ОЯТ. Проведен обобщающий анализ статистической информации по отказам конструктивных элементов ПТС как специального, так и общего назначения. Создана база данных (БД) PSALTS по ин-тенсивностям отказов конструктивных элементов ПТС АЭС и ошибкам операторов и обслуживающего персонала, используемых при анализе безопасности ПТС, в том числе и с учетом человеко-машинных взаимодействий. Создан программный интерфейс с использованием средств Microsoft Access и языка Visual Basic. Разработан вычислительный алгоритм ВАБ ПТС АЭС, который решает следующие задачи: 1) хранение и быстрый доступ к информации по типам и интенсивностям отказов конструктивных элементов ПТС АЭС, хранящихся в БД PSALTS; 2) получение справки о данных хранящихся в БД; 3) редактирование БД; 4) доступ к архиву структурных моделей ДО; 5) создание структурной модели ДО; 6) редактирование ДО; 7) анализ ДО ММС; 8) количественная оценка риска и верхней границы риска; 9) сравнение с уровнем приемлемого риска.

Получены количественные показатели риска аварий ПТС обеспечивающих ТТО со СЯТ и ОЯТ на АЭС с ВВЭР-1000: вероятность опасного события Et равна 1,04x10"4 1/год; Е2 - 1,05x10"4 1/год; Е3 - 6,98х 10"6 1/год; Е4 - 3,8x10"5 1/год; Е5 - 6,5x10"4 Угод; Е6 - 6,3x10"4 Угод; Е7 - 6,25x1с"4 Угод; Es - 4,05x10^ Угод; Е9 - 2,56хЮ"3 Угод. Согласно ОПБ 88/97 (см. табл.1) приемлемый риск отказа кран узла свежего топлива при транспортировке СЯТ (2 класс безопасности) равен 10"4 Угод, приемлемый риск отказа полярного крана, перегрузочной машины и крана ХОЯТ при транспортировке ОЯТ (1 класс безопасности), равен 10"5 Угод. Таким образом, риск отказа крана ХОЯТ не удовлетворяет критерию приемлемости. Установлено, что введение активного резервирования системы подъема, аналогично конструктивно-технологическому решению полярного крана, снижает величину расчетного риска до 6,99x10"6 Угод и удовлетворяет критерию приемлемости риска. В виду несоответствия величины расчетного риска аварий ПТС АЭС (Е9 2,56х10"3 Угод) требованиям безопасности согласно ФЗ РФ «О промышленной безопасности опасных производственных объектов» и ФЦП «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996 - 2005 годы» автор полагает необходимым и целесообразным пересмотр классификации кранов по

ОПБ 88/97 и отнесение ПТС АЭС с ВВЭР-1000, обеспечивающих ТТП обращения как со СЯТ, так и с ОЯТ, к 1 классу безопасности с уровнем приемлемого риска Ю-5 1/год с разработкой и принятием соответствующих конструктивно-технологических решений по повышению безопасности ПТС АЭС с ВВЭР-1000 при транспортировке ядерного топлива.

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ ПО РАБОТЕ

В диссертационной работе решена научно-исследовательская задача, имеющая важное народно-хозяйственное и социальное значение, заключающаяся в разработке методов расчетного обоснования безопасности ПТС атомных станций при транспортировке ядерного топлива параметрами риска.

По результатам выполненных научных исследований сделаны следующие выводы:

1. Предложена концепция экологической и промышленной безопасности ПТС, транспортирующих ядерное топливо.

2. Обоснована целесообразность и достаточность выбора в качестве метода ВАБ ПТС АЭС дедуктивного логико-графического количественного метода дерева отказов и метода минимальных сечений.

3. Показано, что разработанная автором методика событийного анализа ТТП обращения со СЯТ и ОЯТ на АЭС с ВВЭР-1000 более точно идентифицирует опасные события и их возможные причины различного характера.

4. Показано, что разработанная автором математическая модель безопасности ПТС АЭС на основе логико-вероятностных методов дерева событий, дерева отказов и минимальных сечений адекватно отражает причинно-следственные взаимосвязи между опасными событиями и устанавливает критические сочетания опасных событий, используемые при количественной оценке риска.

5. Установлено, что коэффициент безопасности ПТС АЭС на основе логико-вероятностного метода дерева отказов близок к 1 при малой вероятности аварий со значительным ущербом и асимптотически стремится к 0 при росте вероятности возникновения аварий с тяжелыми последствиями.

6. Установлено, что для удовлетворения величины расчетного риска аварий ПТС АЭС с ВВЭР-1000 требованиям ОПБ 88/97 необходимо введение активного резервирования системы подъема крана ХОЯТ. В виду несоответствия величины расчетного риска аварий

ПТС АЭС 2,56x10"3 1/год требованиям безопасности 10"5 Угод, автор полагает необходимым и целесообразным пересмотр классификации кранов по ОПБ 88/97 и отнесение ПТС АЭС с ВВЭР-1000, обеспечивающих ТТП обращения как со СЯТ, так и с ОЯТ, к 1 классу безопасности с уровнем приемлемого риска 10'5 Угод с разработкой и принятием соответствующих конструктивно-технологических решений по повышению безопасности ПТС АЭС с ВВЭР-1000 при транспортировке ядерного топлива.

Материалы диссертации опубликованы в печатных работах:

1. Иванов В.М., Панасенко H.H., Шестакова И.А. Транспортно-технологический процесс обращения с отработавшим ядерным топ-ливом.\\ Проблемы надежности и безопасной эксплуатации подъемных сооружений: Тез. докл. науч.-практической конференции, (1-8 октября 1996г. Сочи).-Новочеркасск, 1996.-С.36-37.

2. Панасенко H.H., Шестакова И.А. Проблема вероятностного анализа безопасности транспортно-технологических систем.\\ Прогрессивные технологии машиностроения и современность. Сборник трудов междунар. науч.-техн. конференции, - (9-12 сент. 1997г. Севастополь).- Донецк: ДонГТУ, 1997.-С.190.

3. Панасенко H.H., Шестакова И.А. Вероятностный анализ безопасности транспортировки контейнеров с отработавшим ядерным топливом на АЭС с ВВЭР 1000.W Известия высших учебных заведений. Северо-Кавказский регион. Технические науки. 1998. №1.-С.17-25.

4. Шестакова И.А. Алгоритм метода минимальных аварийных сочетаний риск-анализа механизмов подъема грузоподъемных кранов.\\ Вестник Астраханского государственного технического университета. Сборник научных трудов. Механика. - Астрахань: Астрахан. гос. техн. ун-т, 1998. - С.67-71.

5. Веселов В.Н., Кравченко П.Д., Синельщиков A.B., Шестакова И.А. и др. Математическая модель управления движением мостового крана с грузом на гибком подвесе.\\ Новочерк. гос. техн. ун-т.: - Новочеркасск, 1998. Деп. в ВИНИТИ 19 мая 1998г. №1536. - В.98 - 8 с.

6. Шестакова И.А. Системный анализ безопасности полярного крана АЭС с ВВЭР-1000 при транспортировке отработавшего ядерного то-плива.\\ Прогрессивные технологии и системы машиностроения. Международный сб. научных трудов: Специальный выпуск - Материалы V международной науч-но-техн. конф. «Машиностроение и техносфера на рубеже XXI века» в г.Севастополе 8-11 сентября 1998г. в 3-х томах. Т.З - Донецк: ДонГТУ. Вып.6, 1998. - С.282-285.

7. Шестакова И.А. Пакет программ вероятностного анализа безопасности подъемно-транспортных машин.\\ Современные направления развития производственных технологий и робототехника: Материалы междунар. науч.-техн. конф.- Могилев: ММИ,1999. -С.296.

8. Шестакова И.А. Требования безопасности к контейнерам с ОЯТ при ПРТС работах. \\ Вестник Астраханского государственного технического университета. Сборник научных трудов. Механика. - Астрахань: Астрахан. гос. техн. ун-т, 1999. - С.30-38.

9. Шестакова И.А. Математическая модель вероятностного анализа безопасности подъемных сооружений.\\ Междунар. науч.-техн. конф. посвященная 40-летию КГТУ и 85-летию высшего рыбохоз. образования в России (17-19 ноября 1998г.): Сборник тезисов докл. Часть 3./ Калининградский гос. техн. ун-т.-Калининград, 1999.-С.103-104.

10. Шестакова И.А. Вероятностный анализ безопасности подъемно-транспортных систем АЭС с ВВЭР-1000 при транспортировке ядерного топлива.\\ Современные направления развития производственных технологий и робототехника: Материалы междунар. науч.-техн. конф,- Могилев: ММИ, 1999. - С.295.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

АЭС - атомная электрическая станция

БВ - бассейн выдержки

БД - база данных

ВАБ - вероятностный анализ безопасности

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ДО - дерево отказов

ДС - дерево событий

МАГАТЭ - международное агентство атомной энергетики

ММС - метод минимальных сечений

МП -машина перегрузочная

НРБ - нормы радиационной безопасности

ОПБ - общие положения безопасности

ОПО - опасный производственный объект

ОЯТ - отработавшее ядерное топливо

ПБ - правила безопасности

ПБТРВ - правила безопасности при транспортировке радиоактивных веществ

ПНАЭ - Правила и нормы в атомной энергетике

ПРТС - погрузочно-разгрузочные, транспортные и складские (работы)

ПТС - подъемно-транспортные средства

РВ - радиоактивные вещества

РД - руководящий документ

РТМ - руководящий технический материал

СЯТ - свежее ядерное топливо

ТВС - тепловыделяющая сборка

ТТО - транспортно-технологические операции

ТТП - транспортно-технологический процесс

ТУК - транспортный упаковочный комплект

ФЗ РФ - Федеральный закон Российской Федерации

ФЦП - Федеральная целевая программа

ХОЯТ - хранилище отработавшего ядерного топлива

АГТУ. Заказ 427. Тираж 100. 15.06.2000г.

Перечень принятых сокращений.

Введение.

1. Научно-техническая проблема анализа риска аварийных отказов высоконадежных подъемно-транспортных средств и постановка задачи диссертационного исследования.

1.1. Аварии и катастрофы: общий анализ частоты и последствий.

1.2. Современные концепции экологической и промышленной безопасности.

1.2.1. Общие положения.

1.2.2. Определение «риск», «безопасность» и их взаимосвязь.

1.2.3. Классификация риска.

1.2.4. Концепция приемлемого риска.

1.2.5. Управление риском.241.3. Анализ нормативной базы по промышленной безопасности. 1.4. Качественные и количественные критерии промышленной безопасности.

1.4.1. Общий анализ.

1.4.2. Место и роль риск-анализа в обеспечении промышленной безопасности.

1.4.2.1. Требования к проведению анализа риска и оформлению процедуры и результатов анализа риска.

1.4.2.2. Общая характеристика методов риск-анализа и управления риском.

1.5. Выводы и постановка задачи исследования.

2. Событийный анализ транспортно - технологического процесса транспортировки ядерного топлива на АЭС с ВВЭР-1000.

2.1. Опасные события, обусловленные характеристиками транспортно-технологического процесса АЭС с ВВЭР-1000.

2.2. Опасные события, обусловленные качеством конструктивно-технологических средств обеспечения транспортно-технологического процесса.

2.2.1. Опасные события, обусловленные качеством полярного крана.

2.2.2. Опасные события, обусловленные качеством перегрузочной машины МП-1000.

2.2.3. Опасные события, обусловленные качеством кантователя.

2.2.4. Опасные события, обусловленные качеством крана узла свежего топлива. Г»

2.2.5. Опасные события, обусловленные качеством крана

ХОЯТ. >2.

2.3. Опасные события при обращении с ядерным топливом. >

2.3.1. Общие принципы радиационной безопасности. ^

2.3.2. Опасные события, обусловленные принятой концепцией завершающей стадии топливного цикла АЭС Российской Федерации.

2.3.3. Опасные события при хранении отработавшего ядерного топлива в хранилищах контейнерного типа.

2.3.4. Опасные события, обусловленные низким качеством упаковочных свойств контейнеров для отработавшего ядерного топлива.

2.3.5. Опасные события, обусловленные качеством конструктивно-технологического устройства транспортных упаковочных комплектов для отработавшего ядерного топлива.

2.4. Выводы по главе.

3. Математическая модель вероятностного анализа безопасности подъемно-транспортных средств атомных станций при транспортировке ядерного топлива.

3.1. Общие положения вероятностного анализа безопасности.

3.2. Качественный анализ безопасности.

3.2.1. Развитие теории метода ДС применительно к ПТС АЭС.

3.2.2. Развитие теории риск-анализа применительно к ПТС

3.2.2.1. Дедуктивный логический анализ причин.

3.2.2.2. Процедура построения ДО.

3.2.2.3. Методика использования символов логических операторов и событий при построении ДО ПТС.

3.2.2.4. Идентификация связей ПТС. Взаимосвязь входных событий с выходными.

3.2.2.5. Построение ДО с использованием таблиц решений.

3.2.3. Разработка алгоритма ВАБ ПТС с использованием метода минимальных сечений.

3.2.3.1. Алгоритм ВАБ ПТС без взаимоисключающих исходных событий.

3.2.3.2. Практическое применение ММС и МПС.

3.2.3.3. Алгоритм ВАБ ПТС с взаимоисключающими исходными событиями.

3.2.3.4. Метод классификации.

3.2.3.5. Практическое применение метода классификации.

3.2.4. Влияние зависимых отказов и отказов по общей причине на результаты ВАБ ПТС.

3.3. Количественный анализ безопасности.

3.3.1. Количественная оценка исходных событий.

3.3.1.1. Основные вероятностные характеристики исходных событий.

3.3.1.2. Оценка безопасности элементов ПТС с постоянной частотой отказов.

3.3.1.3. Модель количественной оценки безопасности с учетом отказов по общей причине.

3.3.1.4. Модель анализа ошибок с учетом человеко-машинных взаимодействий.

3.3.2. Количественный анализ безопасности ПТС.

3.3.2.1. Основные вероятностные характеристики системы.

3.3.2.2. Риск отказа ПТС АЭС.

3.3.2.3. Математическая модель количественного анализа безопасности на основе ММС.

3.4. Оценка потребительских свойств ПТС АЭС на основе вероятностного анализа безопасности.

3.4.1. Математическая модель коэффициента безопасности для оценки потребительских свойств ПТС АЭС на основе метода ДО.

3.4.1.1. Общие положения.

3.4.1.2. Характеристики потребительских свойств в случае независимости случайных величин наработки на отказ и ущерба.

3.4.1.3. Характеристики потребительских свойств в случае не зависящих от времени случайных величин наработки на отказ и ущерба.

3.4.2. Вероятностная модель коэффициента безопасности ПТС

АЭС с ВВЭР-1000.

3.5. Выводы по главе.

4. Структурный анализ подъемно-транспортных средств АЭС с ВВЭР

1 ООО при транспортировке ядерного топлива.

4.1. Системный структурный анализ ПТС АЭС с ВВЭР-1 ООО.

4.2. Структурный анализ полярного крана.

4.3. Структурный анализ перегрузочной машины МП-1000.

4.4. Структурный анализ крана узла свежего топлива.

4.5. Структурный анализ крана ХОЯТ.

4.6. Выводы по главе.

5. Разработка методики вычислительного эксперимента вероятностного анализа безопасности подъемно-транспортных средств АЭС с ВВЭР

1000 при транспортировке ядерного топлива.

5.1. База данных по интенсивностям отказов подъемно-транспортных средств АЭС с ВВЭР-1000.

5.2. Вычислительный алгоритм вероятностного анализа безопасности подъемно-транспортных средств АЭС с ВВЭР

1000 при транспортировке ядерного топлива.

5.3. Количественный анализ безопасности полярного крана

АЭС с ВВЭР-1000.

5.4. Количественный анализ безопасности перегрузочной машины

МП-1000 АЭС с ВВЭР-1000.

5.5. Количественный анализ безопасности крана ХОЯТ АЭС с ВВЭР-1000.

5.6. Количественный анализ безопасности крана узла свежего топлива АЭС с ВВЭР-1000.

5.7. Количественный системный анализ ПТС АЭС с ВВЭР-1000 при транспортировке ядерного топлива.

5.8. Выводы по главе.

Актуальность работы. Проблема безопасности подъемно-транспортных средств (ПТС) атомных электростанций (АЭС), выполняющих операции с ядерными грузами, является составной частью глобальной проблемы по оценке воздействия ядерной энергетики и предприятий ядерного топливного цикла на окружающую среду. Критерием проектирования, принятия проектных решений по опасным производственным объектам (ОПО) и обязательного декларирования их безопасности согласно Федеральному закону Российской Федерации (ФЗ РФ) «О промышленной безопасности опасных производственных объектов» являются параметры безопасности и риска. Несмотря на это, не получили современного развития методологическая база и научные основы оценки и повышения безопасности ПТС АЭС. Отсутствует также и система нормирования логико-вероятностных расчетов безопасности ПТС АЭС при их проектировании и эксплуатации.

Цель работы. Решение научной проблемы расчетного обоснования и повышения безопасности ПТС АЭС при транспортировке ядерного топлива.

Методы исследования. Задача диссертационного исследования решена с привлечением классических вероятностно-статистических методов теории надежности, логико-вероятностных методов деревьев событий, деревьев отказов и метода минимальных сечений, методов теории риска и безопасности, методов системного анализа и информационных технологий, технический уровень которых соответствует современному уровню теории и практики проектирования оборудования АЭС.

Научная новизна диссертационной работы:

1. Обоснована целесообразность использования для оценки безопасности ПТС АЭС методов дерева событий, дерева отказов и минимальных сечений;

2. Разработана методика событийного анализа транспортно-технологического процесса (ТТП) обращения со свежим и отработавшим ядерным топливом (СЯТ и ОЯТ) на АЭС с реактором ВВЭР-1000, включающего в себя его транспортировку, перегрузку и хранение;

3. Разработана математическая модель безопасности ПТС АЭС с реактором ВВЭР-1000 в виде деревьев отказов, позволяющая оценивать уровень риска, определять конструктивные элементы, вносящие наибольший вклад в величину риска и принимать решения по снижению уровня риска и повышению безопасности;

4. Предложена методика оценки потребительских свойств высоконадежных ПТС АЭС с использованием коэффициента безопасности на основе логико-вероятностного метода дерева отказов;

5. Разработан алгоритм оценки безопасности ПТС АЭС на основе методов дерева отказов и минимальных сечений;

6. Разработан метод оценки безопасности подъемно-транспортных средств атомных станций при транспортировке ядерного топлива.

Практическая значимость работы заключается в разработке методики оценки уровня проектного риска сложных технических ПТС АЭС с целью декларирования и страхования безопасности ПТС АЭС, а также оценки экономической эффективности мероприятий по управлению риском в рамках требований ФЗ РФ «О промышленной безопасности ОПО», ФЦП «Обращение с радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996 - 2005 годы», в соответствии с Правилами и нормами в атомной энергетике (ПНАЭ) Г-1-011-97 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)», ПБ 10-14-92 «Правила устройства и безопасной эксплуатации г/п кранов», ПБТРВ-73 «Правила безопасности при транспортировке радиоактивных веществ», ПНАЭ Г-14-029-91 «Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики», нормами МАГАТЭ и др.

Создан банк данных по интенсивностям отказов конструктивных элементов, систем и подсистем ПТС АЭС и ошибкам операторов и обслуживающего персонала, используемых при анализе безопасности ПТС с учетом человеко-машинных взаимодействий.

Разработанная методика доведена до уровня применения в инженерной практике. В результате вычислительного эксперимента, проведенного для ПТС АЭС с реактором ВВЭР-1000, выработаны рекомендации по введению активного резервирования системы подъема крана хранилища отработавшего топлива АЭС с целью снижения риска аварий крана до уровня приемлемого риска.

Разработанная и реализованная автором практическая методика риск-анализа ПТС АЭС пригодна для анализа безопасности ПТС общепромышленного назначения.

Достоверность полученных результатов основывается: -на накопленном опыте оценки безопасности объектов ядерной энергети-ки^ а также ОПО в других областях промышленности;

-на использовании статистической информации по интенсивностям отказов конструктивных элементов, систем и подсистем ПТС по данным Atom + Strom, АО «Сибтяжмаш», АООТ «ЭМК-Атоммаш», ОАО «Атоммашэкспорт», статистических исследований кранов общего назначения, выполненных на кафедре Ленинградского института водного транспорта (ЛИВТ) под руководством Брауде В.И. и Лейферт Э.Т.;

-на результатах апробации на уровне Европейского стандарта NASG/B Nr 6-95Е Pr EN 1050 (NASG/GA 0 Nr 27-96Е) «Безопасность машинного оборудования - Принципы оценки риска», «Норм расчета надежности систем важных для безопасности АС на этапе проектирования», РД 08-120-96 «Методические указания по проведению анализа риска опасных промышленных объектов», РТМ 95 823-81 «Надежность оборудования реакторных установок АЭС: Методика расчета», отечественной и мировой практики, и получила дальнейшее развитие в приложении к ПТС АЭС с ВВЭР-1000;

-на сравнении результатов логико-вероятностного структурного моделирования на основе методов дерева отказов и минимальных сечений с моделями и результатами вероятностного анализа запроектных аварий Ростовской АЭС (РоАЭС), выполненного институтом Атомэнергопроект;

-на сравнении результатов практической реализации вычислительного алгоритма решения в рамках разработанной автором методики с результатами расчета риска аварий с использованием программного пакета РБАРАСК (МАГАТЭ) в условиях РоАЭС.

Внедрение результатов работы. Результаты диссертационного исследования использовались:

-при оценке безопасности ПТС блока №1 АЭС «Бушер», Иран: 1) транспортной тележки для перевозки чехла со свежим ядерным топливом в реакторное отделение блока АЭС; 2) внутристанционной транспортной платформы для перевозки транспортного упаковочного комплекта с отработавшим ядерным топливом от реакторного отделения блока АЭС к хранилищу отработавшего ядерного топлива; 3) специального грузозахватного устройства - захвата чехла со свежим ядерным топливом;

-при обеспечении учебного процесса подготовки специалистов по специальности 150900 «Механизация перегрузочных работ» на кафедре подъемно-транспортных машин и механики машин Астраханского государственного технического университета по дисциплинам: ДС.08 «Надежность и безопасность ПТМ», ГСЭ.11.3 «Риск-анализ портовых сооружений с социально-экономической ответственностью», ОПД.12.2 «Методы анализа принятия технических решений».

Апробация работы. Основные положения и результаты работы неоднократно докладывались, обсуждались и были одобрены на Международной научно-технической конференции «Современные проблемы машиностроения и технический прогресс» (г. Севастополь, 10-13 сент. 1996г.), IX научной конференции Волгодонского института Новочеркасского государственного технического университета (г. Волгодонск, Май 1996г.), Международной научно-технической конференции «Прогрессивные технологии машиностроения и современность» (г. Севастополь, 9-12 сентября 1997г.), V международной научно-технической конференции «Машиностроение и техносфера на рубеже XXI века» (г. Севастополь, 8-11 сентября 1998г.), X научной конференции Волгодонского института Новочеркасского государственного технического университета г. Волгодонск, май 1997г.), ХЫ1 научной конференции профессорско-преподавательского состава Астраханского государственного технического университета (г.Астрахань, апрель 1999г.), Международной научной конференции, посвященной 70-ти летию Астраханского государственного технического университета (г. Астрахань, 24-27 апреля 2000г.), заседаниях кафедр ПТМ АГТУ (г. Астрахань) и прикладной механики ВИ ЮРГТУ (г. Волгодонск). Кроме того, основные положения работы обсуждались на ведущем предприятии ОАО «Атоммашэкспорт» (г. Волгодонск).

Автор выносит на защиту:

1. Методику идентификации опасностей и событийного анализа ТТП обращения с ядерным топливом на АЭС с реактором ВВЭР-1000;

2. Математическую модель безопасности ПТС АЭС на основе логико-вероятностных методов дерева событий, дерева отказов и минимальных сечений;

3. Метод оценки потребительских свойств высоконадежных ПТС АЭС коэффициентом безопасности на основе логико-вероятностного метода дерева отказов;

4. Алгоритмы вероятностного анализа безопасности (ВАБ) ПТС на основе методов дерева отказов и минимальных сечений;

5. Метод оценки безопасности подъемно-транспортных средств атомных станций при транспортировке ядерного топлива.

Публикации. По теме диссертационного исследования опубликовано 19 печатных работ.

5.8 Выводы по главе

1. Проведен обобщающий анализ статистической информации по отказам конструктивных элементов ПТС как специального, так и общего назначения.

2. С целью предоставления проектировщику полной статистической информации для ВАБ ПТС АЭС с ВВЭР-1000 и автоматизации риск-анализа, создана информационная БД РSALTS по интенсивностям отказов конструктивных элементов, систем и подсистем ПТС АЭС, и ошибкам операторов и обслуживающего персонала, используемых при анализе безопасности ПТС, в том числе и с учетом человеко-машинных взаимодействий и разработан вычислительный алгоритм риск-анализа ПТС АЭС с ВВЭР-1000, обеспечивающих ТТП со СЯТ и ОЯТ.

3. Создан программный интерфейс с использованием средств Microsoft Access и языка Visual Basic.

4. Разработан вычислительный алгоритм ВАБ ПТС АЭС.

5. Проведен практический расчет риска отказа ПТС АЭС с ВВЭР-1000 покомпонентно (полярный кран, перегрузочная машина, кран ХОЯТ, кран узла

214

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В диссертационной работе решена научно-исследовательская задача, имеющая важное народно-хозяйственное и социальное значение, заключающаяся в разработке методов расчетного обоснования безопасности ПТС атомных станций при транспортировке ядерного топлива параметрами риска.

По результатам выполненных научных исследований сделаны следующие выводы:

1. Предложена концепция экологической и промышленной безопасности ПТС, транспортирующих ядерное топливо.

2. Обоснована целесообразность и достаточность выбора, в качестве метода ВАБ ПТС АЭС, дедуктивного логико-графического количественного метода дерева отказов и метода минимальных сечений.

3. Показано, что разработанная автором методика событийного анализа ТТП обращения со СЯТ и ОЯТ на АЭС с ВВЭР-1000 более точно идентифицирует опасные события и их возможные причины различного характера.

4. Показано, что разработанная автором математическая модель безопасности ПТС АЭС на основе логико-вероятностных методов дерева событий, дерева отказов и минимальных сечений адекватно отражает причинно-следственные взаимосвязи между опасными событиями и устанавливает критические сочетания опасных событий, используем ые при количественной оценке риска.

5. Установлено, что коэффициент безопасности ПТС АЭС на основе логико-вероятностного метода дерева отказов близок к 1 при малой вероятности аварий со значительным ущербом и асимптотически стремится к 0 при росте вероятности возникновения аварий с тяжелыми последствиями.

Установлено, что для удовлетворения величины расчетного риска аварий ПТС АЭС с ВВЭР-1000 требованиям ОПБ 88/97 необходимо введение

215 активного резервирования системы подъема крана ХОЯТ. В виду несоответствия величины расчетного риска аварий ПТС АЭС 2,56x10"3 1/год требованиям безопасности 1СГ5 1/год, автор полагает необходимым и целесообразным пересмотр классификации кранов по ОПБ 88/97 и отнесение ПТС АЭС с ВВЭР-1000, обеспечивающих ТТП обращения как со СЯТ, так и с ОЯТ, к 1 классу безопасности с уровнем приемлемого риска 10"5 1/год, с разработкой и принятием соответствующих конструктивно-технологических решений по повышению безопасности ПТС АЭС с ВВЭР-1000 при транспортировке ядерного топлива.

216

1. Зобин Б.Б. Проблема управления риском техногенных катастроф.\\ Проблемы региональной экологии, 1998, №1. — С.81-87.

2. Воробьев Ю.Л., Малинецкий Г.Г., Махутов H.A. Теория риска и технологии обеспечения безопасности. Подход с позиций нелинейной динамики. Часть II.W Проблема безопасности при чрезвычайных ситуациях. Вып.1. -М.: ВИНИТИ, 1999.-С. 18-41.

3. Воробьев Ю.Л., Малинецкий Г.Т., Махутов H.A. Теория риска и технологии обеспечения безопасности. Подход с позиций нелинейной динамики. Часть I.W Проблема безопасности при чрезвычайных ситуациях. Вып.11. -М.: ВИНИТИ, 1998. С.26-41.

4. Давыдов Б.И. Радиация, человек и окружающая среда: факты и аргументы. -М.: Изд. AT, 1993.-80с.

5. Коновалов В.Ф. Спроси себя строже. Судьба АЭС и мнение общественно-сти.\\ Информационный бюллетень, 1990, 17 июня. С.2-4.

6. Ядерная энергетика, человек и окружающая среда/ Н.С.Бабаев, В.Ф.Демин, Л.А.Ильин и др.; Под ред. акад. А.П.Александрова. 2-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоиздат, 1984. - 312с.

7. Билык H.A., Ханин В.П. Оценка интенсивности возникновения аварий на железнодорожном и автомобильном видах транспорта.\\ Проблема безопасности при чрезвычайных ситуациях. Вып.2. М.: ВИНИТИ, 1999. -С.20-26.

8. Котельников B.C. Оценка безопасности эксплуатации кранов мостового типа. Автореф. дисс. на соискание ученой степени кандидата технических наук. Новочеркасск: НГТУ, 1998. - 23с.

9. РД 10-.-98. Проект. Методические указания по проведению экспертизы промышленной безопасности опасных производственных объектов, на ко' торых используются стационарно установленные подъемные сооружения.

10. Основные положения. М.: Госгортехнадзор, 1998. - 40с.

11. Порфирьев Б.Н. Управление в чрезвычайных ситуациях.// ВИНИТИ. Итоги науки и техники. Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях. -1991.-№1.

12. Фролов К.В., Махутов H.A. Проблемы безопасности сложных технических систем.\\ Проблемы машиностроения и надежности машин. 1992. №5.-С.З-11.

13. Ильичев A.B., Северцев H.A. Аэрокосмическая система и спектр задач в интересах человека. М.: ЛНУ России, 1992.

14. Системные аспекты проблемы безопасности. Формирование концепции/ Под .ред. Ильичева A.B. -М.: ЛНУ России, 1992.

15. Грущанский В.А. Ильичев A.B., Северцев H.A. Об одном подходе к анализу проблемы безопасности.\\ Надежность и контроль качества, 1998, №12. С.26-32.

16. Кулландер С., Ларссон Б. Жизнь после Чернобыля. Взгляд из Швеции: Пер. со шв. -М.: Энергоатомиздат, 1991. 48с.

17. Филюшкин И.В. Радиационный риск: Эмоциональное восприятие или осознание реального масштаба?\\ Информационный бюллетень, 1990, №11.1. С.2-8.

18. Ядерная энергетика и общественное мнениеА\ Информационный бюллетень, 1990, №4. С.2-24.

19. Бусленко Н.П., Калашников В.В., Коваленко И.Н. Лекции по теории сложных систем. М.: Советское радио, 1973. - 440с.

20. Волкова В.Н., Денисов A.A. Основы теории систем и системного анализа: Учебник для студентов вузов, обучающихся по специальности «Системный анализ и управление». СПб.: Издательство СПбГТУ, 1997. - 510с. Табл. - 36. Ил. - 128. Библиогр. - 288 назв.

21. Федеральный закон «О промышленной безопасности опасных производственных объектов». Госгортехнадзор России. М.: НТЦ «Промышленная безопасность», 1998г. - 32с.

22. Аварии и катастрофы. Предупреждение и ликвидация последствий. Учебное пособие в 3-х книгах. Книга 2. В.А.Котляревский, А.В.Виноградов, С.В.Еремин, В.М.Кожевников, А.А.Костин, А.И.Костин, С.Ю.Ревенко. -М.: Издательство АСВ, 1996. 383с.

23. Аварии и катастрофы. Предупреждение и ликвидация последствий. Учебное пособие в 3-х книгах. Книга 3./ Под ред. В.А.Котляровского и др. М.: Изд-во АСВ, 1998.-413с.

24. Суссельер Ив Стоимость транспортировки отработавшего топлива и расходы по обслуживанию завода по химической регенерации топлива.\\ Докл. III Междунар. конф. по мирному использованию атомной энергетики. Женева, сент., 1964. - 8с

25. Новые страны выбирают АЭС\\ Атомная техника за рубежом, 1997, №5. -С.35.

26. Строительство новых АЭС.\\ Атомная техника за рубежом, 1997, №5. -С.33-34.

27. Гагаринская И.В. Общественное мнение.\\ Атомная техника за рубежом, 1997, №7.-C.33-36.

28. Лемешев МЛ. Альтернатива ядерной энергетике есть.\\ Информационный бюллетень, 1990, 30 июля. С. 19-20.

29. Шпильрайн Э.Э. Нетрадиционные возобновляемые источники энергии// Атомная энергия, т. 82, вып. 1, январь 1997. С.53-60.

30. Rhoads R., Johnsont J. "Nucl. Safety", 1978, V. 19,N2,p.l35.

31. Аржун Макхиджани, Энни Макхиджани Ядерные материалы сквозь тусклое стекло? Вашингтон: IEER PRESS, 1995. - 132с.

32. Атомная энергетика сегодня и завтра: Науч.-попул./ Т.Х.Маргулова, Л.П.Кабанов, В.И. Плютинский, В.Д.Байбаков; Под. Ред. Т.Х.Маргуловой. М.: Высш.шк., 1989. - 168с.

33. Sind die Behälter für den Transport von Brennelementen sicher ?\\ Atom + Strom, Jg.23(1977), Heft 6. s. 161-179.

34. Кейзерова JT. Контейнеры для хранения и перевозки облученного топлива (США).\\ Экспресс-информация по материалам иностранной печати, 1989, №19 (1599). С.8-9.

35. Кейзерова JI. Обеспечение безопасности перевозок продукции ядерного топливного цикла.\\ Экспресс-информация по материалам иностранной печати, 1989, №43 (1623). С.11-14.

36. Кесслер Г. Ядерная энергетика: Пер. с англ. М.: Энергоатомиздат, 1986. -264с.

37. Breuer F., Trenta G. Radiation Risk and Protection: a Regulator's View. Nuclear Europe Worldscan, 1995, No 1-2, p. 46.

38. Вихров А.И., Семенов В.Г. Безопасность, риск и устойчивость сложных систем.\\ Проблема безопасности при чрезвычайных ситуациях. Вып.З. -М.: ВИНИТИ, 1999. С.21-29.

39. Мартынюк В.Ф., Лисанов М.В., Кловач Е.В., Сидоров В.И. Анализ риска и его нормативное обеспечение.\\ Безопасность труда в промышленности, 1995, №11. С.55-62.

40. Азанов С.Н., Вангородский С.Н., Корнейчук Ю.Ю., Костров A.B., Мухин И.И. Еще раз о риске.\\ Проблема безопасности при чрезвычайных ситуациях. Вып.7. М.: ВИНИТИ, 1999. - С.32-51.

41. Lomnitz С., Rosenblueth Е. Seismic and Engineering Decisions, Elsevier Scientific Publishing Company, New York, 1976, pp. 186 336.

42. Брюнин C.B. Риск при транспортировке энергетического топлива.\\ Атомная техника за рубежом, 1978, №12. С.28-34.

43. Сейсмический риск и инженерные решения./ Под ред. Ц.Ломница и Э.Розенблюта; Пер. с англ. М.М.Мешкова, Б.Г.Слепцова, Н.М.Хайме. М.: Недра, 1981.-400с.

44. Белов П.Г. Теоретические основы системной инженерии безопасности. М.: ГНТП «Безопасность», МИБ СТС. 1996. - 424с.

45. Глазунов Л.П. и др. Основы теории надежности автоматических систем управления: Учебное пособие для вузов./ Л.П.Глазунов, В.П.Грабовецкий, О.В.Щербаков. Л.: Энергоатомиздат, Ленингр. Отд-ние, 1984. - 208с.

46. Махутов H.A. Постановка и развитие работ по прочности и безопасности машин.\\ Проблема безопасности при чрезвычайных ситуациях. Вып.8. -М.: ВИНИТИ, 1998. С.25-34.

47. Северцев H.A., Дивеев А.И. Оценка безопасности технических изделий// Проблемы машиностроения и надежности машин, 1998, №1. С.95-99.

48. Елагин Ю.П. Понятие «безопасность»\\ Атомная энергия, т. 80, вып. 6, июнь 1996. С.415- 420.

49. Вопросы безопасности при работе с активной зоной и обращении с топливом атомных электростанций. Руководство по безопасности (№50-SG-010). Вена: МАГАТЭ, 1987. - 41с.

50. Ковалев Е.Е., Чухин С.Г. Радиационный риск, соответствующий дозовым пределам\\ Атомная энергия, Т.82, Вып.4, апрель 1997. С.317-320.

51. ПНАЭ Г-1-011-97 Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97)/ Госатомэнергонадзор СССР. -М.: Энергоатомиздат, 1997. 48с. - (Правила и нормы в атомной энергетике).

52. Аронов И.З. Современные проблемы безопасности технических систем и анализа риска.\\ Стандарты и качество, 1998, №3. С.45-51.

53. Елохин А.Н., Черноплеков А.Н., Лебедев A.B. Методы анализа риска аварий на предприятиях нефтяной промышленности.\\ Проблема безопасности при чрезвычайных ситуациях. Вып.2. -М.: ВИНИТИ, 1999. С.15-19.

54. Панасенко H.H., Дементьева Н.М. и др. Разработка методов расчета на надежность металлоконструкций и механизмов сейсмостойких грузоподъемных кранов атомных станций: Отчет о НИР. № ГР 01870025233. Инв.№ ВНТИЦ 02890037366. Новочеркасск: НИИ, 1989. 210с.

55. Грот М. Де. Оптимальные статистические решения/ Пер. с англ. М.: мир, 1974.-493с.

56. Маршалл В. Основные опасности химических производств/ Пер.с англ. -М.: Мир, 1989.-671с.

57. Кузьмин И.В. Безопасность и технический риск: системно-динамический подход// Журнал Всесоюзного химического общества им. Д.И. Менделеева. 1990. - XXXY, №4. - С.415-420.

58. Потехин Г.С., Прохоров Н.С., Терещенко Г.Ф. Управление риском в химической промышленности// Журнал Всесоюзного химического общества им. Д.И. Менделеева. 1990. - XXXY, №4. - С.421-424.

59. Мушик Э., Мюллер Ф. Методы принятия технических решений/ Пер. с нем.-М.: Мир, 1990.-206с.

60. Источники, эффекты и опасность ионизирующей радиации: Доклад Научного комитета ООН по действию атомной радиации Генеральной Ассамблее за 1988 г., с прилож. В 2-х т., Т.2/ Пер. с англ. М.: Мир, 1993. - 726с.

61. Управление риском в социально-экономических системах: концепция и методы ее реализации. 4.1// Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях. 1995. - Вып.11. - С.3-35.

62. Социологический энциклопедический словарь/ ред.-коорд. Г.В.Осипов. -М.: Изд.группа ИНФРА-М Норма. 1998.

63. Измалков В.И., Измалков A.B. Техногенная и экологическая безопасность и управление риском. С.-Петербург: НИЦЭБ РАН, 1998.

64. РД 08-120-96. Методические указания по проведению анализа риска опасных промышленных объектов. М.: Госгортехнадзор России, 1996. - 12с.

65. Безопасность ядерной энергетики/ Под ред. Дж. Раста и JI. Уивера: Пер. с англ. — М.: Атомиздат, 1980. 153с.

66. Гнеденко Б.В. Курс теории вероятностей. М,: Наука, 1969.

67. Радиация. Дозы, эффекты, риск. М. : Мир, 1988.-79с.

68. Papic L, Pantelic V, Aronov 1. Z. Some Aspects of РМЕД Application of Quality Assurance and Management for Motor Vehicles industry. Theoretical and Appllied Aspects of FME-CA. D&QM. Cacak. 1994.

69. Легасов В.A, Демин В.Ф, Шевелев ЯБ. Основы анализа в ядерной энергетике. В кн.: Вопросы безопасности и надежности при оптимизации ядер' ных энергетических установок. Горький: ГПИ, 1965

70. Successfull Health & Safety Management Health and Safety series booklet HS(G). USE book. 1993.

71. Дадонов Ю.А., Решетов A.C., Ефименко В.И. и др. Методические указания по проведению анализа риска опасных промышленных объектов.\\ Безопасность труда в промышленности, 1997, №2. С.46-56.

72. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Под ред. В.А. Легасова. — М.: Энергоатомиздат, 1969.

73. Моховикова Л. Тотальное управление качеством инструмент выхода из кризиса.\\ Стандарты и качество, 1998, №1. - С.66-67.

74. Безопасность атомных станций/ Вронин Л.М., Засорин Р.Е., Кайоль А. и др. EDF-EPN-DSN-P ARIS - Septembre 1994. - 255с.

75. ОСТ 108.004.10-86. Программа контроля качества изделий атомной энергетики. М.: Издательство стандартов, 1992. - 127с.

76. ГОСТ 27.202-83. Надежность в технике. Технологические системы. Методы оценки надежности по параметрам качества изготовляемой продукции. М.: Издательство стандартов, 1984. - 51с.

77. ПНАЭ Г-1-028-91. Требования к программе обеспечения качества для атомных станций. М.: Госатомэнергонадзор, 1991. - 23с.

78. Покутный Н.С., Вайхард А., Михайлов В.Д., Мацоун Я. Информационная система по качеству и надежности оборудования АЭС.\\ Атомная энергия, Том 67, вып. 5, ноябрь 1989. С.359-360.

79. ПБ 10-14-92. Правила устройства и безопасной эксплуатации г/п кранов. -М.: НПО ОБТ, 1993.-235с.

80. Дружинин Г.В. Особенности получения информации в задачах обеспечения безопасности функционирования технологических систем.\\ Надежность и контроль качества, 1998, №8. С.29-33.

81. Кочуров Б.И. География экологических ситуаций. М.: Библиотека журнала «Проблемы региональной экологии», 1997

82. Реймерс Р.Ф. Природопользование: словарь-справочник. М.: Мысль, 1990.-637с.

83. Кравец В.А. Системный анализ безопасности в нефтяной н газовой промышленности. М.: Недра, 1964.

84. Безопасность полетов / Под ред Р.В. Сакача. — М.: Транспорт, 1989.

85. Ильичев A.B. Система безопасность малых городов.\\ Безопасность, май-июнь 1997, №5-6. С.39-46.

86. Зобнин Б.Б. Методология управления опасными отходами// Экология и техногенез: Информационно-тематический сборник, 1996, с. 18-26

87. Махутов H.A., Грацианский Е.В., Петров В.П., Тарташев Н.И. Изменения, совершенствование и развитие структур ГНТП «Безопасность». Задачи и приоритеты на 1998г.\\ Проблема безопасности при чрезвычайных ситуациях. Вып. 1.-М.: ВИНИТИ, 1998. С. 17-21.

88. РД 02-.-98. Временные методические рекомендации. Программа проведения экспертизы промышленной безопасности в части идентификации опасных производственных объектов. — М.: Госгортехнадзор, 1998. 48с.

89. РД Система экспертизы промышленной безопасности. Правила проведения экспертизы промышленной безопасности подъемных сооружений. Основные положения. М.: Госгортехнадзор, - 13с.

90. БС ЕН 115:1995. Британский стандарт. Правила безопасности для устройства и монтажа эскалаторов и пассажирский конвейеров. Рекомендации по конструированию и установке пассажирских конвейеров и поэтажных эскалаторов. 52с.

91. Правила проведения экспертизы промышленной безопасности. М.: Госгортехнадзор. 1998. - 9с.

92. Проект Федеральной целевой программы «Снижение рисков и смягчение последствий чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера в Российской федерации до 2005 г.»// Проблемы безопасности при чрезвычайных ситуациях. 1997. - Вып.12. - С.3-105.

93. ГОСТ 26291-84. Надежность атомных станций и их оборудования. Общие положения и номенклатура показателей. М.: Издательство стандартов, 1987,- 14с.

94. Методическое руководство по индивидуальной защите персонала атомных станций и физиолого-гигиенические требования к изолирующим средствам индивидуальной защиты. М.: Энергоатомиздат, 1986. - 48с.

95. Нормы радиационной безопасности НРБ-76/87 и Основные санитарные правила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений ОСП-72/87/ Минздрав СССС. М.: Энергоатомиздат, 1988. - 160с.

96. Нормы расчета надежности систем важных для безопасности АС на этапе проектирования. М.: 1988. - 132с.

97. ОПБЗ-83. Основные правила безопасности и физической защиты при перевозке ядерных материалов, 1984. 77с.

98. ПБТРБ-73. Правила безопасности при транспортировке радиоактивных . веществ. М.: Атомиздат, 1974. - 104с.

99. ПБЯ РУ АС-89. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. М.: Госатоэнергонадзор, 1990. - 60с.

100. ПНАЭ Г-14-029-91. Правила безопасности при хранении и транспортировке ядерного топлива на объектах атомной энергетики. М.: ЦНИИато-минформ, 1992. - 35с.

101. РД 04-18-95. Инструкция по надзору за ядерной и радиационной безопасностью на атомных станциях. М.: Госатомэнергонадзор, 1995. - 21с.

102. РТМ 95 823-81. Надежность оборудования реакторных установок АЭС: Методика расчета. М. 1981.- 209с.

103. СП-АС-88/93. Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций, 1993. 59с.

104. Process Safety Management of Highly Hazardous Chemicals; Explosives and Blasting Agents; Final Rule. Federal Register/ Vol.57, № 36/ Monday, February 24, 1992/ Rules and Régulations. 29 CFR Part 1910.

105. Методика оценки последствий химических аварий (методика «Токси»). -М.: НТЦ «Промышленная безопасность», 1993г.

106. ИЗ. Методика оценки последствий аварийных взрывов топливно-воздушных смесей. М.: НТЦ «Промышленная безопасность». 1993т.

107. Guidelines for the Risk Analysis of Technological Systems. Committee Draft, 1ЕС/ TC 56, 27.1, 1993-09-30.

108. Regulations relating to implementation and use of risk analysis in the petroleum activities, 4/12/1990.

109. Process Safety Management. Performance Baseline. Process Hazard Analysis. -Amoco Prod. Сотр., Rev. 0,05/15/93, 36 p.

110. Risk Analysis Guideline. Amoco Norway Oil Company/ SAF-G-001, 09/28/93, 50 p.

111. NASG/B Nr 6-95E Pr EN 1050 (NASG/GA 0 Nr 27-96E). Европейский стандарт. Безопасность машинного оборудования Принципы оценки риска. -Брюссель, 1996. - 22с.

112. Антонов Г.Н., Можаев А.С. О новых подходах к построению логико-вероятностных моделей безопасности структурно-сложных систем.\\ Про• блема безопасности при чрезвычайных ситуациях. Вып.9. М.: ВИНИТИ, 1999. - С. 14-27.

113. Аронов И.З. Грозовский Г.И. Шпер В.Л. Анализ безопасности сложных технических систем на основе статистических процедур обработки информации // Вестник машиностроения — 1997. -— № 5.

114. Неймарк М.С., Цесарский Л.Г. Обеспечение безопасности полета на всех этапах жизненного цикла самолета на основании единой модели // Надежность и контроль ка-, честна. 1995. — № 3.

115. Precursors to Potential Severe Core Damage Accidents. NUREG/CR-4674.• 1990.

116. Аронов Н.З, Грозовский Г.И. и др. Обеспечение безопасности сложных технических систем на примере энергоблоков атомных станций // Надежность и контроль качества. -1994-№5.

117. Berg U. Advancesing PSA Software. Nuclear Europe Worldscan, 1996, No 910, p.37.

118. ГОСТ 23082-78. Реакторы ядерные. Термины и определения. М.: Издательство стандартов, 1982. - 14с.

119. ГОСТ 27.002-89. Надежность в технике. Основные понятия. Термины и определения. -М.: Издательство стандартов, 1990. 37с.

120. ГОСТ 27.301-95. Надежность в технике. Расчет надежности. Основные положения. -Минск: ИПК Издательство стандартов, 1996. 15с.

121. Правила безопасной перевозки радиоактивных веществ. Нормы МАГАТЭ по безопасности №6. Вена, 1985. - 112с.

122. Стандарт МЭК «Техника анализа надежности систем. Метод анализа вида и последствий отказов». Публикация 812 (1985г.) -М.: 1987, 23с.

123. IEC 1025: 1990 Fault tree analysis (FTA)/ Стандарт МЭК «Анализ дерева неполадок», 1990г. - перевод с франц., СИФ НТЦ ПБ-707.

124. Предупреждение крупных аварий./ Практическое руководство. Международное бюро труда. Женева./ Московский научно-исследовательский институт охраны труда. - Пер. с англ. - 1992, 256с.

125. Manual of Industrial Hazard Assessment Techniques (Методика всемирного банка оценки опасности промышленных производств), 1985г.

126. Guide to Hazardous Industrial activities (Руководство по ведению опасных работ в промышленности). Hague, 1987г.

127. Информационный бюллетень 1989. М.: ЦНИИатоминформ, 1990. - 335с.

128. Информационный бюллетень 1989. М.: ЦНИИатоминформ, 1990. - 56с.

129. Информационный бюллетень. Выпуск 3 (17). М.: ЦНИИатоминформ, 1990.-56с.

130. Хенли Э.Дж., Кумамото X. Надежность технических систем и оценка риска. М.: Машиностроение, 1984. - 528с.

131. Вероятностный анализ запроектных аварий Ростовской АЭС.-М.: Министерство атомной энергетики и промышленности СССР. Всесоюзный государственный научно-исследовательский проектно-конструкторский и изыскательский институт Атомэнер го проект., 1990. 300с

132. Головченко П.К., Жарков A.B., Кормушкин Ю.П., Мустафинов Э.Н., Поваров В.П., Терещенко А.Б. Оценка воздействия Ростовской АЭС на окружающую среду. Основные положения./ Под общ. ред. Э.Н.Мустафинова. -Харьков-37: «Харюв», 1992. 87с.

133. Панасенко H.H., Шестакова И.А. Вероятностный анализ безопасности транспортировки контейнеров с отработавшим ядерным топливом на АЭСс ВВЭР 1000.W Известия высших учебных заведений. Северо-Кавказский регион. Технические науки. 1998. №1.-С.17-25.

134. РД 50-686-89. Методические указания. Надежность в технике. Методы ускоренных испытаний на усталость для оценки пределов выносливости материалов, элементов машин и конструкций. М.: Издательство стандартов,1990.-25с.

135. МитенковФ.М., Авербах Б.Д. Вероятностный анализ безопасности ЯЭУ, его роль и место в практике проектирования // Атомная энергия. — Вып 4.- Том 72. — 1992.

136. Справочник по ядерной энерготехнологии: Пер. с англ. / Под ред. В.А. Легасова.— М.: Энергоатомиздат, 1969.

137. Reactor Safety Study. An Assessment Risks in US Commercial Nuclear Power Plants. WASH-1400.-1975.

138. Диллон Б., Сингх Ч. Инженерные методы обеспечения надежности систем: Пер. с англ. М.: Мир, 1984. - 31с.

139. Коваленко И.Н., Кузнецов Н.Ю. Методы расчета высоконадежных систем.- М.: Радио и связь, 1988. 176с.

140. Самойлов О.Б., Бахметьев A.M., Чирков В.А. Вероятностные методы в исследованиях безопасности атомных станций: Учебное пособие. Горький: ГПИ им. А.А.Жданова, 1985. - 74с.

141. Siddall J. N. Probabilistic Modeling in Design. Journal of Mechanisms, Transmissions, and Automation in Design, 1986, No. 3., p.330.

142. Клемин А.И., Емельянов B.C., Морозов В.Б. Расчет надежности ядерных энергетических установок: Марковская модель. М.: Энергоиздат, 1982.208с.

143. Клемин А.И. Надежность ядерных энергетических установок: Основы расчета. М.: Энергоатомиздат, 1987. - 344с.

144. Шпете Г. Надежность несущих строительных конструкций/ Пер. с нем. О.О.Адреева. М.: Стройиздат, 1994.-288с.

145. Головина Г.М., Грозовский Г.М., Львова Л.А., Савченко Т.Н. Моделирование в исследованиях влияния человеческого фактора на безопасность атомных станций.\\ Надежность и контроль качества, 1998, №8. С.33-38.

146. Аронов И.З, Адлер Ю.П и др. Обзор современных подходов к обеспечению . качества и безопасности на основе анализа, видов, последствий и критичности отказов// Надежность и контроль качества — 1996 — № 11.

147. Chrysler Motors. Design feasibility and reliability assurance. FMEA. Highland Park, Mien.: Chrysler Motors Engineering Office. — 1986.

148. FMEA Handbook. Dearborn: Ford Motor Company. Eng. Materials and Standards. -1992.

149. General Motors, FMEA Reference Manual Detroit: GM. Reliability and Technology Dep 1986.

150. Berg U. Advancesing PSA Software. Nuclear Europe Worldscan, 1996, No 910, p.37.

151. Коллиер Дж., Хьюитт Дж. Введение в ядерную энергетику: Пер. с англ. -М.: Энергоатомиздат, 1989. 253с.

152. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС/ В.И.Землянухин, Е.И.Ильенко, А.Н.Кондратьев и др. 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1989. -280с.

153. Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. Экономика АЭС: Учеб. пособие для вузов. М.: Энергоатомиздат, 1987. - 480с.

154. Кантователь. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. 3231.00.00.000 ТО. Волгодонск: ПО «Атоммаш», 1982. - 15с.

155. Эксплуатация системы транспортировки и хранения свежего топлива. Инструкция ОО.ЦР.РКИЭ.02.02. ВПО «Союзатомэнерго» Запорожская АЭС, 1983.-793с.

156. Кондратьев А.Н., Лебеденко С.Г. Обеспечение безопасности перевозки отработавшего ядерного топлива в CCCP.W Информационный бюллетень, 1990, №11. С.8-10.

157. Описание организации работ по размещению на хранение отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в контейнерном хранилище на Южно-Украинской АЭС. Основные технологические решения и применяемое оборудование. -Волгодонск: «Атоммашэкспорт», 1996. 16с.

158. Вагон-контейнер ТК-10. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. 2940.00.000 ТО-ЛУ. Инв.№ 8466. п/я Г-4448, 1982. - 114с.

159. Вагон-контейнер ТК-13. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. 2967.00.000 ТО-ЛУ. Инв.№12045. п/я Г-4448, 1986. - 114с.

160. Проект производства работ по отправке ОТВС с Ровенской АЭС 3 блок. Т.01.02104.00175. Кузнецовск: РАЭС, 1991. - 27с.

161. Машина перегрузочная МПС-В-1000-З.У42. Техническое описание 8508.93.00 TOI. Волгодонск: «Атоммаш», 1990. - 122с.

162. Машина перегрузочная МПС-В-1000-3.У42. Технические условия ТУ 108.1361-85. ОКП69 6211 0010.-Волгодонск: «Атоммаш», 1985. -26с.

163. СП-АС-88/93 Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций. Москва. Минатом России. - 1993. 59с.

164. Основные вопросы по безопасности АЭС и ответы на них, подготовленные международной группой экспертов.\\ Информационный бюллетень, 1990, №4. С.24-34.

165. ПБЯ-06-00-88 «Основные правила ядерной безопасности при переработке, хранении и транспортировании ядерно-опасных делящихся материалов». -М.: Госатоэнергонадзор.

166. Профилактические меры при перевозке опасных грузов на железнодорож-. ном транспорте./ А.А.Прохоров, С.В.Суворов, И.Ф.Боярчук и др.; под ред.

167. А.А.Прохорова. -М.: Транспорт, 1985. 199с.

168. Régulations for the Safe Transport of Radioactive Material: 1985 Edition, Safety Sériés No.6(1985).

169. Ю.Е.Платонов, В.А.Никитин, Ю.А.Косарев Испытания контейнеров для транспортирования отработавших твэлов ядерных реакторов.\\ Труды ЦКТИ. Выпуск 142. Контейнеры для транспортирования отработавших тепловыделяющих элементов АЭС. Ленинград. 1977. С.94-99.

170. Шестакова И.А. Требования безопасности к контейнерам с ОЯТ при ПРТС работах. \\ Вестник Астраханского государственного технического универ• ситета. Сборник научных трудов. Механика. Астрахань: Астрахан. гос. техн. ун-т, 1999. - С.30-38.

171. П.А.Андреев, А.Н.Кондратьев Транспортирование отработавших тепловыделяющих элементов ядерных реакторов.\\ Труды ЦКТИ. Выпуск 142. Контейнеры для транспортирования отработавших тепловыделяющих элементов АЭС. Ленинград. 1977. С.3-9.

172. П.А.Андреев, В.Ю.Васильев, А.В.Дарьин, В.И.Зимин, Ю.М.Минкевич, П.М.Парамонов Конструкции транспортных контейнеров.\\ Труды ЦКТИ. Выпуск 142. Контейнеры для транспортирования отработавших тепловыделяющих элементов АЭС. Ленинград. 1977. С. 10-26.

173. Trudeau A.G., Kaagesen D.E. Integrated transport system for nuclear feul assemblies. Пат. США № 3732427. 1973.

174. Lindsay G.E., Evans L.S. United Kingdom Atomic Energy Authority. Пат. США №3575601, 1971.

175. Grüner W., Schubert F. Transportbehälter ftir verbrauchte Brennelemente von Kernreaktoren. Пат. ФРГ № 1514623, 1971.

176. Klet К., Taubmann К., Langhaus G. u. a. Transportbehälter für bestrahlte Kernstoffe. Пат. ГДР№ 84432, 1971.

177. Labrousse M., Le transport des matieres radioactive au CEA. «Bull, de inform, sei. et techn. CEA», 1974, N 190.

178. Peterson R.W., Backus H.A., Anderson C.I. Shipping container for radioactive material. Пат. США № 3731101, 1973

179. Фролов В.В., Тукалов В.Е. Концепция риска при обращении с делящимися материалами вне реакторов. ФЭИ-1869, Обнинск: ФЭИ, 1987. - 15с.

180. Надежность теплоэнергетического оборудования ТЭС и АЭС: Учеб. пособие для теплоэнергетических и энергомашиностроительных вузов/ Г.П.Гладышев, Р.З.Аминов, В.З.Гуревич и др.; Под ред. А.И.Андрющенко. М.: Высш. Шк., 1991. - 303с.

181. Барлоу Р., Прошан Ф. Статистическая теория надежности и испытания на безотказность./ Пер. с англ. М.: Наука, Главная редакция физико-математической литературы, 1984. - 328с.

182. Надежность и эффективность в технике: Справочник в Ют. Т.2: Математические методы в теории надежности и эффективности/ Под.ред. Б.В.Гнеденко. М.: Машиностроение, 1987. - 280с.

183. Надежность и эффективность в технике: Справочник в Ют. Т.1: Методология. Организация. Терминология/ Под.ред. А.И.Рембезы. — М.: Машиностроение, 1986.-224с.

184. Брауде В.И. Расчет надежности и выносливости крановых деталейА\ Труды ЛИВТ. Вып. 76, 1964.-С.5-16.

185. Брауде В.И., Семенов Л.Н. Надежность подъемно-транспортных машин: Учебное пособие для студентов вузов по специальности «Подъемно-транспортные машине и оборудование». Л. .'Машиностроение, Ленингр. Отд-ние, 1986.- 183с.

186. Брауде В.И. Вероятностные методы расчета грузоподъемных машин. Л.: Машиностроение, 1978. - 232с

187. Болотин В.В. Прогнозирование ресурса машин и конструкций. М.: Ма-• шиностроение, 1984. - 312с.

188. Выгодский М.Я. Справочник по высшей математике. М.: «Джангар», 1998.-863с.

189. Брауде В.И. и др. Исследование и разработка методов повышения качества портовых портальных кранов. Том III. Статистическое исследование отказов портальных кранов: Отчет о НИР. № ГР 76007817. Инв. № Б755482. Л.: ЛИВТ, 1978,- 133с.

190. Зам.Генерального директора ОАО «Атоммашэкспорт»1. С.И Чучуев « / » 2000г.1. АКТо внедрении результатов научно-исследовательской работых/д 2-98 от 5 апреля 2000г.

191. Вид внедрения: обоснование проектных решений на стадии технического проектирования подъемно-транспортных средств блока №1 АЭС «Бушер». Иран. Эффективность внедрения: обеспечение ядерной и радиационной безопасности с приемлемым риском аварий 10"5 1/год.

192. Начальник отдела ОАО «Атоммашэкспорт» ^/¿/^——Иванов В.М. От АГТУ

193. Научный руководитель работы, д.т.н., профессору. Г/~Нанасенко Н.Н.1. Исполнитель работы, Vассистент 44,1-С/- ШестаковаИ.А.1. ЩЗ^СДАЮ:работе М1. Здйцев В.Ф. . » 2000г.ч1. АКТо внедрении результатов научно-исследовательской работыот 25 мая 2000г.

194. Астраханского государственного технического университета.

195. Назначение внедряемых разработок: подготовка специалистов по специальности 150900 «Механизация перегрузочных работ» на кафедре ПТМ1. АГТУ

196. Вид внедрения: лекционные и практические занятия

197. Научный руководитель работы,зав. каф. ПТМ д.т.н., профессор Исполнитель работы, ассистентк1. Панасенко Н.Н.1. Шестакова И. А.