автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.01, диссертация на тему:Разработка моделей и программных комплексов для исследования надежности и безопасности ядерных установок вероятностными методами

На правах рукописи

005004007

Былов Игорь Александрович

РАЗРАБОТКА МОДЕЛЕЙ И ПРОГРАММНЫХ КОМПЛЕКСОВ ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ НАДЕЖНОСТИ И БЕЗОПАСНОСТИ ЯДЕРНЫХ УСТАНОВОК ВЕРОЯТНОСТНЫМИ МЕТОДАМИ

Специальность 05.13.01 - «Системный анализ, управление и обработка информации (по техническим наукам)»

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

- 8 Ш 2011

Нижний Новгород, 2011

005004007

Работа выполнена в ОАО «Опытное конструкторское бюро машиностроения им. И.И.Африкантова»

Научный руководитель доктор технических наук, профессор

Бахметьев Александр Михайлович Официальные оппоненты - доктор технических наук, профессор

Петров Сергей Афанасьевич, доктор технических наук Швыряев Юрий Васильевич

Ведущая организация - ОАО "Санкт-Петербургский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт "АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ"

Защита состоится «22» декабря 2011 г. в 15 часов в ауд. 1258 на заседании диссертационного совета Д 212.165.05 в Нижегородском государственном техническом университете им. P.E. Алексеева по адресу: 603950, г. Нижний Новгород, ГСП-41, ул. К. Минина, 24.

Отзыв на автореферат, заверенный гербовой печатью, просим выслать по указанному адресу.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Нижегородского государственного технического университета им. P.E. Алексеева.

Автореферат разослан 21 ноября 2011 г. Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.165.05 к.т.н., доцент

А. С. Суркова

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Первое десятилетие XXI века характеризуется интенсивным развитием атомной энергетики в России и в мире: строятся и вводятся в действие новые энергоблоки; разрабатываются инновационные ядерные технологии; ведется проектирование и строительство кораблей и судов с ядерными установками, что обусловлено ростом энергопотребления и цен на ископаемые виды топлива.

Однако авария на атомной станции «Фукусима-1» еще раз продемонстрировала, что успешное развитие и использование атомной энергетики связано с рядом проблем, важнейшей из которых является безопасность ядерных установок.

Анализ безопасности ядерной установки представляет собой исследование комплексного свойства сложной системы и требует системного подхода. Системность в исследовании безопасности ядерных установок достигается применением детерминистского и вероятностного анализа. Вероятностный анализ, дополняя детерминистский анализ безопасности, моделирует глубокоэшелонированную защиту во взаимосвязи всех ее уровней и компонентов и обеспечивает выявление «слабых звеньев» в технических решениях и регламенте эксплуатации ядерной установки с определением мер по совершенствованию безопасности.

Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) представляет собой трудоемкий итерационный процесс. Разработка в ходе ВАБ логико-вероятностной модели ядерной установки, включающей десятки тысяч элементов, и ее исследование возможны только с помощью современных компьютеров и соответствующего программного обеспечения. Фактически, развитие методов вероятностного анализа безопасности напрямую связано с разработкой и внедрением программных средств.

В настоящее время программно-методическое обеспечение ВАБ, реализованное в соответствующих программных средствах, практически полностью определяет методы, которые используются и будут

3

использоваться для решения подавляющего числа задач вероятностного анализа. Вместе с тем практика обоснования безопасности атомных станций в России, сложившаяся за последние годы, показывает, что для выполнения вероятностного анализа безопасности зачастую используется зарубежное программно-методическое обеспечение. Подобная практика ведет с одной стороны к появлению зависимости от иностранных разработчиков при обеспечении ядерной и радиационной безопасности отечественных объектов использования атомной энергии, а с другой стороны использование зарубежного программно-методического обеспечения ограничивает развитие потенциала отечественных специалистов в области методологии и совершенствования алгоритмов решения задач ВАБ.

Для транспортных ядерных установок достигнутый уровень надежности (безотказности) является одним из основных показателей, определяющих способность установки выполнять свое функциональное назначение. Оценка и обоснование уровня надежности транспортных ядерных установок в процессе проектирования требует наличия быстродействующих программно-методических средств, позволяющих выполнять многочисленные вариантные расчеты надежности функционирования установки.

Таким образом, актуальной в научном и практическом плане представляется задача разработки программно-методического обеспечения для выполнения вероятностного анализа безопасности и обоснования надежности ядерных установок и их оборудования и выполнение исследования надежности и безопасности ядерных установок с использованием разработанного программно-методического обеспечения.

Цель работы заключается в разработке способов анализа и обоснования надежности и безопасности, повышении надежности и безопасности стационарных и транспортных ядерных установок.

Для достижения указанной цели решаются следующие задачи: - разработка и верификация программных комплексов для анализа безопасности вероятностными методами;

4

- разработка расчетных моделей анализа надежности систем безопасности;

- разработка и верификация программ для обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования;

- исследование надежности и безопасности транспортных и стационарных ядерных установок с использованием программно-методического обеспечения, разработкой технических и организационных мер по повышению их надежности и безопасности.

Методы исследования. При выполнении исследования использованы методы исследования сложных систем, базирующиеся на теории вероятностей и математической статистике, математической логике и теории надежности, а также методах оптимизации и математического моделирования.

Научная новизна работы состоит в том, что:

1. Разработаны и верифицированы расчетные модели и алгоритмы, позволившие впервые в отечественной практике реализовать программно-методические средства для вероятностного анализа безопасности и предназначенные для исследования и обоснования безопасности ядерных установок при проектировании и эксплуатации.

2. Разработаны и верифицированы алгоритмы, позволяющие выполнять анализ структурной надежности транспортных ядерных установок, оценку надежности их оборудования и предназначенные для обоснования надежности транспортных ядерных установок при проектировании.

3. Разработаны и исследованы интегральные логико-вероятностные модели первого плавучего энергоблока с РУ КЛТ-40С, ЯЭУ нового универсального атомного ледокола, энергоблока № 3 Белоярской АЭС с РУ БН-600, позволившие выполнить системную оценку их безопасности и предназначенные для обоснования безопасности данных ядерных установок при сооружении и эксплуатации.

Практическая ценность работы заключается в следующем:

1. Программные комплексы для выполнения ВАБ СИББ внедрены в практику выполнения вероятностных анализов безопасности в ОАО «ОКБМ Африкантов» и ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ»;

2. Программы для обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования «АНИС» и «СТАН» внедрены и используются в ОАО «ОКБМ Африкантов» для выполнения проектных разработок и мониторинга эксплуатации;

3. Результаты выполненных исследований включены в конструкторскую документацию по обоснованию надежности и безопасности плавучей атомной станции с РУ КЛТ-40С, РУ РИТМ-200 для универсального атомного ледокола, энергоблока атомной станции с РУ БН-600.

Обоснованность положений, сформулированных в диссертации обеспечивается аналитическим обоснованием моделей и методов на основе теории вероятностей и теории надежности и подтверждается согласованностью используемых методологии и подходов с применяемыми в отечественной и мировой практике, накопленным опытом проектирования установок различного типа и назначения, использованием современных достижений в области исследования надежности и безопасности.

Программные комплексы СШББ 4.0 и 5.1 аттестованы Советом по аттестации программных средств Ростехнадзора (аттестационные паспорта № 212 от 01.03.2006 г. и № 291 от 14.04.2011 г.).

Личный вклад автора в публикациях, опубликованных в соавторстве, заключается в следующем. Автору принадлежат:

- в публикациях [1 - 5], [8], [11], [12], [14], [16] - разработка алгоритмов и реализация программных комплексов для вероятностного анализа безопасности ядерных установок; ~ в И, [4], [7], [9] - разработка расчетных моделей для анализа надежности

систем и их реализация в программном комплексе СШББ; _ в [1]. [5], [7], [11], [12] - разработка матрицы верификации, проведение верификации и аттестации программных комплексов СИвБ;

6

- в [6] - разработка алгоритмов и реализация программных средств для обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования - «АНИС» и «СТАН».

Положения, выносимые на защиту:

1. Расчетные модели и алгоритмы, реализованные в программно-методических средствах для вероятностного анализа безопасности и результаты их верификации.

2. Алгоритмы, реализованные в программно - методических средствах для анализа и обоснования надежности транспортных ядерных установок.

3. Результаты исследований и обоснований надежности и безопасности, технические и организационные меры, направленные на обеспечение и повышение надежности и безопасности стационарных и транспортных ядерных установок с использованием вероятностных методов.

Апробация результатов работы. Основные положения и результаты работы докладывались на следующих научно-технических семинарах и конференциях: «Практика разработки ВАБ и использования их результатов для действующих и проектируемых АЭС с ВВЭР» (г. Москва, 2002 г.), «Подводное кораблестроение в России. Состояние, проблемы, перспективы» (г. Санкт-Петербург, 2002 г.), III Всероссийской молодежной научно -техническая конференции «Будущее технической науки» (г. Нижний Новгород, 2004 г.), IX и X Международных конференциях «Безопасность АЭС и подготовка кадров», (г. Обнинск, 2005 г. и 2007 г.), Межотраслевом семинаре для молодых специалистов «50 лет атомному ледокольному флоту России. Опыт создания, эксплуатации и перспективы развития» (г. Нижний Новгород, 2009 г.), Седьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (г. Москва, 2010 г.), научной сессии НИЯУ МИФИ (г. Обнинск, 2011 г.), Молодежной отраслевой научно-технической конференции «Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем» (г. Нижний Новгород, 2011 г.).

Публикации. Основное содержание диссертации опубликовано в 20 отчетах о НИР и в 16 печатных работах. Из них 2 статьи в научно-технических журналах, 2 свидетельства Роспатент об официальной регистрации программы для ЭВМ, 9 публикаций в сборниках трудов и материалов научно-технических конференций, в том числе Всероссийских и Международных, 3 статьи в Годовых отчетах о научно-технических работах ОАО «ОКБМ Африкантов».

Структура н объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы из 106 наименований, в том числе 35 работ с участием автора. Общий объем работы составляет 190 страниц, основной текст изложен на 178 страницах, содержит 14 рисунков и 18 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ Во введении обоснована актуальность темы диссертации, сформулирована цель и задачи работы, аргументирована научная новизна, показана практическая значимость полученных результатов, представлены выносимые на защиту научные положения.

Первая глава диссертации посвящена рассмотрению задач и методов исследования безопасности ядерных установок. Рассмотрены особенности исследования безопасности ядерной установки как комплексного свойства сложной системы, которое требует системного подхода. Показано, что системность в исследовании безопасности ядерных установок достигается интегрированным применением детерминистского и вероятностного подходов. Рассмотрены цели и особенности вероятностных методов анализа безопасности ядерных установок. Сформулированы задачи, решаемые в ходе выполнения вероятностного анализа безопасности различных уровней. Определены задачи ВАБ, для выполнения которых необходима программная поддержка и сформулированы требования к программным средствам, которые должны обеспечивать выполнение этих задач. Выполнен обзор программных средств, наиболее широко используемых в мире для проведения вероятностного анализа безопасности ядерных установок:

8

зарубежных - RiskSpectrum (Швеция), SAPHIRE (США), Risk and Reliability (R&R) Workstation (США), WinNUPRA (США) и отечественных - CRISS и БАРС. Проведено сравнение возможностей программных средств, отмечены их достоинства и недостатки (см. табл.1).

Рассмотрены задачи обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования, особенности методов, используемых для анализа надежности функционирования данных установок. Изложены особенности статистической информации по эксплуатации оборудования транспортных ядерных установок и методов для ее обработки. Сформулированы требования к программно-методическому обеспечению.

На основе обзора задач и методов системного исследования безопасности ядерных установок и программных средств для решения задач ВАБ, задач обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования определены задачи диссертационного исследования.

Вторая глава посвящена комплексу исследований и разработок, выполненных автором в процессе создания программных комплексов для вероятностного анализа безопасности ядерных установок. На основе определенных в главе 1 требований к программным средствам для решения задач ВАБ и выполненного обзора современных программных средств для ВАБ сформулированы основные требования к современному программному комплексу для выполнения вероятностного анализа безопасности и определена его структура.

Современный программный комплекс для ВАБ должен обеспечивать:

- накопление и хранение данных о структуре и количественных характеристиках логико-вероятностной модели ядерной установки, результатах ее анализа;

- разработку логико-вероятностной модели ядерной установки методами деревьев отказов и деревьев событий с использованием графических редакторов с «дружественным» интерфейсом;

- выполнение качественного анализа систем методом анализа видов и последствий отказов (АВОП);

Таблица 1 Сравнительные характеристики современных программных средств для ВАБ

Характеристика Программные средства

RiskSpectrum SAPHIRE R&R Workstation \VinNUPRA БАРС

Методы построения ЛВМ ДО/ДС ДО/ДС ДО/ДС ДО/ДС СФЦ, ДО/ДС

Накопление и хранение информации о ЛВМ В единой базе данных В единой базе данных Элементы моделей в базе данных; модели, результаты в отдельных файлах Элементы моделей в базе данных; модели, результаты в отдельных файлах Единая база данных отсутствует

СУБД Microsoft SQL Server 2005 SAGE разработки INEEL MS Access/ODBC Собственной разработки —

Средства разработки ЛВМ Графические редакторы Графические редакторы, для ДО - дополнительно редактор логики Графические редакторы Графические редакторы Графические редакторы

Алгоритм анализа ЛВМ «Сверху - вниз» с модуляризацией «Сверху - вниз» с модуляризацией «Сверху - вниз» с модуляризацией Сверху - вниз» с модуляризацией Алгоритм анализа, основанный на ОЛВМ

Учет ООП Автоматизированный Отсутствует С использованием специального модуля С использованием специального модуля Автоматизированный

Исследование результатов анализа Анализ: - значимости; - чувствительности; - неопределенности - временной зависимости Анализ: - значимости; - чувствительности; - неопределенности; - временной зависимости Анализ: - значимости; - неопределенности Анализ: - значимости; - чувствительности; - неопределенности Анализ: - значимости; - чувствительности; - неопределенности

Примечание:

ЛВМ -логико-вероятностная модель; ДО - дерево отказов; ДС - дерево событий;

ООП - отказы по общей причине

СУБД — система управления базами данных;

СФЦ - схема функциональной целостности

О ЛВМ - общий логико-вероятностный метод

- качественный и количественный анализ разработанной логико-вероятностной модели;

- всестороннее исследование результатов анализа логико-вероятностной модели;

- возможность импорта логико-вероятностных моделей, разработанных с использованием применяемых в отрасли программ;

- автоматизированную верификацию программы при внесении изменений в исходный код;

- качество выполнения процедур ВАБ;

- документирование результатов анализа в удобной для пользователя форме.

Проведенные исследования определяют методику построения (структуру) программного комплекса для ВАБ, включающую следующие основные элементы:

- база данных и система управления базой данных;

- средства для разработки и корректировки деревьев отказов и деревьев событий, выполнения АВОП;

- расчетный модуль для анализа логико-вероятностных моделей;

- средства для исследования полученных результатов анализа;

- средства для импорта и экспорта логико-вероятностных моделей;

- средства документирования модели и результатов анализа;

- средства автоматизированной верификации программы;

- средства обеспечения качества выполнения ВАБ;

Представлены основные этапы развития программного обеспечения для ВАБ в ОКБМ с указанием личного вклада автора.

Рассмотрены методы формирования и основные особенности программного комплекса СЯКБ, структура баз данных. Современная версия программного комплекса СШББ 5.1 позволяет:

накапливать в базах данных информацию о составе систем безопасности, исходных событиях аварий, учитываемых ошибках персонала и показателях надежности оборудования ядерной установки, включая параметры моделей учета отказов по общей причине (ООП), частотах исходных событий, регламенте проверок работоспособности элементов систем безопасности; управлять реляционными базами данных;

создавать и редактировать деревья отказов (ДО) с использованием логических операторов «И», «ИЛИ», «М из N»,изменять логику моделей с помощью логических ключей (house events); создавать и редактировать деревья событий (ДС);

проводить качественный и количественный анализ логико-вероятностных моделей с автоматизированным учетом ООП;

учитывать события успеха при выполнении качественного и количественного анализа аварийных последовательностей деревьев событий;

выполнять анализ значимости, чувствительности и неопределенности; уточнять полученные оценки надежности с учетом восстановления элементов в режиме работы;

выполнять оценку средней наработки системы до отказа; выполнять анализ видов и последствий отказов (АВОП); редактировать минимальные сечения;

выводить на печать и сохранять в стандартном формате Microsoft Word графические изображения ДО и ДС, результаты качественного и количественного анализа, анализа значимости, чувствительности и неопределенности;

импортировать базы данных и логические модели (деревья отказов и деревья событий) из зарубежных программ (SAPHIRE и RiskSpectrum) для выполнения ВАБ;

- разграничивать права доступа пользователей для работы с программой;

- осуществлять оперативную верификацию программы после ее корректировки (модернизации).

Программный комплекс CRISS 5.1 реализован на базе двухуровневой архитектуры «клиент-сервер» (см. рис. 1). В качестве СУБД используется Oracle Database 10g Express Edition.

Представлены особенности алгоритмов качественного и количественного анализа программного комплекса CRISS. В программном комплексе CRISS для качественного анализа дерева отказов используется алгоритм «снизу-вверх». Данный алгоритм заключается в последовательной подстановке входов логических операторов дерева отказов, начиная с операторов нижнего уровня, содержащих только базисные события, и заканчивая вершиной дерева отказов. В процессе качественного анализа производится автоматизированный учет отказов по общей причине по модели биномиальной интенсивности отказов или модели р-фактора. Количественный анализ дерева отказов состоит в расчете вероятностей реализации набора минимальных сечений, полученного в процессе качественного анализа. В программе CRISS используется алгоритм расчета вероятностных показателей, основанный на методах оценки показателей надежности на основе асимптотической модели и BFR-моделей, разработанных д.т.н. А.М.Бахметьевым.

Рассмотрены особенности реализованного в программном комплексе CRISS алгоритма анализа деревьев событий. При работе с деревьями событий предусмотрено проведение следующих вариантов анализа: анализ одной аварийной последовательности, анализ произвольного набора аварийных последовательностей, анализ всех аварийных последовательностей с определенным конечным состоянием данного ДС, анализ всех аварийных последовательностей с определенным конечным состоянием для произвольного набора ДС.

Рисунок 1 - Блок-схема программного комплекса ОШБ 5.1

Представлено описание алгоритмов исследования результатов анализа, реализованных в программном комплексе С1Ш>8: анализа значимости, анализа чувствительности и анализа неопределенности. Помимо анализа значимости, чувствительности и неопределенности автором был разработан и включен в состав программного комплекса СШББ 5.1 ряд алгоритмов, позволяющих выполнять уточнение полученных результатов: алгоритм поиска и исключения несовместных событий, алгоритм учета восстановления элементов в режиме работы и алгоритм оценки вероятности минимальных сечений при оптимальных, с точки зрения надежности, поочередных проверках элементов. В программном комплексе СШББ также реализован алгоритм оценки средней наработки до отказа системы, состоящей из восстанавливаемых и невосстанавливаемых элементов, на базе разработанной автором расчетной модели. Расчет средней наработки системы до отказа производится с использованием метода, основанного на теории марковских процессов.

В третьей главе отражены результаты верификации программного комплекса для ВАБ СЫКБ. Представлена матрица верификации программного комплекса СВДвБ. Матрица верификации основана на разработанном автором наборе тестовых примеров, включающем аналитические тестовые примеры с характерными схемами резервирования и моделями отказов, а также расчетные тесты, представляющие собой достаточно сложные модели реальных систем безопасности. Матрица верификации программного комплекса СШБЗ 5.1 включает 17 аналитических и 4 расчетных тестовых примера. Приведено описание аналитических и расчетных тестовых примеров, использовавшиеся для верификации СШББ 5.1. Представлены результаты проведенной верификации программного комплекса СШЗБ с использованием аналитических и расчетных тестовых примеров.

Верификация по аналитическим тестовым примерам показала, что качественный и количественный анализ логико-вероятностных моделей

аналитических тестовых примеров, выполненный вручную и с использованием программного комплекса CRISS дает идентичные результаты как в предположении независимых отказов, так и с учетом ООП.

Верификация программного комплекса CRISS по расчетным тестовым примерам осуществлялась путем сравнения с результатами анализа, полученными с использованием известных зарубежных программ для ВАБ: Risk Spectrum, CAFTA, SAPHIRE. Сопоставление результатов качественного анализа расчетных тестовых примеров показало, что выполнение качественного анализа логических моделей расчетных тестов по зарубежным программам и с помощью программы CRISS дает идентичные результаты. Количественный анализ расчетных тестовых примеров дает идентичный или более консервативный результат (до 4%) в силу более точного учета в алгоритме программы CRISS отказов в режиме ожидания в резервированных системах.

Четвертая глава посвящена вопросам разработки и верификации программно-методических средств для обоснования надежности транспортных ядерных установок и оборудования. Определены требования к программно-методическому обеспечению для обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования. Рассмотрены организация, основные особенности и результаты верификации программы АНИС 2.1 для анализа структурной надежности транспортных ядерных установок и определенных теплогидравлических систем. Представлены организация и основные особенности программы СТАН для обработки статистических данных по опыту эксплуатации оборудования ядерных установок с учетом особенностей статистической информации.

Пятая глава посвящена исследованиям надежности и безопасности действующих и проектируемых стационарных и транспортных ядерных установок, выполненных с использованием разработанного программно-методического обеспечения. Представлены основные направления работ по вероятностному анализу безопасности ядерных установок, выполненных в

2008 - 2011 годах с участием автора с помощью аттестованных версий программного комплекса СШББ 4.0 и 5.1. Изложены цели вероятностного анализа безопасности 1 уровня плавучего энергоблока ПАТЭС на базе РУ КЛТ-40С и его результаты. По результатам выполненного ВАБ для внутренних исходных событий при работе на мощности вероятность повреждения активной зоны составляет <10"7 на реактор в год. Результирующая вероятность аварии с тяжелым повреждением активной зоны в состояниях остановленного реактора составляет ~3-10"9 на реактор в год, тяжелой аварии с хранилищем <10"' в год. Наиболее значимой группой исходных событий являются течи в защитную оболочку: большая течь теплоносителя 1 контура, малая течь теплоносителя 1 контура, разрыв трубопровода САОЗ. (см. рисунок 2).

Рисунок 2 - Наиболее значимые группы исходных событий для энергоблока ПАТЭС с РУ КЛТ-40С по отношению к вероятности повреждения активной

зоны

Сформулированы рекомендации по совершенствованию технических систем и организационных мер безопасности, направленные на управление авариями при течах первого контура и совершенствование контроля за состоянием оборудования.

Представлены цели и результаты вероятностного анализа безопасности ядерной энергетической установки ледокола с реакторной установкой РИТМ-

Байпасы 30; 14.80

Пароходные процессы; 4.50

Сзерхмалая течь первого контура; 6.20

Разгерметизация трубопроводов 2 и 3 контуров; 12.10

200. Согласно выполненному анализу вероятность повреждения активной зоны ЯЭУ УАЛ для внутренних исходных событий при работе на мощности составляет ~ 0,9-10"6 на реактор в год, что удовлетворяет требованиям нормативных документов по безопасности. На базе выполненного анализа сформированы рекомендации, направленные на повышение надежности систем аварийного расхолаживания, оптимизацию средств аварийного охлаждения активной зоны, оптимизацию проверок оборудования, а также на определение перечня наиболее значимых действий персонала по управлению авариями для отработки их надежного выполнения.

Представлены цели и результаты вероятностного анализа безопасности энергоблока № з Белоярской АЭС с РУ БН-600 для внешних воздействий и внутренних затоплений. Результаты ВАБ показали, что для реактора БН-600 вероятность повреждения активной зоны при работе реактора на мощности при внешних воздействиях составляет ~ 1.2 10"6 на реактор в год, а при внутренних затоплениях помещений ~ 1.8 10"6 на реактор в год. Оценки вероятности повреждения активной зоны для различных внешних воздействий представлены в таблице 2.

Таблица 2 - Вероятность аварий с тяжелым повреждением активной зоны энергоблока с РУ БН-600 для внешних воздействий

Внешнее воздействие Частота внешнего воздействия, год" Вероятность Ail, на реактор в год Значимость внешнего воздействия, %

Землетрясение (МРЗ) 1.0Е-04 5.20Е-07 45.0

Экстремально высокие температуры 3.0Е-04 3.40Е-07 29.0

Экстремально низкие температуры 2.0Е-05 1.60Е-07 13.8

Засорение водозабора рыбой и водорослями 3.1Е-02 2.40Е-08 2.1

Потеря технологического водоема 2.0Е-03 6.20Е-08 5.4

Экстремальные снегопады 5.0Е-02 4.20Е-08 - 3.6

Пыльные бури 1.3Е-02 1.20Е-08 1.1

По всем воздействиям 1.20Е-06 100.0

На основе результатов выполненного анализа разработаны рекомендации по совершенствованию мер безопасности энергоблока.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. В результате исследований, выполненных автором, разработаны расчетные модели, алгоритмы и на их основе реализованы программные комплексы СШББ для вероятностного анализа безопасности ядерных установок. Программные комплексы СГШЗ внедрены в практику обоснования безопасности ядерных установок различных типов и назначения.

2. Выполнена верификация программных комплексов СШ88 на базе матрицы верификации, разработанной автором. Результаты верификации показали адекватность оценок, полученных с помощью программы в сравнении с аналитическими решениями и результатами по другим аналогичным программам. Программные комплексы СШББ версий 4.0 и 5.1 аттестованы Советом по аттестации программных средств Ростехнадзора.

3. Разработаны алгоритмы и на их основе реализованы программные средства для обоснования надежности транспортных ядерных установок: «АНИС» и «СТАН». Программные средства внедрены в практику проектирования ядерных установок.

4. С использованием разработанного программно-методического обеспечения проведены исследования надежности и безопасности ядерных установок различных типов, которые позволили обосновать их соответствие установленным показателям и определить технические и организационные меры по повышению их надежности и безопасности.

5. В результате выполненных исследований получены научно обоснованные технические разработки, имеющие существенное значение для развития страны, надежности и безопасности ядерных установок и включающие:

- программно-методические средства для выполнения вероятностного анализа безопасности ядерных установок;

- программно-методические средства для анализа и обоснования надежности транспортных ядерных установок;

- технические и организационные меры, направленные на обеспечение и повышение надежности и безопасности ядерных установок.

СПИСОК РАБОТ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

Основное содержание, положения и результаты диссертации отражены в следующих работах.

Статьи в ведущих рецензируемых научных журналах:

1. Бахметьев, A.M. К вопросу о системном исследовании безопасности ядерных установок с использованием вероятностных методов / A.M. Бахметьев, И.А.Былов // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2006. №1. С. 3-11.

2. Бахметьев, А.М. Совершенствование программного обеспечения для проведения вероятностного анализа безопасности ядерных установок /A.M. Бахметьев, И.А. Былов, A.B. Думов, A.C. Смирнов // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2008. №2. С.3-11.

Свидетельства об официальной регистрации ПО:

3. Бахметьев А.М., Былов И.А. Свидетельство об официальной регистрации программы для ЭВМ №2011610628. Программа для моделирования и анализа систем безопасности и ядерной установки при выполнении вероятностного анализа безопасности (CRISS 4.0).

4. Бахметьев A.M., Былов И.А., Думов A.B. Свидетельство об официальной регистрации программы для ЭВМ №2011610625. Программа для моделирования и анализа систем безопасности и ядерной установки при выполнении вероятностного анализа безопасности (CRISS 5.1).

В материалах и тезисах докладов научно-технических

конференций:

5. Бахметьев, A.M. Отечественный программный комплекс для проведения ВАБ АЭС и его верификация /А.М.Бахметьев, И.А.Былов // Практика разработки ВАБ и использования их результатов для действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР: сб.ст. научно-техн. конф./ М., 18-20 ноября 2002. С. 36-50.

6. Бахметьев, A.M. Применение методологии вероятностного анализа безопасности в работах по обоснованию безопасности разрабатываемых

корабельных ядерных реакторных установок/ А.М.Бахметьев, И.А. Былов, В.А.Петелин, О.Б.Самойлов // Подводное кораблестроение в России: состояние, проблемы, перспективы: сб.ст. научно-техн.конф. ВОКОР-ПЛ-2002/ СПб, 2002. С. 161-162.

7. Аракчеева, Е.О. Верификация программного комплекса CRISS 4.0 для проведения вероятностного анализа безопасности /Е.О.Аракчеева, A.M. Бахметьев, И.А. Былов // Будущее технической науки: тез. докл. III Всероссийской молодежной научно - технической конференции. 2004. № З.С. 135.

8. Бахметьев, A.M. Совершенствование программного обеспечения для проведения вероятностного анализа безопасности /А.М.Бахметьев, И.А. Былов, A.B. Думов //Безопасность АЭС и подготовка кадров: сб.ст. X международная конф./ Обнинск, 01-04 октября 2007. С. 95.

9. Бахметьев, А.М. Модели учета восстановления элементов системы в режиме работы / А.М.Бахметьев, И.А. Былов //Методология выполнения вероятностного анализа безопасности для стояночных режимов для АЭС с ВВЭР: тез.докл. отраслевого семинара/М., 25 марта 2008. С. 37.

10. Былов, И.А. Показатели надежности и безопасности судовых АППУ // 50 лет атомному ледокольному флоту России. Опыт создания, эксплуатации и перспективы развития: сб.ст. межотраслевой семинар для молодых специалистов /Нижний Новгород 21-23 августа 2009.1 электрон, опт. диск (CD-ROM).

П.Бахметьев, А.М Программно-методическое обеспечение для анализа надежности и безопасности ядерных установок при разработке и эксплуатации / А.М. Бахметьев, И.А. Былов, A.C. Смирнов [и др.] // Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики: сб.ст. 7-я международная научно-техн. конф./ М., 26 - 27 мая 2010. С. 66 - 69.

12.Бахметьев, A.M. Разработка программного комплекса для вероятностного анализа безопасности CRISS 5.1, его верификация и аттестация / A.M. Бахметьев, И.А. Былов, A.B. Думов // Научная сессия НИЯУ МИФИ -

2011, Аннотации докладов. В 3 томах. Т. 1 Инновационные ядерные технологии. М.: НИЯУ МИФИ, 2011 - С. 218.

13.Антипин, П.С., Вероятностные показатели безопасности энергоблока с реактором БН-600 при внутренних исходных событиях, внешних и внутренних воздействиях / П.С. Антипин, И.А. Былов, И.Э. Ефимкина. [и др.] // Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: тез. докл. молодежной отраслевой научно-технической конференции БН-20 U/H. Новгород, 12-13 октября 2011.- С. 26 - 27.

Научно-технические отчеты:

14.Бахметьев, A.M. Разработка и верификация программного комплекса IV-го поколения для проведения вероятностного анализа безопасности ядерных установок / А.М. Бахметьев, И.А. Былов // Годовой отчет о научно-технических работах ОКБМ в 2004 г. (под ред. акад. Ф.М. Митенкова) / ОКБМ, Н.Новгород, 2005. С.189-190.

15.Бахметьев, А.М. Верификация и аттестация программного комплекса «CRISS-4.0» для проведения вероятностного анализа безопасности ядерных установок / А.М. Бахметьев, И.А. Былов // Годовой отчет о научно-технических работах ОКБМ в 2005 г. (под ред. акад. Ф.М. Митенкова)/ ОКБМ, Н.Новгород, 2006. С. 175-176.

16.Бахметьев А.М. Разработка и совершенствование программного обеспечения для проведения вероятностного анализа безопасности / А.М.Бахметьев, И.А. Былов // Годовой отчет о научно-технических работах ОКБМ в 2006 г. (под ред. акад. Ф.М. Митенкова)/ ОКБМ. Н.Новгород, 2007. С.163-165.

Подписано в печать 18.11.2011. Формат 60 х 84 '/16. Бумага офсетная. Печать офсетная. Уч.-изд. л. 1,0. Тираж 100 экз. Заказ 782._

Нижегородский государственный технический университет им. Р. Е. Алексеева. Типография НГТУ. 603950, Нижний Новгород, ул. Минина, 24.

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1 Анализ состояния вопроса и постановка задачи исследования

1.1 Цели и методы исследования безопасности ядерных установок

1.2 Задачи вероятностного анализа безопасности, требования к программным средствам для их решения

1.3 Обзор современных программных средств для проведения вероятностного анализа безопасности

1.4 Задачи обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования

1.5 Постановка задачи исследования

1.6 Выводы по главе

Глава 2 Разработка программных комплексов для проведения вероятностного анализа безопасности

2.1. Анализ требований к программному комплексу для проведения ВАБ и основные этапы его разработки

2.2. Методические основы и особенности организации программного комплекса для ВАБ

2.3. Алгоритмические методы качественного и количественного анализа деревьев отказов

2.4 Алгоритмический метод анализа деревьев событий

2.5 Алгоритмические методы исследования результатов анализа

2.6 Выводы по главе

Глава 3 Верификация программного комплекса для вероятностного анализа безопасности

3.1. Постановка задачи и разработка матрицы верификации

3.2. Верификационное исследование программного комплекса на базе аналитических и расчетных тестовых примеров

3.3. Результаты верификации программного комплекса 105 3.4 Выводы по главе

Глава 4 Разработка и верификация программных средств для обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования

4.1. Анализ требований к программным средствам

4.2. Разработка программы для исследования надежности транспортных ядерных установок и ее верификация

4.2.1 Особенности организации программы

4.2.2 Алгоритмический метод анализа структурной надежности транспортных ядерных установок

4.2.3 Алгоритмический метод анализа надежности систем определенной структуры

4.2.4 Верификация программы для исследования надежности транспортных ядерных установок

4.3. Разработка программы для обработки статистических данных по опыту эксплуатации

4.3.1 Методические основы и основные функции программы

4.3.2 Алгоритмические методы проведения расчетов 134 3.4 Выводы по главе

Глава 5 Применение разработанного программно-методического обеспечения для исследования и обоснования надежности и безопасности ядерных установок

5.1 Основные направления работ по вероятностному анализу безопасности ядерных установок

5.2 Вероятностный анализ безопасности 1 уровня плавучего энергоблока ПАТЭС на базе РУ КЛТ-40С

5.3 Вероятностный анализ безопасности ядерной энергетической установки универсального атомного ледокола

5.4 Вероятностный анализ безопасности энергоблока № 3 Белоярской АЭС с РУ БН-600 для внутренних затоплений и внешних воздействий

5.5 Оценка безотказности оборудования транспортных ядерных установок на основе данных по опыту эксплуатации

5.6 Выводы по главе

Актуальность работы. Первое десятилетие XXI века характеризуется интенсивным развитием атомной энергетики в России и в мире: строятся и вводятся в действие новые энергоблоки; разрабатываются инновационные ядерные технологии; ведется проектирование и строительство кораблей и судов с ядерными установками, что обусловлено ростом энергопотребления и цен на ископаемые виды топлива.

Однако авария на атомной станции «Фукусима-1» еще раз продемонстрировала, что успешное развитие и использование атомной энергетики связано с рядом проблем, важнейшей из которых является безопасность ядерных установок.

Анализ безопасности ядерной установки представляет собой исследование комплексного свойства сложной системы и требует системного подхода. Системность в исследовании безопасности ядерных установок достигается применением детерминистского и вероятностного анализа. Вероятностный анализ, дополняя детерминистский анализ безопасности, моделирует глубокоэшелонированную защиту во взаимосвязи всех ее уровней и компонентов и обеспечивает выявление «слабых звеньев» в технических решениях и регламенте эксплуатации ядерной установки с определением мер по совершенствованию безопасности.

Вероятностный анализ безопасности (ВАБ) представляет собой трудоемкий итерационный процесс. Разработка в ходе ВАБ логико-вероятностной модели ядерной установки, включающей десятки тысяч элементов, и ее исследование возможны только с помощью современных компьютеров и соответствующего программного обеспечения. Фактически, развитие методов вероятностного анализа безопасности напрямую связано с разработкой и внедрением программных средств.

В настоящее время программно-методическое обеспечение ВАБ, реализованное в соответствующих программных средствах, практически полностью определяет методы, которые используются и будут использоваться для решения подавляющего числа задач вероятностного анализа.

Вместе с тем практика обоснования безопасности атомных станций в России, сложившаяся за последние годы, показывает, что для выполнения вероятностного анализа безопасности зачастую используется зарубежное программно-методическое обеспечение. Подобная практика ведет с одной стороны к появлению зависимости от иностранных разработчиков при обеспечении ядерной и радиационной безопасности отечественных объектов использования атомной энергии, а с другой стороны использование зарубежного программно-методического обеспечения ограничивает развитие потенциала отечественных специалистов в области методологии и совершенствования алгоритмов решения задач ВАБ.

Для транспортных ядерных установок достигнутый уровень надежности (безотказности) является одним из основных показателей, определяющих способность установки выполнять свое функциональное назначение. Оценка и обоснование уровня надежности транспортных ядерных установок в процессе проектирования требует наличия быстродействующих программно-методических средств, позволяющих выполнять многочисленные вариантные расчеты надежности функционирования установки.

Таким образом, актуальной в научном и практическом плане представляется задача разработки программно-методического обеспечения для выполнения вероятностного анализа безопасности и обоснования надежности ядерных установок и их оборудования и выполнение исследования надежности и безопасности ядерных установок с использованием разработанного программно-методического обеспечения.

Объектами проводимых автором исследований являются атомная теплоэлектростанция на базе плавучего энергоблока с реакторной установкой КЛТ-40С, судовая ядерная энергетическая установка РИТМ-200 для нового универсального атомного ледокола, энергоблок с установкой БН-600. А

Предметом" исследований является надежность и безопасность вышеуказанных установок.

Цель работы заключается в разработке способов анализа и обоснования надежности и безопасности, повышение надежности и безопасности стационарных и транспортных ядерных установок.

Для достижения указанной цели решаются следующие задачи:

- разработка и верификация программных комплексов для анализа безопасности вероятностными методами;

- разработка расчетных моделей анализа надежности систем безопасности;

- разработка и верификация программ для обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования;

- исследование надежности и безопасности транспортных и стационарных ядерных установок с использованием программно-методического обеспечения, разработкой технических и организационных мер по повышению их надежности и безопасности.

Методы исследования. При выполнении исследования использованы методы исследования сложных систем, базирующиеся на теории вероятностей и математической статистике, математической логики и теории надежности, а также методах оптимизации и математического моделирования.

Научная новизна работы состоит в том, что:

- разработаны и верифицированы расчетные модели и алгоритмы, позволившие впервые в отечественной практике реализовать программно-методические средства для вероятностного анализа безопасности и предназначенные для исследования и обоснования безопасности ядерных установок при проектировании и эксплуатации.

- разработаны и верифицированы алгоритмы, позволяющие выполнять анализ структурной надежности транспортных ядерных установок, оценку надежности их оборудования и предназначенные для обоснования надежности транспортных ядерных установок при проектировании.

- разработаны и исследованы интегральные логико-вероятностные модели первого плавучего энергоблока с РУ КЛТ-40С, ЯЭУ нового универсального атомного ледокола, энергоблока № 3 Белоярской АЭС с РУ БН-600, позволившие выполнить системную оценку их безопасности и предназначенные для обоснования безопасности данных ядерных установок при сооружении и эксплуатации.

Практическая ценность работы заключается в следующем:

- программные комплексы для выполнения ВАБ CRISS внедрены в практику выполнения вероятностных анализов безопасности в ОАО «ОКБМ Африкантов» и ОАО «Головной институт «ВНИПИЭТ»;

- программы для обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования «АНИС» и «СТАН» внедрены и используются в ОАО «ОКБМ Африкантов» для выполнения проектных разработок и мониторинга эксплуатации;

- результаты выполненных исследований включены в конструкторскую документацию по обоснованию надежности и безопасности РУ РИТМ-200 для универсального атомного ледокола, плавучей атомной станции с РУ KJIT-40C, энергоблока атомной станции с РУ БН-600.

Обоснованность положений, сформулированных в диссертации обеспечивается аналитическим обоснованием моделей и методов на основе теории вероятностей и теории надежности и подтверждается согласованностью используемых методологии и подходов с применяемыми в отечественной и мировой практике, накопленным опытом проектирования установок различного типа и назначения, использованием современных достижений в области исследования надежности и безопасности.

Программные комплексы для ВАБ CRISS 2.0, 3.0, 3.1, 4.0 и 5.1 верифицированы с использованием тестов, имеющих аналитическое решение, а также с использованием широко применяемых зарубежных программ. Программные комплексы CRISS 4.0 и 5.1 аттестованы Советом по аттестации программных средств Ростехнадзора (аттестационные паспорта № 212 от 01.03.2006 г. и № 291 от 14.04.2011 г.).

Личный вклад автора состоит в решении следующих задач:

- разработка алгоритмов и реализация программных комплексов для вероятностного анализа безопасности ядерных установок;

- разработка матрицы верификации, проведение верификации и аттестации ряда программных комплексов CRISS;

- разработка расчетных моделей для анализа надежности систем и их реализация в программном комплексе CRISS;

- исследование алгоритмов и реализация программных средств для обоснования надежности транспортных ядерных установок и их оборудования - «АНИС» и «СТАН»;

- научно-техническое руководство разработками по обоснованию надежности и безопасности ряда действующих и проектируемых ядерных установок;

Положения, выносимые на защиту:

- расчетные модели и алгоритмы, реализованные в программно-методических средствах для вероятностного анализа безопасности и результаты их верификации.

- алгоритмы, реализованные в программно - методических средствах для анализа и обоснования надежности транспортных ядерных установок.

- результаты исследований и обоснований надежности и безопасности, технические и организационные меры, направленные на обеспечение и повышение надежности и безопасности стационарных и транспортных ядерных установок с использованием вероятностных методов.

Апробация результатов работы. Основные положения и результаты работы докладывались на следующих научно-технических семинарах и конференциях: «Практика разработки ВАБ и использования их результатов для действующих и проектируемых АЭС с ВВЭР» (г. Москва, 2002 г.), «Подводное кораблестроение в России. Состояние, проблемы, перспективы» (г. Санкт-Петербург, 2002 г.), III Всероссийской молодежной научно - техническая конференции «Будущее технической науки» (г. Нижний Новгород, 2004 г.), IX и X Международных конференциях «Безопасность АЭС и подготовка кадров», (г. Обнинск, 2005 г. и 2007 г.), Межотраслевом семинаре для молодых специалистов «50 лет атомному ледокольному флоту России. Опыт создания, эксплуатации и перспективы развития» (г. Нижний Новгород, 2009 г.), Седьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (г. Москва, 2010 г.), научной сессии НИЯУ МИФИ (г. Обнинск, 2011 г.), Молодежной отраслевой научно-технической конференции «Развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем» (г. Нижний Новгород, 2011 г.).

Публикации Основное содержание диссертации опубликовано в 20 отчетах о НИР и в 16 печатных работах. Из них 2 статьи в научно- технических журналах, 2 свидетельства Роспатент об официальной регистрации программы для ЭВМ, 9 публикаций в сборниках трудов и материалов научно-технических конференций, в том числе Всероссийских и Международных, 3 статьи в Годовых отчетах о научно-технических работах ОАО «ОКБМ Африкантов».

Две статьи опубликованы в журнале «Известия ВУЗов. Ядерная энергетика» », который входит в перечень изданий, рекомендованных ВАК для публикации результатов диссертационных работ.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы из 106 наименований, в том числе 35 работ с участием автора. Общий объем работы составляет 190 страниц, основной текст изложен на 178 страницах, содержит 14 рисунков и 18 таблиц.

5.6 Выводы по главе 5

1) С использованием разработанного программно-методического обеспечения выполнены вероятностные анализы безопасности и обоснования надежности действующих и проектируемых установок и оборудования разработки ОКБМ.

2) Разработаны вероятностные анализы безопасности для плавучего энергоблока ПАТЭС на базе РУ КЛТ-40С, ЯЭУ универсального атомного ледокола, энергоблока с реактором БН-600.

3) Выполнены оценки показателей надежности оборудования транспортных РУ по опыту эксплуатации.

4) Результаты исследований, изложенные в главе 5 частично опубликованы в следующих работах автора: [100], [101], [102], [103], [104], [105], [106].

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. В результате исследований, выполненных автором, разработаны расчетные модели, алгоритмы и на их основе реализованы программные комплексы СМББ для вероятностного анализа безопасности ядерных установок. Программные комплексы СШББ внедрены в практику обоснования безопасности ядерных установок различных типов и назначения.

2. Выполнена верификация программных комплексов СШБЗ на базе матрицы верификации, разработанной автором. Результаты верификации показали адекватность оценок, полученных с помощью программы в сравнении с аналитическими решениями и результатами по другим аналогичным программам. Программные комплексы СШБЗ версий 4.0 и 5.1 аттестованы Советом по аттестации программных средств Ростехнадзора.

3. Разработаны алгоритмы и на их основе реализованы программные средства для обоснования надежности транспортных ядерных установок: «АНИС» и «СТАН». Программные средства внедрены в практику проектирования ядерных установок.

4. С использованием разработанного программно-методического обеспечения проведены исследования надежности и безопасности ядерных установок различных типов, которые позволили обосновать их соответствие установленным показателям и определить технические и организационные меры по повышению их надежности и безопасности.

5. В результате выполненных исследований получены научно обоснованные технические разработки, имеющие существенное значение для развития страны, надежности и безопасности ядерных установок и включающие:

- программно-методические средства для выполнения вероятностного анализа безопасности ядерных установок;

- программно-методические средства для анализа и обоснования надежности транспортных ядерных установок;

- технические и организационные меры, направленные на обеспечение и повышение надежности и безопасности ядерных установок.

1. Основополагающие принципы безопасности //Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № SF-1/ Вена: МАГАТЭ, 2007. 34 с.

2. Оценка безопасности установок и деятельности. Общие требования безопасности, часть АН Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № GSR, Part 4/ Вена: МАГАТЭ, 2009 63 с.

3. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97 НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97) Электронный ресурс./ Справочно-информационная система по регулированию ядерной и радиационной безопасности, ФГУ НТЦ ЯРБ. М. 2009.

4. Общие положения обеспечения ядерной и радиационной безопасности корабельных ядерных энергетических установок./ЮПБ-К-98/05. М., 2005. 39 с.

5. Общие положения обеспечения безопасности ядерных энергетических установок судов. НП-022-2000 Электронный ресурс./ Справочно-информационная система по регулированию ядерной и радиационной безопасности, ФГУ НТЦ ЯРБ. М. 2009.

6. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реактором типа ВВЭР НП-006-98 (ПНАЭ Г- 01-036-95) Электронный ресурс. / Справочно-информационная система по регулированию ядерной и радиационной безопасности, ФГУ НТЦ ЯРБ. М. 2009.

7. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами на быстрых нейтронах НП-018-05) Электронный ресурс./ Справочно-информационная система по регулированию ядерной и радиационной безопасности, ФГУ НТЦ ЯРБ. М. 2009.

8. Требования к отчету по обоснованию безопасности ядерных энергетических установок судов НП-023-2000) Электронный ресурс./ Справочно-информационная система по регулированию ядерной и радиационной безопасности, ФГУ НТЦ ЯРБ. М. 2009.

9. Оценка безопасности и независимая проверка для атомных электростанций. Руководство по безопасности// Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № NS-G-1.2./МАГАТЭ. Вена. 2004. 109 с.

10. Бахметьев A.M. Основы безопасности ядерных энергетических установок : учебное пособие/ НГТУ Н. Новгород, 2006. - 190с.

11. Пископпель А. А., Щедровицкий JI. П.: От системы «человек-машина» к «социотехнической системе» //Вопросы психологии 1982. - № 3 - с. 15-26.

12. Спицнадель В. Н.: Основы системного анализа: учеб. пособие. / СПб.: «Изд. дом «Бизнес-пресса», 2000. — 326 с.

13. Безопасность атомных станций: проектирование. Требования безопасности// Серия норм МАГАТЭ по безопасности, № NS-R-1/ Вена: МАГАТЭ, 2003.-73 с.

14. Бахметьев А.М, Былов И.А.: К вопросу о системном исследовании безопасности ядерных установок с использованием вероятностных методов // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика 2006. - №1 - с. 3-11.

15. Hiromitsu Kumamoto, Satisfying Safety Goals by Probabilistic Safety Assessment/ Springer-Verlag London Limited, 2007. 253 c.

16. Tim Bedford, Roger Cooke, Probabilistic Risk Analysis: Foundations and Methods/ Cambridge University Press, 2001.- P. 3 -12.

17. Reactor Safety Study. An Assessment of Accident Risks in U.S. Commercial Nuclear Power Plants. Main report. WASH-1400 (NUREG-75/014)/ United States Nuclear Regulatory Commission, 1975 198 p.

18. R. B. Solanki and Mahendra Prasad. Probabilistic Safety Assessment of Nuclear Power Plants: a Monograph/ Mumbai: Atomic Energy Regulatory Board, 2007-33 p.

19. Risk informed regulation of nuclear facilities: Overview of the current status.(IAEA-TECDOC-1436) / Vienna: IAEA, 2005. 75 p.

20. Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants// IAEA Safety Standards Series No SSG-2/ Vienna: IAEA, 2009 84 p.

21. Глоссарий МАГАТЭ по вопросам безопасности. Терминология, используемая в области ядерной безопасности и радиационной защиты/ Вена: МАГАТЭ, 2007-303 с.

22. Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants// IAEA Safety Standards Series No SSG-З/ Vienna: IAEA, 2010-215 p.

23. Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants// IAEA Safety Standards Series No SSG-4/ Vienna: IAEA, 2010-108 p.

24. Основные рекомендации к вероятностному анализу безопасности уровня 2 атомных станций с реакторами типа ВВЭР. РБ-044-09 //Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору .-М., 2009 с.

25. Основные рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности атомных станций. РБ-032-04 Электронный ресурс.// Справочно-информационная система по регулированию ядерной и радиационной безопасности, ФГУ НТЦ ЯРБ. М. 2009.

26. Overview of Level 3 PSA, IAEA Training Course on Safety Assessment of NPPs to Assist Decision Making // IAEA Workshop. 2006. URL: http://www.slidefinder.net/0/OverviewLevelPSAWorkshopInformation/ 29391964 (дата обращения: 17.04.2011).

27. Computer Codes for Level 1 Probabilistic Safety Assessment (IAEA-TECDOC-553)/Vienna: IAEA, 1990. 104 p.

28. Johan Sorman. Risk Spectrum Software 2010 // Scandpower AB. URL: http://www.riskspectrum.com/en/risk/Meny2/, https://secure.illutel.com/ Webcast/?h96scqba (дата обращения: 17.04.2011).

29. Перечень действующих по состоянию на октябрь 2010г. аттестационных паспортов ПС // ФБУ НТЦ ЯРБ. 2011. URL: http:// www.secnrs.ru/science/development/hp/BD2011.pdf. (дата обращения: 17.04.2011)

30. RiskSpectrum Magazine 2008 Special RiskSpectrum PSA Edition // Scandpower AB. 2008. URL: http://www.scandpower.com /Images /RSMagazine%20-%202008-ltcml91-203643.pdf. (дата обращения: 17.04.2011).

31. RiskSpectrum PSA and FTA Online Help Электронный ресурс.// Relcon Scandpower AB, 2008 1 CD.

32. Risk Spectrum Theory Manual By Relcon Scandpower AB Version 3.0.0// Relcon Scandpower AB, 2008 67 p.

33. Curtis Smith "SAPHIRE Risk and Reliability Assessment Software", //Idaho National Engineering and Environmental Laboratory/ 2011. URL: https:// saphire.inl.gov/pdf/SAPHIREoverview.pdf. (дата обращения: 17.04. 2011).

34. Systems Analysis Programs for Hands-on Integrated Reliability Evaluations (SAPHIRE) Version 7.20, SAPHIRE Reference Manual Электронный ресурс.// Idaho National Engineering & Environmental Laboratory Idaho Falls 1 CD.

35. Frank Rahn EPRI Risk and Reliability Workstation Users Group Juno Beach FL January 11-12, 2010 //R&R Users Group. 2010. URL: http://144.58.4.113/RR/RRUG/Shared%20Documents/Forms/Meetings.aspx. (дата обращения: 20.04.2011).

36. EPRI Software Status EPRI Risk and Reliability Workstation Users Group Juno Beach FL January 11-12 //R&R Users Group. 2010. URL:: http://144.58.4.113/RR/RRUG/Shared%20Documents/Forms/Meetings.aspx. (дата обращения: 20.04.2011).

37. CAFTA Training EPRI Risk and Reliability Workstation Users Group Juno Beach FL January 11-12, 2010 //R&R Users Group. 2010. URL:

38. Ьйр://144.58.4Л 13/RR/RRUG/Shared%20Documents/Forms/Meetings.aspx. (дата обращения: 20.04.2011).

39. CAFTA Advanced Training EPRI Risk and Reliability Workstation Users Group Juno Beach FL Januaiy 11-12, 2010 //R&R Users Group . 2010. URL:http://144.58.4.113/RR/RRUG/Shared%20Documents/Forms/Meetings.aspx. (дата обращения: 20.04.2011).

40. Introduction to R&R Workstation Tools //R&R Users Group NRC Seminar. 2003. URL: http://144.58A 113/RR/RRUG/Training%20Material/Forms/ Training%20 Material.aspx. (дата обращения: 20.04.2011).

41. Common Cause Models Электронный ресурс. //R&R Users Group Knowledge Base Articles. 2011. URL: http://144.58Al 13/RR01RUG /Knowledge%20Base/KB67%20Common%20Cause%20Formulas%20and%20Appl ication%20in%20CAFTA.pdf. (дата обращения: 20.04.2011).

42. PRAQUANT Training //R&R Users Group Training Material. 2010. URL: http://144.58A 113/RR/RRUG/Training%20Material/ Forms/Training%20Material.aspx (дата обращения: 20.04.2011).

43. SYSIMP 2.1 Training // R&R Users Group Training Material. 2010. URL:http://144.58.4.113/RR/RRUG/Training%20Material/Forms/Training%20Mate -rial.aspx (дата обращения: 20.04.2011).

44. Using UNCERT // R&R Workshop Southern Nuclear Offices. 2009. URL: http ://l 44.5 8.4.113/RR/RRUG/Shared%20Documents/23%20RR%20 Workshop%2 OSouthern%20Nuclear%200ffices%20September%202009/Uncert.ppt. (дата обращения: 23.04.2011).

45. Jeff Riley UNCERT 3.0 Updates R&R Workstation User Group Januaiy 2010 //R&R Users Group Past Meetings Material. 2010. URL: http://144.58.4.113/RR/RRUG/Shared%20Documents/Forms/Meetings.aspx. (дата обращения: 20.04.2011).

46. Jeff Riley Phoenix Status Update R&R User Group January 2010 //R&R Users Group Past Meetings Material. 2010. URL: http://144.58.4.113/RR/RRUG/Shared%20Documents/Forms/Meetings.aspx. (дата обращения: 20.04.2011).

47. WinNUPRA, Users Group Members //SCIENTECH. 2007 URL: http://winnupra.scientech.us/members.htm. (дата обращения: 20.04.2011).

48. WinNUPRA version 3.1 User's Manual// SCIENTECH. 2006. URL: http://winnupra.scientech.us/demo31.zip. (дата обращения: 23.04.2011).

49. WinNUCAP //SCIENTECH. 2007. URL: http://winnupra.scientech.us/ winnucap.htm. (дата обращения: 20.04.2011).

50. Рябинин И.А. Надежность и безопасность сложных систем. / СПб.: Политехника, 2000. -248 с.

51. Можаев A.C., Громов В.Н. Теоретические основы общего логико-вероятностного метода автоматизированного моделирования систем. /СПб.: БИТУ, 2000. -145 с.

52. Программный комплекс «АРБИТР» (ПК ACM СЗМА), базовая версия 1.0, аттестационный паспорт № 222 от 21.02.2007 г. //Севзапмонтажавтоматика. 2007. URL: http://www.szma.com/pasport.pdf. (дата обращения: 20.04.2011).

53. ГОСТ 27.002-89. Надежность в технике. Основные понятия, термины и определения/ Издательство стандартов. М., 1989.

54. Травин С .Я., Промыслов JI.A. Оценка и обеспечение надежности судового оборудования. / JL: Судостроение, 1988. 204 с.

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

56. Песков P.A., Петелин В.А. Построение эмпирической кривой интенсивности отказов по многократно усеченной выборке// Надежность и контроль качества 1979.-№7-с 13-20.

57. Надежность в технике. Порядок сбора, обработки и распределения информации о надежности военной техники // Руководящий нормативныйдокумент. РД В 50-676-88 / Государственный комитет СССР по стандартам.-М., 1989.-32 с.

58. Доктрина информационной безопасности Российской Федерации //Российская газета. 2003/ URL: http://www.rg.ru/oficial/doc/ minandvedom/ mimbezop/doctr.shtm. (дата обращения: 23.04.2011).

59. Программа анализа надежности систем безопасности и частоты реализации аварийных последовательностей CRIS S. Описание применения: Отчет/ ОКБМ; исполн.: A.M. Бахметьев, В.И. Крук, И.Б. Саляев. Горький, 1992. 137с.- инв. №21093.

60. ЕС ЭВМ. Система виртуальных машин. Программа вероятностного анализа безопасности TREES. Описание применения: Отчет/ ОКБМ; исполн.: Бахметьев A.M., Линьков С.П., Крук В.И., Саляев И.Б.- Горький, 1989. -94с.-инв.№ 718483.

61. Программа CRISS-2.0 для вероятностного анализа безопасности ЯЭУ. Верификационный отчет: Отчет/ ОКБМ; исполн.: A.M. Бахметьев, И.А. Былов, И.Б. Юхновский. Н. Новгород, 2000.- 107с.- инв. №8856/00от.

62. Вероятностный анализ Воронежской ACT: Отчет/ ОКБМ, НИ АЭП, РНЦ "Курчатовский институт"; исполн.: A.M. Бахметьев, С.П. Линьков, C.B. Гуреев и др.-Н. Новгород, 2001г. инв.№А63513.

63. Вероятностный анализ безопасности АСТ-500М Сибирского химкомбината: Отчет/ ОКБМ, НИ АЭП, РНЦ "Курчатовский институт"; исполн.: A.M. Бахметьев, С.П. Линьков, C.B. Гуреев и др.-Н. Новгород, 2001г. -инв.№А63585.

64. Описание программы CRISS 3.0 для моделирования и анализа систем безопасности и ядерной установки при выполнении вероятностного анализабезопасности: Отчет о НИР/ ОКБМ; исполн.: A.M. Бахметьев, И.А. Былов; Н. Новгород, 2001. - инв. №828910.

65. Верификация и обоснование программы CRISS 3.0 для моделирования систем безопасности и ядерной установки при выполнении вероятностного анализа безопасности: Отчет о НИР/ ОКБМ; исполн. A.M. Бахметьев, И.А. Былов. Н. Новгород, 2001. - инв. №830049.

66. Описание программы CRISS 3.1 для моделирования и анализа систем безопасности и ядерной установки при выполнении вероятностного анализа безопасности: Отчет/ ОКБМ; исполн. A.M. Бахметьев, И.А. Былов. Н. Новгород, 2002 - инв. №9414/02от.

67. Проект ГТ-МГР. Оценка вероятностного риска, книги 1-2: Отчет о НИР/ ОКБМ; исполн.: A.M. Бахметьев, С.П. Линьков, Ю.А. Макеев и др.- Н. Новгород, 2002 инв. №0103110.

68. Бахметьев А.М, Былов И.А., Думов A.B., Смирнов A.C.: Совершенствование программного обеспечения для проведения вероятностного анализа безопасности ядерных установок // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика.-2008.- №2 с.3-11.

69. Описание программы CRISS 5.1 для моделирования и анализа систем безопасности и ядерной установки при выполнении вероятностного анализа безопасности: отчет о НИР/ОКБМ: исполн.: Былов И.А., Думов A.B. -г.Н.Новгород, 2009. 157 с. - инв.№ 11369/09от;

70. Валерий Коржов. Многоуровневые системы клиент-сервер //«Сети» , № 06, 1997. URL: http://www.osp.ru/nets/1997/06/142618/ (дата обращения: 21.04.2011).

71. Oracle Database Express Edition 10g Release 2 (10.2) // Oracle Database. 2010. URL: http://www.oracle.com /pls/xel02/homepage. (дата обращения: 23.04.2011).

72. Можаев A.C. Автоматизация моделирования систем ВМФ (часть II) С-Пб.: BMA им. Н.Г.Кузнецова, 2005 - 577 с.

73. Cliff A. Ericson II Fault Tree Analysis A History from the Proceedings of The 17th International System Safety Conference, 1999.

74. P. Хаггарти Дискретная математика для программистов M.: Техносфера, 2004. - 320с.

75. W.E. Vesely, F.F.Goldberg, N.H. Roberts, D.F. Haasl Fault Tree Handbook/ NRC. NUREG-0492, 1981 -209 с

76. Соболева Т. С. Дискретная математика: учебник для студ. вузов / Т. С. Соболева, А. В.Чечкин; под ред. А. В.Чечкина. — М.: Издательский центр «Академия», 2006. — 256 е.

77. Бахметьев A.M. Исследование и обоснование надежности и безопасности ядерных энергетических установок с использованием вероятностных методов: Дисс. д-ра техн. наук: 05.14.03. /Бахметьев Александр Михайлович. Н. Новгород., 2006.-275 с.

78. Барлоу Р., Прошан Ф. Математическая теория надежности М.: Советское радио, 1969-488 с.

79. Вентцель Е.С. Теория вероятностей М.: Физматгиз, 1962 - 506 с.

80. Половко A.M., Гуров C.B. Основы теории надежности С-Пб.:БХВ-Петербург, 2006 - 560 с.

81. Козлов Б.А. Резервирование с восстановлением М.: Советское радио, 1969 -150 с.

82. Справочник. Надежность технических систем, (под редакцией профессора И.А.Ушакова М.: Радио и связь, 1985 - 608 с.

83. Экспертное заключение по программному средству RISK SPECTRUM PSA Professional версия 1.10, эксперты Морозов В.Б., Байкова Е.В., Москва, 2002.

84. Описание программы АНИС 2.0 для анализа надежности ППУ. Отчет о НИР/ОКБМ; исполн.: A.M. Бахметьев, В.А. Петелин, И.А.Былов, А.Г.

85. Маркелов Н.Новгород, 2005.- 40с.i

86. Описание программы АНИС 2.1 для структурного анализа надежности ППУ и теплогидравлических систем. Отчет о НИР/ОКБМ; исполн.: A.M. Бахметьев,

87. B.А. Петелин, И.А.Былов, A.B. Шаранов Н.Новгород, 2005.- 40с.- инв.№ 10442/05OT.

88. C.С. и др..- СПб, 2008 125с. - Рег.№3794.

89. Белоярская АЭС. Энергоблок № 3 с реактором БН-600. ВАБ первого уровня для внешних воздействий, отчет/ ОКБМ, ГНЦ ФЭИ, СПбАЭП; исполн.: И.А.Былов, С.П. Линьков, Ю.А. Макеев, П.С. Антипин и др. Н. Новгород, 2010 - инв. №№ 11643/1 Оот, 11644/1 Оот.