Вероятностный анализ безопасности при проектировании и эксплуатации атомных станций с реакторами ВВЭР

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

В соответствии с «Общими положениями обеспечения безопасности атомных станций» ОПБ-88/97 /3/ понятие (или термин) «Безопасность АС» определено как «свойство АС при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии, ограничивать радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду установленными пределами».

В соответствии с «Федеральным Законом о Техническом Регулировании» /2/ понятие безопасности объектов определено как «состояние, при котором отсутствует недопустимый риск, связанный с причинением вреда жизни или здоровью граждан, имуществу физических или юридических лиц, государственному или муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных и растений». В свою очередь понятие риска в этом Законе определяется как «вероятность причинения вреда жизни или здоровью граждан, имуществу физических или юридических лиц, государственному или муниципальному имуществу, окружающей среде, жизни или здоровью животных и растений с учетом тяжести этого вреда».

По отношению к АС причинение вреда связано с радиационным воздействием. Поэтому приведенные в ОПБ-88/97 и «Федеральном Законе о Техническом Регулировании» определения понятия безопасности можно считать эквивалентными.

На большинстве эксплуатируемых в настоящее время АС используются реакторы водоводяного типа (ВВЭР, РУ! И). Как показывает мировой опыт, АС с такими реакторами представляют собой источники энергии, удовлетворяющие самым жестким экологическим требованиям в условиях их нормальной эксплуатации. Потенциальная опасность возникает при авариях, в процессе которых накопленные в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛ) и теплоносителе 1-го контура радиоактивные продукты могут выходить за предусмотренные границы в количествах, превышающих установленные для нормальной эксплуатации пределы.

Аварии относятся к категории случайных событий, которые характеризуются размерами последствий и величинами вероятностей их реализации. Понятие аварии составляет фундаментальную основу безопасности, как внутреннего свойства АС, и определяет вероятностную природу этого свойства.

Следует отметить, что вероятностная природа безопасности заключена уже в приведенных выше определениях этого свойства.

Актуальность работы состоит в том, что оценка и обоснование достигаемого при проектировании и эксплуатации АС уровня безопасности должно проводиться на основе применения методов системного анализа, что может быть реализовано за счет разработки и применения методологии вероятностных анализов безопасности (ВАБ). ВАБ признаны как сторонниками, так и противниками использования атомной энергетики единственным практическим средством для комплексной качественной и количественной оценки безопасности АС.

Вероятностный анализ безопасности АС представляет собой комплексный, всесторонний системный анализ безопасности, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения конечных состояний с повреждением источников радиоактивности и конечных состояний АС с превышением установленных пределов по выбросам радиоактивных продуктов и радиационному воздействию-на население и окружающую среду и определяются значения вероятностных показателей безопасности. Результаты ВАБ используются для качественных и количественных оценок достигнутого уровня безопасности, а также для выработки и принятия решений при проектировании и эксплуатации АС.

ВАБ могут выполняться на различных стадиях жизненного цикла АС, включая проектирование, сооружение, ввод в эксплуатацию, эксплуатацию и снятие с эксплуатации. Наиболее эффективно и со сравнительно небольшими затратами ВАБ могут использоваться на этапе проектирования АС, где их результаты могут служить основой для выработки технических решений, направленных на повышение безопасности и внедряемых непосредственно в проект АС. Применение ВАБ на этапе проектирования позволяет создать АС с заданным уровнем безопасности.

ВАБ могут быть эффективно использованы также для разработки мероприятий по повышению безопасности действующих АС.

ВАБ представляет собой итеративный процесс, который может включать несколько стадий, различающихся между собой по целям, объему, содержанию и глубине выполняемых анализов. Объем и содержание ВАБ определяют его полноту и, в конечном счете, уровень остаточного риска (т.е. риска, который не подвергся анализу), а глубина ВАБ определяет уровень реалистичности разработанных вероятностных моделей безопасности АС. Все это, в свою очередь, оказывает определяющее влияние на достоверность получаемых результатов и эффективность их использования в качестве основы для разработки проектных решений по управлению безопасностью.

Полнота ВАБ определяется перечнем рассмотренных исходных событий (ИС). Разработка полномасштабных ВАБ должна производиться для полных перечней внутренних (вызванных отказами систем, элементов или ошибочными действиями персонала АС), внутриплощадочных (вызванных воздействиями пожаров, затоплений, пароводяных струй, биений трубопроводов, летящих предметов, изменений температур, влажности в помещениях АС) и внешних (вызванных характерными для площадки АС воздействиями природного или техногенного характера) исходных событий.

В зависимости от объема, целей и возможного использования результатов различают несколько уровней вероятностных анализов безопасности /25,116/.

ВАБ АС уровня 1 — ВАБ, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения конечных состояний с повреждением источников радиоактивности и оцениваются значения частот или вероятностей их реализации. В качестве основных источников радиоактивности для АС с ВВЭР рассматриваются ядерное топливо в активной зоне реактора и отработавшее ядерное топливо в бассейне выдержки.

ВАБ АС уровня 2 — ВАБ, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения различных категорий выбросов радиоактивных продуктов в окружающую среду или различных значений экспозиционных доз в зоне планирования защитных мероприятий и оцениваются значения частот или вероятностей их реализации.

ВАБ АС уровня 3 — ВАБ, в процессе которого разрабатываются вероятностные модели для определения видов и размеров ущербов, вызванных радиационным воздействием на население и окружающую среду.

Основываясь на приведенном в ОПБ-88/97 определении безопасности и целевых значениях вероятностей превышения предельных аварийных выбросов (п. 1.2.17) и вероятностей запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны реактора (п. 4.2.2), можно сделать вывод о том, что для анализа, оценки и обоснования достигнутого при проектировании и эксплуатации АС уровня этого свойства необходимо и достаточно выполнение полномасштабных ВАБ уровней 1 и 2. Этот вывод подкрепляется также тем обстоятельством, что уже определение вероятностных показателей для радиационных последствий по результатам ВАБ уровня 2 связано с большой степенью неопределенностей вследствие недостаточных значений о процессах при тяжелых запро-ектных авариях.

Выполнение ВАБ уровня 3 с оценкой показателей риска нанесения ущерба здоровью или жизни людей на окружающей АС территории требует определения условных вероятностей получения человеком соответствующих доз. Это связано с еще большими неопределенностями в оценках показателей риска, что приводит к практической бесполезности проведения таких оценок. Поэтому основные решения по безопасности принимаются по результатам ВАБ уровней 1 и 2.

Основные цели работы.

Основные цели диссертационной работы заключаются в разработке методологии ВАБ и ее применении в качестве инструмента для анализа, оценки, выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

Применение ВАБ при проектировании обеспечивает реализацию комплексного системного подхода к анализу и обоснованию безопасности и позволяет создавать АС с заданным уровнем этого свойства для достижения приемлемо низкого уровня радиационного риска от использования АС.

Научная новизна работы.

1. Впервые в отечественной практике с использованием методов теории вероятностей и теории надежности разработана методология выполнения вероятностных анализов безопасности и анализов надежности систем безопасности атомных станций, которая используется в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

В процессе разработки методологии ВАБ решены следующие научные проблемы:

— Предложена общая вероятностная модель безопасности АС, с использованием которой определен комплекс вероятностных показателей безопасности (ВПБ) и систематизированы задачи, решение которых необходимо для выполнения ВАБ;

— Разработан комплекс инженерных методик и подходов для выполнения отдельных задач ВАБ, включая составление перечней инициирующих событий (ИС), построение вероятностных моделей для определения полного множества возможных состояний АС, построение моделей надежности систем, выполняющих функции безопасности, моделирование зависимых отказов и отказов по общей причине или отказов общего вида, моделирование ошибочных действий персонала, формирование баз данных по значениям частот ИС и показателей надежно-" сти элементов и оборудования, построение интегральной вероятностной модели АС, выполнение количественных расчетов, анализов неопреде—' ленностей, значимости и чувствительности значений ВПБ.

2. Разработан подход комплексной оценки безопасности АС на основе результатов ВАБ.

3. Впервые в отечественной практике ВАБ применены для решения следующих вопросов безопасности при проектировании и эксплуатации АС:

3.1. Разработана концепция безопасности АС с ВВЭР третьего поколения, которая обеспечивает переход на качественно новый уровень безопасности по сравнению с действующими АС;

3.2. Разработана стратегия проведения периодического технического обслуживания и ремонтов систем безопасности;

3.3. Разработан подход по обоснованию внесения изменений в действующие технологические регламенты безопасной эксплуатации АС с реакторами В-320.

3.4. Выполнена оптимизация структуры управляющих систем безопасности для действующих АЭС с реакторами В-320.

3.5. Обоснована возможность продления на 10 лет назначенного (проектного) срока эксплуатации энергоблоков 3, 4 Нововоронежской АЭС с реакторами В-179.

Практическая ценность работы.

Методология ВАБ используется в качестве инструмента по решению вопросов безопасности для действующих и проектируемых АС.

С ее применением были выполнены ВАБ уровня 1 для энергоблоков действующих и вновь проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР, включая:

— ВАБ уровня 1 для энергоблоков с реактором В-320 Балаков-ской АЭС (1991;2001 гг.). Отчеты по ВАБ были включены в состав проектных материалов, представляемых концерном «Росэнергоатом» (РЭА) в Госатомнадзор РФ (ГАН РФ) для получения лицензии на ввод энергоблока 4 в эксплуатацию и для получения лицензий на продолжение эксплуатации блоков 1−4 Балаковской АЭС;

ВАБ уровня 1 для энергоблоков 3 и 4 с реакторами ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС, разработанные по проектам 1.4 и Р.01/96 Программ ТАС18−91, ТАС1Э-96 и по проекту НОВИСА (по контракту, который финансировался Департаментом энергетики США). Результаты ВАБ использованы для разработки мер по модернизации с целью повышения уровня безопасности этих энергоблоков и для получения лицензии ГАН РФ на продление срока службы этих энергоблоков еще на 10 лет;

— ВАБ уровней 1 и 2 для внутренних исходных событий, ВАБ для пожаров в помещениях АЭС и ВАБ для сейсмических воздействий в составе проекта достройки АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран с реактором ВВЭР-1000 (РУ В-446). ВАБ уровня 1 был подвергнут экспертизе миссии МАГАТЭ и Иранского надзорного органа и использован Иранской эксплуатирующей организацией для получения лицензии на строительство АЭС «Бушер». В процессе проектирования энергоблока на основе результатов ВАБ были разработаны рекомендации по дополнительным проектным решениям по повышению безопасности, которые позволили снизить значения частоты ПАЗ более чем на порядок по сравнению с первоначальным вариантом проекта;

— На основе результатов ВАБ для АЭС с РУ В-320 были определены слабые места этого проекта и сформулированы основные принципиальные решения по повышению безопасности, которые вошли в концепцию безопасности проектов энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР третьего поколения (проект АС-92). Применение этой концепции позволило создать энергоблок с качественно новым уровнем безопасности с одновременным снижением затрат на его сооружение и эксплуатацию. Основные решения по проекту АС-92 реализованы в проектах второй очереди Нововоронежской АЭС (НВАЭС-2) и в проекте АЭС «Куданку-лам» в Республике Индии. ВАБ для этих проектов использованы Индийской эксплуатирующей организацией и Росэнергоатомом для получения лицензий на сооружение. Строительство этих АЭС проводится в настоящее время;

— Разработанная стратегия проведения технического обслуживания систем безопасности включена в технологические регламенты безопасной эксплуатации действующих АЭС с реакторной установкой В-320;

— Методика анализа надежности систем безопасности включена в отраслевые руководящие материалы РТМ 95 490−78 «Методика расчета структурной надежности АЭС и ее систем на этапе проектирования» и РТМ 95 823−81 «Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета»;

Выполненное на основе ВАБ обоснование возможности проведения плановых ремонтов каналов систем безопасности при останове энергоблоков АЭС с В-320 для производства замены фильтров в бакеприямке ГА-201 позволило сократить на 40 суток длительность останова энергоблока 2 Балаковской АЭС для проведения КПР в 2003 году.

Достоверность результатов работы.

Достоверность научных положений, методологии и практических результатов работы подтверждается сравнением с современной методологией, широко применяемой в мировой практике, долговременным (на протяжении более 25 лет) использованием в отечественной практике, результатами экспертиз Госатомнадзора России, надзорных органов и эксплуатирующих АС организаций Индии, Ирана, Финляндии, миссии МАГАТЭ результатами экспертиз многих ведущих в области ВАБ организаций США (SAIC, ArgoneNL), Англии (NNC Limited), Германии (GRS, Westinghouse Reactor), Франции (EDF, IPSN). Практически все разработанные на основе ВАБ рекомендации по безопасности внедрены на действующих и в проекты новых и достраиваемых АС с ВВЭР.

Личный вклад автора.

Непосредственно автором в составе целостной методологии выполнения вероятностных анализов безопасности и анализов надежности систем безопасности АС разработаны общая вероятностная модель безопасности АС, комплекс вероятностных показателей безопасности, основы и общие подходы построения детальных вероятностных моделей для определения полного множества аварийных состояний, построения моделей надежности СБ, включая определение перечней исходных событий, систематизацию особенностей структуры, режимов использования, регламентов технического обслуживания и ремонтов, многообразия видов отказов, определение функций вероятностей отказов элементов, подход к анализу ошибочных действий персонала и подход к комплексной качественной и количественной оценке и обоснованию безопасности на основе результатов ВАБ.

Детальная разработка отдельных составных частей методологии ВАБ и анализов надежности систем производилась под руководством и при участии автора сотрудниками возглавляемых им подразделений.

Разработка ВАБ для действующих и проектируемых АС в России и за рубежом, включая работы по ВАБ по проектам Программ TACIS, финансируемых Комиссией Европейского Сообщества, и по контрактам с EDF, GRS, USDOE, была выполнена под руководством и при непосредственном участии автора сотрудниками БКП-5 совместно с сотрудниками других подразделений ФГУП «Атомэнергопроект» и сотрудниками ФГУП ОКБ «Гидропресс», РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИАЭС. Автор, в частности, лично разрабатывал разделы по моделированию аварийных последовательностей, анализам результатов, выводам и рекомендациям.

Положения, выносимые на защиту.

1. Методология выполнения вероятностных анализов безопасности АС, включающая общую вероятностную модель безопасности и комплекс ВПБ, комплекс методик, подходов и принципов для построения детальных вероятностных моделей для определения полных множеств аварийных состояний АС, моделей надежности систем, подходы для моделирования зависимых отказов, ошибочных действий персонала, формирования баз данных, разработки интегральной вероятностной модели АС в целом и выполнения количественных расчетов ВПБ.

2. Подход для проведения комплексной качественной и количественной оценки безопасности на основе результатов ВАБ.

3. Результаты применения методологии ВАБ в качестве инструмента для выработки и обоснования решений по безопасности при проектировании и эксплуатации АС с реакторами ВВЭР.

Апробация работы.

Основные положения и результаты диссертации докладывались и получили положительную оценку на внутренних и международных конференциях и семинарах: 17-й Всесоюзный семинар «Методологические вопросы исследования надежности больших систем энергетики», Паланга, 1982; Всесоюзный научный семинар «Методы комплексной автоматизации установок по преобразованию тепловой и атомной энергии в электрическую», Москва, 1984; 17-й отраслевой семинар «Надежность ядерных энергетических установок. Теория и практика», НИКИЭТ, 1984; Научно-практическая конференция ГПАН, Москва, 1991; Конференция «Практика разработки ВАБ и использование их результатов для действующих и вновь проектируемых АЭС с ВВЭР», Москва, «Атомэнергопро-ект», 2002; Советско-западногерманский семинар по вопросам безопасности, Москва, 1988; Советско-американские семинары в Москве (1989) и Вашингтоне (1990) — Технический комитет МАГАТЭ «Применение ВАБ для новых проектов и систем снижения аварийных последствий», Вена, Австрия, 1989; Технический комитет МАГАТЭ «Достижения в анализах надежности и вероятностных анализах безопасности», Будапешт, Венгрия, 1992; Конференция МАГАТЭ, Вена, Австрия, 2001; Советско-английский семинар по «Проектированию АЭС с ВВЭР/PWR и применению ВАБ» в Москве (1991) и Натсфорде (1991).

Материалы по ВАБ уровня 1 для АЭС «Бушер» в Исламской Республике Иран докладывались на совещании с миссией МАГАТЭ, Москва, 2002. Материалы по проектам TACIS рассматривались на многочисленных рабочих совещаниях с консультантами западных фирм в процессе их выполнения и на итоговых совещаниях в Комиссии Европейского Сообщества.

Материалы диссертации обсуждались на заседаниях Научно-технического Совета ФГУП «Атомэнергопроект» и кафедры АСУ Обнинского технического университета атомной энергетики.

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 85 работ (одна монография, 2 руководящих технических материала, 12 статей, 23 публикации в сборниках трудов конференций и семинаров, 47 научно-технических отчетов), в том числе основные:

1. Швыряев Ю. В. и др. «Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения». Ядерное общество. Москва, 1992, 266 стр.

2. ?Кпёмин А. И[., Поляков Е. Ф. Швыряев Ю.В. и др. «Методика расчета структурной надежности АЭС и ее систем на этапе проектирования». Руководящий Технический материал, РТМ 95 490−78, НИКИЭТ, 1978, 128 стр.

3. [Клёмин А. И|., Поляков Е. Ф. Швыряев Ю.В. и др. «Надежность оборудования реакторных установок АЭС. Методика расчета». РТМ-95 823−81 НИКИЭТ, 1981, 231 стр.

4. Букринский A.M., Швыряев Ю. В. «Требования к надежности систем безопасности АЭС». Электрические станции, № 3, 1981, стр. 1216.

5. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Деревянкин A.A. «Обеспечение надежности наиболее ответственных систем АЭС». Электрические станции, № 1, 1982, стр. 4−8.

6. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Деревянкин A.A. «Влияние технического обслуживания на надежность систем безопасности АЭС». Электрические станции, № 6, 1984, стр. 12−13.

7. Швыряев Ю. В., Трахтенберг М. Д. и др. «Расчет показателей надежности подсистемы управления блока ВВЭР-1000 ЗаАЭС». Отчет АТЭП. Книги 1 и 2. 1985, 300 стр.

8. [Клёмин А. И|., Швыряев Ю. В., Морозов В. Б., Барсуков А. Ф. «Количественный анализ надежности систем безопасности атомных станций при проектировании». Известия Академии Наук СССР. Энергетика и транспорт, № 1, 1986, стр 28−36.

9. Швыряев Ю. В., ¡-Клемин А.И.| «Вероятностные показатели и критерии безопасности», Сборник «Вопросы обеспечения безопасности современных систем энергетики», Воронеж, 1987, 6 стр.

10. Швыряев Ю. В., Федотов Д. К., Деревянкин A.A. «Оценка влияния надежности действий оперативного персонала на безопасность работы АЭС». Электрические станции, № 4, 1988, стр. 6−8.

11. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Токмачев Г. В. и др. «Оценка вероятностных показателей безопасности АС-У87 и АС-88». Проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 повышенной безопасности, АЭП, инв. № 11/089, 1988, 370 стр.

12. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Деревянкин A.A., Морозов В. Б., Токмачев Г. В. «Применение вероятностных анализов безопасности для принятия решений при проектировании атомных станций». Безопасность атомных станций. Сборник трудов, ч.2. Москва, НТЦ БАЭ 1990, с.38−47.

13. Швыряев Ю. В., Деревянкин A.A., Токмачев Г. В. «Вероятностное моделирование аварийных последовательностей для АЭС с ВВЭР-440», «Атомная энергия», том 73, вып. 1, июль 1992, стр. 54−59.

14. Швыряев Ю. В. и др. Атомная электростанция Нововоронежская — 2. Проект, раздел 7. «Вероятностный анализ безопасности» (Том 1. Вероятностный анализ безопасности первого уровня, книги 1,2- Том 2. Вероятностный анализ безопасности второго уровня, книга 1- Том 3. Вероятностный анализ безопасности для пожаров в помещениях АЭС, книги 1−4- Том 4. Вероятностный анализ безопасности для сейсмических воздействий, книги 1−3), Москва, «Атомэнергопроект», 1998, 1243 стр.

15. Швыряев Ю. В. и др. Нововоронежская АЭС, блок 3. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 3. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня. Москва, 2000, 681 стр.

16. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф. и др. Проект TACIS R2.01/96. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня для проекта АЭС с.

ВВЭР-230 Нововоронежская АЭС, блок 3: Стояночный режим: 21 отчет, 1999;2001, 928 стр.- Режим работы на мощности: 23 отчета, 2000;2001, 1421 стр.

17. Беркович В. М., Швыряев Ю. В. «Применение ВАБ для выработки и принятия решений по обеспечению безопасности АЭС „Куданку-лам“ в Республике Индия». Сборник трудов 2-ой всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, Московская область, 19−23 ноября 2001, том 3, стр. 208−213.

18. Швыряев Ю. В. и др. Нововоронежская АЭС, блок 4. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 1. Вероятностный анализ безопасности (уровень 1). Москва, 2002, 647 стр.

19. Швыряев Ю. В. и др. АЭС «Бушер». Вероятностный анализ безопасности. 18.Ви. 10.0.00.ZAB.PR. «Атомэнергопроект», Москва 2003.

20. Швыряев Ю. В. и др. АЭС «Куданкулам», блок 1. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Отчет по вероятностному анализу безопасности. Пакет 51−2.18 К.К.О.О.О.Х/АВ.РР* 003, книги 1−6. «Атомэнергопроект», Москва, 2002.

21. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Краснорядцева О. О. «Обоснование возможности вывода в ремонт каналов СБ при выполнении капитального ремонта с реконструкцией бака ГА-201 энергоблоков АЭС с реактором В-320». «Атомэнергопроект», Москва, 2003, 147 стр.

22. Беркович В. М., Малышев А. Б., Швыряев Ю. В. «Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения». Теплоэнергетика, № 11, 2003, стр. 2−10.

Структура и объем работы.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы из 187 наименований и четырех приложений. Общий объем работы составляет 341 страниц, основной текст изложен на 310 страницах, содержит 34 рисунка и 37 таблиц.

1. 02.97 № 28-ФЗ и от 10.07.2001 № 94-ФЗ), № 170-ФЗ, 21 ноября 1995.

2. Федеральный Закон «О техническом регулировании», № 184-ФЗ, 27 декабря 2002.

3. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций, ОПБ- 88/97, НП-001−97, Госатомнадзор России. -1997.

4. Нормы радиационной безопасности, НРБ-99, СП 2.6.1.758−99, Главный государственный санитарный врач Российской Федерации. -1999.

5. Правила радиационной безопасности при эксплуатации атомных станций, ПРБ АС-99, Минздрав России. -1999.

6. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомной станции с реакторами типа ВВЭР, НП-006−98 (с изменением № 1, внесенным постановлением Госатомнадзора России от 15.01.96 № 1), Госатомнадзор России. -1995.

7. Рекомендации по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АЭС), РБ-001−97, (РБ Г-12−42−97), Госатомнадзор России. -1997.

8. Требования к составу комплекта и содержанию документов, обосновывающих безопасность в период дополнительного срока эксплуатации блока атомной станции, РД-04−31−2001, Госатомнадзор России. -2001.

9. Заявление Госатомнадзора России «Применение вероятностного анализа безопасности действующих энергоблоков атомных станций». -1999.

10. Руководство по проведению экспертизы вероятностного анализа безопасности атомных электростанций. Часть 1. ВАБ уровня 1. Раздел 1.1 «Внутренние инициирующие события», ДНП-1−25−2002;/090, Москва, НТЦ ЯРБ Госатомнадзора России. -2002.

11. Рекомендации по выполнению вероятностного анализа безопасности блока атомных станций уровня 1 для внутренних инициирующих событий (при работе блока в режиме выработки электроэнергии во внешнюю сеть), РБ-024−02, Госатомнадзор России. -2002.

12. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plant (Reactor Safety Study), Rep. WASH-1400, Washington, DC.-1975.

13. Биркхофер А. Исследования риска при эксплуатации атомных электростанций в ФРГ. Бюллетень МАГАТЭ. -1980. -книга 22. -№ 5/6.

14. Токмачев Г. В. Вероятностные анализы безопасности первого уровня АЭС с реакторами PWR. Атомная техника за рубежом. -1988. -N 12. -С. 18−22.

15. Токмачев Г. В. Состояние и тенденции развития вероятностных анализов безопасности атомных станций. Новости науки и техники. Атомная энергетика. -1990. -вып. 7. -С.17−22.

16. Гнеденко Б. В., Беляев Ю. К., Соловьев А. Д. Математические методы в теории надежности. Москва, Наука. -1965.

17. Гнеденко Б. В., Козлов Б. А., Ушаков И. А. О роли и месте теории надежности в процессе создания сложных систем. В книге «Теория надежности и массового обслуживания». Москва, Наука. -1969.

18. Farmer F.R. Siting criteria — А new approach. Vienna, IAEA. -1967.

19. Vesely W.A. Time — dependent methodology for fault tree evaluation. Nuclear Engeneering and Design, vol. 13. -1970. -№ 2.

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

21. Владимиров Д. А. Булевы алгебры. М.: Наука. -1969. -320 с.

22. I Клёмин А. И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов. Москва, Атомиздат. -1974.

23. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 1), IAEA Safety Series No. 50-P-4// IAEA, Vienna, Austria. -1992.

24. NUREG/CR-2300, «PRA Procedures Guide,» January 1983.

25. NUREG/CR-2815, «Probabilistic Safety Analysis Procedures Guide», US NRC, August 1985.

26. NUREG/CR-4550. Analysis of Core Damage Frequency from Internal Events: Methodology Guidelines. Volume 1. NRC, USA, September 1987.

27. NUREG/CR-1150 «Severe Accident Risk: An assessment of for Five US Nuclear Power Plants», US NRS, Washington DC. -1990.

28. Working Materials of the Workshop conducted under IAEA Technical Cooperation Project RER/9/068 «Harmonization of Probabilistic Safety Assessment Practices», IAEA, Vienna, Austria. -2002.

29. Applications of Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Nuclear Power Plants", lAEATECDOC Series No. 1200. -2001.

30. Regulatory Guide 1.174, «An approach for using Probabilistic Risk Assessment in Risk-Informed Decisions on Plant-Specific Changes to the Licensing Basis», USNRC.-1998.

31. Regulatory Guide 1.175−1.178, «An approach for Plant-Specific Risk-Informed Decision Making», US NRC. -1998.

32. Swain, A.D., Guttman, H.E., Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications, NUREG/CR-1278, Sandia Nalt. 1. abs, Albuquerque, NM. -1983.

33. HALL, R.E., FRAGOLA, I.R., WREATHALL, J., Post Event Human Decision Errors: Operator Action Tree/Time Reliability Correlation, Rep. NUREG/CR-3010, USNRC, Washington, DC.-1982.

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

35. Embrey at al., «SLIM-MAUD»: An Approach to Assessing Human Error Probabilities Using Structured Expert Judgement", NUREG/CR-6350. -1996.

36. IAEA Safety Series 50-P-10, «Human Reliability Analysis in Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants». -1995.

37. Проект NOVISA. Детальный анализ ошибок персонала и восстанавливающих действий. 6hw020xr. Нововоронежская АЭС. -2000.

38. COMMISSION OF THE EUROPEAN COMMUNITIES ISPRA RESEARCH CENTRE, Common Cause Failures Reliability Benchmark Exercise, Rep. EUR-11 054-EN, CEC, Ispra. -1987.

39. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Procedures for Treating Common Cause Failures in Safety and Reliability Studies, Vol. 1, Rep. NUREG/CR-4780, Washington, DC.-1988.

40. HIRSCHBERG, S., Retrospective Analysis of Dependencies in the Swedish Probabilistic Safety Studies, Phase I: Qualitative Overview, Rep. ASEA-ATOM-87−36, ASEA-ATOM (now ABB ATOM), Vaesteraas. -1987.

41. HIRSCHBERG, S. (Ed.), Summary Report on Common Cause Failure Data Benchmark Exercise, Rep. RAS-470 (86) 14, Nordic Liaison Committee for Atomic Energy (NKA), Risoe. -1987.

42. EDWARDS, G.T., WATSON, I.A., A Study of Common Mode Failures, Rep. SRDR-146, United Kingdom Atomic Energy Authority Safety and Reliability Di rectorate, Culcheth, Warrington. -1979.

43. FLEMING, K.N., et al., Classification and Analysis of Reactor Operating Experi ence Involving Dependent Failures, Rep. EPRI-NP-3967, Palo Alto, CA. -1985.

44. Mankamo T. and Pulkkinen Dependent Failutures of Diesel Generators. Nuclear Safety, Vol.23, N01.-1982.

45. Atwood, C.L., 1980a. Common Cause and Individual Failure and Fault Rates for 1. icensee Event Reports of Pumps at U.S. Commercial Nuclear Power Plants, draft, EGG-EA-5289, EG&G Idaho, Inc., Idaho Falls, Idaho.

46. Atwood. C.L., 1980b. Estimators for the Biomlal Failure Rate Common Cause Model, USNRC Report NUREG/CR-1401.

47. Atwood C.L., 1982a. Common Cause Fault Rates for Pumps: Tstimates Based on Licensee Event Reports at U.S. Commercial Nuclear Power Plants, January 1972;September 1980, USNRC Report NUREG-CR-2098.

48. Atwood, C.L., 1982b. Common Cause Fault Rates for Instrumentation and Con trol Assemblies: Estimates Based on Licensee Event Reports at U.S. Commer cial Nuclear Power Plants, 1976;1978, USNRC Report NUREG/CR-2771.

49. Atwood, C.L., and J.A. Steverson, 1982a. Common Cause Fault Rates for Die sel Generators: Estimates Based on Licensee Event Reports at U.S. Nuclear Power Plants, 1976;1978, USNRC Report NUREG/CR-2G99.

50. Atwood C.L., and J.A. Steverson, 1982b. Common Cause Fault Retes for Valves: Estimates Based on Lisensee Event Reports at U.S. Commercial Nu clear Power Plants, 1976;1980, USNRC Report NUREG/CR-2770.

51. Atwood, C. L, and W.J. Suitt, 1982. User’s Guide to BFR, A Computer Code Based on the Binomial Failure Rate Common Cause Model, USNRC Report NUREG/CR-2729.

52. NUREG/CR-5497, F. Marshall, D. Rasmuson and A. Mosleh, «Common-Cause Failure Parameters Estimations» // NEEL/EXT-97−1 328. -1998.

53. Сиряпин B.H., Спассков В. П. Критерий отбраковки негерметичных кассет ВВЭР и надежность активной зоны. Сборник «Вопросы атом, науки и техники», вып.1(4). -1980.

54. Сиряпин В.Н.|Клемин А.И.| Математическая модель надежности активной зоны ВВЭР. Сборник «Вопросы атом, науки и техники», серия «Физика и техника ядерных реакторов», вып. 2. -1981.

55. Сиряпин В. Н. Поляков Е.Ф. Влияние периодического контроля оборудования АЭС при эксплуатации на его надежность. Сборник «Вопросы атом, науки и техники», серия «Физика и техника ядерных реакторов», вып. 2. -1981.

56. Спассков В. П., Сиряпин В. Н., Шеин В. П. Некоторые вопросы создания безопасного оборудования ядерных энергетических установок с реакторами типа ВВЭР. Сборник «Вопросы атом, науки и техники», серия «Физика и техника ядерных реакторов», вып. 6. -1982.

57. Сиряпин В. Н., Спассков В. П., Филь И. С. Вероятностный анализ температурного режима активной зоны ВВЭР в условиях максимально-проектной аварии. «Сборник «Вопросы атом, науки и техники». -1983. -№ 7(36).

58. Швыряев Ю. В., Сиряпин В. Н., | Цыганков Е. А. Отраслевая научнотехническая программа «Полномасштабный ВАБ действующих АС с реакторами ВВЭР» Москва, концерн «Росэнергоатом». -1993. -21с.

59. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф. «Методика определения регламента технического обслуживания СБ АЭС. Расчет периодичности проверок элементов СБ». Проект методики / Отчет ВТИ. -1986. -20 с.

60. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф. «Методика оценки вероятностных показателей безопасности атомных станций» / Отчет ВТИ, арх.№ 13 215. -1987. -47 с.

61. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф. «Оценка показателей надежности и определение периодичности технического обслуживания систем безопасности АЭС «Козлодуй-Ш» / Отчет ВТИ, арх.№ 13 238. -1987. -124 с.

62. Швыряев Ю. В.,| Клемин А. И| «Вероятностные показатели и критерии безопасности» // Сборник «Вопросы обеспечения безопасности современных систем энергетики», Воронеж. -1987. -С.6 -12.

63. Швыряев Ю. В., Федотов Д. К., Деревянкин А. А. «Оценка влияния надежности действий оперативного персонала на безопасность работы АЭС» // Электрические станции, № 4. -1988. -С.6−8.

64. Швыряев Ю. В., Морозов В. В., Барсуков А. Ф., Токмачев Г. В. и др. «Анализ надежности и обоснование регламента технического обслуживания систем безопасности блоков № 1, 2 Калининской АЭС» / Отчет АЭП, инв. № 3/1−89. -1988.-107 с.

65. Швыряев Ю. В., Морозов В. Б., Барсуков А. Ф., Токмачев Г. В., Деревянкин А. А. «Оценка вероятностей повреждения активной зоны для АЭС с В-1000» / Доклад на советско-западногерманском семинаре по вопросам безопасности АЭС, Москва. -1988. -40 с.

66. Швыряев Ю. В., Шендерович В. Я., Володин А. В., Токмачев Г. В. и др. «Техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации АЭС» // Проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 повышенной безопасности, АЭП. -1988.-1800 с.

67. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Токмачев Г. В. и др. «Оценка вероятностных показателей безопасности АС-У87 и АС-88» // Проект АЭС с реакторами ВВЭР-1000 повышенной безопасности, АЭП, инв. № 11/0−89. -1988. -370 с.

68. Швыряев Ю. В. и др. «Применение вероятностных оценок безопасности при проектировании АЭС с реакторами ВВЭР» / Технический комитет МАГАТЭ Применение ВАБ новых проектов и систем снижения аварийных последствий", Вена, май 1989.-12 с.

69. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Морозов В. Б., Токмачев Г. В. и др. «Оценка вероятностей повреждения активной зоны реактора В-1000 при авариях с малой течью» / Доклад на советско-западногерманском семинаре, Москва. -1989.-25 с.

70. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Морозов В. Б., Токмачев Г. В. и др. «Руководство по выполнению вероятностных анализов безопасности АС при проектировании» // НТД, АЭП, инв. № Р.210.002−90. -291 с.

71. Швыряев Ю. В., Токмачев Г. В. «Оценка вероятности повреждения активной зоны реактора В-1000 при обесточивании энергоблока» /Доклад на советско-американском семинаре, июнь 1990, Вашингтон. -20 с.

72. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Морозов В. Б., Токмачев Г. В. и др. «Вероятностный анализ запроектных аварий для Ростовской АЭС» // Проект Ростовской АЭС, АЭП, инв. № п/м-88. -1990. -350 с.

73. Швыряев Ю. В., Морозов В. Б., Байкова Е. В., Токмачев Г. В. и др. «Комплекс программ для ПЭВМ по оценке вероятностных показателей безопасности АЭС» / Отчет АЭП, инв. № 0-XIII1/3/90. -57 с.

74. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Токмачев Г. В., Краснорядцева 0 .0. «Анализ надежности для обоснования регламента технического обслуживания систем безопасности 3 — 4 блоков Кольской АЭС» /АЭП, инв. № 0−1.125/90. -1990. -91 с.

75. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности АЭС „Темелин“ в ЧСФР» // Москва, АЭП. -1990. -321 с.

76. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Морозов В. Б., Токмачев Г. В. и др. «Вероятностный анализ запроектных аварий для Балаковской АЭС (энергоблоки № 5, 6)» // Проект Балаковской АЭС, АЭП, инв. № п/м-134. -1990. -507 с.

77. Швыряев Ю. В., Антропов Г. А., Барсуков А. Ф. и др. «Mini — PSA АЭС-91 для условий Финляндии» // Проект энергоблока 3 «Ловиса» в Финляндии. ЛиАЭП. -1991.-450 с.

78. Швыряев Ю. В., Майнич В. П., Свердлов А. А., Токмачев Г. В. и др. «Результаты расчетов частоты повреждения активной зоны АЭС „Хурагуа“ при авариях „большая“ и „средняя“ течь» / Отчет П. АЭП, инв.№ 69 713. -1991.-254 с.

79. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня АС-92» // Проект АЭС-92, Москва, АЭП. -1991. -150 с.

80. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Морозов В. Б., Токмачев Г. В. «Внедрение методов вероятностного анализа в практику проектирования АЭС» /Доклад на научно-практической конференции ГПАН, Москва. -1991. -10 с.

81. Швыряев Ю. В., Морозов В. Б., Токмачев Г. В. «Анализ зависимых отказов при проведении вероятностных анализов безопасности» /Доклад на советско-английском семинаре, Москва, апрель 1991. -17,5 с.

82. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности блока № 4 Балаковской АЭС» //АЭП. -1992. -273 с.

83. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня АС-91ПР"//АЭП, Москва. -1992.-117 с.

84. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф. и др. «Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня для технических предложений АЭС НП-1000» / /АЭП, Москва. -1992.-79 с.

85. Швыряев Ю. В. и др. «Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения». Ядерное общество. Москва. -1992. -264 с.

86. Швыряев Ю. В., Деревянкин А. А., Токмачев Г. В. «Вероятностное моделирование аварийных последовательностей для АЭС с ВВЭР-440», «Атомная энергия», том 73, вып. 1, июль 1992. -С.54−59.

87. Швыряев Ю. В., Морозов В. Б., Барсуков А. Ф., Деревянкин А. А., Токмачев Г. В. Состояние и проблемы вероятностного анализа безопасности для АЭС с ВВЭР //Атомная энергия, Москва, том 74, вып. 6. -1993. -С.459−466.

88. Швыряев Ю. В. и др. Нововоронежская АЭС. 3 энергоблок. Вероятностный анализ безопасности первого уровня. Том 1. Количественная оценка частоты повреждения активной зоны для внутренних исходных событий // АЭП, Москва. -1996.

89. Shvyryaev Y.V., Barsukov A.F., Krasnorjadtseva 0 .0. et al. Project: PSA for W E R 1000//320. Summary Report. First Level Probabilistic Safety Analysis for Zaporozh’e NPP. Unit 5. 95-KL-REP-MOHT-EDF-055n01 // AEP, Moscow. -1998.-926 p.

90. Букринский A.M., Антропов B.H., Швыряев Ю. В. Методика разработки перечней запроектных аварий (1-ая редакция) / Отчет НТЦ ЯРБ, инв. № 120−19/361, Москва. -1998. -121 с.

91. Yu. Shvyryaev., Antropov V.N., Buckrinsky A.M. «Development of Methodology and List of BDBA for WWER-1000 for Quantitative Analysis». // SAM-99 -Information Exchange Forum on «Severe Accident Management», Obninsk, 18;

93. Yu. Shvyryaev. «Novisa Project PSA of NVNPP3» // Fifth International Information Exchange Forum Safety Analysis for NPP’s of WER and RBMK Types, 16 — 20 October 2000, Obninsl<, Russian Federation.

94. Швыряев Ю. В. Атомная станция Нововоронежская АЭС-2, Перечень ЗПА для энергоблоков НВАЭС-2 // «Атомэнергопроект», Москва. -2000. -89 с.

95. Швыряев Ю. В. Перечень ЗПА АЭС с В-320 / «Атомэнергопроект», Москва. — 2000. -87 с.

96. Швыряев Ю. В. и др. «Нововоронежская АЭС, блок 3. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 3. Вероятностный анализ безопасности 1-го уровня» / /АЭП, Москва. -2000. -681 с.

97. Малышев А. Б., Морозов В. Б, Швыряев Ю. В. «Особенности разработки отчетов по анализу безопасности и ВАБ для эксплуатирующихся энергоблоков АЭС с ВВЭР в России». Сборник трудов АЭП, № 2, -2001. -С.43−53.

98. Швыряев Ю. В. «Применение ВАБ для выработки и принятия решений по повышению безопасности действующих и проектируемых АЭС с реакторами ВВЭР» / Конференция МАГАТЭ, Австрия (Вена), сентябрь 2001. (на русск. и англ. яз.). -33 с.

99. Швыряев Ю. В. и др. Нововоронежская АЭС, блок 4. Отчет по углубленной оценке безопасности. Приложение 1. Вероятностный анализ безопасности (уровень 1) //АЭП, Москва. -2002. -647 с.

100. Швыряев Ю. В., Морозов В. Б., Токмачев Г. В. и др. Проект NOVISA (WBS 3.1.11). Окончательный отчет по ВАБ первого уровня. 16JW011XR / /АЭП, Москва. -2002.

101. Морозов В. Б., Швыряев Ю. В. «ВАБ для АЭС с ВВЭР в рамках программы TACIS. Основные результаты» // Международная конференция. Десятилетие Программ ТАСИС в странах СНГ, г. Киев, 10−12 июля 2002. Сборник докладов. -С. 167−173.

102. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Краснорядцева 0 .0. «Анализ и расчет снижения частоты повреждения активной зоны энергоблоков 1−4 Балаковской АЭС при реализации компенсирующих мероприятий для запроектных ава-рий» / /АЭП, Москва. -2002. -232 с.

103. Правила и нормы ядерной и радиационной безопасности. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реакторами типа ВВЭР (ПНАЭ Г-01−036−95), Госатомнадзор России, Москва. -1995.

104. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Краснорядцева 0 .0. и др. Проект АЭС «Бушер». Вероятностный анализ безопасности. 18.BU.1 O.O.00.VAB.PR // «Атомэнергопроект», Москва. -2003.

105. Швыряев Ю. В., Барсуков А. Ф., Краснорядцева О. О. «Обоснование возможности вывода в ремонт каналов СБ при выполнении капитального ремонта с реконструкцией бака ГА-201 энергоблоков АЭС с реактором В-320» // «Атомэнергопроект», Москва. -2003. -148 с.

106. Беркович В. М., Малышев А. Б., Швыряев Ю. В. «Создание энергоблоков АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения» // Теплоэнергетика, № 11. -2003. -С.2−10.

107. Швыряев Ю. В., Токмачев Г. В., Байкова Е. В. ст. «Вероятностный анализ безопасности 4-го энергоблока Нововоронежской АЭС» / Сборник трудов АЭП.-2003.-№ 4.-С.9−15.

108. Швыряев Ю. В. «Современный подход к методологии вероятностного анализа безопасности атомных станций» // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика.-2004.-№ 1.-С. 17−24.

109. Банюк Г. Ф., Драгунов Ю. Г., Сиряпина Л. А., Таранков Г. А. Анализ причин коррозионной повреждаемости труб парогенераторов АЭС с ВВЭР. «20-ый отраслевой семинар «Инженерные и экономические аспекты ядерной энергетики» ,. -1986.

110. Стекольников В. В., Ермаков Н. И., Денисов В. П., Сиряпин В. Н. Опыт создания и эксплуатации реакторных установок ВВЭР-1000. Журнал «Ядер-ж ная Европа». -1984.

111. Вихорев Ю. В, Вознесенский В. А., Гончаров В. В., Дубровин К. Н., Проселков В. Н., Сидоренко В. А., Сиряпин В. Н., Фатиева Н. Л., Филь Н. С. Опыт эксплуатации ТВС реактора ВВЭР-1000 пятого блока Нововоронежской АЭС. Журнал «Атомная энергия», том 54. -1983.

112. Предварительный отчет по обоснованию безопасности. Отчет по анализам надежности. Анализ надежности системы аварийной защиты реактора, АЭС «Куданкулам» Блок 1,2- 412-Пр-227, ФГУП ОКБ «Гидропресс». -2000.

113. Установка реакторная В-446. Анализ надежности. Часть 10. Система аварийной защиты реактора АЭС «Бушер» Блок 1. ФГУП ОКБ «Гидропресс». -2000.

114. В. А. Григорьев «Концепция применения вероятностных методов механики разрушения для анализа надежности оборудования и трубопроводов РУ с ВВЭР», Сборник трудов конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».-2001.

115. Бахметьев A.M., Самойлов О. Б., Усынин Г. Б. Методы оценки и обеспечения безопасности ЯЭУ: (Б-ка эксплуатационника АЭСВып. 23). — М.: Энерго-атомиздат. -1988. -136 с.

116. Авербах Б. А., Бахметьев A.M., Егоров В. В. и др. Анализ защищенности реакторной установки АСТ-500 от отказов по общей причине и ошибок персонала. — Тезисы докладов Всесоюзного научно-технического совещания. — ВНИИАЭС, М.-1987.

117. Бахметьев A.M. Статус ВАБ при проектировании и лицензировании АЭС. Международная встреча по безопасности и лицензированию ГТ-МГР, 9−13 октября 2000, Сан-Диего (США).

118. A.M. Бахметьев, С П. Линьков, СВ. Гуреев и др. Вероятностный анализ Воронежской ACTОтчет/ ОКБМ, НИ АЭП, РНЦ «Курчатовский институт» — инв.№А63 513, Н. Новгород. -2001.

119. A.M. Бахметьев, С П. Линьков, СВ. Гуреев и др.- Вероятностный анализ безопасности АСТ-500М Сибирского химкомбината: Отчет/ ОКБМ, НИ АЭП, РНЦ «Курчатовский институт» — инв.№А63 585, Н. Новгород. -2001.

120. A.M. Бахметьев, С П. Линьков, Ю. А. Макеев и др.- Проект ГТ-МГР. Оценка вероятностного риска, книги 1−2: Отчет о НИР/ ОКБМинв. № 103 110. Н. Новгород. -2002.

121. Клёмин A.H.I, Песков Р. А., Фролов Э. В. Структурная математическая модель надежности АЭС. Методика расчета. Атомная энергия, Т.51. -1981.

122. Антонов А. В., Острейковский В. А. Оценивание характеристик надежности элементов и систем ЯЭУ комбинированными методами. Москва, Энергоиз-дат. -1993.

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

124. A. Liobarski, I. Kuzmina, «Comparison of some Results and Modeling Issues of PSAs For WER-1000», Transactions of Fourth International Information Exchange Forum, Obninsk, Russia, 11−15 October 1999. ^.

125. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP. Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75-INSAG-3. IAEA, Vienna. -1999.

126. RISK SPECTRUM, User’s Manual, Version 2.1, Relkon Teknik AB, Box 1288, S- 172 25 Sundbyberg, Sweden, April 1994.

127. CEC TACIS 91 Programme TACIS 3.1 Final Level 1 PSA Report C9225/AEP/REP/063 Issue V3, ATOMENERGOPROEKT, Moscow. -1996.