Применение методологии ВАБ для оптимизации технологического регламента энергоблока ь 1 Ленинградской АЭС тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Кухарь, Сергей Витальевич

• Кухарь, Сергей Витальевич
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Кухарь, Сергей Витальевич

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ПРИКЛАДНОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ МЕТОДОВ ВЕРОЯТНОСТНОГО АНАЛИЗА БЕЗОПАСНОСТИ КАК СОСТАВНАЯ ЧАСТЬ ЗАДАЧИ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ.

1.1. Задачи обеспечения ядерной безопасности.

1.2. Принципы обеспечения ядерной безопасности.

1.3. Детерминистический и вероятностный анализы безопасности.

1.4. «Живой ВАБ» - инструмент поддержки принятия решений на основе информации о риске.

1.4.1 Програмное обеспечение для выполнения Вероятностного Анализа безопасности.

1.5. Монитор риска как инструмент поддержки принятия решений на основе информации о риске

1.5.1. Мониторы риска.

1.5.2. Общее описание возможностей монитора риска в среде ПКRiskSpectrum RiskWatcher.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Применение методологии ВАБ для оптимизации технологического регламента энергоблока ь 1 Ленинградской АЭС»

Повышение эффективности использования методов вероятностного анализа безопасности (ВАБ) для нужд эксплуатации - задача, закрепленная в отраслевой программе концерна Росэнергоатом [1] и в станционной программе развития ВАБ [2]. Настоящая работа является примером использования модели ВАБ уровня 1 в качестве инструмента мониторинга риска при планировании и регламентировании ремонтов оборудования систем, важных для безопасности (СВБ) энергоблока 1 Ленинградской АЭС.

Методология ВАБ позволяет выполнять определение значимости используемых для СВБ энергоблока допустимых времен простоя в состоянии неготовности и интервалов периодических проверок (на основании Технологического регламента эксплуатации), рассчитать предельные значении этих параметров и, при необходимости, произвести их оптимизацию с целью возможного смягчения/ужесточения положений пределов и условий безопасной эксплуатации.

В Технологическом Регламенте эксплуатации энергоблока определяются пределы и условия безопасной эксплуатации, и требования по контролю исправности и условиям вывода из работы систем безопасности.

Из вышеуказанных требований Технологического регламента (далее - TP) дается определение допустимому времени простоя оборудования:

Допустимое время вывода из эксплуатации (ДВВЭ) - время нахождения в состоянии неготовности по причине ремонта, испытаний и ТО для конкретной системы или оборудования; определяется периодом работы энергоблока на номинальном уровне мощности, в течение которого ремонт или техническое обслуживание должно быть завершено.

В TP допустимые времена простоя определяются в разделе «Пределы и условия безопасной эксплуатации» - требования на останов реактора при отказах определенных элементов и систем энергоблока — немедленный останов или же останов по истечении определенного промежутка времени (т.е. ДВВЭ).

На примере первого энергоблока Ленинградской АЭС и с использованием модели ВАБ уровня 1 разработана и применена риск-информативная методика оптимизации положений TP в части ремонта, техобслуживания и испытаний оборудования АЭС с реакторами РБМК.

Суть методики заключается в сопоставлении результатов расчета увеличения величины риска (фактора повышения риска) при выводе из работы тех или иных элементов систем, важных для безопасности, с положениями TP в части требований по ДВВЭ данного оборудования.

Оценка фактора повышения риска (RJF) традиционно проводится в анализе значимости и чувствительности (задача ВАБ) для каждого базисного события (вероятностная модель отказа элемента/системы/оператора по функции) в интегральной модели ВАБ энергоблока. Этот показатель вычисляется на основе результатов анализа минимальных сечений (аварийных последовательностей развития аварии) и представляет собой по каждому базисному событию отношение интегрального вероятностного показателя безопасности (далее ВПБ) энергоблока при значении вероятности данного базисного события равного 1 к ВПБ энергоблока при исходном (номинальном) значении вероятности данного базисного события:

RIFi (Risk Increase Factor - фактор повышения риска) = ЧПА31 /ЧПАЗб где 4nA3i - частота тяжелого повреждения активной зоны при конфигурации i,

ЧПАЗб — соответствующая величина для исходной (базовой) конфигурации.

Здесь под конфигурацией энергоблока понимается совокупность систем безопасности и связей между ними.

По значению RIF можно судить о влиянии на ВПБ (об уровне риска) нахождения в неработоспособном состоянии каждого элемента или системы, важной для безопасности, в целом.

С учетом того, что RIF для совокупности базисных событий есть сумма RIF для отдельных базисных событий данной совокупности, делается заключение о том, что RJF базисного события i является показателем, характеризующим исследуемую конфигурацию энергоблока, образующуюся при выводе из эксплуатации оборудования в сочетании i.

В таблице 1 представлена универсальная модель для оптимизации TP энергоблоков АЭС на основе оценок факторов RIF.

Диапазон значений фактора повышения риска (RIF) Рекомендации по оптимизации требований Технологического Регламента (TP) Уровень риска

RIF = или > 1Е-3/ЧПАЗб Необходимо внесение изменений в TP в части исключения ДВВЭ 1 (высокий)

1Е-05/ ЧПАЗб < RIF < 1Е-3 / ЧПАЗб Необходимо внесение изменений в TP в части ограничения ДВВЭ элемента (ДВВЭ = Tnnp/RIF) 2 (средний)

RIF < 1Е-05/ЧПАЗб Ограничений по ДВВЭ не требуется 3 (низкий)

Тппр — время между плановыми предупредительными ремонтами блока

В предлагаемой универсальной модели оптимизации ДВВЭ предлагается формула для определения ДВВЭ: ДВВЭ = Тппр/RIF для всех значений RIF в диапазоне значений, приемлемых с точки зрения рекомендуемых критериев риска в международной практике (1Е-05/ ЧПАЗб < RIF < 1Е-3 / ЧПАЗб) [3].

Актуальность работы определяется необходимостью и возможностью оптимизировать Технологические Регламенты эксплуатации энергоблоков АЭС. Оптимизация Технологического Регламента необходима, с одной стороны, для повышения КИУМ, что возможно за счет сокращения времени вынужденных остановов энергоблоков в связи с нарушениями условий безопасной эксплуатации, определенных в Технологическом Регламенте. С другой стороны, оптимизация Технологического Регламента необходима для повышения безопасности АЭС за счет сокращения и исключения эксплуатации энергоблоков в условиях, определяющих высокий уровень риска, но не отраженных в положениях Технологического Регламента. Положения Технологического Регламента в части ДВВЭ без информации о вероятностном уровне опасности (без риск-информативного обоснования) всегда априорны и почти всегда являются неполными, поскольку в Технологическом Регламенте невозможно регламентировать условия для всех возможных конфигураций блока. Проверки всевозможных конфигураций, получаемых при плановых и внеплановых выводах в ремонт оборудования, каналов, систем осуществимы с помощью мониторов риска.

В случае традиционного мониторинга риска проводятся проверки всевозможных конфигураций, получаемых при плановых и внеплановых выводах в ремонт оборудования, каналов, ' систем, в сочетаниях и последовательности, разрешенных положениями Технологического Регламента. Такая постановка задачи не предусматривает оптимизации Технологического Регламента, а принимает все положения Технологического Регламента за критерии приемлемости (риска).

Оптимизация положений Технологического Регламента в части ДВВЭ на основе риск-информативного подхода связана с расчетом допустимых времен вывода оборудования из эксплуатации в любых сочетаниях и последовательностях (даже противоречащих положениям Технологического Регламента) по результатам оценки Вероятностного Показателя Безопасности (риска).

Целью данной работы является демонстрация риск-информативного подхода к оптимизации положений Технологического Регламента по эксплуатации АЭС в части ДВВЭ на примере Технологического Регламента по эксплуатации первого энергоблока Ленинградской АЭС.

Задачи данной работы состоят в проверке необходимости и целесообразности оптимизации Технологического Регламента эксплуатации первого энергоблока ЛАЭС в части требований по ДВВЭ.

Для этого выполнена проверка, так называемых, предельных конфигураций энергоблока, определяемых из регламента, т.е. проведена оценка уровней риска для конфигураций энергоблока, получаемых при допущении наиболее консервативных условий по выводу оборудования из эксплуатации.

По результатам анализа значимости базисных событий по фактору RIF определены тенденции оптимизации действующего TP первого энергоблока: определены положения регламента, где возможна оптимизация в сторону ужесточения требований или оптимизация в сторону послабления требований в части ДВВЭ.

Такие оценки риска для предельных конфигураций выполнены по каждому из представленных в TP условий:

- Не регламентируемые по времени отключения оборудования систем безопасности;

- Отключения оборудования систем безопасности на ограниченное время;

- Запрещенные выводы в ремонт оборудования систем безопасности на работающем блоке.

По результатам работы даются рекомендации по оптимизации положений TP первого энергоблока Ленинградской АЭС в части ДВВЭ.

Практическая ценность работы, помимо выше упомянутого, состоит в следующем: Разработанные подходы к вероятностному анализу конфигураций могут использоваться для разработки мониторов риска как энергоблоков Ленинградской АЭС, так и, для любых энергоблоков АЭС.

Задача оптимизации и риск-информативного обоснования положений Технологических Регламентов по эксплуатации энергоблоков в части определения условий безопасной эксплуатации при наличии модели ВАБ решается без больших затрат и ресурсов. Результаты работы, выносимые на защиту. Работа посвящена разработке методики риск-информативного подхода и модели мониторинга риска для решения эксплуатационных задач, возникающих при планировании режимов ремонта, техобслуживания и испытаний оборудования на основе положений технологического регламента первого энергоблока Ленинградской АЭС, содержит также изложение основных результатов пилотных расчетных исследований. Вероятностная модель энергоблока 1 Ленинградской АЭС, которая используется для оценок риска при контроле над конфигурациями энергоблока, разработана при непосредственном участии или под руководством автора.

В диссертации обсуждаются и выносятся на защиту работы соискателя, выполненные в рамках разработки методологического подхода к решению вышеописанных задач проверки и оптимизации положений технологического регламента по ДВВЭ элементов систем, важных для безопасности - универсальная модель для оптимизации TP энергоблоков АЭС на основе оценок факторов RIF. Автор защищает:

1. Методику подхода к решению задач проверки и оптимизации положений технологического регламента по допустимым временам вывода элементов и систем из эксплуатации (ДВВЭ).

2. Результаты по оценке положений технологического регламента относительно не регламентируемых по времени отключений оборудования систем безопасности.

3. Результаты по оценке положений технологического регламента относительно отключений оборудования систем безопасности на ограниченное время.

4. Результаты по оценке положений технологического регламента относительно запрещенных выводов в ремонт оборудования систем безопасности на работающем блоке.

5. Результаты оптимизации положений технологического регламента первого энергоблока Ленинградской АЭС в части ДВВЭ.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ К РАЗДЕЛУ «ВВЕДЕНИЕ»

1. «Программа мероприятий по повышению эффективности использования методов ВАБ при эксплуатации атомных электростанций концерна «Росэнергоатом» (АЭС ПРГ-109К04), утверждена техническим директором концерна «Росэнергоатом» Н.М.Сорокиным 23.09.04;

2. «Программа развития Вероятностного Анализа Безопасности (ВАБ) энергоблоков Ленинградской АЭС», утверждена главным инженером Ленинградской АС О.Г.Черниковым 30.10.2003 г., Техническая библиотека ЛАЭС, Инв.№25519;

3. 1NSAG-8. Доклад Международной консультативной группы по Ядерной Безопасности, серия изданий по безопасности.

4.Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessment of Nuclear Power Plants (Level 1). Safety Series No.50-P-4. IAEA, Vienna, 1993. - Руководство по проведению вероятностного анализа безопасности атомных станций. Уровень 1. (Перевод, подготовленный Научно-техническим центром по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России, 1993 г.).

5. Вероятностный анализ безопасности (INSAG-6), доклад Международной консультативной группы по Ядерной Безопасности, серия изданий по безопасности, No. 75-INSAG-6, Вена, 1993.

6. BARSELINA Project. Probabilistic Safety Analysis of Ignalina NPP Unit 2. Report, RBMK/CMC/REG/25W, 1993. - Проект "Барселина". Вероятностный анализ безопасности 2-го энергоблока Игналинской АЭС.

7. LNPP-2 P&DSA project. Summary Report. LPR150. 1999. - Международный проект ВиДАБ 2-го энергоблока Ленинградской АЭС. Итоговый отчет № LPR150.

8. УОБ 2-го блока ЛАЭС. Вероятностный анализ безопасности второго блока Ленинградской АЭС. Итоговый отчет по ВАБ, шифр ISA-LNPP2-RT-0787-R3.

9. Экспертные замечания НТЦ ЯРБ Госатомнадзора РФ по задаче ВАБ 2-го энергоблока ЛАЭС (проект УОБ ЛАЭС)», архив проекта УОБ.

10. Технологический регламент по эксплуатации энергоблока №1 Ленинградской АЭС с реактором РБМК-1000, арх. ПТО, Инв. №0-3334/0, Ленинградская АЭС,

2004 г.

11. Риск информативный подход к планированию проверок и ремонтов. Анализ положений технологического регламента энергоблока №1 в части допустимых времен простоя элементов СВБ., отчет ЛАЭС, ISA-LNPP1-RT-4272-R., 2006 г.

12. С.В. Кухарь, Винников Б.И. Применение методологии ВАБ для оптимизации режимов ремонта, техобслуживания и испытаний оборудования АЭС с реакторами РБМК. Вопросы ЯНТ. 2007 г. Вып. .

13. Лебедев В.И., Черников О.Г., Жемчугов В.Г., Макушкин А.В., Кухарь С.В. (Ленинградская АЭС). Использование риск-информативного подхода к принятию решений при эксплуатации АЭС. Статья в сборник научно-технических статей «Атомные электрические станции России. 2006 г.» Планируется к выпуску.

14. Лебедев В.И., Черников О.Г., Жемчугов В.Г., Макушкин А.В., Кухарь C.B. "Использование модели ВАБ энергоблока 1 Ленинградской АЭС для обеспечения мониторинга безопасности в различных режимах эксплуатации». Сборник докладов семинара «Проблемы ВАБ для стояночных режимов и использование ВАБ для модернизации и планирования технического обслуживания и ремонтов систем безопасности» ФГУП «Атомэнергопроект», Москва 2007

15. Risk Spectrum PSA Professional. User's manual. Relcon AB.

16. Отчет по углубленной оценке безопасности энергоблока № 1 Ленинградской АЭС. Сводный том. Глава 5.4. Результаты вероятностного анализа безопасности. Отчет ЛАЭС. IS A-LNPP1-RT-4301-R3

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Кухарь, Сергей Витальевич

1.6. ЗАКЛЮЧЕНИЕ К ГЛАВЕ 1.

Дальнейшее развитие технологии прикладного применения методов ВАБ для контроля над безопасностью АЭС потребует глубокого понимания нынешних ограничений методов ВАБ, в частности, значительных неопределенностей, которые все еще остаются. Страны, которые активно выполняют ВАБ, сейчас стараются уменьшить эти неопределенности путем улучшения их моделей и надежности их входных данных. Эти ограничения не должны сдерживать применение ВАБ при условии, что допущения, которые делаются при разработках ВАБ, являются приемлемыми для общей оценки безопасности, например в углубленной оценке безопасности, по результатам которой регулирующий орган принимает решение о выдаче лицензии на эксплуатацию АЭС.

Если ВАБ будет применяться операторами, конструкторами и инспекторами по безопасности для оценки конструкции их АЭС, тогда можно уверенно предсказать, что их польза в качестве инструмента повседневного контроля над безопасностью АЭС существенно возрастет при обычных и аварийных условиях. Именно потому, что ВАБ удовлетворяет всеохватывающей цели обеспечения ядерной безопасности, он становится необходимым инструментом для оценки и диалога между различными подразделениями, отвечающими за безопасность АЭС.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Кухарь, Сергей Витальевич, 2009 год

1. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Applications of Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Nuclear Power Plants, IAEA-TECDOC-1200, IAEA, Vienna (2001).

2. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Reactor Safety Study: An Assessment of Accident Risks in US Commercial Nuclear Power Plants, WASH-1400-MR (NUREG-75/014), USNRC, Washington, D.C. (1975).

3. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants, Rep. NUREG-1150, USNRC, Washington, DC (1990).

4. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety ofNuclear Plants: Design, Safety Standard Series No. NS-R-1, IAEA, Vienna (2000).

5. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment and Verification, draft Safety Guide, Vienna.

6. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Safety Series No. 75-INSAG-3, IAEA, Vienna (1988).

7. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants 75-INSAG-3 Rev. 1, INSAG-12, IAEA, Vienna (1999).

8. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Format and Contents of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants, draft Safety Guide IAEA, Vienna.

9. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety ofNuclear Plants: Operation, Safety Standard Series No. NS-R-2, IAEA, Vienna (2000).

10. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Operational Limits and Conditions and Operating Procedures for Nuclear Power Plants, Safety Standards Series No. NS-G-2.2, IAEA, Vienna (2000).

11. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Staffing, Recruitment, Qualification and Training ofNPP Personnel, draft Safety Guide, IAEA, Vienna.

12. UNITED STATED NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, The Probabilistic Risk Assessment (PRA) Policy Statement (60 FR 42622), USNRC, Washington, DC (1995).

13. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Living Probabilistic Safety Assessment (LPSA), IAEA-TECDOC-1106, Vienna (1999).

14. FLEMING, K.N., Validation of PSAs for use in risk monitoring applications, ASME J. Pressure Vessel Technol. 120 (1998) 379-383.

15. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Fault Tree Handbook, NUREG-0492, USNRC, Washington, D.C. (1981).

16. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Probabilistic Risk Analysis: Procedures Guide, Rep. NUREG/CR-2300, USNRC, Washington, D.C. (1983).

17. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Probabilistic Risk Analysis: Procedures Guide, Rev. 1, Reps NUREG/CR-2815 BNL-NUREG-51559, USNRC, Washington, D.C. (1985).

18. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Role of Probabilistic Safety Assessments and Probabilistic Safety Criteria in Nuclear Power Plant Safety, Safety Series No. 106, IAEA, Vienna (1992).

19. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 1), Safety Series No. 50-P-4, IAEA, Vienna (1992).

20. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments of Nuclear Power Plants (Level 2), Safety Series No. 50-P-8, IAEA, Vienna (1995).

21. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments ofNuclear Power Plants (Level 3), Safety Series No. 50-P-12, IAEA, Vienna (1996).

22. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Human Reliability Analysis in Probabilistic Safety Assessments ofNuclear Power Plants, Safety Series No. 50-P-10, IAEA, Vienna (1995).

23. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Treatment of External Hazards in Probabilistic Safety Assessments for Nuclear Power Plants, Safety Scries No. P-7, IAEA, Vienna (1995).

24. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Probabilistic Safety Assessments ofNuclear Power Plants for Low Power and Shutdown Modes, IAEATECDOC-1144, IAEA, Vienna (2000).

25. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Severe Accident Risks: An Assessment for Five US Nuclear Power Plants, Final Summary Report, Rep. NUREG/CR-1150, USNRC, Washington, D.C. (1990).

26. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Individual Plant Examination Program: Perspectives on Reactor Safety and Plant Performance, Rep. NUREG-1560, USNRC, Washington, D.C. (1997).

27. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Procedures for Conducting Independent Peer Reviews of Probabilistic Safety Assessment, Guidelines for the International Peer Review Service (IPERS) Programme, IAEA-TECDOC-832, 2nd edn, IAEA, Vienna (1995).

28. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, A Framework for a Quality Assurance Programme for PSA, IAEA-TECDOC-1101, IAEA, Vienna (1999).

29. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Regulatory Review of Probabilistic Safety Assessments (PSA) Level 1, IAEA-TECDOC-1135, IAEA, Vienna (2000) (in co-operation with OECD/NEA).

30. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Regulatory Review of PSA Level 2, Draft IAEA-TEC DOC (in co-operation with OECD/NEA).

31. AMERICAN SOCIETY OF MECHANICAL ENGINEERS: Standard for Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plant Applications, New York, draft, ASME, New York.

32. BOILING WATER REACTOR OWNER'S GROUP, Report to the Industry on PSA: Peer Review Certification Process: Pilot Plant Results, January 1997.

33. INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION, Functional Safety of Electrical/Elcctronic/Programmable Electronic safety related systems — Part 1: General Requirements, International Standard IEC 61508, IEC, Geneva (1998).

34. INTERNATIONAL ELECTROTECHNICAL COMMISSION, Risk analysis of technological systems, International Standard IEC 300-3-9, IEC, Geneva (1995).

35. REINHARD, M., Presentation at CNRA Meeting, OECD/NEA, Paris, 29-30 November 1999.

36. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, An Approach for Using Probabilistic Risk Assessment in Risk-informed Decisions on Plant Specific Changes to the Licensing Basis, Regulatory Guide 1.174, USNRC, Washington, DC (1998).

37. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Risk-Informed and Performance-Based Regulation, (2000)

38. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, New NRC Reactor Inspection and Oversight Program, Rep. NUREG-1649, Rev. 1, USNRC, Washington, DC (1999).

39. UK HEALTH AND SAFETY EXECUTIVE, Health and Safety at Work Act (1974).

40. UK HEALTH AND SAFETY EXECUTIVE, Nuclear Installations Act(1965).

41. UK HEALTH AND SAFETY EXECUTIVE, The Tolerability of Risks from Nuclear Power Stations (1988).

42. UK HEALTH AND SAFETY EXECUTIVE, Safety Assessment Principles for Nuclear Plants, HMSO, London (1992).

43. UK HEALTH AND SAFETY EXECUTIVE, Reducing Risks, Protecting People, HSE Books, London (1999).

44. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Probabilistic Safety Assessment, 75-INSAG-6, Vienna (1992).

45. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessments for Non-Reactor Nuclear Facilities , IAEA, Vienna (to be published).

46. ГЛАВА 2. ОПИСАНИИЕ МОДЕЛИ ВАБ УРОВНЯ 1 ЭНЕРГОБЛОКА №1 ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС

47. ОПИСАНИЕ МОДЕЛИ ВАБ УРОВНЯ 1.

48. Объем исследований по ВАБ кратко представлен в следующей таблице 2.1.