Разработка моделей для оценки риска аварий исследовательских реакторов типовых (ИРТ) тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.26.02, кандидат технических наук Аунг Тхут Вин

• Аунг Тхут Вин
• кандидат технических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат технических наук Аунг Тхут Вин

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ И ПОСТАНОВКА ЗАДАЧИ ИССЛЕДОВАНИЯ.

1Л. Методы оценки надёжности и риска при эксплуатации АЭС.

1.2. Неопределёности вероятностного анализа риска.

1.3. Главные типы неопределённости.

1.4. Различные типы неопределенности в вероятностном анализе риска (ВАР).

1.5. Обработки неопределенности в ВАР.

1.6. Применение теории нечетких множеств для оценки риска ИРТ с использованием дерева отказов.

Выводы к главе и постановка задачи исследования.

ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ ТИПА ИРТ И ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР МИФИ.

2.1. Исследовательские реакторы типа ИРТ

2.2. Общее описание реактора МИФИ.

2.2.1. Режим работы.

2.2.2. Общая компоновка основных сооружений и оборудования.

2.2.3. Основные принципы и критерии обеспечения безопасности по рекомендации МАГАТЭ.

2.2.4. Свойства безопасности систем и элементов нормальной эксплуатации.

2.3. Сравнение основных характеристик ИРТ МИФИ с другими установками.

ГЛАВА 3. ОЦЕНКА ВОЗМОЖНЫХ НЕПЛАНОВЫХ ОСТАНОВОВ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ИРТ МИФИ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ВЕРОЯТНОСТНОГО И НЕЧЕТКОГО ПОДХОДОВ.

3.1. Дерево Отказов.

3.1.1. Преимущества дерева отказов.

3.1.2. Недостатки дерева отказов. 3.1.3. Логические символы и символы событий.

3.2. Вероятностные модели оценки частот отказов • исследовательских реакторов.

3.3. Оценки частот внеплановых остановов исследователького реактора МИФИ.:.

3.3.1. Данные по оценкам отказов элементов ИРТ МИФИ.

3.3.2. Оценка частот событий, приводящих к аварии.

3.3.3. Оценка возможных остановов ИРТ МИФИ с использованием вероятностного подхода.

3.4. Нечеткие модели оценки частоты отказов исследовательских реакторов.

3.4.1. Оценка останова исследовательского реактора МИФИ с использованием нечеткого подхода.

3.4.2. Оценка частот останова ИРТ МИФИ исопутствующие события с использованием вероятностного и нечеткого подходов.

3.5. Оценка запроектной аварии ИРТ МИФИ.

Выводы по главе.З.

ГЛАВА 4. ОЦЕНКА ДОЗОВЫХ НАГРУЗОК И РИСКА ПРИ АВАРИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА МИФИ.

4.1. Оценка дозовых нагрузок и радиационного риска в случае гипотетической аварии с расплавлением активной зоны.

4.2. Оценка индивидуального риска ИРТ МИФИ.

4.3. Оценка коллективного риска ИРТ МИФИ.

Выводы по главе.4.

ГЛАВА 5. АНАЛИЗ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка моделей для оценки риска аварий исследовательских реакторов типовых (ИРТ)»

В результате аварии на атомной электростанции может погибнуть значительное количество людей [1]. Последствия в финансовом отношении могут также быть катастрофическими. Авария в 1986 г. на чернобыльской атомной электростанции стоила бывшему Советскому Союзу в три с лишним .' раза больше, чем суммарный экономический эффект, накопленный в результате работы всех советских АЭС, эксплуатировавшихся в 1954-1990 г.г. [2].

Одна из главных проблем развивающейся ядерной энергетики состоит в поиске путей повышение надёжности оборудования и снижения степени риска чрезвычайной ситуации. Управление безопасностью, надёжностью и риском ядерных реакторов составляет важную сферу деятельности как государственных органов управления на всех уровнях, так и административного аппарата производственных объектов. Основной целью такого управления являются установление и поддержание научно обоснованного приемлемого уровня безопасности, надёжности и риска при техногенных и природных воздействиях.

Важная роль в управлении риском отводится информационной технологии управления. безопасностью, надёжностью и риском, фундаментальным компонентом которой является аналитическая деятельность. Правильная интерпретация информации о состоянии и функционировании объектов и структур, об их взаимосвязях, а также о геофизических и других явлениях и процессах обеспечивается их корректным описанием с применением соответствующего ' математического аппарата. Выбор соответствующего математического аппарата зависит от типа используемой информации и характера'конечного результата. В настоящее время, в основном, применяется аппарат теории вероятностей и математической статистики, что, прежде всего, резко ограничивает тип обрабатываемой информации и приводит порой к неадекватному восприятию окружающей обстановки, а порой к некорректным результатам. На такие ограничения влияет не только тип исходной информации, но и отсутствие таковой.

При расчете надёжности и риска часто приходится оперировать с данными, которые имеют характер нечеткости и которые нельзя назвать статистическими. Для получения адекватных результатов обработки информации необходим корректный учет неопределенностей таких параметров. Для того чтобы корректно учитывать неопределенности нечетких параметров используется нечеткое моделирование, позволяющее получать более адекватные результаты по сравнению с результатами, которые основываются на использовании традиционных аналитических моделей и алгоритмов.

Исследовательские реакторы составляют важную составную часть в исследованиях физики реакторов, радиационной физики твердого тела, радиоционной медицины и.т.д. Они строились на окраине городов, но города •разрастались и исследовательские реактроы оказывались в центре крупных жилых массивов, поэтому повышение их безопасности является необходимой составной частью задачи повышения безопасности атомной энергетики.

Например, исследовательский реактор ИРТ МИФИ располагаеться в пределах жилой застройки, что вызывает естественную обеспокоенность населения, поэтому оценка их надежности и риска необходимы как для демонстрации возможности их эксплуатации, так и управления безопасностью подобных объектов.

Цель работы

Целью работы являлась разработка моделей для оценки риска исследовательских реакторов типовых (ИРТ). • Задачи исследования:

• проведение поиска статистических данных по частотам отказов элементов ИРТ;

• разработка совокупности деревьев отказов для оценки частоты отказов элементов и систем ИРТ, для которых отсутствуют статистические данные;

• разработка набора деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций для оценки частоты отказов ИРТ;

• разработка нечеткого подхода для оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов;

• выбор операторов для описания логических символов «И» и «ИЛИ» для реализации нечеткого подхода оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов;

• проведение расчетов по оценке частоты отказов ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе построенных деревьев отказов.

• проведение оценки риска ИРТ МИФИ при максимальной проектной • аварии (МПА) с использованием вероятностного и нечеткого подходов.

• проведение оценки риска ИРТ МИФИ при запроектной аварии.

Актуальность работы

Одна из главных проблем развивающейся ядерной энергетики состоит в поиске путей повышения надёжности оборудования и уменьшения риска чрезвычайных ситуаций. Оценка и управление риском исследовательских реакторов - важная составляющая этой проблемы. Разработка адекватных математических моделей для оценки риска исследовательских реакторов и проведение оценок с их использованием являются необходимой составляющей как для получения .паспорта безопасности этих опасных объектов, так и для принятия решений об их дальнейшем использовании.

При .оценке надёжности и риска ИРТ приходится сталкиваться со • значительным количеством неопределенностей. На практике, как правило, независимо от характера информации, предполагают ее случайный (вероятностный) характер, что обуславливает использование теории вероятностей как базовой теории для оценки риска. При этом на практике в силу отсутствия необходимой информации и нетривиальности ее обработки на функциональном уровне используют точечные оценки параметров. При этом не все параметры, характеризующие риск, имеют случайный характер: ряд параметров имеет нечеткую природу. Обработку нечетких переменных целесообразно проводить в рамках нечеткого подхода, с использованием ■базовой теории нечетких множеств. Резонность подобного подхода к обработке неопределенной информации объясняется и тем, что при этом вычисления проводятся на функциональном уровне, поэтому неопределенности входных параметров описывается выбранной функцией, и результатом вычислений естественным образом также является функция, ширина которой и характеризует неопределенность результата.

Поэтому работы, связанные с разработкой математических моделей для оценки риска исследовательских реакторов, которые позволяют получать адекватные оценки риска, находить проблемные места, принимать меры, повышающие безопасность, являются весьма актуальными.

Научная новизна работы

На основании проведенных исследований:

• сформирована база данных по частотам отказов элементов ИРТ;

• разработан набор деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций ИРТ;

• разработан нечеткий подход для оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов; предложены операторы для описания логических символов «И» и «ИЛИ» на базе Т-норм и Т-конорм для реализации нечеткого подхода оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов; проведены расчеты по частотам возникновения аварий ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе построенных деревьев отказов; проведены оценки риска ИРТ МИФИ при максимальной проектной аварий с использованием вероятностного и нечеткого подходов; проведены оценки риска ИРТ МИФИ при запроектной аварии.

Назащиту выносятся набор деревьев отказов, описывающих сценарии аварийных ситуаций ИРТ. результаты анализа и обработки данных по исходным отказам элементов и систем ИРТ МИФИ. результаты расчета частот отказов элементов ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов на основе построенных деревьев отказов. результаты оценки риска максимальной проектной аварии для ИРТ МИФИ с использованием вероятностного и нечеткого подходов, результаты оценки риска запроектной аварии для ИРТ МИФИ.

Практическая значимость

Практическая значимость на основании проведенных исследований:

• сформирована база данных по частотам отказов элементов ИРТ для расчетов оценки частоты отказов ИРТ с использованием деревьев отказов, которую можно использовать при оценке безопасности иных ИРТ, и разработан набор деревьев отказов, моделирующих сценарии аварийных ситуаций на базе вероятностного и нечеткого подходов, который позволяет оценивать частоты отказов элементов оборудования и систем ИРТ;

• проведены оценки риска максимальной проектной и запроектной аварий для ИРТ МИФИ. По полученным результатам определены степень опасности ИРТ МИФИ и показана возможность сохранения работающего реактора в пределах городской застройки;

• результаты работы использованы при разработке паспорта безопасности МИФИ, который необходим для получения лицензии на продолжение эксплуатации ИРТ МИФИ, а также для определения страховых взносов при промышленном страховании потенциально опасных объектов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Работа изложена на 178 страницах, содержит 53 рисунка и список цитируемой литературы из 87 наименований.

Заключение диссертации по теме «Безопасность в чрезвычайных ситуациях (по отраслям наук)», Аунг Тхут Вин

Выводы по главе.4.

• Проведена оценка эффективных доз и индивидуальных рисков для населения и взрослых при максимальной проектной аварии реактора ИРТ МИФИ с частичным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду с использованием нечеткого подхода.

• Проведена оценка коллективных доз и коллективных рисков для населения и взрослых при максимальной проектной аварии реактора ИРТ МИФИ с частичным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду с использованием нечеткого подхода.

• Проведена оценка эффективных доз и индивидуальных рисков для населения и взрослых при запроектной аварии реактора ИРТ МИФИ с полным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

Проведена оценка коллективных доз и коллективных рисков для населения и взрослых при запроектной аварии реактора ИРТ МИФИ с полным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду.

Проведен анализ полученных результатов оценки риска для населения и взрослых при максимальной проектной аварии реактора ИРТ МИФИ с расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду по НРБ-99/2009.

ГЛАВА 5. АНАЛИЗ ПОЛУЧЕННЫХ РЕЗУЛЬТАТОВ

Использование вероятностного подхода при анализе надёжности и риска ИРТ МИФИ позволяет получить только точечные оценки, использование же нечёткого подхода дает не только точечные оценки надёжности и риска, но и их возможный разброс. Сравнение результатов, полученных по этим двум подходам, позволяет сделать вывод, что точечные значения частот останова реактора ,и значений риска по вероятностному подходу совпадают с соответствующими наиболее возможными значениями по нечеткому подходу с использованием операторов, реализующих произведение (для ТР) и вероятностную сумму для Sp — табл. 3.5. Результаты же, полученные при нечетком подходе с использованием логики Заде (минимум для Тм и максимум для SM) для значений частот останова реактора (средние значения) в ряде случаев не совпадают с результатами по вероятностному подходу - табл. 3.6, причем расхождение может достигать нескольких порядков. Для № 3 и 4 средние значения близки к результатам при вероятностном подходе.

Результаты табл. 3.5 показывают, что наибольшую вероятность отказа .2.1* 10"4 имеет останов реактора без сопутствующих событий (максимально возможная вероятность этого события - 1.7*10'"). При останове реактора без сопутствующих событий не произойдёт повреждение топлива и активной зоны, и радиационная обстановка в помещении реактора останется на безопасном уровне. Отметим, что большой вклад в значение частоты отказов даёт частота заклинивания органов управления СУЗ, оцененная по формуле (3.5).

Анализ таблицы 3.5 позволяет сделать вывод, что при отказе ИРТ с наибольшей вероятность (кроме останова без сопутствующих событий) может произойти превышение ДМД (А) на площадке реактора или частичное повреждение топлива. События, приводящие к данным отказам, - это сход ТВС со штанги и течи 1-го контура при отказе автоматических систем защиты и ошибки действия персонала.

Значение частоты максимальной проектной аварии, полученное при консервативной оценке (Pi3)[Koncj = 6.1* 10"6, находится в пределах, установленных МАГАТЭ [87], по которому частота повреждения активной зоны реактора должна быть не выше 10~5 в год. Оценка наиболее возможного значения частоты МПА дает значение 3.1*10"8, что удовлетворяет требованиям МАГАТЭ для новых атомных реакторов (частота повреждения активной зоны реактора должна быть ниже 10"6 в год).

Значительный вклад в значение частот отказов оказывают элементы 1 и 2-го контуров - выход из строя насосов, дефекты в трубопроводах, а также разгерметизация ТВЭЛов. Использование более прочных трубопроводов и запасных насосов позволит снизить частоту данных отказов.

Частота разгерметизации хранилища ОТВС пренебрежимо мала.

В случае максимальной проектной аварии ИРТ МИФИ с частичным расплавлением активной зоны и выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду средняя максимальная ожидаемая эффективная доза (в радиусе 500 метров) не превысит 4.07 мЗв в год (при постоянном пребывании

• 12 1 человека на местности),' что соответствует риску 7.19*10" год". В соответствии с нормами радиационной безопасности (НРБ-99/2009) [86] индивидуальная эффективная доза для населения не должна превышать 5 мЗв в год, а риск- 5.0*10"5 год"1. Таким образом, максимальная ожидаемая эффективная доза даже при консервативном подходе ниже допустимой, а индивидуальный риск примерно на семь.порядков ниже.

При запроектной аварии ИРТ МИФИ с полным расплавлением активной зоны эффективные дозы в области жилой застройки (за пределами зоны 400 м от реактора) не превышают пределы доз по НРБ-99/2009 для населения." Значения индивидуального риска г = 7.89*10" примерно на два порядка ниже допустимого. Полученные значения доз заведомо ниже уровней облучения, при которых необходимо вмешательство в случае радиационной аварии [86]: 1 Гр на все тело за двое суток; 30 мЗв в месяц для начала временного отселения; 5 мГр на все тело за первые 10 суток.

Проведенные исследования позволяют рекомендовать для задач оценки вероятности отказов и риска исследовательских реакторов использовать наряду с вероятностным подходом и нечеткий подход, позволяющий учитывать неопределенности входных параметров и получать оценки в виде функций принадлежности, полностью характеризующих искомые значения. При этом для математической реализации в деревьях отказов логических символов «И» и «ИЛИ» целесообразно использовать Т-норму (произведение) и Т-конорму вероятностная сумма), обеспечивающих простую интерпретацию результатов в сравнении с вероятностным подходом.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Разработаны модели для оценки риска исследовательских реакторов.

Проведена, оценка частоты отказов риска ИРТ МИФИ методом дерева отказов с использованием вероятностного и нечеткого подходов. "

Подготовлена база данных по отказам элементов и систем ИРТ (табл. 3.2).

Она позволяет оценить частоту отказа тех или иных элементов и реактора в целом, даёт представление о возможных исходных событиях при аварийной ситуации. Благодаря построенным деревьям отказа, удалось систематизировать связи различных элементов и узлов.

Даже при консервативной оценке вероятность максимальной проектной аварии ниже, рекомендованной МАГАТЭ для атомных реакторов. По международной шкале происшествий, аварийные случаи на данном реакторе относятся к низшей 2-ой или 3-ей категориям.

Получена верхняя оценка вероятности запроектной аварии.

Полученные результаты позволили выявить элементы, которые оказывают существенный вклад в общую оценку частот отказов, что в дальнейшем может служить информацией для модернизации и повышения надежности реактора.

Анализ результатов показывает, что даже в случае запроектной аварии

ИРТ МИФИ с выбросом радиоактивных продуктов в окружающую среду эффективные дозы и при консервативном подходе не превысят пределов доз по НРБ-99/2009 для населения. Значения индивидуального риска значительно ниже допустимого.

Проведен ВАР по классической и новой методике, что позволило представить документы на получение лицензии МИФИ для эксплуатации ИРТ. Результаты работы могут позволить уменьшить сумму страхования ИРТ как потенциально опасного объекта.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Аунг Тхут Вин, 2010 год

1. Richard L. Hudson, "Cost of Chernobyl Nuclear Disaster Soars in New Study", Wall Street Journal, March 29,1990.

2. В. А. Климов-, В. В. Лесных, Н. Н. Радаев. Основы анализа и управление риском в природной и техногенной сфере. 2004. с-347.

3. Оценка и управление природными рисками// Материалы Общероссийской конференции "риск-2000".- М.:Анкил, 2000.-478с.

4. Природные опасности. Геокриологические опасности/ Под ред. Л.С. Гарагуля, Э.Д. Ершова.-М.: КРУК, 2000.-316 с.

5. Природные опасности. Оценка и управление природными рисками/ Под ред. А. Л. Рагозина.- М.: КРУК, 2003 .-242с.

6. Природные опасности. Природные опасности и общество/ Под ред. В. А. Владимирова, Ю. Л. Воробьева, В. И. Осипова.- М.: КРУК, 2002.-248с.

7. Природные опасности. Сейсмические опасности/ Под ред. Г. А. Соболева. — М.: КРУК, 2000.-296с.

8. В. А. Акимов, В. JI. Лапин, В. М. Попов, В; А. Пучков, и др. Надёжность технических систем и техногенный риск. — М.: Деловой экспресс, 2002.-368с.

9. В. В. ЛеСных. Анализ риска и механизмов возмещения ущерба от аварий на объектах энергетики. Новосибирск, Наука, 1999.-251с.

10. Элементы теории риска эксплуатации потенциально опасных объектов. Радаев. Н. Н. М.: РВСН, 2000.- 323с.

11. Хенли Э. Дж, Кумамото X. Надёжность технических систем и оценка риска.- М.: Машиностроение, 1981.-526с.

12. Стратегические риски чрезвычайных ситуаций: оценка и прогноз/ Материалы VIII Всероссийской научно-практической конференции.- М.: МЧС России 2003.

13. Гранатуров В. М. Экономический риск: сущность, методы измерения, пути снижения. М.: Дело и сервис, 2002.

14. Риск-менеджмент/ Под ред. И. Юргенса. М.: Дашков и К,2003.■

15. Тэнман Л. Н. Риски в экономике.-М.: ЮНИТИ-ДАНА. 2002.

16. Хохлов Н.В. Управление риском. М.: ЮНИТИ, 2001.

17. Чернова Г. В, Кудрявцев А. А. Управление рисками.- М.: Проспект, 2003.

18. Шахов В. В., Медведев В. Г, Миллерман А. С. Теория и управление рисками в страховании. М.: Финансы и статистика, 2003.

19. Субботин С. Риск как неизбежное и необходимое условие развития // Ядерное общество, 2000, №4. С. 20-23.

20. Основные принципы безопасности АЭС (Отчет международной консультативной группы по ядерной безопасности). Госатомнадзор СССР Информационный бюллетень 2(7). М., 1988. 92 с.

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

22. Солонин В.И. Безопасность и надежность реакторных установок- Учебное пособие. М.: Изд-во МГТУ им. Н.Э. Баумана, 1996. 79 с.

23. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок) /В.М. Новиков, И.С. Слесарев, П.Н. Алексеев и др. М.: Энергоатомиздат, 1993. 348 с.

24. Вероятностный анализ безопасности атомных станций. Методика выполнения /Ю.В. Швыряев, А.Ф. Барсуков, AJI. Деревянкин и др. М. ИАЭ км. Ив. Курчатова, 1992. 226 с.

25. NUREG-75/014, "Reactor Safety Study," WASH-1400 (U.S. Nuclear Regulatory Commission, October 1975).

26. NUREG/CR-2300, "PRA Procedures Guide" (American Nuclear Society andthe Institute of Electrical and Electronics Engineers, January 1983).

27. NUREG/CR-2728, Interim Reliability Evaluation Program Procedures Guide (Sandia Natural Laboratories, March 1983).

28. McCormick, N.J. Reliability and Risk Analysis (Academic Press, New York, 1981).

29. А. Леоненков. «Нечеткое моделирование в среде MATLAB и fuzzyTECH», С.-Петербург, 2003.

30. NISHIWAKI, Y., et al., Accidents and human factors, Risks and Benefits of Energy Systems, IAEA, Vienna(1984) 441-463.

31. NEGOITA, C.V., RALESCU, D.A., Applications of Fuzzy Sets to Systems Analysis, Birkhauser, Basel (1975).

32. UNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION, Reactor Safety Study, WASH-1400. Office of Nuclear Reactor Regulation, Rep. NUREGr 75/014 (1975) (Rasmussen Report).

33. BJORK, L., Problems of Risk Assessment, National Central Bureau of Statistics (ScB), Stockholm (Aug. 1983)

34. SPEED, T.P. Negligible Probability and Nuclear Reactor Safety, Another Misuse of Probability? Department of Mathematics, University of Western Australia, Perth (1977)

35. ESTERLING, R.G., Statistical Problems in the Assessment of Nuclear Risks, Annu. Mtg.American Statistics Association (Aug. 1980).

36. DUBOIS, D., PRADE, H., Fuzzy Sets and Systems, Theory and Applications, Academic Press, New York (1980).

37. ONISAWA. Т., SUGENO, M., NISHIWAKI, Y., et al., Fuzzy Measure Analysis of Public Attitudes Towards the Use of Nuclear Energy, Lecture on Risk Assessment Project, IIASA/IAEA, 1984.

38. S.WAIN, AD., GUTTMAN, HE., Handbook of Human Reliability Analysis with Emphasis on Nuclear Power Plant Applications, Rep. NUREG/CR-1278, Battelle Columbus Laboratories, Columbus, OH (1978).

39. TERANO, Т., SUGENO, S., Conditional fuzzy measures and their applications, Fuzzy Sets and their Application ( ZADEH. L.A., FU, K.S., TANAKA, K., SHIMURA, M., Eds). Academic Press, New York (1975). 151-170.

40. TERANO, Т., MURAYAMA, Т., AKIYAMA, Human reliability and safety evaluation of man-machine systems, Automatic 19 (1983) 719-722.

41. TSUKAMOTO, Y TERANO, Т., AKIYAMA, N., Failure diagnosis by using fuzzy logic", Proc. 16th Symp. Adaptive Processes, Vol. 2 (1977) 1390-1395.

42. TSUKAMOTO, Т., Fuzzy logic based on Lukasiewicz logic and its application to diagnosis and control, Doctoral Dissertation, Tokyo Institute of Technology, 1979.

43. SANCHEZ, E., Resolution of composite fuzzy relations equations, Inf. Control 30(1976)38-48.

44. TANAKA, H., et. al., Fault-tree analysis by fuzzy probability, IEEE Trans. Reliab. R-32 5 (Dec. 1983).

45. B.B. Костерев, Надежность технических систем и управление риском: учебное пособие. М.: МИФИ, 2008 - 280 с.

46. USSR Report on the Chernobyl Accident to the IAEA Experts Meeting, Vienna, 25-29 August 1986.

47. Summary Report on the Post-Accident Review Meeting on the Chernobyl Accident, IAEA, Vienna, 1986.

48. NISHIWAKI, Y., Biophysical interpretation of the biological actions of radiation ( Proc. Int. Genetics Symp. Tokyo, №.271, 1956), Musashi Institute of Technology Press, Kawasaki(1960); J. Radiat. Res., Chiba, Japan (1961) 21-22.

49. NISHIWAKI, Y.,et al., Accidents and human factors, Risks and Benefits of Energy Systems ( Proc. Symp. Julich, 1984), IAEA, Vienna(1984) 441-63.

50. Типовой проект ТП-3304-М, Москва, 1960-1961 г.г.

51. Труды совещания специалистов по обмену опытом реконструкции исследовательских реакторов в странах членах СЭВ. Центральный научно-исследовательский институт информации и технико-экономических исследований по'атомной науке и технике, Москва, 1984.

52. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety of Research Reactors, IAEA Safety Standards Series No. NS-R-4, Vienna (2005).

53. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety Assessment of Research Reactors and Preparation of the Safety Analysis Report, Safety Series No.-35-G1, IAEA, Vienna (1994).

54. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety in the Utilization and Modification of Research Reactors, Safety Series No. 35-G2, IAEA, Vienna (1994). '

55. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Accident Analysis for Nuclear Power Plants, Safety Reports Series No. 23, IAEA, Vienna (2002).

56. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Safety, of New and Existing Research Reactor Facilities in Relation to External Events, Safety Reports Series No. 41, IAEA, Vienna (2005).

57. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, IAEA Safety Glossary: Terminology Used in Nuclear Safety and Radiation Protection, 2007 Edition, IAEA, Vienna (2007).

58. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, The Management System for Facilities and Activities, IAEA Safety Standards Series No. GS-R-3, IAEA, Vienna (2006).

59. INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY, Application of the Management System for Facilities and Activities, IAEA Safety Standards Series No'. GS-G-3.1, IAEA, Vienna (2006).

60. Павленко В. И. Оценка радиационных последствий аварий на исследовательских реакторах, ИАЭ, 1987.

61. ГОСТ Р 22.0.02-94. Безопасность в чрезвычайных ситуациях. Термины и определения основных понятий. Текст. Введ. 1994—12—22. — М.: Госстандарт РФ, 1994. №327.

62. Yacovy. Haimes. Risk Modeling, Assessment and Management Second Edition, a John Wiley & Sons, INC., publication. 2004.

63. Harmanec D., Klir G.J. On Information - Preserving Transformations. - Int. J. General Systems, 1997, Vol. 26(3), pp. 265-290.

64. Неве, Ж. Математические основы теории вероятностей Текст. / Ж. Неве; Пер. с фр. М.: Мир, 1969. - 312 с.

65. Исследовательский ядерный реактор ИРТ МИФИ. Отчет по обоснованию безопасности. 609 Я.00.06-00Б-5. Москва 2006 г.

66. Клемин А. И.// Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов Текст. / А. И. Клемин. М.: Атомиздат, 1973. - 304с.

67. Ayyub, Bilal М.// Risk analysis in engineering and economics Text. /Bilal M. Ayyub. Boca Raton: Chapman & Hall //CRC, 2003. - ISBN 1-58488-395-2.

68. JI. Н. Александровская, И. 3. Аронов, А. И. Улизаров и др.// Статистические методы анализа безопасности сложных технических систем: Учебник/ Под ред. В. П. Соколова. М.: Логос. 2001.С-232.

69. OREDA. Offshore Reliability Data Book 4th Edition. OREDA participants. 2002. pages 835.

70. Аверкин A.H., Костерев В.В.// Триангулярные нормы в системах искусственного интеллекта Текст. / Известия академии наук. Теория и системы управления.- 2000, № 5, -с. 116-128.

71. Аверкин А.Н., Батыршин И. 3, Блишун А.Ф., Силов В.Б., Тарасов В.Б.// Нечеткие множества в моделях управления и исскусственного интеллекта. Москва «НАУКА», 1986.

72. Костерев В.В., Аверкин А.Н., Болятко В.В. Методы приближенных рассуждений в интеллектуальных системах оценки риска Текст.: Сборникдокладов международной конференции по мягким вычислениям и измерениям SCM-2001-, Санкт-Петербург, 2001, -с. 180-185.

73. Крамер Э. У. Ядерные реакторы с кипящей водой. М.: Атомиздат, 1967.

74. Ерлыкаев А. И. Simposium on Research reactor Safety Operations and Modifications. - IAEA, Vienna, 1989, v. 2, p. 716-717.

75. Nyer W. et al. Reactor excursion. -Доклад P/283, 2-ая Международная конференция по мирному использованию атомной энергии, 1964.

76. Barton С. J., Parker С. W. et al Nuclear Program Semiann/ - Progr. Rev. ORNL-3483, 1963, p. 32.

77. Nuck K., Nedelik A. -Tech. Doc. 517/AppB, IAEA, Vienna, 1989.

78. Смирнов А. Й. и др. Отчет ИАЭ, инв. № 60/215,1986.

79. Rasmussen С. Е., Ide К. et al. In proceeding of Inter. Symp. on Reactor Safety, Operation and Modification, v. 2 p. 303, 1989.

80. Гусев Н.Г., Беляев В.А.// Радиоактивные выбросы в биосфере. Справочник -М.: Энергоатомиздат, 1986.

81. Нормы Радиационной безопасности (НРБ-99/2009), //Минздрав России, 2009.

82. Содействие повышению безопасности на ядерных установках Текст. — В.: Международное агентство по атомной энергии, 2003. 4 с.function varargout = Fuzzy(varargin) % Last Modified, by GUIDE v2.5 23-Feb-2008 21:49:55

83. X=calculateX(handles); A=getValue(firstType,first,X); B=getValue(secondType,second,X); result=calculating(A,B,X,OperationType)function result=calculating(A,B,X,OperationType)

84. X = linspace(minx, maxx, pointn); %--------------------------------------------------—function V=getV alue(TypeObj, ValObj ,X) switch Typ^Obj case 'Gauss'

85. V = gaussmf(X, ValObj); % Gaussian fuzzy case 'Triangle'

86. V=trimf(X, ValObj); % Triangle fuzzy case 'Trapezium' •

87. One=str2num(get(handles.ediOne,'String')); . Two=str2num(get(handles.ediTwo,'S(ring')); %Analizing the First Qbject Input Types if size(One)==l 2. '

88. FirstObjectType-Gauss'; elseif size(One)==l 3.

89. FirstObjectType-Triangle'; elseif size(One)==l 4.

90. Fi'rstObj ectType='Trapeziu m';elsedisplay('Object Type Error!'); end

91. Analizing the Second Object Input Types if size(Two)==l 2.

92. SecondObjectType='Gauss'; elseif size(Two)==l 3.

93. SecondObjectType='Triangle'; elseif size(Two)==l 4.

94. SecondObj ectType='Trapezium';elsedisplay('Object Type Error!'); end

95. Analizing The Operation Type if get(handles.optSum,'Value')

96. CalculateType—su m'; elseif get(handles.optSub,'Value')

97. CalculateType-'sub'; elseif get(handles.optMul,'Value')

98. CalculateType='prod'; elseif get(handles.optDiv,'Value')

99. CalculateType-div'; end %solveif get(handles.axsGraph,'UserData')==01. SecondObjectType=0; • end

100. X,RA,RB,mainResult.=solveFuzzy(FirstObjectType,. SecondObj ectType,. One,. Two,.

101. YLim',scaleAxs(4) scaleAxs(3).); grid on; plot(X,RA,'r');grid on; plot(X,RB,'g');grid on; plot(X,mainResult,'b');grid 011; if get(handles,axsGraph,'UserDaia') ==0

102. BB=get(handles.cmdFile2,'UserData');1. B=BB(:,2); ' ■1. X=AA(:,1);display( size(A));display( size(B));display( size(X));

103. Analizing The Operation Typeif get(handles.optSum,'Value')

104. CalculateType—sum'; elseif get(handles.optSub,'Value')

105. CalculateType='sub'; elseif get(handles.optMul,'Value') ' CalculateType-prod'; elseif get(handles.optDiv,'Value')

106. CalculateType='d i v'; . endmainResult=calculating(A,B,X, CalculateType); DrawGraph(handles,.' X,.1. A,. .— Random inputfunction mnuRandomCallback(hObject, eventdata, handles)

107. FirstObj ectType-random 1';

108. SecondObjectType~'random 2';1. AA=-rand(501);1. A=abs(AA(l.:));1. BB=rand(501);1. B=abs(BB(l.:));

109. SecondObjectType-Load datal'; AAA=get(handles.ediOn6,'String'); A=AAA(:,2);

110. BBB=get(handles.cmdFilel,'UserData'); •1. B=BBB(:,2);1. X=AAA(:,1);display{ size(A));display( size(B));display( size(X));

111. JoAnalizing The Operation Typeif get(handles.optSum,'Value')

112. CalculateType='sum'; elseif get(handles.optSub,'Value')

113. Hint: get(hObject.'Yalue') returns toggle state of optSub2.function varargout = Fuzzymaxmin