WWW.KONF.X-PDF.RU
БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА - Авторефераты, диссертации, конференции
 

Pages:   || 2 | 3 | 4 |

«ОЦЕНКА ПОКАЗАТЕЛЕЙ РИСКА ДЛЯ ВТОРЫХ ОЧЕРЕДЕЙ СМОЛЕНСКОЙ И КУРСКОЙ АЭС ...»

-- [ Страница 1 ] --

АВТОНОМНАЯ НЕКОММЕРЧЕСКАЯ ОРГАНИЗАЦИЯ

МЕЖДУНАРОДНЫЙ ЦЕНТР ПО ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ

На правах рукописи

БЕРБЕРОВА МАРИЯ АЛЕКСАНДРОВНА

ОЦЕНКА ПОКАЗАТЕЛЕЙ РИСКА ДЛЯ ВТОРЫХ ОЧЕРЕДЕЙ

СМОЛЕНСКОЙ И КУРСКОЙ АЭС

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая



проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

ДИССЕРТАЦИЯ

на соискание учёной степени кандидата технических наук

Научный руководитель:

доктор физико-математических наук, профессор Р.Т. Исламов Москва 2015 Содержание Введение

1. Обзор методов оценок риска

1.1. Основные термины и определения

1.2. Радиационная безопасность

1.3. Оценка риска

2. Методика оценки показателей риска АЭС

2.1. Показатели степени риска

2.2. Концепция оценок риска

2.3. Ограничения и допущения для оценки показателей риска

2.4. Исходные данные для оценки показателей риска

2.5. Описание применяемых методов оценок риска и обоснование их применения

2.5.1. Методы оценки вероятностей аварийных сценариев

2.5.2. Методы определения последствий аварий

2.5.3. Методы определения социально-экономических последствий............. 39

2.6. Определение показателей степени риска

2.6.1. Идентификация опасностей и категорирование объектов

2.6.2. Определение перечней исходных событий

2.6.3. Определение возможных сценариев возникновения и развития аварий

2.6.4. Категорирование последствий аварий

2.6.5. Оценка вероятностей реализации сценариев аварий

2.6.6. Оценка последствий аварий

2.7. Оценка социально-экономических последствий аварий

2.7.1. Процедура проведения экономических оценок риска

2.7.2. Оценка экономических последствий аварий на объекте

2.7.3. Определение показателей степени риска для персонала и населения.. 58

2.8. Заключение и выводы ко второй главе

3. Оценки риска АЭС

3.1. Оценка риска Смоленской АЭС

3.1.1. Определение последствий аварии

3.1.2. Определение показателей степени риска от аварии

3.1.3. Оценка социально-экономических последствий аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС

3.1.4. Результаты оценок риска от аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Смоленской АЭС

3.2. Оценка риска Курской АЭС

3.2.1. Определение последствий аварии

3.2.2. Определение показателей степени риска от аварии

3.2.3. Оценка социально-экономических последствий аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС

3.2.4. Результаты оценок риска от аварии «Потеря внешнего энергоснабжения» на Курской АЭС

3.3. Основные рекомендации

3.4. Заключение и выводы к третьей главе

4. Методический подход для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения и оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба

4.1. Расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба

4.1.1. Методический подход для расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба

4.1.2. Расчет доз внешнего и внутреннего облучения населения в кольцевом сегменте румба

4.2. Оценка ущерба населению в кольцевом сегменте румба в результате воздействия радиоактивных веществ

4.2.1. Методический подход для оценки ущерба населению в кольцевом сегменте румба в результате воздействия радиоактивных веществ.............. 103 4.2.2. Оценка ущерба населению в кольцевом сегменте румба, в результате воздействия радиоактивных веществ

4.3. Заключение и выводы к четвертой главе

Основные результаты и выводы к работе

Список литературы

–  –  –

Актуальность работы Атомные электростанции (АЭС) 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 АЭС.

Безопасность АЭС является одним из основных свойств АЭС, определяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и электрической энергии [1].

В 2004 году приказом Министра МЧС России № 506 «Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта» [2] был утвержден типовой паспорт безопасности опасного объекта. На его основании тогда же был разработан Типовой паспорт безопасности критически важного (опасного) объекта Росатома [3] (далее – паспорт безопасности).

В соответствии с требованиями раздела II паспорта безопасности [3], необходимо проводить работы по оценке риска критически важных (опасных) объектов Росатома и оценке риска АЭС.

В связи с этим задача проведения оценки радиационного риска, учитывающей как вероятностный, так и детерминистический подходы, становится все более актуальной.

Степень разработанности объекта исследования

Проблеме оценок показателей риска особо опасных объектов (в частности, АЭС) посвящены труды как отечественных (Росляков П.В. [4], Казанский Ю.А.

[5], Гордон Б.Г. [6, 7], Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Черников О.Г. [8], Острейковский В.А. [9, 10], Антонов А.В. [11], Гулина О.М. [12], Сальников Н.Л.

[13], Воронков А.В. [14], Масленников М.В. [15], Гермогенова Т.А. [16] и др.), так и зарубежных ученых (Swain A.D. and Guttemann H.E. [17], Bixler N. [18], Spitzer C. [19] и Sugarman D. [20], Markandya A. and Boyd R. [21] и др.). Однако подавляющее большинство исследований в этой области посвящено таким проблемам, как:

- Физика и кинетика ядерных реакторов;

- Теория надежности;

- Анализ безопасности;

- Оценки риска.

Задача расчета доз внешнего и внутреннего облучения населения и расчета ущерба населению в трудах этих авторов не была исследована.

Лично автором в данной работе были решены следующие задачи:

1. Разработан методический подход для расчета годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров.

2. Выполнен расчет годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров, на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

3. Разработан методический подход для расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба.

4. Проведен расчет ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба, на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

Цели и задачи работы

Целью работы является создание и практическое применение методического подхода по расчету доз внешнего и внутреннего облучения населения для обоснования безопасности АЭС.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

1. Оценки риска вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами типа РБМК-1000.

2. Разработка методического подхода для расчета годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров.

3. Расчет годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами типа РБМК-1000.

4. Разработка методического подхода для расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба.

5. Расчет ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба, для вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами типа РБМК

<

Научная новизна работы

1. Разработана методика оценки показателей риска АЭС. На ее основе разработана процедура оценки социально-экономических последствий чрезвычайных ситуаций. Предложены процесс проведения экономических оценок риска и процедура оценки экономических последствий аварий на объекте.

2. Проведена оценка риска вторых очередей Курской и Смоленской АЭС.

Выполнена оценка эффективных доз облучения персонала и населения при наиболее опасных авариях на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС. Проведен расчет показателей радиационного и экономического рисков от аварий на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

3. Разработан методический подход для расчета годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба, с учетом розы ветров.

4. Разработан методический подход для расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба.

Теоретическая и практическая значимость работы

Предложенный подход к проведению оценок риска АЭС использован при оценках риска, связанного с эксплуатацией АЭС, в целях совершенствования применяемых на АЭС систем, выполняющих функции безопасности и функции снижения риска до приемлемого уровня.

Подход учитывает уровни:

- приемлемого риска;

- соответствующие санитарно-гигиенические критерии безопасности.

Предложена последовательность проведения оценок риска от идентификации опасностей и их количественной оценки до количественной оценки риска, а также порядок оформления отчета по результатам анализа и принятия решений по снижению риска до приемлемого уровня.

Результаты оценок риска могут быть использованы для:

- Определения возможности и оценки риска возникновения аварий на АЭС.

- Оценки возможных последствий чрезвычайных ситуаций.

- Оценки готовности АЭС к предупреждению аварий и достаточности мер по защите персонала и территорий от чрезвычайных ситуаций.

- Разработки мероприятий по снижению риска и смягчению последствий аварий.

- Расчёта сил и средств для ликвидации возможных аварий.

Методология и методы исследования

Объектом исследования в данной работе являются наиболее опасные аварии на АЭС с реакторами типа РБМК (Курская, Смоленская АЭС).

Предметом исследования в данной работе являются:

1. годовая эффективная доза облучения населения в кольцевом сегменте румба;

2. ущерб, нанесенный населению в кольцевом сегменте румба.

Методологическую основу работы составляют фундаментальные труды в таких областях науки, как:

- Физика и кинетика ядерных реакторов. Здесь следует выделить работы Казанского Ю.А. [5], Воронкова А.В. [14] и Масленникова М.В.

[15].

- Теория надежности. Вопросы теории надежности с разных сторон освещены в работах Острейковского В.А. [9, 10], Антонова А.В. [11], Гулиной О.М. [12], Сальникова Н.Л. [13] и Гермогеновой Т.А. [16].

- Анализ безопасности. Вопросы анализа безопасности раскрываются в работах многих отечественных и зарубежных ученых. Из отечественных специалистов следует отметить работы Гордона Б.Г. [6, 7], Асмолова В.Г., Блинкова В.Н., Черникова О.Г. [8], Исламова Р.Т. [22-25], Александровской Л.Н. [26], Петрина С.В. [27], Деревянкина А.А. [28], Буторина С.Л. [29] и Гермогеновой Т.А. [16]. Из зарубежных специалистов необходимо отметить работы Swain A.D. and Guttemann H.E. [25], Bixler N. [18], Spitzer C. [19] и Sugarman D. [20].

- Оценки риска. Вопросы оценок риска освещены в работах многих отечественных и зарубежных ученых. Из отечественных специалистов следует отметить работы Рослякова П.В. [4], Острейковского В.А. [30] и Гусева Н.Г. [31]. Из зарубежных специалистов необходимо отметить работу Markandya A. and Boyd R. [21].

Положения, выносимые на защиту:

1. Оценка риска вторых очередей Смоленской и Курской АЭС с реакторами типа РБМК-1000.

2. Методический подход для расчета годовой эффективной дозы облучения населения в кольцевом сегменте румба с учетом розы ветров на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

3. Методический подход для расчета ущерба, нанесенного населению в кольцевом сегменте румба, на вторых очередях Курской и Смоленской АЭС.

Степень достоверности

Работа проводилась по заданию ОАО «Концерн «Росэнергоатом» и в соответствии с приказом МЧС России № 506 от 4 ноября 2004 г. «Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта» [2]. Результатом работы являются оценки риска АЭС с реакторами типа РБМК (Курская, Смоленская АЭС), ВВЭР (Ростовская, Нововоронежская, Калининская, Кольская, Балаковская АЭС), БН-600 (Белоярская АЭС) и ЭГП-6 (Билибинская АЭС) для разработки паспортов безопасности АЭС [3].

Результаты работы обсуждены и одобрены ОАО «Концерн «Росэнергоатом». Имеется 3 акта о внедрении результатов работы.

Апробация результатов диссертации

Основные результаты диссертационной работы докладывались на следующих конференциях и семинарах:

1. Mathematical Methods in Reliability Conference; International Conference on Opportunities and Challenges for Water Cooled Reactors in the 21st Century, 27-30 October 2009, Vienna, Austria.

2. Научные конференции НИЯУ МИФИ (Обнинск, 2009-2015 гг.).

3. Международные научные конференции по информатике (MEDIAS-2011, MEDIAS-2012), Лимассол, Республика Кипр.

4. Международные научные конференции «Ситуационные центры и информационно-аналитические системы класса 4i для задач мониторинга и безопасности» (SC-IAS4i-VRTerro2011, SC-IAS4i-VRTerro2013, SCIAS4i-VRTerro2014), Москва-Протвино.

5. Международные научные конференции «Физико-техническая информатика» (CPT-2013, CPT-2014), Ларнака, Республика Кипр.

6. IX Международный ядерный форум «Безопасность ядерных технологий:

аварийная готовность и реагирование», 29 сентября - 3 октября 2014 г., Санкт-Петербург.

Работа велась в рамках таких НИР, как «Разработка перечня мероприятий (рекомендаций) по управлению безопасностью, расчеты показателей для заполнения паспортов безопасности действующих АЭС» и «Разработка методики оценки показателей риска и критически важных (опасных) объектов Росатома для обеспечения готовности сил и средств к аварийному реагированию».

По теме диссертации опубликовано 15 работ [32-46], в том числе 3 в периодических изданиях, рекомендованных ВАК [32-34].

Работы, опубликованные в периодических изданиях, рекомендованных

ВАК:

Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] // 1.

Атомная энергия, т. 109, вып. 6. - 2010. - С. 307-311.

Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК / 2.

М.А. Берберова [и др.] // Ядерная энергетика. Известия высших учебных заведений. - 2011. - № 3. - С. 56-62.

Берберова, М.А. Оценка риска для атомных электростанций с 3.

реакторами типа РБМК и ВВЭР / М.А. Берберова [и др.] // Труды МФТИ, т. 6, № 1. - 2014. - С. 146-153.

Работы, опубликованные в других изданиях:

4. Berberova, M. Risk Assessment for Nuclear Power Plants / M. Berberova and [oth.] // International Conference on Opportunities and Challenges for Water Cooled Reactors in the 21st Century. - Vienna, Austria, 2009. - 1 электронный оптический диск (CD ROM).

Берберова, М.А. Разработка методики оценки показателей риска АЭС / 5.

М.А. Берберова [и др.] Международная конференция // XI «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2009»: тезисы докладов. Обнинск, 2009. - С. 10-11.

Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами различного типа / 6.

М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и информационноаналитические системы класса 4i. SC-IAS4i-VRTerro2011: труды Международной научной конференции. - Протвино-Москва: Изд.

ИФТИ, 2011. - С. 37-42.

Берберова, М.А. Анализ безопасности физической защиты 7.

потенциально опасных объектов / М.А. Берберова [и др.] // MEDIASтруды Международной научной конференции. - ПротвиноМосква: Изд. ИФТИ. - С. 114-134.

Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС / М.А. Берберова [и др.] // XII 8.

Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров

- 2011»: тезисы докладов. - Обнинск, 2011. - С. 3-4.

Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа БН / М.А.

9.

Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2012:

аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2012. - С. 215.

10. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа ВВЭР-1000 (В-320) / М.А. Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2013: аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2013. - С. 231.

11. Берберова, М.А. Вопросы обеспечения безопасности АЭС: рискмонитор / Р.Т. Исламов, М.А. Берберова // XII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы докладов. - Обнинск, 2013. - С. 28.

12. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реактором типа ВВЭР-440 (В-230) / М.А. Берберова [и др.] // XIII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров - 2013»: тезисы докладов. Обнинск, 2013. - С. 29-30.

13. Берберова, М.А. Оценка риска для АЭС с реакторами типа РБМК и ВВЭР / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС4i для мониторинга и безопасности. SCVRT2013-14: труды Международной научной конференции. - Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С.

110-117.

14. Берберова, М.А. Анализ надежности персонала для проведения оценок риска / М.А. Берберова [и др.] // Ситуационные центры и ИАС4i для мониторинга и безопасности. SCVRT2013-14: труды Международной научной конференции. - Москва-Протвино: Изд. ИФТИ, 2013-2014. - С.

210-216.

15. Берберова, М.А. Оценка риска АЭС с реакторами типа РБМК / М.А.

Берберова [и др.] // Научная конференция НИЯУ МИФИ-2015, аннотации докладов, том 1. - Обнинск, 2015. - С. 231.

Соответствие диссертации Паспорту научной специальности:

В соответствии с паспортом специальности 05-14-03, областью исследований является «Разработка методов обоснования безопасности и экологической приемлемости технологий и объектов ядерной техники».

–  –  –

В данной главе приводится обзор методов оценок риска.

Глава состоит из трех разделов. В разделе 1.1 приводится обзор методов оценок риска, описываются термины и определения, необходимые для оценок риска, и рассматриваются основные количественные показатели риска. В разделе

1.2 изложены положения по радиационной безопасности. В разделе 1.3 рассмотрен обзор методов оценок риска.

1.1. Основные термины и определения

Согласно Федеральному закону № 116-ФЗ «О промышленной безопасности опасных производственных объектов» [47], авария - это разрушение сооружений и (или) технических устройств, применяемых на опасных объектах (например, на АЭС), неконтролируемые взрыв и (или) выброс опасных веществ.

Согласно Федеральному закону № 184-ФЗ «О техническом регулировании»

[48], риск - это 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.

Применительно к АЭС определение риска может быть сформулировано более компактно, а именно как «сочетание вероятности и последствий наступления неблагоприятного события». В узком смысле понятие «риск» можно определить, как «количественная оценка опасностей, частота одного события при наступлении другого».

Загрузка...

Согласно Методическим указаниям РД 03-418-01 [49], основными количественными показателями риска аварии являются:

- Технический риск - вероятность отказа технических устройств с последствиями определенного уровня (класса) за определенный период функционирования опасного объекта (например, АЭС).

- Индивидуальный риск - частота поражения отдельного человека в результате воздействия исследуемых факторов опасности аварий.

- Потенциальный территориальный риск (или потенциальный риск) частота реализации поражающих факторов аварии в рассматриваемой точке территории.

- Коллективный риск - ожидаемое количество пораженных в результате возможных аварий за определенный период времени.

- Социальный риск, или зависимость частоты F/N-диаграмма возникновения событий F, в которых пострадало на определенном уровне не менее N чел., от этого числа N. Характеризует тяжесть последствий (катастрофичность) реализации опасностей.

- Ожидаемый ущерб - математическое ожидание величины ущерба от возможной аварии, за определенный период времени.

- Приемлемый (допустимый) риск - это такая минимальная величина риска, которая достижима по техническим, экономическим и технологическим возможностям. Приемлемый риск представляет собой некоторый компромисс между уровнем безопасности и возможностями его достижения. Величина этого риска зависит от вида отрасли производства, профессии, вида негативного фактора, которым он определяется. В настоящее время принято считать, что для действия техногенных опасностей в целом индивидуальный риск считается приемлемым, если его величина не превышает 10-6.

- Профессиональный риск - риск, связанный с профессиональной деятельностью человека.

Согласно РД 03-418-01 [49]:

риск аварии - это мера опасности, характеризующая возможность возникновения аварии на опасных объектах (например, на АЭС) и тяжесть ее последствий;

анализ риска - это процесс идентификации опасностей и оценка риска аварии на опасных объектах (например, на АЭС) для отдельных лиц или групп людей, имущества или окружающей природной среды.

Согласно ГОСТ Р 51898-2002 [50], риск допустимый - это риск, который в данной ситуации считается приемлемым при существующих общественных ценностях.

1.2. Радиационная безопасность

Безопасность АЭС является одним из основных свойств АЭС, определяющих возможность их использования в качестве источников тепловой и электрической энергии [1].

Согласно [51], вероятностным характеристикам NUREG/CR-2300 безопасности АЭС соответствуют риски, связанные с авариями, например, на АЭС с непосредственными и отдаленными последствиями для населения и сверхнормативным загрязнением окружающей среды.

В данной работе рассмотрены, прежде всего, специфические для АЭС вопросы радиационной безопасности (рисунок 1.1). Методики оценок общепромышленных рисков (факторов опасности пожаров, взрывов и токсичных веществ) достаточно полно описаны в методических и нормативных документах [47-69]. Общие положения обеспечения безопасности АЭС и правила ядерной безопасности исследовательских реакторов изложены в ОПБ-88/97 [70] и в НПВ Нормах проектирования сейсмостойких атомных станций (НП-031приведены нормы проектирования сейсмостойких АЭС. Основные положения Методики расчета надежности оборудования реакторных установок АЭС изложены в НП-031-01 [72] и в Методике расчета надежности оборудования реакторных установок [74]. Источником информации о параметрах и исходных данных являются данные Госкомстата России [75]. Положения, описанные в Методических указаниях МУ2.6.1.2153-06 [76], позволяют рассчитать дозы облучения персонала и населения на различных расстояниях от источника выброса радионуклидов, и расчетных зависимостей (формул и табличных данных), приведенных в [73]. Правила безопасности при транспортировании радиоактивных материалов представлены в [77]. Нормы и правила проектирования вновь строящихся и реконструируемых подъездных дорог к АЭС представлены в [78, 79]. Вопросы декларирования промышленной безопасности и развитии методов оценки риска опасных производственных объектов раскрываются в [80, 81].

Рисунок 1.1 – Оценка безопасности АЭС

Федеральные законы [47, 48, 79, 82, 83] определяют правовые, экономические и социальные основы обеспечения безопасности при работе предприятий, использующих атомную энергию, источники ионизирующих излучений, опасные химические вещества.

4 ноября 2004 г. в МЧС России был подписан приказ № 506 «Об утверждении типового паспорта безопасности опасного объекта» [2].

Предприятия отрасли, согласно [2], должны направлять в региональные управления МЧС соответствующие паспорта безопасности. В соответствии с [2] и на основе типового паспорта безопасности опасных производственных объектов был разработан паспорт безопасности [3].

В соответствии с требованиями раздела II паспорта безопасности [3], для проведения работ по оценке риска АЭС при участии соискателя была разработана Методика оценки показателей риска АЭС [73].

Типовой паспорт безопасности [3] устанавливает основные требования к структуре, составу и оформлению паспорта безопасности опасного объекта (объектов) эксплуатирующих организаций. Данный типовой паспорт предназначен для разработки паспортов безопасности на АЭС.

1.3. Оценка риска

Согласно Руководству по проведению оценок рисков природного и техногенного характера [52], при проведении оценок риска последствия разделяются по категориям серьезности последствий (размеров ущербов), для которых отдельно оцениваются их вероятности. Графической интерпретацией риска АЭС являются кривые «частота-последствие» (т.н. F/N- и F/G-диаграммы).

Общая процедура проведения оценок риска включает три последовательных стадии: оценка риска уровней 1, 2 и 3 [52]. Категории потенциального ущерба для оценки риска различных уровней рассматриваются в [84].

Для количественной оценки интегрального (от всех возможных аварий) риска используется формула, изложенная в публикациях и докладах соискателя [32-46]. В Рекомендациях Международной комиссии по радиационной защите от 2007 года [53] введен коэффициент, связывающий вероятность (частоту) гибели людей с опасными воздействиями (5,610-2 1/Зв).

При оценке приемлемости полученных при проведении оценок риска анализируемой АЭС используются санитарно-гигиенические критерии, описанные в ГОСТ 12.1.010-76 [64] и НРБ-99/2009 [85].

В случае токсических, взрывных и термических воздействий риск гибели или тяжелого травмирования людей для конкретного сценария возможной аварии следует оценивать в соответствии с методиками и рекомендациями [53, 55, 57, 63, 64, 66, 86, 87].

Оценка вероятностей (частот) сценариев развития аварий проводится в соответствии с методологией вероятностного анализа безопасности (ВАБ). ВАБ проводится с использованием методов «деревьев отказов» и «деревьев событий»

или других процедур, позволяющих получить оценки вероятности возможных аварий.

В настоящее время для ВАБ АЭС существует развитая система методик [88которая успешно применяется и развивается как в отечественной, так и в мировой практике. Также есть целый ряд методик по оценке многих видов последствий техногенных аварий (оценка риска уровня 2) в требуемом объеме. В соответствии с Рекомендациями МКРЗ от 2007 года [53] и НРБ-99/2009 [85], в настоящей работе основное внимание уделяется оценке риска причинения вреда здоровью людей (населения и персонала) и окружающей среде в объеме, необходимом для планирования мер вмешательства для снижения последствий аварий на анализируемых АЭС. Можно отметить утвержденные отраслевые и межотраслевые руководства и методики, которые могут использоваться для проведения ряда необходимых экономических оценок (оценка риска уровня 3) как в области радиационных рисков, так и неядерных рисков природного и техногенного характера [55, 86, 95-99].

Порядок идентификации опасностей и выбора исходных событий определен в работе Международного Центра по Ядерной Безопасности [73]. Здесь же представлены иллюстрация применения методов идентификации опасностей, а также порядок оформления отчета по результатам оценок риска. Порядок оценки последствий аварий, масштабы возможного материального ущерба, а также порядок оценки экономических последствий аварии представлены в руководящих документах [52, 81, 95-101].

Аналитические и статистические методы анализа надежности систем и безопасности, а также анализ неопределенности при проведении оценок риска АЭС детально представлены в работах [6-9, 11, 16, 22-25, 30]. Исследование, разработка и применение методов оценки надежности персонала при проведении ВАБ АЭС приведены в учебном пособии [27]. Примеры расчетов показателей риска для АЭС с реакторами типа РБМК-1000 приведены в работах Международного Центра по Ядерной Безопасности [102, 103], выполненных при непосредственном участии соискателя. Точность методов и результатов измерений согласована с Федеральным законом № 102-ФЗ [104], ГОСТ Р ИСО 5725-2002 (части 1…6) [105] и ГОСТ Р 8.563-2009 [106]. Проблемы эффективного управления сроком службы оборудования АЭС рассмотрены в исследовании [12].

Основы физики и кинетики ядерных реакторов представлены в учебном пособии [5]. Вопросы математического моделирования физических процессов освещены в публикациях Методы вероятностного прогнозирования [14, 15].

работоспособности оборудования ядерных установок приведены в исследовании [13]. Методы защиты окружающей среды и контроля вредных выбросов в атмосферу представлены в публикации [6].

Основой для формулировки выводов являются полученные результаты оценок риска АЭС в соотношении с критериями приемлемого риска, представленными в Федеральном законе № 184-ФЗ [48].

Разработка рекомендаций по уменьшению риска является заключительным этапом оценок риска. Согласно РД 03-418-01 [49], в рекомендациях представляются разработанные меры по уменьшению риска, основанные на результатах оценок риска.

Типовое содержание отчетной документации по оценкам риска приведено в работе [73].

Для проведения анализа радиационных последствий возможных аварий на реакторных установках, в Руководстве для пользователей Международной Шкалы Ядерных и Радиологических событий [107] предлагается классификация аварийных выбросов, которая соответствует Международной шкале ядерных событий (INES) на АЭС.

Согласно публикациям NRC, МАГАТЭ и Сандийской Национальной Лаборатории [18, 91, 108, 109], оценка риска от аварий на АЭС выполняется по упрощенной процедуре проведения ВАБ уровня 3. Вероятности возникновения аварий (сценариев) определены по методикам, изложенным в ГОСТ Р 51898-2002 [50]. Риски радиационного воздействия на персонал и население в физических показателях оцениваются в соответствии с НРБ-99/2009 Риски [85].

радиационного воздействия на персонал и население в экономических показателях оцениваются в соответствии с учебным пособием [96] и ГОСТ Р 12.0.010-2009 [97].

Одним из основных этапов оценок риска является этап выбора наиболее вероятной и наиболее опасных аварий и определение вероятностей их возникновения. Описание аварий приводится в ПиНАЭ-5.6 [110] и ГОСТ 27.310Здесь же рассматриваются порядок проведения и общие методические принципы анализа видов, последствий и критичности отказов технических объектов всех видов.

Согласно ПиНАЭ-5.6 [110] здания и сооружения АЭС, по условиям их ответственности за радиационную и ядерную безопасности и обеспечению функционирования оборудования и систем, подразделяют на три категории.

Основные положения и общие требования обеспечения ядерной безопасности, требования к методам и средствам контроля параметров ядерной безопасности представлены в НП-063-05 [112]. В NUREG/CR-6410 [113] приведены данные по протеканию и последствиям самопроизвольной цепной реакции на АЭС. Требования к техническим средствам обнаружения и сигнализации о возникновении самопроизвольной цепной реакции представлены в ПБЯ-06-10-99 [114]. В руководящем документе NRC[115] даны рекомендации по оценкам доз мгновенного облучения от распространения выброса в атмосфере и от радиоактивного загрязнения территорий.

Методология расчетов последствий от газоаэрозольных выбросов изложена, в частности, в методическом пособии [27]. Общая методология оценки радиационных последствий основана на анализе путей воздействия. Пути воздействия описывают маршрут, по которому радионуклиды от источника выбросов мигрируют в окружающей среде вплоть до потенциального воздействия на человека или другие компоненты окружающей среды (как техногенные, так и природные). Выбросы можно разделить на три основные категории:

(1) Выбросы в атмосферу.

(2) Жидкие сбросы в реки, водохранилища или моря.

(3) Захоронение отходов в землю.

Разработанная методика оценки показателей риска АЭС посвящена исключительно первой категории, и, конкретно, воздействиям атмосферных выбросов на население. Воздействия на персонал представлены в документе МАГАТЭ [21].

В настоящее время существуют методики и соответствующие программные комплексы для решения задач оценки рассеяния радионуклидов в атмосфере (например, методики [21, 116]). В данной работе представлена инженерная методика для оценки отрицательных воздействий выбросов радионуклидов в атмосферу на здоровье населения.

В Методических указаниях МУ 2.6.1.042-2001 [117] используются уравнения статистической теории атмосферной диффузии с системой классификации категорий устойчивости по Пасквиллу. Согласно публикации МАГАТЭ (Safety guide № NS-G-1.2) вероятность авиационной катастрофы в пределах площади, равной 10000 м2, в любом районе страны оценивается величиной 10-6 1/год.

Новая редакция карт общего сейсмического районирования России [119], разработанная под руководством Объединенного института физики Земли им.

О.Ю.Шмидта РАН в 90-х годах ХХ века, основана на вероятностной оценке сейсмической опасности территорий. Действующий в настоящее время в России нормативный документ по проектированию сейсмостойких АЭС [72] предписывает использовать для определения максимального проектного землетрясения карты ОСР-97-D.

Для оценки вероятности ошибок персонала были использованы работы [26, 28]. В учебном пособии [26] приводится шкала вероятности ошибок персонала, которая позволяет на основе заданного набора критериев (запас времени для принятия решений, фактор стресса, сложность принятия решений, интерфейс, качество инструкций и др.) оценить вероятность ошибок персонала. В работе [28] проводится исследование, разработка и применение методов оценки надежности персонала при проведении вероятностного анализа безопасности АЭС.

Оценка аварийных атмосферных выбросов (от 0 до 100 км от источника выбросов), включает моделирование на локальном и местном масштабе.

Результаты исследования ядерного топливного цикла показывают, что региональные последствия (от 100 до 1000 км от источника выбросов) для здоровья населения составляют около 15% от общих местных и региональных воздействий (согласно публикации [94]), т.е. примерная пропорция между местными и региональными последствиями составляет 6:1. Чтобы избежать необходимости моделировать рассеивание в региональном масштабе, региональные воздействия оцениваются как фиксированная часть оценки местных воздействий.

Для оценки рассеяния радионуклидов в атмосфере и их осаждения на местности используется Единая межведомственная методика оценки ущерба от чрезвычайных ситуаций техногенного, природного и террористического характера, а также классификации и учета чрезвычайных ситуаций [86].

Модель рассеивания используется для прогноза концентрации загрязнителя в атмосфере в любой точке пространства и на любом расстоянии от источника.

Существует много видов количественных моделей рассеивания. Согласно документам МАГАТЭ (IAEA-TC-733.7 [20]) и СНиП 2.05.02-85* [78], основной вид модели рассеивания, наиболее часто используемый для прогноза загрязнения воздуха, основывается на модели факела Гаусса.

В общем случае, для расчета экономических ущербов от аварий на АЭС в результате реализации внешних и внутренних угроз рекомендуется учитывать виды ущербов от аварий на АЭС, приведенные в учебнике [10]. Согласно [10], расчет экономического ущерба, связанного с облучением населения и персонала, производится раздельно для стохастических и детерминистических эффектов.

Для определения и количественной оценки частот (вероятностей) конечных событий реализации сценариев аварий необходимо провести категорирование последствий аварий.

Согласно Руководству [107], при выборе категорий потенциальных ущербов для оценок риска уровня 1 для АЭС рекомендуется руководствоваться действующими нормативными правовыми актами, государственными стандартами, нормами, правилами и оценками INES.

2. Методика оценки показателей риска АЭС

В последнее время была проведена огромная работа по снижению вероятности аварий в ядерной энергетике вообще и на АЭС, в частности.

Сравнительный анализ опасности различных объектов показывает, что риск смертельных поражений от выбросов АЭС при нормальной их работе в 400 раз меньше, чем от выбросов вредных веществ, источниками которых являются тепловые электростанции [79]. Поэтому эксперты-специалисты ставят ядерную энергетику по степени опасности на 20-е место, в то время как неядерной энергетике отводят 9-е место. Однако, несмотря на относительно малый риск тяжелых аварий, выявлению возможности возникновения радиационных аварий, их предотвращению и мерам по ликвидации последствий этих аварий придается исключительно важное значение.

Глава состоит из восьми разделов. В разделе 2.1 приведены показатели степени риска. В разделе 2.2 приведена концепция оценок риска. В разделе 2.3 рассматриваются ограничения и допущения для оценки показателей риска. В разделах 2.4 и 2.5 описываются исходные данные и применяемые методы для оценки показателей риска. В разделах 2.6 и 2.7 дается определение как технических, так и социально-экономических показателей степени риска. В разделе 2.8 изложены заключение и выводы к главе.

В 2001 году в рамках федеральной целевой программы «Снижение рисков и смягчение последствий чрезвычайных ситуаций природного и техногенного характера в Российской Федерации до 2005 года» был разработан методический документ «Руководство по проведению оценок рисков природного и техногенного характера на ядерных объектах» [52].

В 2004 году приказом Министра МЧС России [2] был утвержден типовой паспорт безопасности опасного объекта. На его основании тогда же был разработан паспорт безопасности [3].

Для решения задач оценок риска (раздел II паспорта безопасности [3]) в 2004 году было принято решение о разработке «Методики оценки показателей риска для управления безопасностью критически важных (опасных) объектов Госкорпорации «Росатом».

Целью разработки Методики является установление единого подхода, общей процедуры, состава исходных данных и результатов, позволяющих получать оценки показатели рисков для АЭС с реакторами различных типов, рекомендации по организации и проведению оценок риска, документированию результатов оценок риска в соответствии с номенклатурой показателей риска и требованиями паспорта безопасности [2, 3, 52].

В 2008 году в ОАО «Концерн «Росэнергоатом» начались работы по проведению оценок риска и заполнению паспортов безопасности российских АЭС. В 2010 году была разработана «Методика оценки показателей риска АЭС»

[73].

Рекомендуемый рассматриваемой «Методикой оценки показателей риска АЭС» [73] подход к оценкам риска АЭС с реакторами различных типов основан на методологиях и методиках, разработанных под эгидой Госкорпорации «Росатом» и ОАО «Концерн «Росэнергоатом», а также на Федеральных законах РФ, ГОСТах, нормативных документах, санитарных нормах и правилах, утвержденных Правительством РФ [2, 3, 47-50, 52, 54-68, 70-72, 74, 77, 78, 82, 83, 86, 87, 95-97, 110, 112, 113, 116, 117].

При разработке «Методики оценки показателей риска АЭС» были использованы методологии, разработанные под эгидой Комиссии Европейского Сообщества (КЕС) и Международного Агентства по Атомной Энергии (МАГАТЭ): Вероятностного анализа безопасности (ВАБ) для АЭС [1, 17, 21, 88Сравнительных оценок рисков здоровью и окружающей среде для систем производства электроэнергии и Оценок внешних цен для различных топливных циклов [19, 20, 100, 101], а также методологии, разработанные под эгидой Nuclear Regulatory Commission (NRC) [18, 51, 69, 113, 115].

При разработке «Методики оценки показателей риска АЭС» были учтены вопросы, рассмотренные в публикациях МЧС [80, 81].

Уровень безопасности АЭС, как и любых других опасных объектов, имеет стохастическую природу и обусловлен рядом случайных внутренних и внешних явлений природного и техногенного характера. В общем случае он определяется [52, 73]:

- Вероятностью возникновения внутренних исходных событий (т.е. на самой АЭС), внешних техногенных катастроф, опасных природных явлений, а также потенциальным ущербом, который может быть причинен в результате возникновения этих событий.

- Размерами постоянного (при нормальной эксплуатации АЭС) вредного воздействия на человека и окружающую среду, определяющего возможность возникновения отдаленных стохастических последствий для населения и окружающей среды на фоне равновесного состояния экосистем.

- Вероятностью перерастания нормальной экологической обстановки в кризисную и возможностью последующего возникновения аварий.

- Вероятностью успешного вмешательства с целью снижения размеров и ликвидации последствий аварий, а также степенью эффективности мероприятий, осуществляемых при таком вмешательстве.

Указанным выше вероятностным характеристикам уровня безопасности

АЭС соответствуют три основные категории рисков [52, 73]:

1. Риски, связанные с авариями на АЭС и другими чрезвычайными ситуациями техногенного и природного характера с непосредственными детерминированными и отдаленными стохастическими последствиями для населения и сверхнормативным загрязнением окружающей среды.

2. Экстремальные экологические риски, связанные с возникновением чрезвычайных ситуаций экологического характера.

3. Экологические риски, связанные с ухудшением здоровья населения и негативными изменениями в окружающей среде, отдаленными стохастическими последствиями для жизни и здоровья людей вследствие вредного воздействия АЭС при нормальной эксплуатации.

В представленной Методике рассматриваются только первые две категории рисков - аварийные и экстремальные экологические.

–  –  –

Результатами применения Методики являются следующие показатели риска [73]:

Fd, Fp - частота сценариев развития аварии, 1/год;

Md, Ad, Mp, Ap - количество опасного вещества, участвующего в реализации сценариев, тонн, Бк (Ки);

Ndms, Ndds, Npms, Npds - возможное количество погибших и пострадавших среди персонала для сценариев, чел.;

Ndmp, Nddp, Npmp, Npdp - возможное количество погибших и пострадавших среди населения для сценариев, чел.;

Ndvp, Ndvp, Npvp, Npvp - возможное количество населения, у которого могут быть нарушены условия жизнедеятельности с учетом воздействия вторичных факторов поражения и вредного воздействия на окружающую среду для сценариев, чел.;

G - величина возможного ущерба, руб.;

Sd, Sp - площади зон действия поражающих факторов при реализации сценариев развития аварии, м2;

Bdw, Bdm, Bds, Bdt, Bpw, Bpm, Bps, Bpt - количество разрушенных или поврежденных зданий, сооружений или технологического оборудования в зонах действия поражающих факторов при реализации сценариев развития аварии, (отдельно по «слабой», «средней», «сильной» и «полной» степени повреждения в % от общего количества объектов);

rs - индивидуальный риск для персонала на ядерно и радиационно опасных, пожаровзрывоопасных и химически опасных объектах отрасли, 1/год;

rp - индивидуальный риск для населения на прилегающей территории к ядерно и радиационно опасным, пожаровзрывоопасным и химически опасным объектам отрасли, 1/год;

Rsp - коллективный риск (математическое ожидание потерь) - ожидаемое количество пострадавших (погибших) людей (персонала и населения) в результате возможных аварий (чрезвычайных ситуаций) на ядерно и радиационно опасных, пожаровзрывоопасных и химически опасных объектах отрасли за определенное время (год), чел/год;

SL(xy) - ситуационный план с нанесенными на него зонами последствий от возможных аварий на объекте, N(F)ij, G(F)ij - диаграммы социального риска (F/N- и F/G-диаграмма).

2.2. Концепция оценок риска

Концепция вероятностной оценки риска основана на широко используемой методологии ВАБ и рекомендуемой МАГАТЭ для АЭС и других опасных объектов. Для целей настоящей методики рекомендуется методический подход, использующий модели деревьев отказов и деревьев событий, относящихся к большому классу логико-вероятностных методов. Этот подход в последнее время получил наибольшее распространение во всем мире. Он обладает развитой методической базой, обширными базами данных и обеспечен множеством верифицированных расчетных программ [73].

Основу данного методического подхода составляет [73]:

1. Выявление слабых мест проекта, увеличивающих вероятность повреждения активной зоны.

2. Количественную оценку пределов безопасности, обеспечиваемых проектом и рассматриваемых на основе лицензионных требований.

3. Использование детерминистического анализа безопасности.

4. Учет мер по управлению авариями и ликвидации последствий аварии.

5. Оценку риска

6. Использование критериев приемлемости риска.

Оценка аварийного риска на любых АЭС основывается на концепции барьеров безопасности, которые должны быть нарушены для того, чтобы исходные события привели к определенным ущербам для персонала, населения и окружающей среды (рисунок 2.1).

Рисунок 2.1 - Концепция оценки аварийного риска Например, при оценке риска от АЭС анализируются следующие факторы [73]:

- Опасные факторы: продукты деления в ядерном топливе.

- Барьеры: оболочки твэлов; первый контур; защитная оболочка (контайнмент).

- Факторы воздействия: утечки из защитной оболочки.

Для установления взаимосвязей между исходными событиями, факторами воздействия и возможными последствиями аварий обычно разрабатываются матрицы зависимостей. Пример такой матрицы для АЭС представлен в таблице 2.1.

–  –  –

При проведении оценок риска последствия разделяются по категориям серьезности ущерба, для которых отдельно оцениваются их вероятности.

Графической интерпретацией риска от любого опасного объекта являются кривые «частота-последствие», которые в литературе называются и F/N F/G диаграммами [73].

Общая процедура проведения оценок риска включает три последовательных стадии [52, 73]:

Оценка риска уровня 1: Анализ опасности исходных событий природного и техногенного характера, ошибок персонала АЭС, отказов оборудования, систем, зданий и сооружений на АЭС вследствие внешних и внутренних экстремальных воздействий с целью определения вероятностей (частот) реализации радиоактивных, токсических выбросов в окружающую среду и других факторов воздействия в соответствии с принятыми категориями потенциальных ущербов;

Оценка риска уровня 2: Оценка (на основе и совместно с результатами оценки риска уровня 1) показателей риска причинения ущерба жизни и здоровью физических лиц (населению и персоналу АЭС), имуществу физических и юридических лиц (населению, эксплуатирующей организации АЭС, другим юридическим лицам), а также окружающей среде в физических показателях (вероятностей (частот) и размеров радиологических последствий на и вне площадки АЭС, дозовых нагрузок, количества детерминированных и стохастических эффектов излучения, концентраций радиоактивных веществ на АЭС и за пределами санитарно-защитной зоны, и других факторов воздействия, масштабов и характера мероприятий по вмешательству в соответствии с требованиями федеральных санитарно-эпидемиологических правил и нормативов) в соответствии с принятыми категориями потенциальных ущербов;



Pages:   || 2 | 3 | 4 |
 
Похожие работы:

«Зайцев Павел Александрович Средства температурного контроля для современных ЯЭУ Специальность – 05.14.03«Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации» Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный...»

«Валеев Рустам Галимянович ПОВЫШЕНИЕ УРОВНЯ ЭЛЕКТРОБЕЗОПАСНОСТИ В ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СЕТЯХ НАПРЯЖЕНИЕМ ДО 1000 В ПРИ ОДНОФАЗНЫХ КОРОТКИХ ЗАМЫКАНИЯХ Специальность 05.26.01 «Охрана труда (электроэнергетика)» Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель доктор...»

«ТРУФАНОВ Виктор Васильевич МЕТОДИЧЕСКОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ПЕРСПЕКТИВНОГО РАЗВИТИЯ ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ СИСТЕМ РОССИИ В СОВРЕМЕННЫХ УСЛОВИЯХ Специальность 05.14.02 Электрические станции и электроэнергетические системы Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук Научный консультант: Воропай Николай Иванович,...»

«ТАВАРОВ САИДЖОН ШИРАЛИЕВИЧ ЗАЩИТА ЛИНЕЙНОГО ПЕРСОНАЛА, ОБСЛУЖИВАЮЩЕГО ЛИНИИ ЭЛЕКТРОПЕРЕДАЧИ НАПРЯЖЕНИЕМ 500 кВ В РЕСПУБЛИКЕ ТАДЖИКИСТАН Специальность 05.26.01 – «Охрана труда (электроэнергетика)» ДИССЕРТАЦИЯ на соискание учёной степени кандидата технических наук Научный руководитель –...»

«ТАВАРОВ САИДЖОН ШИРАЛИЕВИЧ ЗАЩИТА ЛИНЕЙНОГО ПЕРСОНАЛА, ОБСЛУЖИВАЮЩЕГО ЛИНИИ ЭЛЕКТРОПЕРЕДАЧИ НАПРЯЖЕНИЕМ 500 кВ В РЕСПУБЛИКЕ ТАДЖИКИСТАН Специальность 05.26.01 – «Охрана труда (электроэнергетика)» ДИССЕРТАЦИЯ на соискание учёной степени кандидата технических наук Научный руководитель –...»

«Валеев Рустам Галимянович ПОВЫШЕНИЕ УРОВНЯ ЭЛЕКТРОБЕЗОПАСНОСТИ В ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СЕТЯХ НАПРЯЖЕНИЕМ ДО 1000 В ПРИ ОДНОФАЗНЫХ КОРОТКИХ ЗАМЫКАНИЯХ Специальность 05.26.01 «Охрана труда (электроэнергетика)» Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель доктор...»

«Соломахо Ксения Львовна ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА ГЛАВНЫХ КОМПОНЕНТ ДЛЯ ПРОГНОЗИРОВАНИЯ ОБЪЕМОВ ЭЛЕКТРОПОТРЕБЛЕНИЯ ЭНЕРГОСБЫТОВОГО ПРЕДПРИЯТИЯ Специальность 05.09.03 – “Электротехнические комплексы и системы” Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель – доктор...»

«04.2.01 0 6 0 3 1 4 БОЛДЫРЕВ ИЛЬЯ АНАТОЛЬЕВИЧ РАЗРАБОТКА И ИССЛЕДОВАНИЕ ИНФОРМАЦИОННОИЗМЕРИТЕЛЬНОЙ СИСТЕМЫ ДЛЯ УПРАВЛЕНИЯ ПРОЦЕССОМ АБСОРБЦИИ 05.11.16 Информационно-измерительные и управляющие системы (по отраслям) Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель: доктор технических наук, профессор Желбаков И. Н. Москва, 2010 СОДЕРЖАНИЕ Введение 1. Анализ...»

«Соловьев Юрий Владимирович КОНТРОЛЬ ТЕХНИЧЕСКОГО СОСТОЯНИЯ ЗАЩИЩЕННЫХ ПРОВОДОВ ЛИНИЙ ЭЛЕКТРОПЕРЕДАЧИ В УСЛОВИЯХ КОМПЛЕКСНОГО ВОЗДЕЙСТВИЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ФАКТОРОВ Специальность: 05.11.13 – Приборы и методы контроля природной среды, веществ, материалов и...»

«Марьяндышев Павел Андреевич СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ТЕХНОЛОГИИ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ДРЕВЕСНОГО БИОТОПЛИВА Специальность 05.14.04 «Промышленная теплоэнергетика» Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель: д.т.н, профессор...»

«Валеев Рустам Галимянович ПОВЫШЕНИЕ УРОВНЯ ЭЛЕКТРОБЕЗОПАСНОСТИ В ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СЕТЯХ НАПРЯЖЕНИЕМ ДО 1000 В ПРИ ОДНОФАЗНЫХ КОРОТКИХ ЗАМЫКАНИЯХ Специальность 05.26.01 «Охрана труда (электроэнергетика)» Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук Научный руководитель доктор...»

«ГАМИДОВ Санан Салех оглы ВНЕШНЯЯ ПОЛИТИКА СОВРЕМЕННОГО АЗЕРБАЙДЖАНА: ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ СОСТАВЛЯЮЩАЯ Диссертация на соискание ученой степени кандидата политических наук по специальности 23.00.04 Политические проблемы международных отношений, глобального и регионального развития.Научный руководитель: доктор политических наук, профессор Р.Х. Усманов Астрахань – 20 СОДЕРЖАНИЕ ВВЕДЕНИЕ.. ГЛАВА I. ТЕОРЕТИКО-МЕТОДОЛОГИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ...»









 
2016 www.konf.x-pdf.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Авторефераты, диссертации, конференции»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.