уроки аварии

О НЕКОТОРЫХ АСПЕКТАХ ОБОСНОВАНИЯ БЕЗОПАСНОСТИ  АТОМНЫХ СТАНЦИЙ (Уроки аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи»)   Ланкин М.Ю., к.т.н.; Хамаза А.А., Шарафутдинов Р.Б., к.т.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»),  Мирошниченко М.И. (Ростехнадзор)

 

Тяжёлая авария на АЭС «Фукусима-Дайичи», инициированная землетрясением и последовавшим за ним мощным цунами 11 марта 2011 г., пристально изучалась специалистами атомной отрасли – выполнялся оперативный анализ протекания аварии, складывающегося состояния АЭС и обстановки вокруг неё, затем по мере поступления информации началась работа по анализу аварийного сценария, по определению непосредственных и коренных причин аварии, извлечению уроков и выработке рекомендаций по направлениям дополнительного анализа безопасности для находящихся в эксплуатации атомных станций. Проводились такие работы и в ФБУ «НТЦ ЯРБ», результаты которых, в частности, были учтены Ростехнадзором при установлении требований к выполнявшимся во второй половине 2011 г. дополнительным анализам защищённости от внешних воздействий российских АЭС (так называемым «стресс-тестам»).

В настоящей статье речь пойдёт об уроках, которые мы считали бы полезным извлечь, прежде всего, для самих себя, российских специалистов, в вопросах  обоснования и анализа безопасности АЭС.

Зададимся вопросом,  можно ли было в проекте АЭС «Фукусима-Дайичи» предусмотреть воздействия, имевшие место 11  марта 2011 г.

Уровень планировки площадки блоков 1–4 АЭС «Фукусима-Дайичи», находящейся на ти­хо­океанском побережье острова Хонсю, на 10 м превышает уровень океана. Защитные гидротехнические сооружения АЭС от волн имеют высоту 5,7 м выше уровня океана [1, 2].

Аварийные источники энергоснабжения атомной станции (дизель-генераторы и аккумуляторные батареи) расположены в зданиях на уровне поверхности земли. Причём предотвращение поступления воды внутрь здания при воздействии цунами не было обеспечено (имелись пути поступления воды в здания турбины и реактора).

В результате сейсмического воздействия произошли автоматическая остановка работавших блоков, а также повреждение линий питавшей АЭС энергосистемы. Это вызвало потерю электроснабжения собственных нужд АЭС, являющуюся ожидаемым событием, для которого в проекте АЭС предусмотрен переход на питание от аварийных источников – дизель-генераторов, что и произошло. 

Примерно через 50 мин. после основного сейсмического толчка две волны цунами высотой около 14–15 м обрушились на площадку АЭС «Фукусима-Дайичи». Цунами повредило часть оборудования, важного для безопасности, в том числе были выведены из строя комплектные распределительные устройства и дизель-генераторы системы аварийного электроснабжения (на ряде блоков повреждёнными оказались также и аккумуляторные батареи). Возникла ситуация полного обесточивания АЭС (кроме блока 6, где сохранил работоспособность один дизель-генератор).

Имевшиеся на блоках Фукусимы системы безопасности, как и системы безопасности других эксплуатирующихся в настоящее время в мире АЭС, не рассчитаны на обеспечение неограниченного во времени теплоотвода от активных зон реакторов в условиях полного обесточивания атомной станции[1], что стало особо критичным для блоков 1–3. Эти блоки в момент возникновения землетрясения находились в работе и, соответственно, имели значительное остаточное тепловыделение в активных зонах после остановки реакторов.
 

---

[1] За исключением системы Isolation Condenser на блоке 1, но эта система по невыясненным пока до конца причинам отказала практически сразу после сейсмического воздействия.

Персонал не смог обеспечить электроснабжение критических компонентов АЭС в сжатые сроки (была недоступна внешняя энергосистема, по всей видимости, было невозможно оперативно восстановить работоспособность комплектных распределительных устройств и дизель-генераторов, оказались неуспешными попытки использовать нештатные источники электроснабжения). Указанное обусловило полную деградацию функции безопасности теплоотвода от активных зон и переход аварии в тяжёлую стадию на блоке 1 – уже в первые сутки аварии, а на блоках 2 и 3 – через двое-трое суток.

Итак, видно, что АЭС столкнулась с ударом стихии (землетрясением в сочетании со значительным цунами), которому оказалась не в силах противостоять. Одной из основных причин развития аварии в тяжёлую стадию стала неспособность атомной станции сохранить аварийные источники электроснабжения при воздействии волны цунами, превышающей уровень планировки площадки АЭС.

Должны ли проектировщики, эксплуатирующая организация, орган регулирования безопасности при использовании атомной энергии предвидеть возможность такого развития событий?

Япония находится в непосредственной близости от глобального тектонического разлома – Японской впадины. Сейсмические события, в том числе значительные, в данном районе не редкость. Не так редки и цунами. Имеются данные о 16 случаях цунами в течение последних 500 лет в районе Японии и Курильских островов с высотой волны, превышавшей 10 м [3]. Есть также исторические свидетельства о значительном цунами, возникавшем вблизи площадки АЭС Фукусима в 869 г. н.э. [4]. Учёные из университета Тохоку в статье 2001 г. [5] сделали вывод о том, что помимо 869 г. н.э., гигантские цунами случались в этом районе также в интервале 910-670 гг. до н.э. и в интервале 140 г. до н.э. - 150 г. н.э., а повторяемость таких значительных цунами в районе размещения АЭС Фукусима составляет 800-1100 лет.

Таким образом, говорить о возникновении разрушительного цунами как о ситуации, которую невозможно было предугадать, не приходится. Думаем, что не сильно ошибёмся, если оценим вероятность возникновения значительного цунами величиной ~ (10^-4–10^-3) 1/год. В соответствии с международной практикой, события с такой частотой повторяемости должны учитываться в проекте АЭС. Так, в частности, в отчете Международной консультативной группы INSAG-8 [6] отмечается, что для блоков АЭС, построенных по действовавшим ранее стандартам (т.е. для таких блоков, как блоки АЭС «Фукусима-Дайичи», введённые в эксплуатацию в 70-х гг. прошлого века), одним из требований безопасности является непревышение частотой тяжёлого повреждения активной зоны реактора величины 10^-4 1/год.

Это требование, разумеется, не будет выполняться в ситуации, когда АЭС не защищена от воздействия, имеющего, с одной стороны, значение частоты реализации, большее 10^-4 1/год, а с другой стороны, повреждающего одновременно и систему аварийного электроснабжения АЭС, и внешнюю энергосистему при том, что на АЭС не оказалось достаточных эффективных противоаварийных мер (технических и организационных), позволяющих оперативно восстановить электроснабжение собственных нужд АЭС при наступлении полного обесточивания, т.е. от воздействия, приводящего, в конечном итоге, к тяжёлой аварии.

Таким образом, возможность возникновения такого события, безусловно, должна была приниматься во внимание организациями и лицами, ответственными за безопасность АЭС «Фукусима-Дайичи», и меры, обеспечивающие безопасность АЭС, необходимо было предусмотреть.

Даже если бы частота такого цунами находилась на уровне 10^-5 1/год, то и в этом случае его следовало учитывать, в частности в вероятностном анализе безопасности, так как при такой частоте цунами внесло бы больший вклад в частоту тяжёлой аварии на АЭС, нежели иные проанализированные в ВАБ этой атомной станции события, что выявило бы необходимость принятия мер по защите блоков АЭС «Фукусима-Дайичи» от цунами как приоритетного направления повышения безопасности данной АЭС.

На практике этого не было сделано – «проектное цунами», как указывается в отчёте японского правительства [2], определялось на основании методики [7] и было принято равным 5,7 м. В том же отчёте [2] японскими властями признаётся недооценка для площадки АЭС «Фукусима-Дайичи» вероятности и высоты возникающих цунами.

В ВАБ АЭС «Фукусима-Дайичи» (как это следует из сообщения, представленного на 5 Совещании по рассмотрению в рамках Конвенции о ядерной безопасности) учитывались внутренние исходные события, а также сейсмические события, при этом другие внешние события, в том числе и цунами, вызванное сейсмическими воздействиями, в данном ВАБ не рассматривались. Неучёт цунами, имеющего частоту ~(10^-4–10^-3) 1/год, делает ВАБ, в котором анализируются только внутренние события и показано, что частота тяжёлой аварии от этих внутренних событий лежит в интервале ~(10^-6–10^-5) 1/год, достаточно бесполезным, так как он не выявляет основной проблемы, основного вкладчика в риск тяжёлой аварии - опасного внешнего воздействия – цунами. И даже, наверное, не только бесполезным, но и вредным, ибо подобный анализ безопасности вводит в заблуждение как относительно уровня безопасности АЭС, так и относительно главных проблем безопасности анализируемой АЭС. Понятно, что такой вред – это не следствие недостатка вероятностного подхода как метода исследования, а результат неполноты выполненного анализа, некорректного отказа от учёта в ВАБ, в частности, внешних исходных событий. Если ВАБ выполнен с надлежащей полнотой и системностью, он является, что общепризнанно (см., например [8], [9]), мощным инструментом по определению и ранжированию проблем безопасности.

Таким образом, первый урок, который необходимо извлечь из рассматриваемой аварии, состоит в том, что анализы безопасности, и детерминистические, и вероятностные, должны быть: а) полными по спектру учитываемых событий и б) системными по подходу к включению событий (аварийных сценариев) в анализ.

Как в анализе проектных аварий, так и в анализе запроектных аварий (ЗПА), а также и в вероятностном анализе безопасности должны системно учитываться все виды воздействий: внутренние (отказы оборудования, ошибки персонала АЭС), площадочные (к которым относятся пожары и затопления) и внешние воздействия (природного и техногенного происхождения).

Для проектных аварий должны учитываться все исходные события с вероятностью возникновения, превышающей определённое (заданное нор-мативно или установленное в проекте АЭС) значение. Иными словами, для всех нарушений нормальной эксплуатации, вероятность которых превышает пороговое значение, должно быть показано, что они при проектной работе систем безопасности и при учёте единичного отказа в этих системах не приводят к переходу аварии в тяжёлую стадию.

Например, в соответствии с требованиями европейских эксплуатирующих организаций [10], в рамках проектных аварий анализируются исходные события с частотой реализации более 10^-6 1/год (с разделением на классы: события с частотой выше 10^-2 1/год; события с частотой реализации (10^-4 – 10^-2) 1/год; события с частотой реализации (10^-6 – 10^-4) 1/год). Аналогичный подход принят и в российском проекте АЭС-2006. Для действующих блоков российских АЭС при составлении перечней исходных событий проектных аварий такой системный подход не выдерживается.

Для запроектных аварий  должно быть показано, во-первых, что из всего бесчисленного набора возможных аварий для анализа отобрана совокупность сценариев, которая отвечает требованиям представительности для целей организации аварийного планирования (в том числе для целей определения и подтверждения достаточности имеющихся на атомной станции технических и организационных мер по управлению ЗПА), а, во-вторых, имеется доказательство того, что неохваченными анализом остаются лишь аварийные сценарии, имеющие крайне малую вероятность реализации. Данное требование созвучно требованию п. 2.1.1.2 EUR [10], оно логически вытекает и из российских нормативных требований (пп.1.2.16, 1.2.17 ОПБ-88/97 [11]). Повторим, что выполнение этих условий должно быть показано по отношению ко всей совокупности возможных ЗПА, вызванных как внутренними, так и площадочными, а также внешними событиями.

При выполнении вероятностного анализа безопасности нельзя ограничиваться лишь ВАБ для внутренних исходных событий при работе блока на мощности, что часто становится нехорошей практикой. Обязательно должны анализироваться состояния останова, а также площадочные пожары, затопления и внешние по отношению к АЭС природные и техногенные воздействия. Как показывает мировой опыт выполнения ВАБ (в том числе опыт выполнения ВАБ для АЭС с реакторами типа ВВЭР, рис. 1), риск от площадочных и внешних воздействий может превалировать над риском, учитывающим вклад только от внутренних исходных событий.

А

 

Б

 

 

Без обеспечения полноты и системности анализов безопасности нельзя обоснованно судить о безопасности АЭС – таков один из первых уроков, которые следует извлечь из данной аварии. Невыполнение этих условий может привести к тому, что ресурсы на по­вышение безопасности АЭС можно потратить неоптимально и в один несчастливый день убедиться в неготовности станции к преодолению событий, которые не были проанализированы.

Анализы не должны выполняться ради анализов, для того, чтобы их можно было включить в отчёт по обоснованию безопасности, который потом представить в орган регулирования безопасности при использовании атомной энергии в составе комплекта документов, необходимых для получения лицензии на сооружение или эксплуатацию АЭС, после чего о результатах забыть, а к самим анализам относиться как к ненужной безделице, качеством которой можно особенно не озабочиваться. Анализы безопасности должны иметь практический выход: на основании их результатов должна планироваться противоаварийная деятельность, должны разрабатываться руководства по управлению авариями, но самое главное, на их основании необходимо делать вывод о достаточности имеющихся на атомной станции средств и мер по предотвращению аварий, по управлению ими и смягчению их последствий, либо вывод о необходимости повышения безопасности в областях, где по результатам анализа выявлены её дефициты.

Вышесказанное в полной мере относится и к детерминистическим, и к вероятностным анализам безопасности. В отчёте Международной консультативной группы INSAG-25 указывается необходимость совместного рассмотрения как детерминистических, так и вероятностных аспектов при принятии решений, влияющих на безопасность атомной станции. Оба метода имеют по отдельности ограничения в применении, но дополняют друг друга, давая синергетический эффект в понимании безопасности атомной станции [8].

Можно сформулировать и ряд других выводов (уроков), вытекающих из изучения аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи». Эти выводы по большей части не свидетельствуют о том, что мы узнали что-то новое, о чём не догадывались раньше, но, в то же время, данная авария заставляет по-новому взглянуть на имеющиеся подходы, уяснить значимость отдельных аспектов, которые, возможно, ранее воспринимались отвлечённо.

Первый аспект. Анализ влияния внешних воздействий на АЭС не должен ограничиваться только рассмотрением воздействий, имеющих интенсивность, покрываемую проектными основами (например для сейсмических воздействий – только воздействиями уровня ПЗ и МРЗ). Исследовать менее вероятные, но более интенсивные внешние воздействия также нужно для того, чтобы подтвердить необходимый уровень безопасности АЭС. Действительно, в соответствии с российскими нормами [14], в проектные основы АЭС подлежат включению природные воздействия с частотой возникновения более 10^-4 1/год и техногенные воздействия с частотой реализации за год более 10^-6 1/год. Учитывая то, что достаточность технических средств по управлению ЗПА определяется (в соответствии с требованиями ОПБ-88/97 [11]) на основании сопоставления вероятности предельного аварийного выброса с величиной 10^-7 1/год, очевидно, что приемлемость уровня безопасности АЭС не может быть подтверждена на основании анализа лишь внешних воздействий, включённых в проектные основы.

Второй аспект. Кроме монофакторных внешних воздействий, в анализах безопасности должны быть изучены и возможные сочетания внешних воздействий, если такие сочетания не являются крайне маловероятными (сочетаемые воздействия могут быть как зависимыми одно от другого, например пожар вследствие землетрясения, цунами вследствие землетрясения, пожар вследствие падения самолёта, так и независимыми, например снегопад в условиях сильного ветра).

Третий аспект. При выборе площадок вновь размещаемых атомных станций следует отдавать предпочтение площадкам с более низким уровнем интенсивности внешних воздействий. Это требование должно быть преобладающим даже в том случае, если имеется возможность принятия в проекте атомных станций соответствующих защитных мер.

В настоящее время правила [15] запрещают размещение атомных станций на площадках, расположенных непосредственно на активных разломах, на площадках, сейсмичность ко­то­рых характеризуется интенсивностью максимального расчётного землетрясения более 9 баллов по шкале МSК-64, а также на тер­риториях, где нахождение атомных станций запрещено природоохранным законодательством. Воз­мож­но, следует расширить перечень факторов, при наличии которых запрещается раз­ме­ще­ние новых атомных станций, рассмотрев по аналогии с правилами размещения ядер­ных ус­тановок ядерного топливного цикла [16] (они были приняты несколько позднее, чем [15]) целесообразность дополнения этого перечня запретом нахождения площадки атомной станции в райо­нах развития карстовых (термокарстовых), суффозионных и карстово-суф­фо­зи­он­ных процессов, размещения атомных станций на площадках, подверженных воздействию цунами, либо попадающих в зоны схода селевых потоков и снежных лавин.

Изучение аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи» позволяет сделать ряд наблюдений, касающихся методики выполнения анализов безопасности.

Первый аспект. Часто в современной исследовательской практике можно встретиться с подходом, когда анализ аварии ограничивается каким-то определённым временным интервалом, например 24 или 72 часами. Такое ограничение анализа в общем случае следует признать не вполне корректным (так как соблюдение установленных пределов на ограниченном временном отрезке не гарантирует их соблюдение в дальнейшем).

Вместо этого могут быть рассмотрены следующие уточнённые правила оценки достаточности временного интервала, покрываемого анализом: 

а) на исследуемом временном интервале должно быть показано соблюдение установленных пределов, в конце анализируемого интервала блок АЭС находится в стабильном контролируемом состоянии; 

б) должно быть показано отсутствие не связанных со случайными отказами оборудования угроз выхода блока АЭС из упомянутого  контролируемого состояния (вызванных, например исчерпанием запасов воды, разрядкой аккумуляторных батарей и другими «пороговыми» эффектами); либо (при наличии таких угроз) должно быть показано, что на АЭС имеются дополнительные технические средства и соответствующие процедуры, использование которых позволяет удерживать АЭС в безопасном состоянии.

Второй аспект. Аварии на одном из блоков многоблочной АЭС должны учитываться как один из видов возможных внешних воздействий для соседних блоков этой же АЭС. Прямо данное требование в российских нормах (например в [14]) не сформулировано и выводится лишь посредством логических рассуждений из общих требований ОПБ-88/97 [11].

Третий аспект. Воздействия (внешние и площадочные) могут затрагивать одновременно несколько блоков многоблочной АЭС. На АЭС должно быть достаточно технических средств для противостояния нарушению нормальной эксплуатации, возника­ю­щему одновременно на всех блоках многоблочных АЭС вследствие одного внешнего (либо площадочного) воздействия – это следует обосновывать в анализах безопасности. Так­же должна быть обоснована достаточность численности персонала для осуществления действий по обеспечению безопасности многоблочной атомной станции, достаточность соответствующей экипировки и аварийных пунктов.

Четвёртый аспект. При анализе ЗПА учитывается использование на АЭС специальных дополнительных технических средств по управлению аварией, в том числе в ситуации, когда штатные системы безопасности выведены из строя внутренним, площадочным или внешним воздействием. В этом случае следует признать необходимым разработку обоснования того, что подобные технические средства и используемые для их применения пути коммуникации защищены от воздействия тех поражающих факторов внутреннего, площадочного или внешнего происхождения, которые вызывают отказ по общей причине систем безопасности АЭС. Также следует обосновывать, что указанные технические средства могут быть приведены в действие за время, в течение которого авария не переходит в более тяжёлую стадию.

Пятый аспект. В ходе анализа безопасности АЭС при внешних воздействиях обосновываемая стратегия управления аварией должна учитывать возможную недоступность гражданской инфраструктуры (дороги, линии связи, электроснабжение, люди), которая может быть поражена тем же воздействием, что и атомная станция.

Следующий немаловажный урок, извлеченный из аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи», связан со способностью оборудования, задействованного в обеспечении безопасности АЭС, выполнить свои функции при воздействиях, возникающих в процессе аварий. Примерами таких воздействий могут быть высокие температуры, влажность, давление, пожар, затопление, запаривание, воздействие динамических струй, хлыстовой эффект от разрывов трубопроводов, возникновение летящих предметов и др.

Необходимо, во-первых, тщательно (в рамках обоснований безопасности) устанавливать все возможные нежелательные подобные воздействия на оборудование АЭС, сопровождающие то или иное исходное событие (аварийный сценарий). Во-вторых, необходимо показывать для всего оборудования АЭС, предположение о работоспособности которого используется при обосновании безопасности АЭС в условиях аварий, его способность выполнить свои функции при выявленных нежелательных воздействиях. Это относится не только к оборудованию систем безопасности, для которого такое требование прямо сформулировано в ОПБ-88/97 [11], но и к специальным техническим средствам по управлению ЗПА. В настоящее время технические средства по управлению ЗПА ОПБ-88/97 [11] относят к 4 классу безопасности, тем самым выводя их из-под специальных требований по обеспечению качества и освобождая от требования выдерживать воздействия аварий. Возможно, необходимо переосмыслить нормативные требования к назначению классов безопасности элементам АЭС.

Системы и элементы, выполняющие функции безопасности, должны быть последовательно проанализированы с точки зрения защищённости от отказов по общей причине. При выявлении потенциальных механизмов таких отказов (внешние воздействия, площадочные воздействия, параметры окружающей среды при авариях, внутренние воздействия, общность конструкции) должны предусматриваться меры по снижению влияния отказов по общим причинам на безопасность АЭС путем непосредственной защиты оборудования, а также за счёт физического разделения резервируемого оборудования и обеспечения разнообразия принципов его действия.

Несмотря на наши представления о вероятности возникновения тяжёлых аварий, такие аварии, тем не менее, могут происходить. Атомная станция, в соответствии с концепцией глубокоэшелонированной защиты, должна иметь необходимые технические средства и организационные мероприятия для управления тяжёлой аварией на её различных стадиях, например на стадии частичного повреждения активной зоны, значительного повреждения активной зоны, возникновения угрозы проплавления корпуса реактора, внекорпусной стадии аварии, при возникновении угрозы повреждения герметичного ограждения. Технические средства и организационные мероприятия, планируемые к применению на различных стадиях тяжёлых аварий, должны учитывать возможные ограничения, накладываемые аварийными сценариями (например возможную потерю энергоснабжения атомной станции).

Существенной частью упомянутых мер являются меры по защите герметичного ограждения реакторной установки от опасного воздействия образующихся при тяжёлых авариях в атмосфере герметичного ограждения горючих смесей (рекомбинаторы, дожигатели и др.), а также меры, защищающие герметичное ограждение от недопустимого повышения давления. Заслуживающей рассмотрения представляется, в том числе идея оснащения герметичных ограждений системами сброса давления, которые можно было бы задействовать при возникновении угрозы целостности герметичного ограждения.

Нужны также руководства, регламентирующие действия персонала атомной станции при тяжёлой аварии. Данная область пока только начинает прорабатываться:  разрабатываются первые руководства по управлению тяжёлыми авариями, не полностью изучена и специфика протекания тяжёлых аварий.

На атомной станции должны иметься контрольно-измерительные приборы и средства представления информации оператору, обеспечивающие при авариях (в том числе при тяжёлых) адекватный объём контроля основных параметров, характеризующих состояние функций безопасности атомной станции, а также параметров, используемых (в соответствии с противоаварийной документацией) при выработке решений по управлению авариями. Также необходимо иметь в достаточном количестве персонал, необходимый для управления аварией.

Безопасность атомной станции должна как на фундаменте стоять на полных и системных анализах. С этой точки зрения первый урок аварии на АЭС «Фукусима-Дайичи», сформулированный в данной статье, является и первым по значимости.

Аварии не могут восприниматься как слепой рок. К ним можно и нужно готовиться, в том числе и посредством честных, полных и системных обоснований безопасности, по результатам которых должны приниматься необходимые, обоснованные технические и организационные меры, должна реализоваться полноценная глубокоэшелонированная защита. Максима «Never Again» [17], сформулированная авторитетными в мире специалистами в области использования атомной энергии, по нашему мнению, реализуется именно на этом пути.

1.  Report of Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear Safety. The Accident at TEPCO’s Fukushima Nuclear Power Stations. Nuclear Emergency Response Headquarters. Government of Japan. June 2011.

2.  Additional Report of the Japanese Government to the IAEA. The Accident at TEPCO’s Fukushima Nuclear Power Stations. Nuclear Emergency Response Headquarters. Government of  Japan September 2011.

3.  U.S. Department of Commerce. National Oceanic and Atmospheric Administration. National Geophysical Data Center. NOAA/WDC Tsunami Event Database. (http://www.ngdc.noaa.gov/nndc/struts/form?t=101650&s=70&d=7).

4.  Tsunami Source of the Unusual AD 869 Earthquake off Miyagi, Japan, Inferred from Tsunami Deposits and Numerical Simulation of Inundation. K. Satake, Y. Sawai, M. Shishikura, Y. Okamura; Y. Namegaya S. Yamaki. In Proceedings of American Geophysical Union Fall Meeting, 2007.

5.  The 869 Jogan Tsunami Deposit and Recurrence Interval of Large-Scale Tsunami on the Pacific Coast of Northeast Japan. K. Minoura, F. Imammura, D. Sugawara, Y. Kono, T. Iwashita. Journal of Natural Disaster Science. Volume 23, Number 2, 2001, pp.83-88.

6.  A Common Basis for Judging the Safety of Nuclear Power Plants Built to Earlier Standard. INSAG-8. Vienna, 1995.

7.  Tsunami Assessment Method for Nuclear Power Plants in Japan. The Nuclear Civil Engineering Committee, JSCE (Japan Society of Civil Engineers). The Tsunami Evaluation Subcommittee. February 2002.

8.  Framework of Integrated Risk Informed Decision Making Process. INSAG-25. A Report by the International Nuclear Safety Group. Vienna, 2011.

9.  Defence in Depth in Nuclear Safety. INSAG-10. A Report by the International Nuclear Safety Advisory Group. Vienna, 1996.

10. European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants. Volume 2. Generic Nuclear Island. Requirements. Chapter 1. Safety Requirements. Revision C. April 2001.

11. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97.

12. Доклад «Безопасность энергоблоков ЗАЭС». Представлен генеральным директором Запорожской АЭС В.А. Тищенко на открытом заседании Коллегии Госатомрегулирования Украины, 24–25 ноября 2011 г., Киев.

13 IAEA Training Course in Level 1 PSA and PSA Applications. Low Power and Shutdown PSA.

14. Учет внешних воздействий природного и техногенного происхождения на объекты использования атомной энергии. НП-064-05. –М.: НТЦ ЯРБ, 2005.

15. Размещение атомных станций. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности. НП-032-01. –М.: Госатомнадзор, 2001.

16. Размещение ядерных установок ядерного топливного цикла. Основные критерии и требования по обеспечению безопасности. НП-050-03. –М.:НТЦ ЯРБ, 2003.

17. Never Again: an Essential Goal for Nuclear Safety. By Adolf Birkhofer, Kun Mo Chung, Harold Denton, Lars H?gberg, Anil Kakodkar, Georgy Kopchinsky, Jukka Laaksonen, Salomon Levy, Victor Murogov, Nikolai Ponomarev-Stepnoy, Victor Sidorenko, Nikolai Steinberg, Pierre Tanguy, Jurgis Vilemas. April 4, 2011.