Updated requirements on PSA methods and data for comprehensive safety reviews in Germany
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H. P. Berg
Abstract
The German regulatory guide on probabilistic safety assessment (PSA) describes the fundamental requirements concerning the performance of PSA in the frame of comprehensive safety reviews. The technical details regarding the performance of PSA are set out in two technical documents (PSA Methods and PSA Data) that have been developed by a working group of PSA experts (FAK PSA). Based on the experiences from the first series of periodic safety reviews in Germany, international experiences and the fact that comprehensive safety reviews are now mandatory since April 2002 all guides have to be revised. The first guide updated was the PSA guide together with the corresponding technical documents, issued in October and November 2005. In the following the key points of the revised requirements on PSA methods and data are described.
Kurzfassung
Der deutsche behördliche Leitfaden zur Durchführung probabilistischer Sicherheitsanalysen (PSA) legt die grundlegenden Anforderungen zur Durchführung von PSA im Rahmen von umfassenden Sicherheitsüberprüfungen fest. Die technischen Details hinsichtlich der Durchführung probabilistischer Sicherheitsanalysen sind in zwei technischen Dokumenten (PSA-Methoden und PSA-Daten) aufgeführt, die vom Facharbeitskreis PSA erarbeitet wurden. Auf der Basis der Erfahrungen der ersten Serie der periodischen Sicherheitsanalysen in Deutschland, internationalen Erfahrungen und der Tatsache, dass umfassende Sicherheitsüberprüfungen seit April 2002 gesetzlich vorgeschrieben sind, müssen alle Leitfäden überarbeitet werden. Der erste Leitfaden, der aktualisiert wurde, war der PSA-Leitfaden gemeinsam mit den zugehörigen technischen Dokumenten, die im Oktober und November 2005 veröffentlicht wurden. Im Folgenden werden die wesentlichen Aspekte der überarbeiteten Anforderungen an PSA-Methoden und zu verwendende Daten dargestellt und erläutert.
References
1Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit: Bekanntmachung der Leitfäden zur Durchführung von Periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSÜ) für Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland, Bundesanzeiger No. 232a, Bonn, 1997Search in Google Scholar
2Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke: „Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke“, Bundesamt für Strahlenschutz, Salzgitter, BfS-KT-16/97, Juni 1997Search in Google Scholar
3Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke: Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, Bundesamt für Strahlenschutz, Salzgitter, BfS-KT-18/97, Juni 1997Search in Google Scholar
4Berg, H. P.; Görtz, R. and Fröhmel, T.: Actual Regulatory Developments in German Relevant to PSA, International Topical Meeting on PSA, Detroit, Michigan, October 6–9, CD-ROMSearch in Google Scholar
5Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit: Sicherheitsüberprüfung für Kernkraftwerke gemäß §19a des Atomgesetzes – Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse, 31. Januar 2005, Bekanntmachung vom 30. August 2005, Bundesanzeiger Nr. 207a vom 03. November 2005Search in Google Scholar
6Berg, H. P.; Fröhmel, T. and Wassilew-Reul, C.: Deterministic and Probabilistic Safety Assessment as Complementary Tools for Comprehensive Safety Reviews, Proceedings PostSMIRT-Conference, München, 25–26August 2003Search in Google Scholar
7Holtschmidt, H.; Kreuser, A.; Verstegen, C.: Extension of German database for common cause failure events, Kerntechnik, this issueSearch in Google Scholar
8Röwekamp, M.; Türschmann, M.; Linden, J. von and Berg, H. P.: Actual results from fire PSA performed with an advanced methodology for an older German BWR, Proc. PSA'05, San Francisco, 12–15September 2005, 1315–1322Search in Google Scholar
9Berg, H. P.: Screening procedures for the probabilistic analysis of internal and external hazards, Proceedings ICOSSAR'05, Rome, 20–23June 2005, 3663–3670Search in Google Scholar
10International Atomic Energy Agency: Procedures for conducting probabilistic safety assessments of nuclear power plants (Level2), Safety Series No. 50-P-8, IAEA, Vienna, June 1995Search in Google Scholar
11OECD Nuclear Energy Agency: Level2 PSA methodology and severe accident management, OECD/GD (97) /198, NEA/CSNI/R (97) 11, Paris 1997Search in Google Scholar
12Eyink, J.; Fröhmel, T. and Löffler, H.: A proposal to assess conditional probability ranges for plant internal phenomena during core melt scenarios for German LWR, OECD „International Workshop on Level2 PSA and Severe Accident Management“, Köln, Germany, March 29–31, 2004Search in Google Scholar
13Löffler, H.: Untersuchung auslegungsüberschreitender Anlagenzustände mittels Ereignisbaumtechnik am Beispiel einer Konvoi-Anlage, BMU-2002–594, November 2002Search in Google Scholar
14Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke: Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, Stand: August 2005, BfS-SCHR – 37/05, Salzgitter, Oktober 2005Search in Google Scholar
15Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke: Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, Stand: August 2005, BfS-SCHR – 38/05, Salzgitter, Oktober 2005Search in Google Scholar
© 2006, Carl Hanser Verlag, München
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