Fire PSA of the French PWR 900 MWe series
-
G. Barrachin
Abstract
The PSA approach described in part 1 is also used to assess the core damage frequency due to a fire in the control room of a 900 MWe Nuclear Power plant. The specifics of the control room include the cable failure modes due to the fire (spurious order in particular), two different kinds of fire detection systems in the control room and the use of controls and instrumentation of the remote shutdown panel to reach the safe shutdown state if the control room has to be evacuated. This paper will focus on the detailed study of critical compartments and on the results and insights of this study. The purpose of this paper is also to present the methodology used to assess the core damage frequency due to a fire in the control room of a French Nuclear Power Plant, some qualitative results and the main insights further to the discussions with the utility.
Kurzfassung
Der in Teil 2 dieser Studie beschriebene Ansatz wurde auch für die Ermittlung der Kernschadenshäufigkeit infolge eines Brandes in der Warte Anlage gewählt. Die Besonderheiten der Warte bestehen darin, dass die Kabel aufgrund eines Brandes versagen können, zwei verschiedene Brandmeldesysteme in der Warte vorhanden sind und dass, wenn die Warte evakuiert werden muss, ein fern bedientes Mess- und Regelsystem zur sicheren Abschaltung des Reaktors eingesetzt wird. Im Folgenden wird auf die Vorgehensweise bei der Ermittlung der kritischen Bereiche und auf die Ergebnisse und die dabei gewonnenen Einsichten eingegangen. Ziel des Papiers ist auch die verwendete Methode, mit der die brandinduzierte Kernschadenshäufigkeit in der Warte eines französischen Kernkraftwerks bewertet wurde, einige qualitative Ergebnisse und die wesentlichen Einsichten im Hinblick auf die weiteren Diskussionen mit dem Betreiber darzustellen.
References
1Chavez, J. M.; Nowlen, S. P.: An Experimental Investigation of Internally Ignited Fires in Nuclear Power Plant Control Cabinets – Part II: Room Effects Tests, Sandia National Laboratories (U.S.), (1988)Search in Google Scholar
© 2007, Carl Hanser Verlag, München
Articles in the same Issue
- Summaries/Kurzfassungen
- Summaries
- Editorial
- Fire protection – maintaining and enhancing the safety of nuclear power plants
- Technical Contributions/Fachbeiträge
- National and international standards and recommendations on fire protection and fire safety assessment
- Fire tests to validate fire simulation codes: experimental results
- Fire tests to validate fire simulation codes: numerical results
- The OECD FIRE database
- The RES/EPRI concensus – fire probabilistic risk assessment method∗
- Fire PSA of the French PWR 900 MWe series
- Fire PSA of the French PWR 900 MWe series
- Methods for a Fire PSA exemplarily applied to a German BWR-69 type nuclear power plant
- Probabilistic safety analysis for fire events for the NPP Isar 2
- Quantitative application of Monte Carlo simulation in Fire-PSA
Articles in the same Issue
- Summaries/Kurzfassungen
- Summaries
- Editorial
- Fire protection – maintaining and enhancing the safety of nuclear power plants
- Technical Contributions/Fachbeiträge
- National and international standards and recommendations on fire protection and fire safety assessment
- Fire tests to validate fire simulation codes: experimental results
- Fire tests to validate fire simulation codes: numerical results
- The OECD FIRE database
- The RES/EPRI concensus – fire probabilistic risk assessment method∗
- Fire PSA of the French PWR 900 MWe series
- Fire PSA of the French PWR 900 MWe series
- Methods for a Fire PSA exemplarily applied to a German BWR-69 type nuclear power plant
- Probabilistic safety analysis for fire events for the NPP Isar 2
- Quantitative application of Monte Carlo simulation in Fire-PSA
