Methods for a Fire PSA exemplarily applied to a German BWR-69 type nuclear power plant
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J. von Linden
Abstract
In the following, an advanced German approach for state-of-the-art probabilistic fire risk assessment (Fire PSA) to be performed within comprehensive safety reviews of nuclear power plants is presented on the background of the current German PSA Guide. This approach has been successfully applied in the frame of a Fire PSA recently performed for a nuclear power plant with boiling water reactor (BWR-69 type). The set of all compartments in a nuclear power plant is the starting point for determining the annual frequency of fire induced plant hazard and core damage states. Fire PSA has to be carried out in several steps. First step of the analysis is a selection process (‘screening’) providing critical fire zones, where a fully developed fire has the potential to both cause an initiating event and impair the function of at least one nuclear safety related component or system. Detailed analyses providing compartment specific fire induced hazard state frequencies are performed only for those compartments, where in case of fire a relevant contribution to the overall hazard state frequency can be expected. Both analytical steps, selection of relevant compartments as well as detailed analyses, are based on a comprehensive compartment related compilation of fire specific data and information.
Kurzfassung
Im nachfolgenden Beitrag wird der Stand der Technik bei der Durchführung von probabilistischen Brandanalysen (Brand-PSA) für Kernkraftwerke in Deutschland auf der Grundlage des PSA-Leitfadens für Sicherheitsüberprüfungen gemäß § 19 Atomgesetz und den in einer aktuell durchgeführten Brand-PSA für ein Kernkraftwerk mit Siedewasserreaktor vom Typ SWR-69 erfolgten methodischen Fortentwicklungen dargestellt. Ausgangspunkt der Untersuchungen zur Bestimmung der jährlichen Häufigkeit von Gefährdungszuständen ist die Menge aller Räume eines Kernkraftwerks. Die Analyse ist schrittweise durchzuführen, wobei in einem ersten Schritt ‚kritische‘ Brandräume ausgewählt werden, in welchen ein Brand das Potential sowohl für ein auslösendes Ereignis als auch für die Beeinträchtigung von Sicherheitsfunktionen von mindestens einer Redundanz hat. In einem zweiten Schritt werden dann für die so ausgewählten Raumbereiche Detailanalysen durchgeführt. Detailanalysen zur Bestimmung der lokalen brandbedingten Häufigkeiten von Gefährdungszuständen werden nur für solche Räume durchgeführt, bei denen im Brandfall relevante Beiträge zur Gesamthäufigkeit erwartet werden können. Beide Analyseschritte, die Auswahl relevanter Raumbereiche wie auch die Detailanalysen, basieren auf einer umfangreichen brandspezifischen raumbezogenen Daten- und Informationssammlung.
References
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3Facharbeitskreis (FAK) Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke: Daten zur Quantifizierung von Ereignisablaufdiagrammen und Fehlerbäumen, Stand: August 2005, BfS-SCHR-38/05, Wirtschaftsverlag NW/Verlag für neue Wissenschaft GmbH, Salzgitter, Oktober 2005Suche in Google Scholar
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6Türschmann, M.; Röwekamp, M.; Berg, H. P.: Durchführung einer Brand-PSA mit aktuellen Methoden, Jahrestagung Kerntechnik, Aachen, Mai 2006Suche in Google Scholar
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© 2007, Carl Hanser Verlag, München
Artikel in diesem Heft
- 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
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- Fire PSA of the French PWR 900 MWe series
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- Quantitative application of Monte Carlo simulation in Fire-PSA
