Regulatory requirements on level 2 PSA in Germany and their associated potential to improve emergency management
Abstract
The German regulatory PSA guide describes the fundamental requirements with respect to probabilistic safety assessments as a central element of comprehensive safety reviews. The technical details regarding the performance of PSA are set out in two technical documents (PSA Methods and PSA Data), which have been developed by a working group of PSA experts (FAK PSA). Based on the experiences gained from the first series of periodic safety reviews in Germany, on international experience and on the fact that comprehensive safety reviews are now mandatory since April 2002, all guides hat to be revised. The first guide updated was the PSA guide together with the corresponding technical documents, issued October and November 2005. This article describes the key points of the revised requirements on PSA methods and data as well as their associated potential to improve emergency planning on nuclear sites.
Kurzfassung
Der deutsche behördliche PSA-Leitfaden legt die grundlegenden Anforderungen zur Durchführung von probabilistischen Sicherheitsanalysen (“PSA“) im Rahmen von umfassenden Sicherheitsüberprüfungen für die deutschen Kernkraftwerke fest. Details und Randbedingungen 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 von periodischen Sicherheitsanalysen in Deutschland, von internationalen Erfahrungen und der Tatsache, dass umfassende Sicherheitsüberprüfungen für die Betreiber seit April 2002 gesetzlich verpflichtend sind, mussten alle einschlägigen Teile des untergesetzlichen Regelwerks überarbeitet werden. Der erste Text, der aktualisiert wurde, war der PSA-Leitfaden zusammen 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 die zu verwendenden Daten beschrieben sowie das der PSA innenwohnende Potential zur Verbesserung der Notfallschutzplanung innerhalb und in der Umgebung kerntechnischer Anlagen skizziert.
References
1 Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit: Bekanntmachung der Leitfäden zur Durchführung von Periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSÜ) für Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland. BAnz. No. 232a, Bonn, 1997Search in Google Scholar
2 FacharbeitskreisPSA: Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke. Bundesamt für Strahlenschutz, Salzgitter, BfS-KT-16/97, Juni 1997Search in Google Scholar
3 FacharbeitskreisPSA: Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke. Bundesamt für Strahlenschutz, Salzgitter, BfS-KT-18/97, Juni 1997Search in Google Scholar
4 Berg, H. P.; Görtz, R.; 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
5 Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU): 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
6 Berg, H.P.; Fröhmel, T.; Wassilew-Reul, C.: Deterministic and Probabilistic Safety Assessment as Complementary Tools for Comprehensive Safety Reviews, Proceedings PostSMIRT-Conference, München, 25–26 August 2003Search in Google Scholar
7 Holtschmidt, H.; Kreuser, A.; Verstegen, C.: Extension of German database for common cause failure events, Kerntechnik, Vol. 71, No. 1–2, February 200610.3139/124.100269Search in Google Scholar
8 Röwekamp, M.; Türschmann, M.; Linden, J. von; Berg, H. P.: “Actual results from fire PSA performed with an advanced methodology for an older German BWR”, Proc. PSA'05, San Francisco, 12–15 September 2005, 1315 – 1322.Search in Google Scholar
9 Berg, H. P.: Screening procedures for the probabilistic analysis of internal and external hazards. Proc. ICOSSAR'05, Rome, 20–23 June 2005, 3663–3670Search in Google Scholar
10 International Atomic Energy Agency: Procedures for conducting probabilistic safety assessments of nuclear power plants (level 2). Safety Series No. 50-P-8, IAEA, Vienna, June 1995Search in Google Scholar
11 OECD Nuclear Energy Agency: Level 2 PSA methodology and severe accident management. OECD/GD (97)/198, NEA/CSNI/R (97) 11, Paris 1997Search in Google Scholar
12 Eyink, J.; Fröhmel, T.; Löffler, H.: “A proposal to assess conditional probability ranges for plant internal phenomena during core melt scenarios for german LWR”, OECD “International Workshop on Level 2 PSA and Severe Accident Management”, Köln, Germany, March 29–31, 2004Search in Google Scholar
13 Löffler, H.:, Untersuchung auslegungsüberschreitender Anlagenzustände mittels Ereignisbaumtechnik am Beispiel einer Konvoi-Anlage“. BMU-2002-594, November 2002Search in Google Scholar
14 Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke: Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, Stand: August 2005, BfS-SCHR – 37/05, Salzgitter, Oktober 2005Search in Google Scholar
15 Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke: Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, Stand: August 2005, BfS-SCHR – 38/05, Salzgitter, Oktober 2005Search in Google Scholar
16 Weil, L.: Optimierungspotential für den Notfallschutz durch anlagenspezifische probabilistische Sicherheitsanalysen (PSA) der Stufe 2 im Rahmen der Sicherheitsüberprüfungen (SÜ) gemäß § 19a AtG. Seminar, „Neue Entwicklungen im Strahlenschutz und ihre Anwendung in der Praxis“. TÜV SÜD Akademie, München 23./24. Juni 2005Search in Google Scholar
17 Berg, H. P.; Fröhmel, T.; Görtz, R.; Schimetschka, E.: Updated requirements on PSA methods and data for comprehensive safety reviews in Germany. Kerntechnik71 (2006) 9Search in Google Scholar
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