Methodology for Fire PSA during design process
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J. Blombach
Abstract
Fire PSA is an essential part of a full scope level 1 PSA. Cable fires play an important role in fire PSA. Usually, cable routing is therefore modeled in detail. During the design of new nuclear power plants the information on cable routing is not yet available. However, for the use of probabilistic safety insights during the design and for licensing purposes a fire PSA may be requested. Therefore a methodology has been developed which makes use of the strictly divisional separation of redundancies in the design of modern nuclear power plants: cable routing is not needed within one division but replaced by the conservative assumption that all equipment fails due to a fire in the concerned division; critical fire areas are defined where components belonging to different divisions may be affected by a fire. For the determination of fire frequencies a component based approach is proposed. The resulting core damage frequencies due to fire are conservative.
Kurzfassung
Die Brand PSA ist ein wesentlicher Teil einer vollständigen Level 1 PSA. Kabelbrände spielen eine wichtige Rolle in der Brand PSA. Normalerweise wird die Kabelverlegung deshalb detailliert modelliert. In der Entwurfsphase neuer Kernkraftwerke ist die Information über die Kabelverlegung noch nicht verfügbar. Allerdings kann eine Brand PSA zur Nutzung probabilistischer Sicherheitserkenntnisse für das Design oder auch für Genehmigungserfordernisse notwendig sein. Deshalb wurde eine Methodik entwickelt, die von der strikten räumlichen Trennung von Redundanzen in Divisionen Gebrauch macht, wie sie für moderne Kernkraftwerke vorgesehen wird: Der Verlauf von Kabeln innerhalb einer Division wird nicht benötigt, er wird ersetzt durch die Konservative Annahme, dass alle Einrichtungen innerhalb einer Division durch einen Brand in der betroffenen Division ausfallen; es werden kritische Brandbereichen definiert, in denen Komponenten verschiedener Divisionen durch einen Brand betroffen sein können. Für die Bestimmung von Brandhäufigkeiten wird eine komponentenbezogenes Vorgehensweise vorgeschlagen. Die ermittelten brandbedingten Kernschadenhäufigkeiten sind konservativ.
References
1 NUREG/CR-6850, EPRI/NRC-RES Fire PRA Methodology for Nuclear Power Plant FacilitiesSuche in Google Scholar
2 Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, BfS-SCHR-38/05Suche in Google Scholar
3 Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, BfS-SCHR-37/05Suche in Google Scholar
4 ANSI/ANS-58.23-2007 Fire PSA Methodology EPR is a trademark of the AREVA GroupSuche in Google Scholar
© 2009, Carl Hanser Verlag, München
Artikel in diesem Heft
- Contents/Inhalt
- Contents
- Summaries/Kurzfassungen
- Summaries
- Technical Contributions/Fachbeiträge
- Probabilistic Safety Assessment – a systematic and comprehensive method to evaluate risk
- The new IAEA safety standards on probabilistic safety assessment
- The Open PSA Initiative for next generation probabilistic safety assessment
- Overview on the different applications of probabilistic safety assessment for nuclear power plants
- Precursor analyses for German nuclear power plants
- Integral analysis of low power and shutdown operation: insights and outcome
- Methodology for Fire PSA during design process
- Analysis of external flooding and tsunamis for nuclear power plants at tidal rivers
- Consideration of ageing within probabilistic safety assessment models and results
- PSA Level 2 – An optimized methodology
- Experience with quantitative safety targets on international level
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- The Open PSA Initiative for next generation probabilistic safety assessment
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- Integral analysis of low power and shutdown operation: insights and outcome
- Methodology for Fire PSA during design process
- Analysis of external flooding and tsunamis for nuclear power plants at tidal rivers
- Consideration of ageing within probabilistic safety assessment models and results
- PSA Level 2 – An optimized methodology
- Experience with quantitative safety targets on international level
