PSA Level 2 – An optimized methodology
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A. Torri
Abstract
A methodology for a Level 2 PSA is described that provides a more efficient structure than the two methods recommended in the German Leitfaden. This is accomplished by merging the top events for the system and accident management functions from the Level 2 space, referred to as the containment system event tree (CSET) as a direct extension of the Level 1 model and by introducing the containment phenomenological event tree (CPET) to represent only the phenomenological Level 2 top events. The interface between the Level 1+ CSET and the CPET is defined as the plant damage states (PDS) with the focused objective to minimize the effects of sequence to sequence variability on the CPET failure fractions. A clear and consequent distinction is made between the statistically random events modeled in the Level 1+ CSET and the deterministic physical processes with large state of knowledge uncertainties modeled in the CPET. It is shown that as a logical consequence the resulting CPET failure fractions are numbers and not distributions, and these numbers are consistent with the interpretation as the degree of confidence probabilities for the outcome of uncertain physical processes. While both methods recommended in the Leitfaden will yield correct results if properly applied, the proposed method will result in a more streamlined model that will be easier to trace, understand and review, and it will result in lower release category uncertainties by minimizing the sequence to sequence variability through the elimination of the intermediate pinch points and through the focused use of the PDS.
Kurzfassung
Eine Methodik für eine Level 2 PSA wird vorgestellt welche versucht gewisse Ineffizienzen in den beiden im Deutschen PSA Leitfaden empfohlenen Methoden zu vermeiden was zu eimem besser struktrierten Modell führt das leichter zu interpretieren ist. Dies wird erreicht indem die Hauptereignisse für die Systemfunktionen und Notfallmaßnahmen aus dem Level 2 als direkte Erweiterung des Level 1-Modelles ohne Schnittstelle modelliert sind und durch die Einführung eines getrennten Ereignisbaumes für die phänomenologischen Hauptereignisse die im Level 2 behandelt werden. Die Schnittstelle zwischen der erweiterten Stufe 1+ und dem Ereignisbaum für die Phänomene ist als Anlageschadenszustände definiert. Die Anlageschadenszustände als Endpunkte des erweiterten Level 1+ Modelles ersetzen die im Leitfaden definierten Kernschadenszustände am Ende des Level 1. Die Anlageschadenszustände sind mit dem Ziel definiert die Auswirkungen der Sequenz zu Sequenz Variabilitäten auf die Versagenswahrscheinlichkeiten der physikalischen Phänomene zu minimieren. Es wird eine klare und konsequente Unterscheidung eingeführt zwischen den statistisch zufälligen Ereignissen die im Level 1+ modelliert sind und anderseits den deterministischen physikalischen Prozessen mit großen Stand des Wissens Unsicherheiten. Es wird gezeigt, dass als logische Konsequenz die sich daraus ergebenden Versagenswahrscheinlichkeiten für die phänomenologischen Hauptereignisse im Level 2 Zahlen sind und nicht Verteilungen. Diese Punktwerte für die Versagenswahrscheinlichkeiten sind im Einklang mit der Interpretation als Wahrscheinlichkeiten welche das Maß der Zuversicht für die Ergebnisse der unsicheren physikalischen Prozesse angeben. Obwohl beide im Leitfaden empfohlenen Methoden korrekte Ergebnisse liefern wenn sie richtig angewandt werden, ergibt die vorgeschlagene Methode ein effizienteres Modell das leichter zu befolgen, zu verstehen und zu überprüfen ist. Weiterhin führt die vorgetragene Methodik zu geringeren Unsicherheitsbandbreiten für die Freisetzungskategorien durch die Minimisierung der Sequenz zu Sequenz Variabilitäten infolge der Elimination der Modell-internen Pinch Points und durch den fokusierten Einsatz der PDS als Endpunkte des Level 1+ anstelle der Kernschadenszustände am Ende des Level 1.
References
1 Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse (Entwurf): Sicherheitsüberprüfung für Kernkraftwerke gemäß § 19a AtG, 31. Januar 2005Search in Google Scholar
2 Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke. Stand: August 2005, Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, BfS-SCHR-37/05, Salzgitter, Oktober 2005Search in Google Scholar
3 Risk Spectrum Professional, RELCON SCANDPOWER AB, www.scandpower.com/en/risk/Search in Google Scholar
4 Excel Spreadsheet, Microsoft Office software, Microsoft CorporationSearch in Google Scholar
5 @Risk Software, Palisade Corporation, www.palisade.comSearch in Google Scholar
6 Crystal Ball Software, Oracle Corporation, www.oracle.com/crystalballSearch in Google Scholar
7 A Reference Manual for the Event Progression Analysis Code (EVNTRE), J. M.Griesmeyer and L. N.Smith, SANDIA National Laboratory, NUREG/CR-5174, SAND88-1607 (September 1989)Search in Google Scholar
8 Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke. Stand: August 2005, Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, BfS-SCHR-38/05, Salzgitter, Oktober 2005Search in Google Scholar
9 Severe Accident Risks: An Assessment for Five U. S. Nuclear power Plants, U. S. Nuclear Regulatory Commission, NUREG-1150, December 1990Search in Google Scholar
© 2009, Carl Hanser Verlag, München
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