Comprehensive evaluation of new probabilistic safety analyses (PSA) for nuclear power stations outside Germany and status report on safety engineering
Description
This report was prepared on behalf of the Minister of Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety. It summarizes the results of an analysis of the state of the art of foreign Probabilistic Safety Assessments (PSA) for nuclear power plants. Main features of selected PSA documents, characterizing methods and their application within the framework of operational safety assessment, are presented as well as insights gained from discussions with utilities and an authority. German examples of PSA were compared to the foreign analyses using experiences of the TUeV Nord e.V. from reviewing PSA. This comparison covers PSA of level 1. It was found that German PSA methods are generally comparable to the foreign approaches. Nevertheless differences were found with respect to the scope of operational states covered by the analyses, the details down to which human error analyses were performed as well as some special issues. The foreign examples demonstrate an extended application of PSA within the operational safety management. Experiences that were gained within this process over years form an appropriate basis for the establishment of probabilistic safety criteria as well as procedures for incorporating PSA into the operational safety evaluation process. A procedure is proposed for further performing and evaluating PSA and their results in Germany. (orig.)
Availability note (English)
Available from FIZ Karlsruhe.Abstract (German)
Der vorliegende Bericht wurde im Auftrag des Bundesministers fuer Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit erstellt. Er beschreibt die Ergebnisse einer Analyse des internationalen Entwicklungsstandes von Probabilistischen Sicherheitsanalysen (PSA) fuer Kernkraftwerke. Anhand von ausgewaehlten Dokumentationen ueber PSA, die im Ausland erarbeitet wurden, und Diskussionen mit Erstellern und Anwendern der Analysen sowie einer Genehmigungsbehoerde wurden charakteristische Merkmale der eingesetzten Methodiken und ihrer Anwendung im KKW-Betrieb herausgestellt. Anhand von Beispielen wurde ein Vergleich zu deutschen PSA vorgenommen. Die Analyse stuetzt sich dabei wesentlich auf die Erfahrungen, die der TUeV Nord e.V. im Rahmen der Begutachtung von PSA gewonnen hat. Der Vergleich umfasst Arbeiten zur PSA der Stufe 1. Er zeigt, dass die methodische Entwicklung in Deutschland grundsaetzlich vergleichbar mit dem betrachteten internationalen Stand ist. Unterschiede gibt es jedoch z.B. im Umfang der betrachteten KKW-Betriebszustaende, der Tiefe der Analyse von Personalhandlungen sowie einer Reihe von Detailfragen. Im Bereich der Anwendung von PSA zeigen die untersuchten auslaendischen Beispiele im Vergleich zu Deutschland einen verstaerkten Einsatz im Bereich der Betriebsfuehrung. Die dabei ueber Jahre der betrieblichen Anwendung gewonnen Erfahrungen bilden die Grundlage fuer Bewertungskriterien und -verfahren, die probabilistische Ergebnisse in den Rahmen des betrieblichen Sicherheitsmanagements integrieren. Auf der Grundlage der durchgefuehrten Analysen wurde ein Verfahrensvorschlag zu weiteren Anwendung und Bewertung von PSA in Deutschland erarbeitet. (orig.)Additional details
Additional titles
- Original title (German)
- Zusammenfassende Auswertung und Bewertung aktueller probabilistischer Sicherheitsanalysen (PSA) fuer Kernkraftwerke im Ausland und zum Stand der Sicherheitstechnik
Publishing Information
- Imprint Pagination
- 160 p.
- Series
- Schriftenreihe Reaktorsicherheit und Strahlenschutz. Ergebnisberichte, Untersuchungen, Studien, Gutachten.
- ISSN
- 0724-3316
- Report number
- BMU--1996-465
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 27059945
- Subject category
- S21: SPECIFIC NUCLEAR REACTORS AND ASSOCIATED PLANTS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Non-conventional Literature
- Descriptors DEI
- DATA PROCESSING; DOCUMENTATION; FAULT TREE ANALYSIS; INFORMATION; LICENSING PROCEDURES; NUCLEAR POWER PLANTS; PERSONNEL; PROBABILITY; REACTOR ACCIDENTS; REACTOR SAFETY; SAFETY ANALYSIS; SAFETY ENGINEERING
- Descriptors DEC
- ACCIDENTS; ADMINISTRATIVE PROCEDURES; NUCLEAR FACILITIES; POWER PLANTS; SAFETY; SYSTEM FAILURE ANALYSIS; SYSTEMS ANALYSIS; THERMAL POWER PLANTS
Optional Information
- Contract/Grant/Project number
- Project Number BMU SR 2050