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[en] In a first-phase probabilistic safety assessment for the TRIGA reactor of Vienna, the classical fault tree technique and reliability data mostly originating from power plant PSAs were used. After a co-ordinated research programme on the issue of generating research-reactor specific component reliability data for use in PSAs had been initiated by the IAEA, a detailed data collection directly from the TRIGA Vienna operator logbooks and maintenance records was performed. To assess the impact of employing 42% of all basic events quantified on a plant-specific basis instead of merely 13% in the first-phase PSA, the entire quantitative part of the PSA study was updated, resulting in significantly different estimates on the plant level. (orig.)
[de]
Unter Verwendung der klassischen Fehlerbaummethode und grossteils leistungsreaktorspezifischer generischer Zuverlaessigkeitsdaten fuehrte das Atominstitut Wien eine erste Phase einer probabilistischen Sicherheitsanalyse fuer seinen TRIGA-Forschungsreaktor durch. Nachdem die IAEA ein Programm zur Sammlung und Aufbereitung forschungsreaktorspezifischer Komponentenzuverlaessigkeitsdaten initiiert hatte, wurde eine detaillierte statistische Analyse der Betriebsaufzeichungen durchgefuehrt. Um den Effekt der anlagenspezifischen Quantifizierung von 42% aller im PSA-Modell verwendeten Basisereignisse anstelle von urspruenglich lediglich 13% abzuschaetzen, wurde die gesamte PSA-Studie neu durchgerechnet. Es zeigte sich, dass sich die Ergebnisse der beiden Analysen auf Anlagenebene deutlich unterscheiden. (orig.)Journal
