Probabilistische Bewertungen von Ereignissen für den Mitte-Loop-Betrieb deutscher Anlagen

Abstract

Das BMUV/BASE-Vorhaben 4719R01378 hatte die Bewertung der sicherheitstechnischen Bedeutung von Ereignissen, welche im Ausland bei Mitte-Loop-Betrieb aufgetreten sind, für die laufenden deutschen Kernkraftwerke zum Inhalt. Dazu wurde die vorhandene PSA der GRS zum Nichtleistungsbetrieb von Anlagen mit Druckwasserreaktor methodisch weiterentwickelt, um bisher nicht betrachtete Ereignisabläufe beim ¾-Loop-Betrieb probabilistisch bewerten zu können. Für die Ermittlung von relevanten Ereignissen wurde die ausländische Betriebserfahrung der vergangenen 20 Jahre, insbesondere die im Rahmen des Incident Reporting System der IAEA gemeldeten Ereignisse, herangezogen. Für die im Ausland aufgetretenen Ereignisse wurde überprüft, ob sie auf die deutschen Anlagen übertragbar sind. Ereignisse, die bisher in der generischen PSA der GRS nicht berücksichtigt sind, wurden probabilistisch bewertet. Dabei handelt es sich um die Ereignisse: Ausfall der Nachwärmeabfuhr bei geschlossenem RDB und gleichzeitiger großer kaltseitiger Öffnung am Primärkreislauf (so genanntes Diablo-Canyon-Szenarium), Anregung der Notkühlkriterien durch Fehler bei der Stickstoffeinspeisung und Lecks am Primärkreislauf durch Fehlhandlungen des Personals. Insgesamt wurde für die neu bewerteten Ereignisse eine Brennstabschadenshäufigkeit von 5,6E-07/a berechnet. Den größten Beitrag (ca. 60 %) liefert das Ereignis "Anregung der Notkühlkriterien durch Fehler bei der Stickstoffeinspeisung". Die neu bewerteten Ereignisse wurden ganzheitlich hinsichtlich ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung bewertet. Ein wesentliches Verbesserungspotential ließ sich nicht ableiten. The subject of the BMUV/BASE project 4719R01378 was the assessment of events that occurred in foreign nuclear power plants during mid-loop operation and the evaluation of their safety significance for the German nuclear power plants. For this purpose, the existing PSA for shutdown operation was extended to include so far unconsidered event sequences during mid-loop operation. For the identification of relevant events, the foreign operating experience of the past 20 years, in particular the events reported within the framework of the IAEA's Incident Reporting System, was used. For the events that occurred abroad, it was checked whether they are transferable to the German plants. The following events have been evaluated probabilistically: failure of the residual heat removal with closed reactor pressure vessel and simultaneous large cold side opening at the primary circuit (so-called Diablo Canyon scenario), actuation of the emergency core cooling criteria due to errors in the nitrogen injection and leaks in the primary circuit due to incorrect operator actions. Overall, a fuel damage frequency of 5.6E-07/year was calculated for the evaluated events. The largest contribution (approx. 60 %) is due to the event "actuation of the emergency core cooling criteria due to errors in the nitrogen injection". The newly considered events were evaluated comprehensively regarding their safety related significance. A significant potential for safety improvement could not be derived.