Weiterentwicklung der Modellerstellung der PSA für einen Forschungsreaktor

Abstract

Im Rahmen eines vorhergehenden Forschungs- und Entwicklungsvorhabens /MAY 19/ hat die GRS eine generische PSA der Stufe 1 für einen Forschungsreaktor, nachfolgend als Referenzanlage bezeichnet, entwickelt. Die PSA entspricht dem methodischen Stand von Wissenschaft und Technologie, weist aber Vereinfachungen in bestimmten Bereichen auf. Deshalb wurde das hier beschriebene Vorhaben vom Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) im Anschluss an das Vorläufervorhaben gefördert, um die identifizierten Schwachstellen bzgl. der Methodik zu beseitigen. Insbesondere wurde ein weitestgehend vollständiges Ereignisspektrum übergreifender Einwirkungen und Einwirkungskombinationen untersucht. Weiterhin wurden anlagenspezifische Zuverlässigkeitskenngrößen ermittelt, um die im Vorgängervorhaben erkannten Konservativitäten abzubauen und die Ergebnisunsicherheiten zu reduzieren. Darüber hinaus wurden die Untersuchungen um die Definition einer Schnittstelle zwischen der PSA der Stufe 1 und der PSA der Stufe 2 sowie um die Anwendung der fortschrittlichen Methode MCDET für eine dynamische PSA auf ein Analysebeispiel erweitert. Ein umfassendes Spektrum übergreifender Ereignisse wurden mit dem in der GRS entwickelten "Hazards Screening Tool" für die Referenzanlage bewertet. Auf den Ergebnissen aufbauend wurden zwei der Einwirkungen (Flugzeugabsturz und interne Überflutung) im Detail probabilistisch untersucht. Zur Neubewertung der Zuverlässigkeitskenngrößen der unabhängigen Ausfälle wurde ein zweistufiges Bayesverfahren mit Verwendung generischer Betriebserfahrung (d. h. anderer Forschungsreaktoren) und anlagenspezifischer Betriebserfahrung angewandt. In Bezug auf Ausfälle aus gemeinsamer Ursache wurde, wie im Vorgängervorhaben, grundsätzlich die Betriebserfahrung deutscher Leistungsreaktoren verwendet. Darüber hinaus wurde aber eine Vorgehensweise entwickelt und angewandt, wie technische und betriebliche Unterschiede zwischen Leistungsreaktoren und der Referenzanlage quantitativ berücksichtigt werden können. Für die Schnittstelle zur PSA der Stufe 2 wurden die für einen Forschungsreaktor relevanten spezifischen Merkmale ermittelt, den einzelnen Kernschadenszuständen zugeordnet und in Listenform dargestellt. Für das Anwendungsbeispiel einer Analyse mit MCDET wurde das Szenario "Übergang in den Naturumlaufbetrieb in der Nachkühlphase nach Abfahren des Reaktors" ausgewählt. Bei diesem Szenario sind neben technischen Aspekten auch menschliche Handlungen von besonderer Bedeutung. Dabei wurden die Einflüsse auf den Naturumlaufbetrieb durch zeitliche Variationen bei der Abschaltung der Nachkühlsysteme sowie durch Schädigungen technischer Komponenten, die zwar nicht zum Ausfall führen, aber sich z. B. auf die Förderrate von Pumpen oder Öffnungsquerschnitte von Ventilen auswirken, ermittelt. Within the framework of a former research and development project /MAY 19/ funded by the German Federal Ministry for the Environment, Nature Conservation and Nuclear Safety (BMU), GRS has developed a generic Level 1 PSA for a research reactor. This PSA was in accordance with the methodical state of the art in science and technology but was subjected to simplifications in certain areas. In the recent project described here; the weaknesses identified in the preceding project were eliminated. In particular, a comprehensive spectrum of single hazard events and hazard combinations was investigated. Furthermore, site-specific reliability parameters were determined in order to reduce the conservatism known from the previous project and to reduce the uncertainties of the reliability data. Furthermore, the investigations were extended by the definition of an interface between the Level 1 and Level 2 PSA as well as by a case study application of the advanced method MCDET for a dynamic PSA. A comprehensive scope of hazards events was assessed using the "Hazards Screening Tool" developed at GRS for the reference plant. As a consequence of these results, an internal and an external hazard (internal flooding and aircraft crash, respectively) were probabilistically analysed in detail. A two-step Bayesian procedure using generic operating experience (i.e., other research reactors) and plant-specific operating experience was used to re-evaluate the reliability parameters of the independent failures. With respect to CCF, the operating experience of German power reactors was basically used, as in the previous project. In addition, however, a procedure was developed and applied for quantitatively taking into account technical and operational differences between power reactors and the reference research reactor. For the interface to the Level 2 PSA, the specific characteristics relevant for a research reactor were determined and assigned to the individual core damage states. For the case study of an analysis with MCDET, the scenario "Transition to natural circulation operation in the post-cooling phase after reactor shutdown" was selected. In this scenario, human actions are of particular importance in addition to technical aspects. The influences on the natural circulation operation due to temporal variations in the shutdown of the heat removal systems as well as due to damages of technical components, which do not lead to failure, but affect e.g., the delivery rate of pumps or opening cross sections of valves, were determined.