Methoden und Werkzeuge für probabilistische Sicherheitsanalysen für gesamte Kernkraftwerksstandorte mit Reaktoren neuer Bauart im In- und Ausland

Abstract

In Deutschland werden probabilistische Sicherheitsanalysen (PSA) für Kernkraftwerke seit über 40 Jahren durchgeführt. Sie sind entsprechend dem geltenden kerntechnischen Regelwerk für deutsche Kernkraftwerke im kommerziellen Betrieb alle zehn Jahre im Rahmen der regelmäßigen Sicherheitsüberprüfungen, aber auch anlassbezogen durchzuführen. Erkenntnisse aus PSA in der Vergangenheit haben zu sicherheitstechnischen Verbesserungen geführt und damit wesentlich zum hohen Sicherheitsniveau der deutschen Kernkraftwerke beigetragen. Neben den deutschen Fachbänden zu PSA-Methoden und -Daten beschreiben die international anerkannten Safety Standards und Guides der IAEA die Methodik zur Durchführung einer PSA der Stufen 1 und 2. Die aktuell überarbeitete Version und kürzlich veröffentlichte Version des Specific Safety Guides SSG-3 zur PSA der Stufe 1 behandelt mittlerweile ebenso wie die noch in der Überarbeitung befindliche Version des SSG-4, umfassend unter anderem Einwirkungen von innen und außen einschließlich Einwirkungskombinationen, die PSA für das Brennelementlagerbecken sowie Aspekte, die in einer PSA für Mehrblockanlagen zu berücksichtigen sind. Die GRS hat dementsprechend in dem vom Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz (BMUV) geförderten Forschungs- und Entwicklungsvorhaben RS1596 "Methoden und Analysewerkzeuge für Probabilistische Risikoanalysen für gesamte Kernkraftwerksstandorte mit Reaktoren neuer Bauart im In- und Ausland" bereits grundsätzlich vorhandene Methoden und Werkzeuge in Bezug auf die nachfolgend aufgeführten fachlichen Themenbereiche erweitert, vervollständigt und verbessert, um diese für die Anwendung bei zukünftigen probabilistischen Sicherheitsbewertungen von Kernkraftwerksstandorten mit einem oder ggf. mehreren Reaktoren neuartiger Reaktorkonzepte bereitzustellen. In Germany, probabilistic safety analyses (PSA) for nuclear power plants have been carried out for over 40 years. In line with the applicable nuclear regulations for German nuclear power plants in commercial operation, they must be carried out every ten years as part of the regular safety reviews, but also on an ad hoc basis. Findings from PSAs in the past have led to safety improvements and thus contributed significantly to the high safety level of German nuclear power plants. In addition to the German technical supplements on PSA methods and data, the internationally recognized safety standards and guides of the IAEA describe the methodology for carrying out a Level 1 and Level 2 PSA. The currently revised and recently published version of the Specific Safety Guide SSG-3 on Level 1 PSA as well as the version of SSG-4 currently still under revision, meanwhile comprehensively cover internal and external hazards and their combinations, a PSA for the spent fuel pool and aspects to be considered within PSA for multi-unit plants. Accordingly, GRS has extended, completed and advanced existing methods and analytical tools in the research and development project RS1596 "Methods and tools for probabilistic risk analyses for entire nuclear power plant sites with reactors of new design in Germany and abroad" funded by the Federal Ministry for the Environment, Nature Con- servation, Nuclear Safety and Consumer Protection (BMUV) with regard to the technical areas listed below in order to make them available for application in future probabilistic safety assessments of nuclear power plant sites with one or, if applicable, several reactor units of new reactor concepts.