Methodische Erweiterung bestehender PSA unter Berücksichtigung spezieller Anforderungen aus übergreifenden Einwirkungen; Vorgehen bei Erweiterungen einer Site-Level PSA bis hin zur Stufe 2

Abstract

Die GRS hat auf der Basis eigener aktueller methodischer Weiterentwicklungen sowie internationaler Erkenntnisse, insbesondere aus multinationalen Aktivitäten der OECD Nuclear Energy Agency (NEA) und der IAEA, einen umfassenden systematischen Vorschlag für die Erweiterung einer probabilistischen Sicherheitsanalyse (PSA) der Stufen 1 und 2 für einzelne Kernkraftwerksblöcke zu einer als Site-Level PSA bezeichneten PSA für den gesamten Kernkraftwerksstandort mit allen dort vorhandenen Reaktorblöcken und weiteren Radionuklidquellen erarbeitet. Diese Erweiterungen der PSA betreffen vor allem die Zusammenfassung bzw. Agglomeration unterschiedlicher Risiken, die in einer PSA der Stufe 1 für einen gesamten Kraftwerkstandort relevant sind. International wird dies als „Risk Aggregation“ bezeichnet. Folgende Risiken müssen in einer PSA für einen gesamten Anlagenstandort, international als Site-Level PSA bezeichnet, zusammenfassend berücksichtigt werden:

alle an einem Kernkraftwerksstandort vorhandenen kerntechnischen Anlagen, d. h. alle Reaktorblöcke und sonstigen größeren Radionuklidquellen,

das vollständige Spektrum aller auslösenden Ereignisse, d. h. anlageninterne Ereignisse ebenso wie übergreifende Einwirkungen von innen wie außen einschließlich deren Kombinationen,

alle Anlagenbetriebszustände des Leistungs- und Nichtleistungsbetriebs sowie der Nachbetriebsphase für die jeweils am Standort vorhandenen Reaktoren.

Der von der GRS erarbeitete, erweiterte methodische Ansatz eines PSA-Anlagenmodells für eine Site-Level PSA der Stufe 1 beinhaltet eine systematische Strukturierung des PSA-Modells der Stufe 1 ebenso wie eine geeignete Aufteilung dieses Modells in anlagen- und standortspezifische Teile sowie die zwischen den einzelnen Teilen zu definierenden Schnittstellen. Für deutsche Kraftwerksstandorte hat sich der Ansatz, bereits vorhandene und begutachteten PSA für einzelne Kraftwerksblöcke als Basis zu nutzen und diese entsprechend zu erweitern und zu ergänzen, so dass Abhängigkeiten zwischen den einzelnen Anlagen in den unterschiedlichen Anlagenbetriebszuständen angemessen berücksichtigt werden, als vorteilhaft und weniger aufwändig herausgestellt. Die Ergebnisse der Site-Level-PSA der Stufe 1 müssen mittels einer Schnittstelle an die PSA der Stufe 2 übergeben werden. Neben der Erstellung einer Schnittstelle von der Stufe 1 zur Stufe 2 der PSA sind in der Site-Level PSA der Stufe 2 vor allem mögliche Radionuklidfreisetzungen (Quellterme) aus verschiedenen Radionuklidquellen in die Umwelt zu betrachten. Die vom gesamten Kraftwerksstandort ausgehenden, zu berücksichtigenden Freisetzungsszenarien sind bei einer Site-Level PSA der Stufe 2 sowohl in Bezug auf ihre jeweiligen Freisetzungs wahrscheinlichkeiten als auch auf die damit verbundenen Freisetzungsmengen und Freisetzungszeitpunkte zu betrachten und anhand von vorher festzulegenden Grenzwerten zu kategorisieren. Im Gegensatz zu einer PSA für mehrere Reaktorblöcke (Multi-Unit PSA) ist bei einer Site-Level PSA aufgrund der höheren Anzahl zu betrachtender Radionuklidquellen mit Quelltermen zu rechnen, die aus mehreren Freisetzungsphasen bestehen und zeitliche Überlappungen von Freisetzungen beinhalten können, in denen Radionuklide vom Anlagenstandort in die Umwelt gelangen. Die Radionuklidzusammensetzung der Quellterme kann sich bei einer Site-Level PSA ebenfalls stärker voneinander unterscheiden als bei einer Einzel- oder Mehrblock-PSA. Based on recent methodological extensions and advancements performed by GRS as well as on international insights, particularly from multi-national activities by the OECD Nuclear Energy Agency (NEA), GRS has developed a comprehensive systematic approach for extending Level 1 and Level 2 probabilistic safety analyses (PSA) for individ ual rector units to a so-called Site-Level PSA for the entire reactor units and other radioactive sources collocated at a nuclear site. These extensions mainly concern the agglomeration or aggregation of the different risks to be treated within Level 1 Site-Level PSA. Internationally this is known as aggregation. The following risks need to be comprehensively addressed within a Site-Level-PSA:

the entire nuclear facilities collocated at a nuclear power plant site, covering all reactor units and further radioactive sources (multi-unit and multi-source PSA),

the complete spectrum of initiating events (IEs), including plant internal events as well as internal and external hazards and their combinations,

all plant operational states of full power, low power and shutdown and of the post commercial safe shutdown for the reactor units at the given site.

The extended methodological approach developed by GRS for a Level 1 Site-Level PSA contains a systematic structure of the Level 1 PSA plant model as well as a suitable breakdown of the model into plant and site specific parts and interfaces to be defined between different parts of the PSA. For nuclear power plant sites in Germany, the approach to use already existing and reviewed PSA for individual reactor units as basis and to extend and complement these such that interdependencies between the individual nuclear facilities during the different plant operational states are adequately considered has turned out to be beneficial and less time-consuming. The results of the Level 1 PSA need to be handed over to the Level 2 PSA via an interface. Besides the generation of the interface between the Level 1 and the Level 2 of the PSA, primarily the potential releases of radionuclides (source terms) from different radionuclide sources to the environment need to be considered within the Level 2 Site-Level PSA. The release scenarios originating from the nuclear power plant site as a whole need to be considered within a Level 2 Site-Level PSA with respect to their release frequencies as well as regarding their corresponding amounts of released radionuclides and points in time of the releases. They need to be categorised according to pre-defined threshold values. In contrary to a PSA for multiple reactor units (multi-unit PSA), due to the higher number of radionuclide sources, source terms consisting of several release phases with chronological overlaps of releases of radionuclides from the site to the environment are to be expected within Site-Level PSA. The composition of the source terms may vary more in a Site-Level PSA than in a single-unit or multi-unit PSA.