INTERNATIONALER ENTWICKLUNGSSTAND BEI DER PROBABILISTISCHEN SICHERHEITSANALYSE VON KERNKRAFTWERKEN H. P. Berg, L. Weil Bundesamt für Strahlenschutz (BfS), Postfach 10 01 49, 38201 Salzgitter Kontakt: hberg@bfs.de Frühjahrstagung des AKE im Rahmen der 73. Jahrestagung der Deutschen Physikalischen Gesellschaft Hamburg, 02.-06. März 2009

INHALT EINLEITUNG ABRISS DER ENTWICKLUNG DER PSA INTERNATIONALE ORGANISATIONEN IAEA OECD/NEA WENRA NATIONALE ENTWICKLUNGSLINIEN USA Großbritannien Niederlande Schweiz ZUSAMMENFASSUNG, BEWERTUNG UND AUSBLICK

F. NIETZSCHE: Unsere wertvollsten Erkenntnisse sind unsere Methoden.

NORMAN CARL RASMUSSEN (verstorben 2003) Keller, W.; Modarres, M.: „A historical overview of PRA development and its use in the nuclear power industry: a tribute to the late Professor Norman Carl Rasmussen.“ Reliability Engineering and System Safety 89 (2005) 271 – 285 Aus dem Internet: National Academy of Science, NC Rasmussen A Biographical Memoir by Kent F. Hansen

WASH 1400: Durchführung und Ergebnisse 40 Mitarbeiter (Nuklearingenieure, Risikoanalytiker, Konsequenzanalyse), Kosten: ca 4 Millionen US $ Gesamtfehlerbaum zu komplex, Ereignisablaufbaum als Lösung Auslösende Ereignisse: 3 X Kühlmittelverluststörfälle Versagen RDB, DE und „interfacing systems“ Unfall mit Containmentversagen wahrscheinlicher als erwartet

WASH 1400: Bewertung und Folgen Fachlicher Response zunächst skeptisch, auch innerhalb NRC 1995 Policy Statement: „...increased use of PSA in all regulatory matters...“ Entwicklung „risikoorientierter“ Regeln (Technische Spezifikationen, Genehmigungsänderungen, WKP, Aufsichtsprozess, …)

ABRISS DER ENTWICKLUNG DER PSA IN DEUTSCHLAND (1) vor 1975: Zuverlässigkeits- und Systemanalysen 1975: Reactor Safety Study WASH 1400 „Rasmussen Report“ 1977: Sicherheitskriterium 1.1: „....durch probabilistische Analysen zu unterstützen, soweit die erforderliche Genauigkeit erreicht wird.“ 1979: Deutsche Risikostudie Phase A

ABRISS DER ENTWICKLUNG DER PSA IN DEUTSCHLAND (2) 80er Jahre: Vorlage einer PSA im Rahmen der Genehmigung der Konvoianlagen 1990: Deutsche Risikostudie Phase B 90er Jahre: Erstellung anlagenspezifischer PSA der Stufe 1 und im Rahmen der PSÜ

ABRISS DER ENTWICKLUNG DER PSA IN DEUTSCHLAND (3) 1996/97: Publikation behördlicher Leitfäden zur PSÜ sowie zugehöriger Fachbände für die Analysedetails 2002: AtG-Novelle u.a. § 19a : Forderung einer Sicherheitsüberprüfung (SÜ) einschließlich PSA 2005: Akualisierung des PSA-Leitfadens und der Fachbände

LEITFADEN PSA ZUR SICHERHEITSÜBERPRÜFUNG Durchführung einer voll- ständigen PSA der Stufe 1 für den Leistungsbetrieb (LB)- und Nicht-LB Einbeziehung möglicher Einwirkungen von außen (EVA) für den LB Durchführung einer PSA der Stufe 2 ausgehend vom LB Quantifizierung der Unsicherheiten mittels Unsicherheits-, Sensitivitäts- und Importanzanalysen (> RS-Handbuch: RS 3.74.3) LF-PSA verweist zu den Einzelheiten der Analysebereiche auf die PSA-Fachbände i. S. einer näheren Bestimmung des aktuellen Standes

PSA-FACHBÄNDE FÜR METHODEN UND DATEN BfS-SCHR-38/05 Heranführung an internationalen Stand und Empfehlungen (z.B. IAEA) BfS-SCHR-37/05 Stärkung der Verfahrenssicherheit und Erleichterung der Begutachtung als Methoden-Empfehlungen veröffentlicht: Oktober 2005

VORGESEHENE WEITERARBEIT Im Unterschied zur Fertigstellung der PSA-Fachbände im Jahr 1997 liegen für die Durchführung von probabilistischen Analysen für EVA und für Stufe 2-Analysen noch keine Aufsichtserfahrungen vor. Insofern ist eine neuerliche Aktualisierung nach den ersten SÜ-Projekten, bei denen diese Unterlagen volle Anwendung finden, sinnvoll, damit die Erfahrungen aus diesen „Pilotprojekten“ den zukünftigen SÜ-Projekten zugute kommt. Zur Umsetzung dieser Erkenntnisse ist eine Fortschreibung von Methoden- und Datenband PSA vorgesehen, die nach jetzigem Planungsstand 2011 zu einer Aktualisierung der Fachbände führen soll.

STUFEN DER PSA Stufe 1 ermittelt die (zu erwartende) Häufigkeit und die näheren Umstände (z. B. Zeitbereich, Druck im Primärkreis) von nicht beherrschten Störfallabläufen, die zum Kernschmelzen führen (Kernschadenszustände) Stufe 2 untersucht – ausgehend von den Kernschadenszuständen – die möglichen weiteren Ereignisabläufe bis zur Freisetzung in die Anlagenumgebung und ermittelt die Häufigkeit sowie das Ausmaß und die näheren Umstände der Freisetzung von Radionukliden Stufe 3 ermittelt – ausgehend von den Ergebnissen der Stufe 2 – Ausmaß und Häufigkeit der durch die Radionuklide verursachten Schäden in der Umgebung der Anlage

METHODISCHE ANSÄTZE DER PSA verwendet Methoden der Wahrscheinlichkeitsrechnung (Fehler- und Ereignisbaumanalysen) und der Statistik (Zuverlässigkeitsdaten) Modelle zur Beschreibung gemeinsam verursachter Ausfälle Modelle zur Beurteilung der menschlichen Zuverlässigkeit Zusammenführung aller Einzelergebnisse zu einem Gesamtwert einschließlich der Berücksichtigung von Unsicherheiten

RISIKOZIELE UND –POLITIK DER USNRC VEREINFACHTER EREIGNISBAUM FÜR BRANDEREIGNISSE

INTERNATIONALE ORGANISATIONEN IAEA Nuclear Safety Standards Committee (NUSSC) Commission of Safety Standards (CSS) OECD/NEA Committee on the Safety of Nuclear Installations (CSNI) Committee on Nuclear Regulatory Activities (CNRA) WENRA (Western European Nuclear Regulators‘ Association)

IAEA Safety Assessment for Facilities and Activities Draft Safety Requirement „Die Sicherheitsanalyse soll deterministische und proba-bilistische Ansätze umfassen. Diese Ansätze haben sich als komplementär zueinander erwiesen und sollten zusammen als Input für einen integrierten Ent-scheidungsprozess dienen.“ derzeit: Entwicklung von PSA Safety Guides zu den Stufen 1 und 2.

AKTIVITÄTEN DER EUROPÄISCHEN KOMMISSION (EK) 2 Beispiele für PSA relevante Aktivitäten der EK aus jüngerer Zeit: Bestandteil des 6. Forschungsrahmenprogramms der EK ist das „Severe Accident Research Network of Excellence“ (SARNET): u.a. Projekt zur Harmonisierung der PSA der Stufe 2 (Proceedings of FISA 2006, EU Research and Training in Reactor Systems,EUR 21231) Report on the Regulatory Experience of Risk-informed In-Service Inspection of Nuclear Power Plant Components and Common Views, EUR 21320 EN, August 2004

WENRA Western European Nuclear Regulators‘ Association ist die Vereinigung der Leiter der atomrechtlichen Behörden in Staaten der europäischen Union mit Kernkraftwerken, die rd. 300 Referenzniveaus für verschiedene Themenbereiche vereinbart hat. Diese Referenzniveaus sollen in das nationale Regelwerk und die nationale Sicherheitspraxis bis 2010 umgesetzt werden. PSA ist gefordert und entsprechende Anforderungen wurden formuliert.

NATIONALE ENTWICKLUNGSLINIEN: Großbritannien (1) Quelle: „Reducing Risks, Protecting People: HSE`s Decision Making Process“; HSE Books 2001, IBSN 0 71762151 0 Risiken sind inakzeptabel, tolerierbar oder allgemein akzeptabel Grenz- bzw. Zielkurve für unfallbedingte individuelle Exposition Kriterien für „large release“ Kriterien zum Schutz des Personals und für Schäden in der Anlage Kriterien derzeit im Revisionsprozess!

NATIONALE ENTWICKLUNGSLINIEN: Großbritannien (2) Erwartete Häufigkeit /a Effektive Dosis (Einzelperson in der Umgebung) 1 10 -1 -2 -3 -4 -5 -6 -7 -8 [mSv] zulässig BSO für große Freisetzung BSL für unzulässig BSL BSO 2 3 4 5 6 BSL: Basic Safety Limits BSO: Basic Safety Objective Große Freisetzung: 10 000 TBq I-131 200 TBq Cs-137 oder äquivalent

NATIONALE ENTWICKLUNGSLINIEN: Niederlande

ZUSAMMENFASSUNG, BEWERTUNG UND AUSBLICK (1) Die PSA hat sich weltweit innerhalb von etwa drei Jahrzehnten von einer Studiendisziplin zum unverzichtbaren Instrument der Sicher-heitsbeurteilung entwickelt. Den Durchbruch brachte WASH-1400. In der PSA werden Betriebserfahrung und Systemtechnik zur quantitativen Analyse zusammengeführt. Die probabilistische Bewertung von Ereignisabläufen tritt an die Stelle von Postulaten und Ausschlüssen. Die PSA ergänzt die deterministische Analyse und hat sich als ein wichtiger Treiber von Sicherheitsverbesserungen erwiesen. Überwiegend wird international die PSA der Stufe 2 praktiziert, wie auch in den WENRA-Referenzniveaus vorgesehen.

ZUSAMMENFASSUNG, BEWERTUNG UND AUSBLICK (2) Nationale Vorgehensweisen zur Integration der Erkenntnisse aus der PSA in die Sicherheitsbeurteilung sind eher uneinheitlich. Einige Länder betonen die strikt komplementäre Rolle der PSA, andere verfolgen eine risikoorientierte Vorgehensweise, wenige Länder haben übergreifende Risikokriterien formuliert. Durch internationale Standardsetzung und Meinungsbildung wird Alleingängen und Einzellösungen entgegengewirkt. Der Datenbestand wurde erweitert und in der Qualität verbessert. Die Methoden der PSA haben einen gewissen Reifegrad erreicht. Dennoch müssen die Anstrengungen zur weiteren Verbesserung der nationalen Anforderungen fortgesetzt werden. Auch dabei spielt die internationale Zusammenarbeit eine wichtige Rolle.