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Licensed Unlicensed Requires Authentication Published by De Gruyter April 6, 2013

CCF treatment in PSA: insights and recommendations from reviewing procedures

Behandlung von GVA in PSA: Erkenntnisse und Empfehlungen aus Begutachtungsverfahren
  • C. Spitzer
From the journal Kerntechnik

Abstract

Probabilistic Safety Assessments (PSAs) in Germany have primarily been conducted in the framework of Periodic Safety Reviews (PSRs). For some time, PSAs following the recommendations given by the reviewer with the final statement in the 1st PSR have been submitted and reviewed, like the probabilistic analyses of internal fires as well as Low Power and Shutdown States. From the very beginning, the review of the adequateness of the common cause failures (CCF) treatment represented a key element in the respective regulatory procedures – given the large impact on the results depending on the CCF assessment. In this paper, our experiences and insights from the reviewing procedures in the course of time are described – also addressing background and objectives as well as working programme and results with reference to reviewer's CCF projects. Finally, possible ways and procedures are presented related to a further development in CCF treatment in PSAs according to practical requests.

Kurzfassung

Probabilistische Sicherheitsanalysen sind in Deutschland primär im Rahmen der Periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSÜ) durchgeführt worden. Seit einiger Zeit sind PSAs vorgelegt und begutachtet worden, welche gutachterliche Empfehlungen aus der abschließenden Bewertung der ersten PSÜ umsetzen, wie probabilistische Analysen anlageninterner Brände als auch von Nichtleistungsbetriebszuständen. In den jeweiligen behördlichen Verfahren war die Begutachtung der adäquaten Behandlung gemeinsam verursachter Ausfälle (GVA) von Anfang an von wesentlicher Bedeutung – aufgrund des großen Einflusses auf die Ergebnisse in Abhängigkeit von der GVA-Bewertung. In diesem Beitrag werden unsere Erfahrungen und Erkenntnisse aus den Begutachtungsverfahren im Lauf der Zeit beschrieben – dabei wird auch auf Hintergrund und Zielsetzungen sowie Arbeitsprogramm und Ergebnisse von Gutachter-Projekten zur Thematik GVA eingegangen. Abschließend werden mögliche Wege und Vorgehensweisen bezüglich einer Weiterentwicklung der GVA-Behandlung in PSA aufgezeigt, die sich aus praxisorientierten Anforderungen ergeben.

References

1 Bundesanzeiger Nr. 232a, 11.12.1997. Bekanntmachung der Leitfäden zur Durchführung von Periodischen Sicherheitsüberprüfungen (PSÜ) für Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland, 18.08.1997Search in Google Scholar

2 Facharbeitskreis „Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke“ Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke. BfS-KT-16/97, Dezember 1996Search in Google Scholar

3 Facharbeitskreis „Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke“ Daten zur Quantifizierung von Ereignisablaufdiagrammen und Fehlerbäumen. BfS-KT-18/97, März1997Search in Google Scholar

4U.S. Nuclear Regulatory Commission: PRA Procedures Guide, A Guide to the Performance of Probabilistic Risk Assessments for Nuclear Power Plants. NUREG/CR-2300, 1–2, 1983Search in Google Scholar

5Mosleh, A.: Common cause failures: an analysis methodology and examples. Reliab. Engng System Safety34 (1991) 24929210.1016/0951-8320(91)90104-FSearch in Google Scholar

6U.S. Nuclear Regulatory Commission: Severe Accident Risks, An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants. NUREG-1150, 1–2, 1990. 3, 1991Search in Google Scholar

7Haschke, D.: Die probabilistische Sicherheitsanalyse des Kernkraftwerkes Mühleberg. SVA-Vertiefungskurs Fortgeschrittene Sicherheitsanalyse, Technikum Winterthur, November 1991Search in Google Scholar

8 Bundesanzeiger Nr. 207a, 03.11.2005. Bekanntmachung des Leitfadens zur Durchführung der „Sicherheitsüberprüfung gemäß §19a des Atomgesetzes – Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse“ für Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland, 30.08.2005Search in Google Scholar

9 Facharbeitskreis „Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke“ Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke. BfS-SCHR-37/05, August2005Search in Google Scholar

10 Facharbeitskreis „Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke“ Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke. BfS-SCHR-38/05, August 2005Search in Google Scholar

11Spitzer, C.: Review of Probabilistic Safety Assessments: insights and recommendations regarding further developments. Reliab. Engng System Safety52 (1996) 15316310.1016/0951-8320(95)00145-XSearch in Google Scholar

12Dörre, P.: Basic aspects of stochastic reliability analysis for redundancy systems. Reliab. Engng System Safety24 (1989) 351375Search in Google Scholar

13Hughes, R. P.: A new approach to common cause failure. Reliab. Engng System Safety17 (1987) 211236Search in Google Scholar

14Berg, H.-P.; Görtz, R.; Schimetschka, E.: A process-oriented simulation model for common cause failures. KERNTECHNIK67 (2002) 23Search in Google Scholar

Received: 2005-12-21
Published Online: 2013-04-06
Published in Print: 2006-02-01

© 2006, Carl Hanser Verlag, München

Downloaded on 29.3.2024 from https://www.degruyter.com/document/doi/10.3139/124.100272/html
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