Bekanntmachung über Entwürfe zur Neufassung von Sicherheitsstandards der Internationalen Atomenergie-Organisation

Dem Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz liegt ein Entwurf des Sicherheitsstandards

der Internationalen Atomenergie-Organisation (IAEO) zur Stellungnahme vor.

Die Sicherheitsstandards werden von der IAEO unter Beteiligung der Mitgliedsstaaten entwickelt und fortgeschrieben. Die IAEO strebt dabei einen umfassenden, konsistenten und anwendbaren Satz von Standards an. Dieser soll weltweit ein hohes Maß an Schutz für den Menschen und die Umwelt vor den schädlichen Effekten ionisierender Strahlung bieten und von den Mitgliedsstaaten genutzt werden.

Der zu prüfende Entwurf mit dem Titel „Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants“ soll als Safety Guide in der IAEO Safety Standards Series veröffentlicht werden.

Ziel dieses Textentwurfs ist es, Empfehlungen für die Erfüllung der Anforderungen der IAEA Safety Standards Series Nos GSR Part 4 (Rev. 1), „Safety Assessment for Facilities and Activities“, SSR-2/​1 (Rev. 1), „Safety of Nuclear Power Plants: Design“ und SSR-2/​2 (Rev. 1), „Safety of Nuclear Power Plants: Commissioning and Operation“ zur Entwicklung und Anwendung der probabilistischen Sicherheitsbewertung (PSA) der Stufe 2 für Kernkraftwerke (KKW) und zur Ergänzung der Empfehlungen des Sicherheitsleitfadens zur PSA der Stufe 1 (SSG-3 (Rev. 1) (DS523)), der derzeit in Vorbereitung ist, zu geben.

Dieser Entwurf eines Sicherheitsleitfadens zielt auch darauf ab, die technische Kohärenz zwischen PSA-Studien der Stufe 2 und ihrer Anwendung in der risikoinformierten Entscheidungsfindung in den Mitgliedstaaten zu fördern. Insbesondere zielt er darauf ab, Empfehlungen zur Unterstützung des Folgenden zu geben:

(a)

Vergleich der Ergebnisse der PSA der Stufe 2 mit probabilistischen Sicherheitszielen oder -kriterien, falls diese festgelegt wurden, um das Gesamtsicherheitsniveau der Anlage zu bewerten;

(b)

Bewertung der Anlagenauslegung zur Ermittlung potenzieller Schwachstellen bei der Bewältigung schwerer Störfälle;

(c)

Entwicklung von Leitlinien für die Bewältigung schwerer Störfälle, die nach Kernbrennstoffschäden angewendet werden können;

(d)

Bereitstellung von Quelltermen als Beitrag zur Notfallplanung;

(e)

Verwendung der Quellterme und -häufigkeiten als Eingangsdaten für die Bewertung der Folgen außerhalb des Standorts;

(f)

Festlegung von Prioritäten für die Forschung im Bereich schwerer Störfälle;

(g)

Nutzung einer Reihe anderer PSA-Anwendungen in Kombination mit den Ergebnissen und Erkenntnissen der PSA der Stufe 1;

(h)

Detailliertere Überlegungen zum Umgang mit der Kombination von Einwirkungen.

Darüber hinaus bietet dieser Entwurf des Sicherheitsleitfadens einen Standardrahmen zur Erleichterung von behördlichen Überprüfungen oder Peer Reviews einer PSA der Stufe 2 und ihrer verschiedenen Anwendungen.

Im Einzelnen gliedert sich der Entwurf des Sicherheitsstandards DS528 „Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants“ wie folgt:

Contents

1.

INTRODUCTION

Background

Objective

Scope

Structure

2.

GENERAL CONSIDERATIONS RELATING TO THE PERFORMANCE AND USE OF LEVEL 2 PSA

Objectives of Level 2 PSA

Scope of Level 2 PSA

Reference values, probabilistic safety goals or criteria and risk metrics for Level 2 PSA

Living PSA

Use of PSA in the decision making process

3.

PSA PROJECT MANAGEMENT AND ORGANIZATION

Definition of the objectives of the Level 2 PSA project

Scope of the Level 2 PSA project

Project management for Level 2 PSA

Selection of software, approaches and methods

Team selection for the Level 2 PSA project

Independent verification

4.

FAMILIARIZATION WITH THE PLANT DESIGN AND SEVERE ACCIDENT MANAGEMENT

Identification of design aspects important to severe accidents

Considerations regarding multiple units or multiple radioactive installations on a site

Review of strategies to cope with severe accident associated phenomena

In-vessel melt retention

Ex-vessel corium cooling

Collection of information important to severe accident analysis

5.

INTERFACE WITH LEVEL 1 PSA: GROUPING OF SEQUENCES

Plant damage states for PSA for internal initiating events during full power conditions

Plant damage states without containment bypass

Plant damage states with containment bypass

Final selection of plant damage states

Plant damage states for low power and shutdown modes of operation

Considerations for internal and external hazards in Level 2 PSA

6.

SEVERE ACCIDENT PROGRESSION ANALYSIS

Analysis of severe accidents involving reactor core damage

Analysis of interactions between the reactor and the spent fuel pool

Severe accident progression analysis for low power and shutdown modes

Identification of sources of uncertainties

7.

CONTAINMENT INTEGRITY ANALYSIS

Analysis of reactor containment performance

Containment performance analysis with respect to internal loads

Analysis of containment leaktightness due to other failure mechanisms induced by severe accident phenomena

Analysis of initial and induced containment isolation failure and containment bypass

Containment integrity analysis for low power and shutdown modes

Analysis of containment isolation failure during shutdown

Characterization of uncertainties

Characterization of uncertainties related to containment performance under internal loads

Characterization of uncertainties related to concrete structures erosion by molten core debris

Characterization of uncertainties related to containment isolation failure and containment bypass

8.

HUMAN AND EQUIPMENT RELIABILITY ASSESSMENT

Human reliability assessment

Equipment reliability assessment

Identification of sources of uncertainties in reliability assessment

Human reliability assessment

Equipment reliability assessment

9.

DEVELOPMENT OF ACCIDENT PROGRESSION EVENT TREES AND QUANTIFICATION OF EVENTS

Development of accident progression event trees

Structure of accident progression event trees and nodal questions

Quantification of events

Threshold approach

Convolution approach

Grouping of end states of accident progression event trees into release categories

10.

SOURCE TERM ANALYSIS FOR SEVERE ACCIDENTS

Source term analysis approaches

Source term analysis with a plant specific approach

Source term analysis with a simplified approach

Use of computer codes for source term analysis

Results of the source term analysis

Analysis of uncertainties

11.

QUANTIFICATION OF EVENT TREES AND ANALYSIS OF RESULTS

Quantification of event trees

Analysis of results of accident progression event trees

Importance, uncertainty and sensitivity analyses

Importance analysis

Types of uncertainties

Uncertainty analysis

Sensitivity analysis

12.

DOCUMENTATION OF THE ANALYSIS: PRESENTATION AND INTERPRETATION OF RESULTS

Objectives and content of documentation

Organization of the documentation

Communication of results

13.

LEVEL 2 PSA FOR A SPENT FUEL POOL

Interface with Level 1 PSA for a spent fuel pool

Severe accidents progression analysis of fuel stored in the spent fuel pool

Analysis of accidents during fuel transfer operations between the reactor and the spent fuel pool

Accident progression event tree for a spent fuel pool

Source term and release categories for a spent fuel pool

Quantification and analysis of results for a spent fuel pool

14.

LEVEL 2 PSA FOR MULTIPLE UNIT NUCLEAR POWER PLANTS

Objectives of Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

Scope of Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

Prerequisites of Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

Risk metrics for Level 2 PSA for a multiple unit nuclear power plant

Interface between Level 1 PSA and Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

Accident progression and containment analysis in Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

Human and equipment reliability analysis in Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

Accident progression event tree for Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

Source term and release categories in Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

Quantification and analysis of results in Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

Documentation of the analysis in Level 2 PSA for multiple unit nuclear power plants

15.

USE AND APPLICATIONS OF LEVEL 2 PSA

Scope and level of detail of Level 2 PSA for applications

Use of Level 2 PSA throughout the lifetime of the plant

Risk informed approach to Level 2 PSA

Comparison of Level 2 PSA with probabilistic safety criteria or goals

Level 2 PSA for design evaluation

Identification of plant vulnerabilities

Comparison of design options

Use in development of severe accident management guidelines

Prioritization of research activities on severe accidents

Input for Level 3 PSA

Emergency preparedness

Other PSA applications

APPENDIX I. Considerations for human reliability assessment in a Level 2 PSA

16.

REFERENCES

Annex I COMPUTER CODES FOR SIMULATION OF SEVERE ACCIDENTS FOR WATER COOLED REACTORS

General description of computer codes

Types of code

Validation status of a code

Use of the codes

Integral codes

Mechanistic codes

Dedicated codes

PSA computer codes

References to Annex I

Annex II SAMPLE OF PLAN OF ACTIVITIES AND OUTLINE OF DOCUMENTATION FOR A LEVEL 2 PSA STUDY

Sample contents of the summary report

Sample contents of the main report

Annex III EXAMPLES OF COMMON RISK METRICS IN LEVEL 2 PROBABILISTIC SAFETY ASSESSMENT

TABLE III–1. Examples of Member States practice on large release frequency risk metrics/​safety goals.

TABLE III–2. Examples of Member States practice on LERF definition.

References to Annex III

17.

CONTRIBUTORS TO DRAFTING AND REVIEW

Interessenten wird hiermit die Möglichkeit gegeben, Änderungsvorschläge zu diesem Sicherheitsstandard zu übermitteln.

Kommentare werden erbeten in Bezug auf:

–

Relevanz und Nutzen: Sind die angegebenen Ziele angemessen und werden sie durch den Textentwurf erfüllt?

–

Umfang und Vollständigkeit: Ist der Umfang angemessen und wird er durch den Textentwurf angemessen ab­gedeckt?

–

Qualität und Klarheit: Entspricht der Regeltextentwurf dem gegenwärtigen Stand von Wissenschaft und Technik und ist dieser Regeltextentwurf klar und kohärent formuliert?

Konkrete und begründete Änderungsvorschläge können Sie in englischer Sprache auf dem IAEO-Formblatt zu DS528 für Kommentierungen abfassen. Übermitteln Sie diese bis zum 29. September 2023 an die folgende Adresse:

Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz (BMUV)
Referat S I 5
Postfach 12 06 29
53048 Bonn

E-Mail: SI5@bmuv.bund.de
Telefon: 0228/​99 305 2880 

Der Entwurf des Sicherheitsstandards DS528 (in englischer Sprache) und das IAEO-Formblatt für Kommentierungen können beim Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz, nukleare Sicherheit und Verbraucherschutz (obige Adresse) bezogen werden oder direkt von den IAEO-Internetseiten heruntergeladen werden unter

http:/​/​www-ns.iaea.org/​standards/​documents/​draft-ms-posted.asp 

Beachten Sie bitte beim Ausfüllen Ihrer Vorlage, dass

–

Sie konkrete Textvorschläge formulieren,

–

Ihre Kommentierung in englischer Sprache verfasst wird,

–

der Paragraph, auf den Ihr Kommentar Bezug nimmt, ebenfalls eingetragen wird,

–

zu jedem Kommentar eine Begründung erforderlich ist,

–

jeder Kommentar in einer „Zeile“ dargestellt wird,

–

jede Veränderung kenntlich gemacht wird, und zwar: „Einfügung“ sollte unterstrichen und „Löschung“ durch­gestrichen werden.

Zur näheren Information über das Programm der IAEO zur Erstellung der Sicherheitsstandards für Kernkraftwerke und kerntechnische Anlagen wird ebenfalls auf die genannte Internetseite der IAEO verwiesen.