(GRS 355) Entwicklung und Einsatz von Analysemethoden zur Beurteilung softwarebasierter leittechnischer Einrichtungen in deutschen Kernkraftwerken

Im vorliegenden Bericht werden die Ergebnisse und Daten der Auswertungen von Er-eignissen unterhalb der Meldeschwelle programmierbarer oder rechnerbasierter leittechnischer Komponenten dargestellt. Da programmierbare oder rechnerbasierte Komponenten im Vergleich zu nicht programmierbaren oder rechnerbasierten Komponenten unterschiedliche Ausfallmechanismen sowie unterschiedliche Fehlerursachen aufweisen können, ist eine Auswertung der Betriebserfahrung notwendig, um zu untersuchen, ob die bisherigen Abläufe zur Bewertung der Zuverlässigkeit dieser Komponenten beibehalten werden können oder angepasst werden müssen. Es wurde die Betriebserfahrung unterhalb der Meldeschwelle ausgewertet, um Informationen über betriebliche Komponenten zu erhalten. Die Daten wurden von drei Doppelblockanlagen zur Verfügung gestellt, wodurch die Kernkraftwerkstypen Siedewasserreaktor der Baulinie 69, Siedewasserreaktor der Baulinie 72, Druckwasserreaktor der 2. Generation, Druckwasserreaktor der 3. Generation (Vor-Konvoi-Anlage) und Druckwasserreaktor der 4. Generation (Konvoi-Anlage) abgedeckt wurden. Der Betrachtungszeitraum, in dem die Betriebserfahrung ausgewertet wurde, beträgt für jede Anlage mindestens 8 Jahre. Darüber hinaus wurde der entsprechende Stand von Wissenschaft & Technik sowohl national als auch international dargestellt.