(GRS-781) Entwicklung eines methodischen Ansatzes zur Durchführung von PSA der Stufe 1 für Kraftwerksstandorte mit Small Modular Reactors
Development of a Methodological Approach for Performing Level 1 PSA for Nuclear Power Plant Sites With Small Modular Reactors
Förderkennzeichen RS1596
Eine wesentliche Zielsetzung des Forschungs- und Entwicklungsvorhaben RS1596 bestand darin, die methodischen Grundlagen für eine probabilistische Sicherheitsbewertung (PSA) von Small Modular Reactors (SMRs) zu entwickeln. Die Weiterentwicklung und Anpassung von Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse (PSA) der Stufe 1 für herkömmliche Leistungsreaktoren erfolgte dabei auf der Basis internationaler Anforderungen an PSA und einer umfangreichen Recherche zu den Anforderungen an SMR-Konzepte und Dokumenten zu den geplanten technischen Umsetzungen dieser Konzepte für unterschiedliche Arten von SMRs.
Die Verifizierung der entwickelten Methoden für die grundlegenden Schritte zur Erstellung einer PSA der Stufe 1 für SMR erfolgte anhand eines repräsentativen Anlagenkonzepts.
Eine PSA der Stufe 1 wurde zunächst für ein Modul erstellt und danach auf zwölf Reaktormodule erweitert.
Basierend auf international veröffentlichter Ereignislisten wurden die möglichen auslösenden Ereignisse für die Anlage identifiziert und deren Eintrittshäufigkeiten quantifiziert. Mögliche Unfallabläufe, die sich aus den auslösenden Ereignissen heraus entwickeln könnten, wurden identifiziert und mittels Ereignisablaufanalysen untersucht. Die Systemausfallwahrscheinlichkeiten der eingesetzten betrieblichen Systeme und Notfallsysteme wie das Nachwärmeabfuhrsystem und das Notkühlsystem wurden über Fehlerbäume quantifiziert.
Eine Besonderheit bei SMRs ist, dass diese Systeme meist passiv ausgelegt sind, somit nach der Initialisierung des Systems keine aktiven oder mechanischen Komponenten wie Ventile oder Pumpen eingesetzt werden, sondern die Systeme nur auf physikalischen Prinzipien für einen Naturumlauf, wie Auftriebskräften, Wärmeübertragung und Phasenübergängen, beruhen. Die möglichen Auswirkungen, die zu einem funktionalen Versagen des Naturumlaufs in einem passiven System beitragen und damit zu einem Systemausfall führen können, wurden analysiert.
Die Kernschadenhäufigkeiten wurden aus der PSA der Stufe 1 für ein einzelnes Reaktormodul bestimmt und sieben unterschiedliche Endzustände als Basis für eine PSA der Stufe 2 unterschieden. Im Leistungsbetrieb zeigten sich vor allem das funktionale Versagen des Naturumlaufes im Primärkühlkreis und der Ausfall der Stromversorgung nach einem anlageninternen Brand als häufigste Ursache für einen Kernschaden.
Das PSA-Modell für ein einzelnes Reaktormodul wurde auf zwölf baugleiche Module in der gleichen Anlage als Mehrblock-PSA erweitert. Es wurden insbesondere mögliche Ausfälle aus gleicher Ursache in mehreren Modulen quantifiziert, auslösende Ereignisse in mehreren Modulen bestimmt, ein einfaches Fehlermodell für die Betriebsmannschaft, die für alle Module gleichzeitig zuständig ist, entwickelt und für die von mehreren Modulen genutzten Systeme überarbeitet.
Die Multi-Modul-PSA besteht aus speziell dafür entwickelten Ereignisablaufanalysen und Fehlerbäumen. In den Minimalschnitten zeigt sich ein Ereignisablauf mit einer besonders hohen Anforderung an die Betriebsmannschaft, wenn nach einem anlageninternen Brand das System zur automatischen Auslösung der Sicherheitssysteme in sechs Modulen gleichzeitig ausfällt und alle notwendigen Systeme zur Unfallbeherrschung in den sechs Modulen von Hand gestartet werden müssen.