Eine Plattform für die Wissenschaft: Bauingenieurwesen, Architektur und Urbanistik
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Fire probability safety analysis in France for 900 MWe nuclear power plants
Schwerpunkt des Beitrags ist die Beschreibung der Methode, die vom IPSN (Institute de Protection et de Surete Nucleaire) bei der Durchführung der Brand-PSA (probabilistische Sicherheitsanalyse für Brandschutz) für die französischen 900-MWe-Druckwasserreaktoren angewendet wird. Die Vorgehensweise erfolgt in mehreren Stufen. Zunächst wird für alle Räume eine Bestandsaufnahme der Einrichtungen( wie mechanische/elektrische -, elektrische Kabel, Brandmeldetechnik, Brandlöschsysteme), der brennbaren Lagermaterialien/Zündquellen sowie der Abtrennungen untereinander (Feuerwände/-türen, Brandschutzklappen) vorgenommen und Informationen aus Betriebserfahrungen statistisch aufbereitet: Zeitdauer bis zur Brandbekämpfung, Brandhäufigkeit, Versagen der Brandmeldetechnik/Löschsysteme oder der Trennwände-/türen. Mittels der vom EPRI (Electric Power Research Institute) entwickelten FIVE-Methode, die sowohl deterministische als auch probabilistische Ansätze verwendet, werde aus ursprünglich 300 analysierten Brandzonen solche selektiert, die mit einer nicht zu vernachlässigenden Wahrscheinlichkeit zu einem Kernschmelzunfall als Folge von (detailliert analysierten) Brandszenarien beitragen (Ereignisbäume, Fehlerbäume). Die Kernschmelzhäufigkeit, CDF, läßt sich damit bestimmen: CDF = F1xP2xP3, wobei F1 die Brandhäufigkeit, P2 die Wahrscheinlichtkeit einer Kernschmelze bei Totalausfall der Ausrüstung gemäß der PSA für EVI (Ereignisse von innen) darstellt und P2 die Wahrscheinlichkeit ist, das jeweilige Brandszenario mit den brandtechnischen Einrichtungen zu bewältigen. Bereiche mit CDF größer 10.-7/Reaktorjahr gelten als ''kritische Zone''. Erste Ergebnisse behandeln etwa die Bestimmung der CDF bei Verlust des Dampferzeugers-Speisewasser, den Schädigungsmechanismus bei elektrischen Kabeln, die Konsequenzen von Bandszenarien auf Brandschutzfunktionen sowie die Analyse von besonders ''kritischen'' Zone (wie Kontrollraum, Relaisstationen, Steuerstabregelungs-, Notspeisewasser-Pumpenraum). Noch verbleibende Untersuchungen zum Brandverhalten von elektrischen Kabeln, zu ''Feuer in Schaltschränken'' und zur Ausbreitung von Rauch/Heißgasein in benachbarte Räume, werden diskutiert.
Fire probability safety analysis in France for 900 MWe nuclear power plants
Schwerpunkt des Beitrags ist die Beschreibung der Methode, die vom IPSN (Institute de Protection et de Surete Nucleaire) bei der Durchführung der Brand-PSA (probabilistische Sicherheitsanalyse für Brandschutz) für die französischen 900-MWe-Druckwasserreaktoren angewendet wird. Die Vorgehensweise erfolgt in mehreren Stufen. Zunächst wird für alle Räume eine Bestandsaufnahme der Einrichtungen( wie mechanische/elektrische -, elektrische Kabel, Brandmeldetechnik, Brandlöschsysteme), der brennbaren Lagermaterialien/Zündquellen sowie der Abtrennungen untereinander (Feuerwände/-türen, Brandschutzklappen) vorgenommen und Informationen aus Betriebserfahrungen statistisch aufbereitet: Zeitdauer bis zur Brandbekämpfung, Brandhäufigkeit, Versagen der Brandmeldetechnik/Löschsysteme oder der Trennwände-/türen. Mittels der vom EPRI (Electric Power Research Institute) entwickelten FIVE-Methode, die sowohl deterministische als auch probabilistische Ansätze verwendet, werde aus ursprünglich 300 analysierten Brandzonen solche selektiert, die mit einer nicht zu vernachlässigenden Wahrscheinlichkeit zu einem Kernschmelzunfall als Folge von (detailliert analysierten) Brandszenarien beitragen (Ereignisbäume, Fehlerbäume). Die Kernschmelzhäufigkeit, CDF, läßt sich damit bestimmen: CDF = F1xP2xP3, wobei F1 die Brandhäufigkeit, P2 die Wahrscheinlichtkeit einer Kernschmelze bei Totalausfall der Ausrüstung gemäß der PSA für EVI (Ereignisse von innen) darstellt und P2 die Wahrscheinlichkeit ist, das jeweilige Brandszenario mit den brandtechnischen Einrichtungen zu bewältigen. Bereiche mit CDF größer 10.-7/Reaktorjahr gelten als ''kritische Zone''. Erste Ergebnisse behandeln etwa die Bestimmung der CDF bei Verlust des Dampferzeugers-Speisewasser, den Schädigungsmechanismus bei elektrischen Kabeln, die Konsequenzen von Bandszenarien auf Brandschutzfunktionen sowie die Analyse von besonders ''kritischen'' Zone (wie Kontrollraum, Relaisstationen, Steuerstabregelungs-, Notspeisewasser-Pumpenraum). Noch verbleibende Untersuchungen zum Brandverhalten von elektrischen Kabeln, zu ''Feuer in Schaltschränken'' und zur Ausbreitung von Rauch/Heißgasein in benachbarte Räume, werden diskutiert.
Fire probability safety analysis in France for 900 MWe nuclear power plants
Probabilistische Sicherheitsanalyse für Brandschutz (Brand PSA) bei französischen 900-MWe-Druckwasserreaktoren
Bertrand, R. (Autor:in) / Bonneval, F. (Autor:in) / Mattei, J.M. (Autor:in)
Kerntechnik ; 65 ; 111-114
2000
4 Seiten, 4 Quellen
Aufsatz (Zeitschrift)
Englisch
IAEA activities in fire safety at nuclear power plants
| Tema Archiv | 2000
Actual Fire Safety Issues of Low-Power Nuclear Plants
| Springer Verlag | 2023
Fire Risk Analysis for Nuclear Power Plants
| Springer Verlag | 2016