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Die Probabilistik und die Frage nach dem Restrisiko

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Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke

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Zusammenfassung

Der deterministisch vorgehende Ingenieur kennt die Beschaffenheit seiner Bauteile und der auf sie einwirkenden Einflussgrößen nicht bis ins Letzte, weshalb er mit Sicherheitsreserven in Form von zusätzlichen Sicherheitsbeiwerten arbeitet. Die entscheidende Frage, in welchem Umfang diese eingeführten Sicherheitszuschläge tatsächlich in Anspruch genommen werden, muss für Systeme offen bleiben, die so zuverlässig sind, dass keine Versagensstatistiken vorliegen. Für solche Systeme – und zu ihnen zählen Kernkraftwerke deutscher Bauart – können nur umfangreiche theoretische und experimentelle Risikoanalysen Näherungswerte für die tatsächlich vorhandenen Sicherheitsreserven oder die Eintrittshäufigkeit katastrophalen Versagens liefern. Bei solchen Risikoanalysen kerntechnischer Anlagen werden auf der Grundlage vorhandener Betriebserfahrungen, von theoretischen und experimentellen Untersuchungen denkbare, aber nicht wirklich aufgetretene Unfallabläufe durch Rechenmodelle nachgebildet. Für jedes denkbare Ereignis, das nicht logisch oder naturgesetzlich ausgeschlossen („verboten“) ist, wird eine von Null verschiedene, wahrscheinliche Eintrittshäufigkeit bestimmt. Ja-Nein-Aussagen gibt es nicht. Die hier betrachteten Risiken gehören nicht zu den „hypothetischen Restrisiken“ jenseits der Grenzen menschlichen Erkenntnisvermögens (s. Kap. 4.5.9), sondern zu den bekannten, berechenbaren und abschätzbaren, wenn auch außerordentlich geringen verbleibenden Risiken.

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Notes

  1. 1.

    vgl. Gardiner, D. A.: Predicting Reliability of Safety Devices, Nuclear Safety, Vol. 2, No. 2, Dezember 1960, S. 27–30.

  2. 2.

    Yamada, T.: Safety Evaluation of Nuclear Power Plants, Proceedings of the Symposium on Reactor Safety and Hazards Evaluation Techniques, 14–18 May 1962, IAEA, Wien, Vol. II, S. 496–515.

  3. 3.

    Farmer, Frank R.: Towards the simplification of reactor safety, Journal British Nuclear Energy Society, Oktober 1962, S. 295–306.

  4. 4.

    Farmer, Frank R.: Siting Criteria – A New Approach, Proceedings of a Symposium on the Containment and Siting of Nuclear Power Plants held by the IAEA, 3–7 April 1967, Wien, 1967, S. 303–329.

  5. 5.

    Farmer, Frank R.: ebenda, S. 306.

  6. 6.

    Birkhofer, A., Köberlein, K. und Heuser, F. W.: Zielsetzung und Stand der deutschen Risikostudie, atw, Jg. 22, Juni 1977, S. 331–338.

  7. 7.

    Birkhofer, A.: Die deutsche Risikostudie, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 59, Heft 12, Dezember 1979, S. 911–916.

  8. 8.

    Birkhofer, A., Braun, W., Smidt, D. et al.: Reaktorsicherheit in der Bundesrepublik Deutschland, atw, Jg. 15, September/Oktober 1970, S. 446.

  9. 9.

    Birkhofer, A.: Das Risikokonzept aus naturwissenschaftlich-technischer Sicht, in: Lukes R. (Hg.): Schriftenreihe Recht-Technik-Wirtschaft, Bd. 31: Siebtes Deutsches Atomrechts-Symposium, 16./17. 3. 1983 Göttingen, Carl Heymanns Verlag, Köln, 1983, S. 33–43.

  10. 10.

    Where Does the U.S. Atomic Energy Program Stand Today: NUCLEONICS, Vol. 13, No. 3, März 1955, S. 43.

  11. 11.

    Late News and Commentary: Insurance Progress: NUCLEONICS, Vol. 14, No. 2, Februar 1956, S. 10.

  12. 12.

    Insurance Available for Reactor Liability Inadequate, Congress, Industry Agree: NUCLEONICS, Vol. 14, No. 3, März 1956, S. 19.

  13. 13.

    Im April 1953 gründete eine an Atomkraft interessierte Gruppe von amerikanischen Firmen in New York das Atomic Industrial Forum, Inc. als Stimme der Industrie im Bereich der Atomenergie. Unter diesen Firmen waren: Detroit Edison, Dow Chemical, Babcock & Wilcox, Standard Oil, Phillips Petroleum, Foster-Wheeler, Nuclear Development Associates u. a. vgl. Luntz, Jerome D.: Atomic Forum, NUCLEONICS, Vol. 11, No. 5, Mai 1953, S. 9; siehe auch: New Industrial Association Formed to Foster Growth of Atomic Energy Industry, NUCLEONICS, Vol. 11, No. 5, Mai 1953, S. 70 und: Atomic Industrial Forum Elects Officers, NUCLEONICS, Vol. 11, No. 6, Juni 1953, S. 92.

  14. 14.

    Insurance Progress: NUCLEONICS, Vol. 14, No. 4, April 1956, S. 24.

  15. 15.

    Insurance Available for Reactor Liability Inadequate: NUCLEONICS, Vol. 14, No. 3, März 1956, S. 19.

  16. 16.

    Late News and Commentary: The McKinney Report: NUCLEONICS, Vol. 14, No. 2, Februar 1956, S. 9.

  17. 17.

    USAEC WASH-740: Theoretical Possibilities and Consequences of Major Accidents in Large Nuclear Power Plants – A Study of Possible but Highly Improbable, Were to Occur in Large Nuclear Power Plants, March 1957.

  18. 18.

    ebenda, S. 1.

  19. 19.

    ebenda, S. 4.

  20. 20.

    s. Kap. 6.3, Der „Größte Anzunehmende Unfall“ (GAU)

  21. 21.

    USAEC WASH-740, März 1957, S. 13.

  22. 22.

    ebenda, Appendix A, S. 21.

  23. 23.

    ebenda, Appendix A, S. 6.

  24. 24.

    Congress Passes Broadened 1958 Reactor Program: NUCLEONICS, Vol. 15, No. 9, September 1957, S. 21.

  25. 25.

    Walker, Samuel J.: Containing the Atom, Univ. of California Press, 1992, S. 117 f

  26. 26.

    ebenda, S. 123.

  27. 27.

    ebenda, S. 132.

  28. 28.

    Rolph, Elizabeth S., a. a. O., S. 49.

  29. 29.

    Okrent, David: Nuclear Reactor Safety, Univ. of Wisconsin Press, 1981, S. 107–114.

  30. 30.

    ebenda, S. 88.

  31. 31.

    Merton, A.: Der Brookhaven-Bericht (WASH-740), Inhalt und Bedeutung, IRS-S-9, Stellungnahmen zu Kernenergiefragen, Köln, Mai 1973.

  32. 32.

    Gilette, Robert: Nuclear Safety: The Roots of Dissent, SCIENCE, Vol. 177, 1. 9. 1972, S. 771–776.

  33. 33.

    Wortlaut des Briefs von Senator Pastore vom 7. 10. 1971 an den USAEC-Vorsitzenden James R. Schlesinger sowie des Antwortbriefs von Schlesinger vom 16. 10. 1971 in: Blakely, J. Paul: General Administrative Activities, NUCLEAR SAFETY, Vol. 13, No. 3, Mai-Juni 1972, S. 243.

  34. 34.

    Gilette, Robert: Nuclear Safety: Critics Charge Conflicts of Interest, SCIENCE, Vol. 177, 15. 9. 1972, S. 970–975.

  35. 35.

    AEC has named Norman Rasmussen of M.I.T. to head its Study: NUCLEONICS WEEK, 3. August 1972, S. 6.

  36. 36.

    Gilette, Robert: Nuclear Safety: AEC Report Makes the Best of It, SCIENCE, Vol. 179, 26. 1. 1973, S. 361.

  37. 37.

    USAEC WASH-1250, The Safety of Nuclear Power Reactors (Light Water-cooled) and Related Facilities, Juli 1973.

  38. 38.

    ebenda, Kap. 2, S. 1–6.

  39. 39.

    ebenda, Kap. 6, S. 27.

  40. 40.

    USAEC WASH-1250, a. a. O., Kap. 6, S. 28–35.

  41. 41.

    Otway, H. J. und Erdmann, R. C.: Reactor Siting and Design from a Risk Viewpoint, Nuclear Engineering and Design, 13, 1970, S. 365–376.

  42. 42.

    Otway, H. J., Lohrding, R. K. und Battat, M. E.: A Risk Estimate for an Urban-Sited Reactor, Nuclear Technology, Vol. 12, Oktober 1971, S. 173–184.

  43. 43.

    WASH-1250, a. a. O., Kap. 6, S. 34.

  44. 44.

    Gillette, Robert: Nuclear Safety: AEC Report Makes the Best of It, a. a. O., S. 361.

  45. 45.

    WASH-1250, a. a. O., Kap. 6, S. 44.

  46. 46.

    WASH-1250, a. a. O., Kap. 6, S. 13.

  47. 47.

    Philadelphia Electric Co., Pa, 1065 MWel, kommerzieller Betrieb ab Juni 1974, Hersteller General Electric.

  48. 48.

    Virginia Electric & Power Co., Va, 788 MWel, kommerzieller Betrieb ab Dezember 1972, Hersteller Westinghouse.

  49. 49.

    Farmer, Frank R.: Diskussionsbeitrag in Hauff, Volker (HG.): Expertengespräch Reaktorsicherheitsforschung, Bundesministerium für Forschung und Technologie, 31. 8. bis 1. 9. 1978, Bonn, Neckar-Verlag Villingen, 1980, S. 74.

  50. 50.

    vgl. Epler, E. P.: Common Mode Failure Considerations in the Design of Systems for Protection and Control, Nuclear Safety, Vol. 10, 1969, S. 38–45.

  51. 51.

    AEC Implements Common Mode Failure Policy; Some Backfitting Likely, NUCLEONICS WEEK, 27. September 1973, S. 1.

  52. 52.

    Kendall, Henry W., Hubbard, Richard B. und Minor, Gregory C. (Hg.): The Risks of Nuclear Power Reactors, A Review of the NRC Reactor Safety Study WASH-1400, Cambridge. Mass., August 1977, deutsche Ausgabe: Öko-Institut Freiburg (Hg.): Die Risiken der Atomkraftwerke, Der Anti-Rasmussen-Report der Union of Concerned Scientists, Verlag Adolf Bonz GmbH, Fellbach, 1980. Zitate beziehen sich auf diese deutsche Ausgabe.

  53. 53.

    Reactor Safety Study, An Assessment of Accident Risks in U. S. Commercial Nuclear Power Plants, USAEC, WASH-1400, August 1974 – Draft Version

  54. 54.

    AEC Releases Rasmussen Study Draft: ‚The Conservative Side of Realism‘, NUCLEONICS WEEK, 22. August 1974, S. 2 f.

  55. 55.

    AEC Releases Rasmussen Study Draft, a. a. O., S. 3

  56. 56.

    Öko-Institut Freiburg (Hg.): Die Risiken der Atomkraftwerke, a. a. O., S. 239–246.

  57. 57.

    Hanauer, Stephen H., Ph. D., 1950–1965 Physiker im Oak Ridge National Labaratory (u. a. verantwortlich für den Demonstrationsreaktor auf der Genfer Atomkonferenz 1955), 1965–1970 Prof. für Reaktortechnik Univ. of Tenn. Hanauer machte sich 1971–1974 einen Namen bei der Erforschung von Kühlmittelverlust-Störfällen und bei der Neufassung der entsprechenden USAEC-Vorschriften über Notkühlsysteme.

  58. 58.

    Öko-Institut Freiburg (Hg.): Die Risiken der Atomkraftwerke, a. a. O., S. 250–255.

  59. 59.

    The Rasmussen Report Was Attacked by a Sierra Club and Union of Concerned Scientists: NUCLEONICS WEEK, 12. September 1974, S. 5 f.

  60. 60.

    With the Rasmussen Report in Hand, Why Escalate Design Conservatism: NUCLEONICS WEEK, 7. November 1974, S. 6 f.

  61. 61.

    The Rasmussen Report Has Buoyed Self-Confidence of the AEC Regulatory Staff: NUCLEONICS WEEK, 19. Dezember 1974, S. 10 f.

  62. 62.

    Nuclear reactor safety – the APS submits its report: PHYSICS TODAY, Vol. 28, Juli 1975, S. 38–43.

  63. 63.

    Report to the American Physical Society by the study group on light-water reactor safety: Reviews of Modern Physics, Vol. 47, Suppl. No. 1, Sommer 1975, S. 47–51.

  64. 64.

    American Physical Society’s Study of Light-Water-Reactor Safety, NUCLEAR SAFETY, Vol. 16, No. 5, September-Oktober 1975, S. 542–545.

  65. 65.

    Weatherwax, Robert K.: Virtues and limitation of risk analysis, Bulletin of the Atomic Scientists, September 1975, S. 29–32.

  66. 66.

    Rasmussen, Norman C.: The safety study and its feedback, Bulletin of the Atomic Scientists, September 1975, S. 25–28.

  67. 67.

    USNRC: WASH-1400 (NUREG 75/014), Reactor Safety Study, An Assessment of Accident Risks in U. S. Commercial Nuclear Power Plants, Oktober 1975.

  68. 68.

    USNRC:WASH-1400, a. a. O., Executive Summary, Section 1, S. 2.

  69. 69.

    ebenda, S. 3.

  70. 70.

    Boffey, Philip M.: Reactor Safety: Congress Hears Critics of Rasmussen Report, Science, Vol. 192, 25. Juni 1976, S. 1312 f.

  71. 71.

    NUREG/CR-0400, Lewis, H. W. et al.: Risk Assessment Review Group Report to the U. S. Nuclear Regulatory Commission, September 1978, S. vii und S. x

  72. 72.

    ebenda, S. viii.

  73. 73.

    AMPA Ku 4, Tonbandabschrift zu TOP 3 der 98. RSK-Sitzung, 16. 10. 1974: Rasmussen-Studie.

  74. 74.

    BA B 106–75313, Ergebnisprotokoll 101. RSK-Sitzung, 22. 1. 1975, S. 7.

  75. 75.

    Balfanz, H.-P. und Kafka, P. (Koord.): Kritischer Bericht zur Reaktorsicherheitsstudie (WASH-1400), IRS-I-87, MRR-I-65, Köln und Garching, April 1976.

  76. 76.

    Transienten sind zeitlich veränderliche Ereignisse, bei denen ohne Kühlmittelverlust ein länger andauerndes Ungleichgewicht zwischen Wärmeerzeugung und Wärmeabfuhr besteht.

  77. 77.

    Balfanz, H.-P. und Kafka, P. (Koord.), a. a. O., Zusammenfassung, S. 1–4.

  78. 78.

    Division of Systems Research, Office of Nuclear Regulatory Research, USNRC: Severe Accident Risks: An Assessment for Five U. S. Nuclear Power Plants, Final Summary Report, NUREG-1150, Vol. 1, Part I, Dezember 1990, S. 1–1 bis 1–5.

  79. 79.

    Kafka, P. und Polke, H.: Treatment of Uncertainties in Reliability Models, Nuclear Engineering and Design, Vol. 93, 1986, S. 203–214.

  80. 80.

    Amendola, A.: Uncertainties in Systems Reliability Modelling: Insight Gained Through European Benchmark Exercises, Nuclear Engineering and Design, Vol. 93, 1986, S. 215–225.

  81. 81.

    Apostolakis, G. E.: Uncertainty in Probabilistic Safety Assessment, Nuclear Engineering and Design, Vol. 115, 1989, S. 173–179.

  82. 82.

    Drouin, M. T., Harper, F. T. und Camp, A. L.: Analysis of Core Damage Frequence from Internal Events: Methodology Guidelines, NUREG/CR-4550, SAND86–2084, Vol. 1, September 1987.

  83. 83.

    ebenda, S. X-1– X-11.

  84. 84.

    ebenda, S. VIII-1– VIII-36.

  85. 85.

    Apostolakis, George: On the Use of Judgment in Probabilistic Risk Analysis, Nuclear Engineering and Design, Vol. 93, 1986, S. 161–166.

  86. 86.

    Ortiz, N. R. et al.: Use of expert judgment in NUREG-1150, Nuclear Engineering and Design, Vol. 126, 1991, S. 313–331.

  87. 87.

    Drouin, M. T., Harper, F. T. und Camp, A. L.: Analysis of Core Damage Frequence from Internal Events: Methodology Guidelines, NUREG/CR-4550, SAND86–2084, Vol. 1, September 1987, S. IX-1– IX-18.

  88. 88.

    Breeding, R. J., Helton, J. C., Gorham, E. D. und Harper, F. T.: Summary description of the methods used in the probabilistic risk assessments for NUREG-1150, Nuclear Engineering and Design, Vol. 135, 1992, S. 1–27.

  89. 89.

    NUREG-1150, Vol. 1, Part II, S. 3–4.

  90. 90.

    Gorham, E. D., Breeding, R. J. et al.: Evaluation of Severe Accident Risks: Methodology for the Containment, Source Term, Consequence, and Risk Integration Analyses, NUREG/CR-4551, SAND86–1309, Vol. 1, Rev. 1, Dezember 1993.

  91. 91.

    Breeding, R. J., Helton, J. C., Gorham, E. D. und Harper, F. T.: Summary description of the methods used in the probabilistic risk assessments for NUREG-1150, Nuclear Engineering and Design, Vol. 135, 1992, S. 2 f.

  92. 92.

    Breeding, R. J. et al.: The NUREG-1150 probabilistic risk assessment for the Surry Nuclear Power Station, Nuclear Engineering and Design, Vol. 135, 1992, S. 29–59.

  93. 93.

    Schreiben von Norman C. Rasmussen an Steve C. Griffith, Chairman Commission on Catastrophic Nuclear Accidents, http://www.state.nv.us/nucwaste/news/rpccna/pcrcna12.htm.

  94. 94.

    Breeding, R. J., Helton, J. C., Gorham, E. D. und Harper, F. T.: Summary description of the methods used in the probabilistic risk assessments for NUREG-1150, Nuclear Engineering and Design, Vol. 135, 1992, S. 51–54.

  95. 95.

    Birkhofer, A., Köberlein, K. und Heuser, F. W.: Zielsetzung und Stand der deutschen Risikostudie, atw, Jg. 22, Juni 1977, S. 331–338

  96. 96.

    Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Hauptband, Verlag TÜV Rheinland, Bonn, 1979, S. 5.

  97. 97.

    Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Hauptband, Verlag TÜV Rheinland, Bonn, 1979, Kap. 2–4, S. 9–90.

  98. 98.

    Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Hauptband, Verlag TÜV Rheinland, Bonn, 1979, S. 243 und S. 244.

  99. 99.

    vgl. Birkhofer, A.: Die Deutsche Reaktorsicherheitsstudie, atw, Jg. 25, Oktober 1980, S. 515–520.

  100. 100.

    Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Hauptband, Verlag TÜV Rheinland, Bonn, 1979, S. 203.

  101. 101.

    Birkhofer, A.: Die Deutsche Reaktorsicherheitsstudie, atw, Jg. 25, Oktober 1980, S. 517–520.

  102. 102.

    Birkhofer, A.: Das Risikokonzept aus naturwissenschaftlich-technischer Sicht, in: Lukes R. (Hg.): Schriftenreihe Recht-Technik-Wirtschaft, Bd. 31: Siebtes Deutsches Atomrechts-Symposium, 16./17. 3. 1983 Göttingen, Carl Heymanns Verlag, Köln, 1983, S. 40.

  103. 103.

    Birkhofer, A.: Was leisten Risikostudien? atw, Jg. 31, August/September 1986, S. 440–445.

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    Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Hauptband, Verlag TÜV Rheinland, Bonn, 1979, S. 245 f.

  105. 105.

    GRS-72: Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B – Eine zusammenfassende Darstellung, GRS, Köln, Juni 1989.

  106. 106.

    Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B, TÜV Rheinland, Köln, 1990, ISBN 3-88585-809-6.

  107. 107.

    ebenda, S. 15

  108. 108.

    vgl. U.S. Nuclear Regulatory Commission: Severe Accident Risks: An Assessment for Five U.S. Nuclear Power Plants, Final Report, NUREG-1150, Vol. 2, Appendix C, 1990, S. C-94–C-101.

  109. 109.

    Birkhofer, A.: Was leisten Risikostudien? atw, Jg. 31, August/September 1986, S. 442.

  110. 110.

    Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B, TÜV Rheinland, Köln, 1990, S. 80 f.

  111. 111.

    Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B, TÜV Rheinland, Köln, 1990, S. 48.

  112. 112.

    ebenda, S. 64 und S. 802.

  113. 113.

    Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B, TÜV Rheinland, Köln, 1990, S. 70 und S. 698.

  114. 114.

    Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B, TÜV Rheinland, Köln, 1990, S. 698.

  115. 115.

    Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B, TÜV Rheinland, Köln, 1990, S. 83.

  116. 116.

    Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase B, TÜV Rheinland, Köln, 1990, S. 813–825.

  117. 117.

    Jaerschky, R. und Ringeis, W.: Die probabilistische Sicherheitsanalyse aus Betreibersicht, atw, Jg. 35, Juli 1990, S. 330–334.

  118. 118.

    Berg, H. P. und Scholl, H.: Probabilistische Sicherheitsanalyse, BfS-KT-3/92-REV-1. ISSN 0937-4442, S. 42–48.

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  1. Universität Stuttgart, Bopserwaldstr. 44, 70184, Stuttgart, Deutschland

    Prof. Dr.-Ing. Paul Laufs

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Laufs, P. (2013). Die Probabilistik und die Frage nach dem Restrisiko. In: Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke. Springer Vieweg, Berlin, Heidelberg. https://doi.org/10.1007/978-3-642-30655-6_7

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