Some remarks on the application of BFR-type models to common cause failures.

• Autorzy: Berg H.P. , Goertz R. , Schimetschka E.

Warianty tytułu

PL

Pewne uwagi o zastosowaniu modelu typu BFR do uszkodzeń o wspólnej płaszczyźnie.

• Języki publikacji: EN

Abstrakty

EN

The results of a number of probabilistic safety assessments for German NPPs are presented which have shown the importance of common cause failures for the overall safety level of the plant. Binomial failure rate models and a process oriented simulation model for estimating CFF frequencies are described and their relative merits discussed.

PL

Przedstawione zostały wyniki licznych oszacowań bezpieczeństwa niemieckich siłowni nuklearnych. Pokazane zostało znaczenie uszkodzeń o wspólnej przyczynie (CCF) dla ogólnego bezpieczeństwa siłowni. Opisano binominalne modele intensywności uszkodzeń oraz model zoientowanej na proces symulacji estymującej częstotliwości CCF. Przedyskutowane zostały relatywne zalety tych modeli.

Słowa kluczowe

EN

nuclear power plant; probabilistic safety assessment; simulation; common cause failure; binomial failure rate model

PL

siłownia nuklearna; probabilistyczne oszacowanie bezpieczeństwa; symulacja; uszkodzenie o wspólnej przyczynie; binominalny model intensywności uszkodzeń

• Wydawca: Komitet Budowy Maszyn PAN
• Czasopismo: Zagadnienia Eksploatacji Maszyn
• Rocznik: 2003
• Tom: Vol. 38, nr 4
• Strony: 187--196
• Opis fizyczny: Bibliogr. 10 poz.

Twórcy

autor

Berg H.P.

• Bundesamt fuer Strahlenschutz (BfS), P.O. Box 100149, 38201 Salzgitter, Germany

autor

Goertz R.

• Bundesamt fuer Strahlenschutz (BfS), P.O. Box 100149, 38201 Salzgitter, Germany

autor

Schimetschka E.

• Bundesamt fuer Strahlenschutz (BfS), P.O. Box 100149, 38201 Salzgitter, Germany

Bibliografia

• [1] H.-P. Berg et al., Actual regulatory developments in Germany relevant to PSA; Proceedings, PSA ‘02, Oct. 6-9, 2002, Detroit, Mich., USA.
• [2] U. Hauptmanns, The multi-class binomial failure rate model, Reliability Engineering and System Safety, 53, pgs. 85 - 90 (1996).
• [3] H.-P. Berg et al., Status of Common Cause Failure analysis in PSA in Germany, Proceedings, PSA ‘96, Sept. 29 - Oct. 3, 1996, Park City, Utah, USA.
• [4] H.-P. Berg, R. Görtz, Regulatory guidance on PSA in Germany, Kerntechnik, 63, pgs. 5 - 8 (1998).
• [5] Facharbeitskreis Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke, Methoden zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke (in German), Bundesamt für Strahlenschutz, Salzgitter, Germany, BfS-KT-16/97, 1997.
• [6] H.-P. Berg, R. Görtz, A Model for Common Cause Failures in systems of redundant components, Proceedings, KONBiN ‘01, May 22 -25, 2001, Szczyrk, Poland.
• [7] W. E. Vesely, Estimating common cause failure probabilities in reliability and risk analyses: Marshall-Olkin-specialisations, Proc. Am. Conf. Nucl. Syst. Reliability Engineering and Risk Assessment, June 20 - 24, 1977, Gatlinburg, Tenn., USA.
• [8] A. Kreuser, J. Peschke, Coupling model: A Common-Cause-Failure model with consideration of interpretation uncertainties, Nuc. Tech. 136, pgs. 255 - 260 (2001).
• [9] H.-P. Berg, R. Görtz, Ein stochastisches Modell zur Quantifizierung gemeinsam verursachter Ausfälle, Proc. Fachsitzung Reaktorsicherheit; Jahrestagung Kerntechnik, May 21 - 23, 1996, Mannheim, Germany.
• [10] H.-P. Berg et al., A process oriented simulation model for common cause failures in systems of redundant components, Proc. ESREL 2002 “Decision Making and Risk Management”, March 18-21, 2002, pgs. 336 - 339, Lyon, France.