Waarin verschilt deterministische veiligheidsanalyse van probabilistische veiligheidsanalyse?

De klassieke (deterministische) veiligheidsanalyse is volledig gebaseerd op vastgelegde en vrij uitgebreide regels en richtlijnen zoals deze van de US-NRC (Nuclear Regulatory Commission, USA) of van het IAEA (Internationaal Agentschap voor Atoomenergie, Wenen). Ze wordt gedocumenteerd in een veiligheidsrapport, waarin uiteindelijk het ontwerp van de installatie en haar uitbatingsmodaliteiten wordt beschreven. In de praktijk gaat men als volgt te werk.

Eerst worden de denkbare ongevallen die moeten worden beschouwd in de ontwerpbasis van de installatie geïdentificeerd en gegroepeerd. Voor elke categorie van ongevallen worden omhullende scenarios vastgelegd, zodat de verdere analyse zich kan beperken tot deze omhullende ontwerpongevallen met inachtname van conservatieve (dus penaliserende) hypothesen voor de beginvoorwaarden en het verdere verloop van het ongeval. De potentiële radiologische gevolgen hiervan worden eveneens berekend met inachtname van conservatieve hypothesen. De resultaten van deze analyse worden uiteindelijk vergeleken met vooraf vastgelegde aanvaardingscriteria. Dit laat toe te verifiëren dat de veiligheidssystemen voldoende performant zijn.

De deterministische veiligheidsanalyse neemt dus veelvuldige veiligheidsmarges in rekening, maar geeft geen inschatting van het zogenaamde restrisico buiten ontwerp. Ze wordt nog steeds gebruikt als basis voor de vergunning van nucleaire installaties. 

De probabilistische veiligheidsanalyse (PSA, PRA) gaat ervan uit dat zelfs onwaarschijnlijke gebeurtenissen – en combinaties daarvan – kunnen voorkomen. Enkelvoudige storingen, maar ook meervoudige falingen, falingen met gemeenschappelijke oorzaak (CCF) en menselijke falingen kunnen in rekening worden gebracht met hun respectievelijke probabiliteit. Om bruikbare resultaten te bekomen moeten deze probabiliteiten wel zo realistisch mogelijk worden ingeschat. Voor een kerncentrale gaat men dan als volgt te werk.

Voor elke toestand van de centrale maakt men een lijst van initiërende gebeurtenissen die tot een ongeval kunnen leiden en bepaalt men de frekwentie waarmee ze voorkomen. Gebeurtenissenbomen beschrijven vervolgens het verloop van de verschillende scenarios die ofwel leiden tot een geslaagde missie ofwel tot een beschadiging van de kern (kernsmelting). Er wordt een betrouwbaarheidsanalyse (foutenbomen) gemaakt van alle systemen die hierin kunnen tussenkomen. De waarschijnlijkheid van potentiële menselijke fouten die van belang zijn voor de ongevalsscenarios wordt bepaald. Met behulp van de computer komt men op basis van al deze elementen uiteindelijk tot een inschatting van de kernsmeltfrekwentie per reactorjaar, en kan men bovendien de structuur van het risico analyseren (per initiërende gebeurtenis, per toestand van de centrale, per categorie van falingen, en dergelijke). Het voorgaande komt neer op een PSA van niveau 1. Nog meer doorgedreven studies gaan verder tot op het niveau van de lozingen naar de omgeving (niveau 2) of van het risico voor de bevolking (niveau 3).

De probabilistische veiligheidsanalyse geeft een goed beeld van de omvang en van de structuur van het risico (ook buiten ontwerp). Voor de bepaling van de ongevalsscenarios heeft zij input nodig van deterministische thermohydraulische studies met realistische hypothesen. De probabiliteit van sommige falingen (zoals menselijke falingen) laten zich echter niet met grote nauwkeurigheid bepalen en leiden, samen met de gebruikte werkhypothesen, tot een vrij grote onzekerheid op het numerieke eindresultaat. De probabilistische veiligheidsanalyse wordt in toenemende mate gebruikt als aanvulling (en dus niet ter vervanging) van de deterministische veiligheidsanalyse en geeft aanleiding tot een aantal correcties op verschillende vlakken (risk-informed practices).

Zie ook op deze website: Deterministic and probabilistic safety analysis: to which extent are they complementary?

FAQ List