# Risikoanalyse ## Studie: Probabilistic risk Assesment from Potential Exposures to the Public Applied for Innovative Nuclear Installations ### Dvorzhak, Mora, Robles (2016) ### 1) Einleitung Die Studie "Probablilistic risk Assessment from Potential Exposures to the Public Applied for Innovative Nuclear Installations" von Alla Dvorzhak, Juan C. Mora und Beatriz Robles wurde in der 152. Ausgabe der Zeitschrift "Reliability Engineering & System Safety" im Jahr 2016 veröffentlicht. Diese Studie beschäftigt sich mit den potentiellen Risiken, welche durch Unfälle oder unerwartete Entwicklungen im Bereich der innovativen nuklearen Systeme (INS) entstehen können. Es soll entschieden werden, ob die Generationen IV Konstruktionsmerkmale aufweisen müssen, welche unter den schlimmsten Bedingungen einer Kernschmelze zu einer sicheren Evakuierung und Umsiedlung der Bevölkerung, um diese Anlagen herum, dienen. Die Nuklearkraftwerke der Generation IV sind ein internationales Forschungsprojekt zur Gestaltung von Nuklearkraftwerken mit neuer Reaktorentechnologie und Sicherheitsmaßstäben. Der erste Reaktor dieser Art soll 2030 in Betrieb genommen werden. Somit muss entweder eine probabilistische Sicherheitsbewertung (PSA) oder eine probabilistische Risikobewertung (PRA) angewandt werden, wodurch das Risiko für eine unbeabsichtigte Freisetzung der nuklearen Energie beleuchtet wird. Ziel dieser Studie ist es ein gemeinsames Veständnis für eine Risikobewertung zu ermöglichen, um mit einem Leitfaden die Bewertung des Risikos unfallbedingter Freisetzungen zu erstellen. ### 2) Definition: Probabilistic Safety Assessment Die probabilistische Sicherheitsbewertung identifiziert Ereignisse und deren Kombinationen, die zu schweren Unfällen führen können. Es werden hierbei die Wahrscheinlichkeit des Auftretens jeder Kombination und deren Folgen bewertet. Sie ist eine quantitative Risikoabschätzung. Nützlich ist die PSA für Wahrscheinlichkeitsrechnungen und Systemanalysen. Die Methodik der PSA ist eines der wichtigsten Instrumente zur Bewertung der Sicherheit von Anlagen und der Einstufung von Sicherheitsfragen. Es werden Umweltauswirkungen ermittelt und die dominantesten Risiken identifiziert. Des Weiteren kann mit der PSA ein Vergleich stattfinden, der Optionen von Risikominderungen bewertet. ### 3) Methoden und Materialien der Studie In dieser Studie werden lediglich die Unfallkategorien der PSA Stufe 3 berücksichtigt. Die Stufe 3 berücksichtigt Unfälle, welche außerhalb des Kraftwerks stattfindet. Diese können PSA-Analysedaten der Stufe 2 und 1 enthalten, jedoch wird in dieser Studie nur ein Szenario der PSA Stufe 3 behandelt. In der Stufe 1 sind Ereignisse festgehalten, die zu Kernschäden im Reaktor führen können, in der Stufe 2 sind es Ereignisse, die zu Sicherheitsschäden führen können. Die Analyse möglicher Konsequenzen der INS, wie zum Beispiel die atmosphärische Dispersion, die Ablagerung von Materialien in der Luft, die Resuspersion und der Transfer durch Nahrungsketten, wird mit Hilfe von Modellierungen mit den Programmen "WinMACCS" und "JRODOS" durchgeführt. Die Dispersion und die Ablagerungen können bei geeigneten Szenarien eine resultierende Dosis erreichen, die gesundheitliche Auswirkungen haben. Zur Bestimmung dieser Szenarien werden meteorologische Bedingungen simuliert und insgesamt 8760 verschiedene meteorologische Sequenzen modelliert. Diese Modellierungen beinhalten Wetterunsicherheiten basierend auf ihrer Position und können somit die Wahrscheinlichkeiten der Folgen abschätzen. Anschließend werden die Daten statistisch verarbeitet, damit iterativ mehrere Zyklen des Verfahrens durchgeführt werden können, um eine ausreichende Folgenabschätzung liefern zu können. Allerdings wird in dieser Konsequenzenanalyse keine Gegenmaßnahme berücksichtigt. Die errechneten Daten werden anschließend in einer Rastergrafik bewertet, die ihren Ursprung im Freisetzungsort der nuklearen Energie hat. Für jedes Element in diesem Raster wird eine Vielzahl an Wetterbedingungen erstellt, somit kann eine Verteilung der Gesamtdosis erhalten werden. In dieser Studie werden dadurch auch Höchstdosen über jede Richtung vom Freisetzungsort für jede Wettersequenz ermittelt. In diesem Fall bedeutet die Höchstdosis die maximale effektive Gesamtdosis um den Standort.  Zur Bewertung von Szenarien werden Proben mit einer Höchstdosis gesammelt und erneut statistisch verarbeitet, so dass komplementär kumulative Verteilungsfunktionen (CCDFs) konstruiert werden können. Die CCDFs bestehen aus Graphen, die die Wahrscheinlichkeit einer Überschreitung eines Wertes darstellen. Das bedeutet, wenn eine Dosis einen Wert erreicht oder überschreitet, wird diese als Punkt auf einer CCDF-Kurve angegeben. Basierend auf den meteorologischen Proben, ortsspezifischer Daten und den CCDFs werden verschiedene Konsequenzmassen erstellt. Die 50. (Median), 90., 95., 99. 99.5. Perzentildosen wird in der Ausgabe, sowie als ein Mittelwert und eine Höchstdosis angegeben. Mit dem Risikoindikator ist es möglich, potenzielle Expositionen zu berücksichtigen, womit die Wahrscheinlichkeit ermittelt wird, dass ein bestimmter Mensch ionisierender Strahlung ausgesetzt ist. Durch die Gleichung: Risiko= Bedrohung x Folgenwerte x Verwundbarkeitsbewertung, kann das Risiko für eine Unfallkategorie ermittelt werden. Für das Szenario müssen allgemeine Punkte berücksicht werden: Standortdaten, bewohnte Orte, Bevölkerungsdichte, Gewässer, Quellterm und meteorologische Daten. Aus dem SOARCA-Projekt für die Surry-Region wird der Quellterminus der schweren Unfälle entnommen. Das Kernkraftwerk wird als notwendige Radionuklidfreisetzung in die Atmosphäre angenommen. Jegliche Sequenzen, welche duch externes seismisches Ereignis ausgelöst wurden, wurden berücksicht. Eine Zusammenfassung des SOARCA-Projekt ist in der folgenden Tabelle 1 zu sehen. Und das erste Szenario des STSBO wird in dieser Studie verwendet. ### 4) Ergebnisse der Studie #### 4.1 Dosen- & Perzetileinschätzungen Die Einschätzung erfolgt anhand der gesamten effektiven Dosis. Diese entspricht der Summe aus den individuellen Dosen, wie die Ablagerungen von radioaktiven Materialen in der Luft, auf dem Boden, durch Inhalation und auf der Haut. Als Alterskategorie wurde das Erwachsenenalter gewählt. Weiterhin wird der Zeitraum auf eine Verweilzeit von 50 Jahren gesetzt. Die spanische Gesetzgebung gibt vor, dass eine Evakuierung ab einem Wert von 50 mSv bei 7 Tagen Verweilzeit erfolgen muss. Anhand der Messwerte wird ersichtlich, dass eine Evakuierung ab 10-16 km Entfernung erfolgen muss.  Da der hier nicht aufgeführte 50. Perzentil bei 6 Kilometern eine Evakuierung vorgibt, wäre somit eine Evakuierung notwendig und eine INS würde nicht gebaut werden. Diese Grafik wurde jedoch dafür ausgelegt, einen Notfallplan zu kreieren. Da es in dieser Studie um die Einschätzung von der Realisierung von INS geht, wurden die Messwerte einer Lebensdosis um 50 Jahre Verweilzeit erweitert. In den entstandenen Messwerten wird die Angabe von 1-2 km als Grenze zur Evakuierung bzw. Umsiedlung erkennbar. Der maximale Wert an Radioaktivität darf hierbei jedoch 1 mSv nicht überschreiten, da ansonsten eine dauerhafte Umsiedlung notwendig ist. Außer den Diagrammen mit den Höchstwerten können auch Wetterdiagramme als Einschätzung verwendet werden. Die Wetterbedingungen zeigen die größten Auswirkungen. Hierbei wurden Simulationen über das gesamte Jahr durchgeführt. Es ergab sich, dass bei 7 Tagen Verweilzeit ab 20 km Umkreis sich die größten Werte im September bis November ergaben. Bei der Verweilzeit von 50 Jahren ergab sich die größte Verbreitung in den Monaten April bis September. Für eine Verweilzeit von 7 Tagen und mit der Distanz von 4-16 km stellte sich die 7817. Prüfung als sehr kritisch heraus. Daher wurde diese Prüfung detaillierter mit dem JRODOS System analysiert, um eine umfassendere geographische Darstellung der Dispersion von Radioaktivität zu realisieren. Da die Datenbank RODOS nur europäische Regionen (und nicht USA) erfasst, wurden die Werte eingetragen, jedoch als Region eines undefinierten Areals gewählt.  Es entsteht eine rote Eingrenzung um eine Region von 10 km, welche den Wert von 50 mSv überschreitet. Somit sollte in dieser Region eine Evakuierung erfolgen. #### 4.2 Risiko Abschätzung Ein individueller Risikoindikator aus einer Unfallkategorie wird als Produkt aus lebenslanger effektiver Dosis, den nominalen Risikokoeffizienten für stochastische Effekte und der Eintrittswahrscheinlichkeit der Freisetzungskategorie berechnet. Der individuelle Risikowert wird als Funktion der Entfernung ab dem Zeitpunkt der Freigabe angezeigt. In der Abbildung 10 sind die Risikokurven basierend auf der 95. und 50. Lebenszeitdosisperzentile zu sehen. Damit ergibt sich ein maximaler Risikowert 1.110^(-6) und dieser liegt innerhalb der Grenze. #### 4.3 Vergleich mit Kriterien der Risikoannahme Zur Einschätzung für die Akzeptanz der Dosen an Radioaktivität werden Risikoannahmekriterien verwendet. Hierbei wird ein Graph erstellt, bei dem die jährliche Wahrscheinlichkeit gegen die effektive Dosis aufgetragen wird. Somit sollte die jährliche Wahrscheinlichkeit als Annahmekriterium verwendet werden.  Die Grafik stellt ein Diagramm einer Risikokurve dar. Auf der x-Achse ist die effektive Dosis aufgeführt. Die y-Achse beschreibt die jährliche Wahrscheinlichkeit der Verteilung. Dieser Graph besteht aus 4 Teilen, welche durch die argentinische Nuklearregelungsbehörde vorgestellt wurden. Der erste Teil beschreibt den konstanten Wert von 1^(-2) für die Wahrscheinlichkeit der Gefahr. Somit wird eine Einrichtung mit hohem Unfallrisiko unabhängig von der Höhe der Radioaktivität nicht realisiert. Der zweite Teil befindet sich zwischen dem Werten 0.1 mSv und 1 mSv. Die Steigung dieses Teils entspricht dem Koeffizienten, welcher das Krebsrisiko der gesamten Population beinhaltet. Der dritte, s-förige Teil, stellt einen linearen Zusammenhang zwischen der effektiven Dosis und der Verteilungswahrscheinlichkeit dar. Der letzte Teil bleibt konstant bei dem Risiko von 1^(-7). Zudem wird in dem Diagramm auch die Entfernung vom Verteilungsort der Radioaktivität dargestellt. Da lediglich die Entfernung von 0,5 km im Risikobereich liegt, wäre eine Installation eines INS unter den Bedingungen dieses Szenarios möglich. Dieselbe Methode sollte für alle Kategorien durchgeführt werden. Mit der Methode der Risikokurve können alle potentiellen Gefahren in das Koordinatensystem eingetragen werden. Hierbei sollten sich alle Fälle in dem akzeptablen Bereich befinden, damit ein INS zugelassen werden kann. Aufgrund dessen dass die Kriterien der Dosis sowie des Risikos komplementär sind, ergibt sich aus der kombinierten Nutzung ein Vorteil. Weiterhin ist anzumerken, dass die Kriterien der Dosis in Bezug auf die Freisetzung von Radioaktivität nicht so eindeutig zu ermitteln sind wie die Risikokriterien. ### 5) Bewertung In dieser Studie wurden hauptsächlich nur Risiken der PSA Stufe 3 bewertet. Diese können mögliche Unfallkategorien aus der PSA Stufe 2 beinhalten sowie auf Unfallkategorien der Stufe 1 basieren. Die Stufe 2 beinhaltet Sicherheitsschäden durch zufällige Ereignisse und die daraus folgende Freisetzung von nuklearer Energie. In der PSA Stufe 1 werden potentielle Ereignisse definiert, die zu Kernschäden im Reaktor führen können. Allerdings fallen diese Ereignisse nicht in den Umfang dieser Studie. Die Stufe 3 beschreibt die möglichen Unfälle außerhalb des Kraftwerks. Jedoch werden die Einstufungen der öffentlichen Risiken bevorzugt in Zuhammenhang mit der Stufe 2 dargestellt. Sobald das Risiko dagegen für die Stufe 3 sehr hoch eingestuft wird, kann eine weitere Einschätzung der beiden anderen Stufen durchgeführt werden. Wenn die Risiken außerhalb des Kraftwerks bereits als sehr hoch eingestuft werden, sind die Risiken im Bereich der Stufen 2 und 1 auch als hoch einzuschätzen. Es ist anzumerken, dass die Studie nur als Kurzstudie in dem Artikel dargestellt ist. Somit werden lediglich zwei Freisetzungskategorien in der Risikoanalyse beleuchtet. Die Freisetzungskategorien beschränken sich auf die Dispersion sowie Ablagerungen von radioaktiven Material, das zu den Konsequenzen der Evakuierung oder der Umsiedlung führen kann. Jedoch wurden keine Gegenmaßnahmen aufgeführt. Die Studie bietet trotz ihrer Kürze einen guten Einblick darin, ab wann der Bau eines INS' inakzeptabel ist. Dazu reicht es in dieser Studie aus, die Verteilung der Strahlung durch die Simulation darzustellen und zu bewerten, ob in den betroffenen Gebieten die Dosen der radioaktiven Strahlung einen kritischen Wert erreichen, die zu den Konsequenzen führen. Dabei muss ebenfalls der betrachtete Zeitraum beachtet werden, denn bei langfristigen Konsequenzen müssten ganze Gebiete umgesiedelt werden. Dies gilt es zu vermeiden. Daher bietet diese Methodik der PSA eine gute Abschätzung zum Bau von INS.