Risicobeheersing in Kernenergie

Deze avond zullen we stil staan bij risicobeheersing in kernenergie worden gegeven. Dit wordt gedaan in twee lezingen:

• Uitleg over werking kernreactor en over alle veiligheidssystemen;
• Toepassing van Probabilistic Safety/Risk Analysis (PSA/PRA);

Uitleg reactor

Kernreactoren kennen een zeer hoog veiligheidsregime. In een inleidende presentatie zal het werkingsprincipe van een kernreactor kort beschreven worden en zal ingegaan worden op de vele mogelijke veiligheidssystemen die gebruikt worden. Tevens zal ingegaan worden op de nieuwste ontwikkelingen met betrekking tot innovatieve kernreactoren. Verschillende innovatieve reactortypes zullen de revue passeren, zoals kleine modulaire reactoren, hoge temperatuur reactoren, metaalgekoelde reactoren en gesmolten zout reactoren. Uitgelegd zal worden wat de achtergronden zijn van deze verschillende types en waarom ze parallel aan elkaar ontwikkeld worden. Uiteraard zal stilgestaan worden bij de veiligheidsaspecten van dit soort nieuwe innovatieve kernreactoren.

Toepassing PSA/PRA

Na de het ongeval in de Three Mile Island centrale in 1979, waarbij de kern van eenheid 2 gedeeltelijk smolt, is de traditionele determinitische benadering van het veilig ontwerpen en bedrijven van kernreactoren aangevuld met een probabilistische benadering: kortweg aangeduid als PSA/PRA (probabilistic safety / risk analysis). Dit omdat duidelijk was geworden dat de deterministische analyses alleen een onvolledig beeld van de veiligheid gaven.

In de lezing zal worden toegelicht hoe de PSA naast de deterministische veiligheidsstudies gebruikt wordt om een veilig ontwerp realiseren. De verschillen tussen de deterministische en probabilistische veiligheidsanalyses zullen worden besproken evenals de verschillende niveaus waarop een PSA kan worden uitgevoerd. De methodiek zal worden uitgelegd; de voor en nadelen en toepassingen van de PSA in de bedrijfsvoering komen aan de orde.

Ferry Roelofs

Ferry houdt zich al 25 jaar bij NRG bezig met veiligheidsanalyses voor zowel bestaande als innovatieve nieuwe kernreactoren. Met zijn thermo-hydraulische achtergrond heeft hij zich eerst 10 jaar gespecialiseerd in 3-D simulaties. Daarna is hij zich meer op projectmanagement gaan richten, is gedetacheerd geweest in Borssele, is betrokken geweest bij de beginjaren van de nieuw te bouwen medische en onderzoeksreactor PALLAS, en is momenteel nauw betrokken bij de opzet en het management van het onderzoeksprogramma van NRG. Ondertussen heeft hij ook meer dan 250 wetenschappelijke artikelen op zijn naam staan en heeft hij een boek geschreven over thermo-hydraulische aspecten van metaalgekoelde reactoren.

Hans Brinkman

Hans heeft een achtergrond als metaalkundig ingenieur. Na een periode als schadeonderzoeker voor de Nederlands elektriciteitscentrales gewerkt te hebben, heeft hij zich de laatst 30 jaar vooral bezig gehouden met risico- en betrouwbaarheidsanalyses. In eerste instantie voor de niet-nucleaire sector waar hij heeft meegewerkt aan betrouwbaarheidsmodellen van o.a de Oosterscheldekering, de Maeslankering en de Hartelkering. De laatste 25 jaar houdt hij zich voornamelijk bezig met de (externe) veiligheid van nucleaire installaties, zowel tijdens de ontwerpfase als bij modificaties en bedrijfsvoering. In internationaal verband werkt hij regelmatig mee in werkgroepen van IAEA en OECD-NEA op het gebied van nieuwe ontwikkelingen PSAs.