in the United States Dr. Annie Kammerer EERI Friedman - - PowerPoint PPT Presentation

• Dr. ¡Annie ¡Kammerer ¡

EERI ¡Friedman ¡Family ¡Visiting ¡Lecture ¡ University ¡of ¡Memphis ¡ April, ¡2014 ¡

in ¡the ¡United ¡States ¡

¡ About ¡EERI ¡ ¡ About ¡the ¡NRC ¡and ¡nuclear ¡power ¡today ¡ ¡ Basic ¡nuclear ¡plant ¡design ¡concepts ¡

§ how ¡they ¡work ¡and ¡what ¡can ¡go ¡wrong ¡

¡ Why ¡the ¡engineering ¡of ¡NPPs ¡is ¡unique ¡and ¡challenging ¡ ¡ The ¡history ¡of ¡seismic ¡regulations, ¡design ¡approaches, ¡and ¡

reevaluation ¡efforts ¡

¡ The ¡performance-­‑based ¡and ¡risk-­‑informed ¡methods ¡ ¡ The ¡impact ¡of ¡the ¡Fukushima ¡Daiichi ¡accident, ¡including ¡

current ¡and ¡future ¡NRC ¡efforts ¡

• EERI ¡is ¡a ¡nonprofit, ¡technical ¡society ¡of ¡

engineers, ¡geoscientists, ¡architects, ¡planners, ¡ public ¡officials, ¡and ¡social ¡scientists ¡who ¡work ¡

• n ¡earthquake-­‑related ¡topics ¡
• Established ¡in ¡1949 ¡
• More ¡than ¡2,300 ¡members ¡from ¡55 ¡countries ¡

(over ¡20% ¡international ¡members) ¡

• 29 ¡Student ¡Chapters ¡Internationally ¡
• www.eeri.org ¡

VISION ¡

¡ A ¡world ¡in ¡which ¡potential ¡earthquake ¡ losses ¡are ¡understood ¡and ¡steps ¡taken ¡to ¡ reduce ¡them ¡to ¡an ¡acceptable ¡level ¡

The ¡objective ¡of ¡EERI ¡is ¡to ¡reduce ¡earthquake ¡risk ¡ ¡

• by ¡advancing ¡the ¡science ¡and ¡practice ¡of ¡

earthquake ¡engineering ¡ ¡

• by ¡improving ¡understanding ¡of ¡the ¡impact ¡of ¡

earthquakes ¡on ¡the ¡physical, ¡social, ¡economic, ¡ political ¡and ¡cultural ¡environment, ¡and ¡ ¡

• by ¡advocating ¡comprehensive ¡and ¡realistic ¡

measures ¡for ¡reducing ¡the ¡harmful ¡effects ¡of ¡

• earthquakes. ¡

• Learning ¡from ¡Earthquakes ¡(LFE) ¡
• Publications ¡& ¡Conferences ¡
• International ¡Programs ¡
• World ¡Housing ¡Encyclopedia ¡
• Endowment ¡funded ¡Special ¡Projects ¡& ¡Initiatives ¡
• Friedman ¡Family ¡Visiting ¡Professional ¡Program ¡ ¡
• Shah ¡Family ¡Innovation ¡Prize ¡
• EERI ¡Distinguished ¡Lecturer ¡
• Guidelines ¡for ¡Earthquake ¡Scenarios ¡
• Contributions ¡of ¡Earthquake ¡Engineering ¡
• Grants ¡for ¡Mitigation ¡Projects ¡in ¡Developing ¡Countries ¡
• Annual ¡Undergraduate ¡Seismic ¡Design ¡Competition ¡

• EERI ¡core ¡programs ¡
• Field ¡reconnaissance ¡after ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡each ¡

major ¡earthquake ¡

• Reconnaissance ¡followed ¡by ¡a ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡report ¡

in ¡the ¡EERI ¡Newsletter ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ and/or ¡a ¡separate ¡publication; ¡CDs ¡available ¡

• Sponsored ¡by ¡the ¡US ¡National ¡Science ¡

Foundation ¡(for ¡over ¡30 ¡years) ¡

• Managed ¡by ¡the ¡EERI ¡Executive ¡Committee, ¡

LFE ¡Advisory ¡Committee, ¡and ¡EERI ¡staff ¡

• Long ¡relationship ¡with ¡EERI ¡
• Member ¡since ¡1997 ¡ ¡
• Attended ¡EERI ¡annual ¡meetings ¡as ¡the ¡ ¡

PEER ¡student ¡leadership ¡council ¡chair ¡

• My ¡final ¡year ¡of ¡doctoral ¡work ¡was ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡

funded ¡by ¡the ¡EERI/FEMA ¡fellowship ¡

• Trained ¡in ¡post-­‑earthquake ¡response ¡

through ¡the ¡EERI ¡LFE ¡program ¡

• Visiting ¡lecturer ¡since ¡2007 ¡
• EERI ¡research ¡seat ¡on ¡the ¡ANSS ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡

National ¡Steering ¡Committee ¡

• Through ¡networking ¡at ¡EERI ¡annual ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡

meetings, ¡I ¡was ¡able ¡to ¡meet ¡leaders ¡of ¡the ¡ ¡ ¡ ¡ field ¡and ¡learn ¡about ¡a ¡wide ¡range ¡of ¡disciplines. ¡ ¡

• EERI ¡had ¡a ¡significant ¡impact ¡on ¡my ¡early ¡career! ¡

¡ First ¡regulator ¡-­‑ ¡Atomic ¡Energy ¡Commission ¡(1954) ¡ ¡ Energy ¡Reorganization ¡Act ¡of ¡1974 ¡ § Department ¡of ¡Energy ¡(Federal ¡department) ¡

▪ Development ¡and ¡non-­‑civilian ¡use ¡ ▪ Federal ¡cabinet-­‑level ¡department ¡

§ Nuclear ¡Regulatory ¡Commission ¡

▪ Civilian ¡use ¡of ¡nuclear ¡materials, ¡including ¡materials ¡safeguards ¡ ▪ Independent ¡commission ¡headed ¡by ¡5 ¡commissioners ¡

¡ Nuclear ¡Non-­‑Proliferation ¡Act ¡of ¡1978 ¡ § Limits ¡the ¡spread ¡of ¡nuclear ¡weapons. ¡Established ¡criteria ¡

governing ¡U.S. ¡nuclear ¡exports ¡licensed ¡by ¡the ¡NRC ¡and ¡ strengthened ¡international ¡safeguards ¡system ¡

¡ 1950s ¡to ¡1970s ¡US ¡built ¡plants ¡ ¡ 1979 ¡Three ¡Mile ¡Island ¡incident ¡ ¡

§ Significant ¡changes ¡in ¡US ¡regulatory ¡approach ¡ § Development ¡of ¡self ¡policing ¡and ¡industry ¡insurance ¡

¡ 1986 ¡Chernobyl ¡Nuclear ¡Accident ¡ ¡ 9/11 ¡led ¡to ¡important ¡improvements ¡to ¡NPPs ¡to ¡

withstand ¡blast, ¡aircraft ¡impact, ¡and ¡willful ¡ threats ¡(changes ¡protect ¡against ¡explosion) ¡

¡ About ¡2007, ¡NRC ¡began ¡issuing ¡new ¡permits ¡and ¡

licenses ¡

¡ 2011 ¡Fukushima ¡Accident ¡

¡ Approximately ¡100 ¡US ¡reactors ¡generating ¡

16% ¡of ¡total ¡power ¡

§ New ¡reactors ¡coming ¡on-­‑line ¡due ¡to ¡2004 ¡energy ¡

policy ¡changes ¡and ¡new ¡regulatory ¡approach ¡

§ A ¡few ¡older ¡and ¡single ¡unit ¡plants ¡going ¡off-­‑line. ¡

Principally ¡for ¡economic ¡reasons ¡due ¡to ¡natural ¡gas ¡ prices ¡

¡ 430 ¡nuclear ¡plants ¡in ¡30 ¡countries ¡(globally ¡

increasing) ¡

¡ Base ¡load ¡plants ¡and ¡no ¡carbon ¡emissions ¡

¡ Safety-­‑related ¡elements ¡include ¡Structures, ¡Systems ¡and ¡

Components ¡(SSCs) ¡

¡ Wide ¡range ¡of ¡important ¡ground ¡motion ¡input ¡

frequencies ¡

§ Typically ¡1 ¡to ¡10Hz ¡for ¡most ¡components ¡ § Long ¡period ¡components ¡such ¡as ¡except ¡pools ¡& ¡tanks ¡ § High ¡frequency ¡chatter ¡sensitive ¡components ¡such ¡as ¡ ¡relays ¡ ¡ Extreme ¡hazards ¡(10-­‑4 ¡annual ¡probability ¡motions) ¡ ¡ Uniquely ¡high ¡performance ¡standards ¡ § Onset ¡of ¡“significant ¡inelastic ¡deformation” ¡less ¡than ¡10-­‑5 ¡ ¡ Defense-­‑in-­‑depth ¡as ¡fundamental ¡principal ¡ ¡ Risk-­‑informed ¡regulatory ¡decision-­‑making ¡

¡ Similar ¡to ¡other ¡steam ¡turbine-­‑based ¡energy ¡

systems ¡(e.g., ¡coal ¡and ¡natural ¡gas ¡plants) ¡

¡ There ¡are ¡two ¡main ¡types ¡of ¡NPPs ¡in ¡the ¡US ¡

currently ¡(both ¡are ¡“light ¡water ¡reactors”) ¡

§ Boiling ¡water ¡reactors ¡(BWR, ¡about ¡35 ¡units) ¡ § Pressurized ¡water ¡reactors ¡(PWR, ¡about ¡69 ¡units) ¡

Typical ¡Boiling ¡ Water ¡Reactor ¡

(1) the ¡core ¡inside ¡ the ¡reactor ¡ vessel ¡creates ¡ heat ¡through ¡ nuclear ¡fission ¡ processes ¡

Typical ¡Boiling ¡ Water ¡Reactor ¡

(2) ¡ ¡A ¡steam-­‑water ¡ mixture ¡is ¡ produced ¡when ¡ very ¡pure ¡water ¡ moves ¡upward ¡ through ¡the ¡core, ¡ absorbing ¡heat ¡

Typical ¡Boiling ¡ Water ¡Reactor ¡

(3) ¡ ¡The ¡steam-­‑water ¡ mixture ¡leaves ¡the ¡ top ¡of ¡the ¡core ¡and ¡ enters ¡the ¡two ¡ stages ¡of ¡moisture ¡ separation ¡where ¡ water ¡droplets ¡are ¡ removed ¡before ¡ the ¡steam ¡is ¡ allowed ¡to ¡enter ¡ the ¡steam ¡line ¡

Typical ¡Boiling ¡ Water ¡Reactor ¡

(4) ¡ ¡The ¡steam ¡line ¡ directs ¡the ¡steam ¡to ¡ the ¡main ¡turbine, ¡ causing ¡it ¡to ¡turn ¡ the ¡turbine ¡ generator, ¡which ¡ produces ¡electricity ¡

Typical ¡Pressurized ¡ Water ¡Reactor ¡

(1) The ¡core ¡inside ¡ the ¡reactor ¡vessel ¡ creates ¡heat ¡ through ¡nuclear ¡ fission ¡processes. ¡ Heats ¡pressurized ¡ water ¡in ¡the ¡ primary ¡coolant ¡

• loop. ¡

Typical ¡Pressurized ¡ Water ¡Reactor ¡

(2) ¡ ¡Pressurized ¡ water ¡in ¡the ¡ primary ¡coolant ¡ loop ¡carries ¡the ¡ heat ¡to ¡the ¡steam ¡ generator ¡

Typical ¡Pressurized ¡ Water ¡Reactor ¡

(3) ¡ ¡Inside ¡the ¡steam ¡ generator, ¡heat ¡ from ¡the ¡ pressurized ¡hot ¡ water ¡in ¡the ¡primary ¡ coolant ¡loop ¡is ¡ transferred ¡to ¡water ¡ at ¡atmospheric ¡ pressure, ¡creating ¡ steam ¡

Typical ¡Pressurized ¡ Water ¡Reactor ¡

(4) ¡ ¡The ¡steam ¡line ¡ directs ¡the ¡steam ¡to ¡ the ¡main ¡turbine, ¡ causing ¡it ¡to ¡turn ¡ the ¡turbine ¡ generator, ¡which ¡ produces ¡electricity ¡

Operating ¡ NPPs ¡ Current ¡ licensing ¡

The ¡Diablo ¡ Canyon ¡Nuclear ¡ Plant ¡in ¡San ¡Luis ¡ Obispo, ¡ California ¡ ¡ Highest ¡seismic ¡ design ¡in ¡the ¡US ¡ at ¡0.75g ¡PGA ¡ (100Hz) ¡ ¡ 2 ¡unit ¡ Westinghouse ¡ PWR ¡NPP ¡

Reactor, ¡turbine, ¡and ¡ administration ¡buildings ¡ Pacific ¡is ¡the ¡ ultimate ¡heat ¡sink ¡ Spent ¡Fuel ¡Pools ¡and ¡ Independent ¡Spent ¡Fuel ¡Storage ¡ Installation ¡(ISFSI) ¡

¡ Unlike ¡in ¡most ¡other ¡facilities, ¡the ¡structure ¡is ¡just ¡

• ne ¡player ¡(& ¡typically ¡seismic ¡doesn’t ¡control ¡the ¡

design). ¡

¡ Seismic ¡safety ¡of ¡NPPs ¡requires ¡that ¡5 ¡critical ¡safety ¡

functions ¡are ¡maintained. ¡These ¡require ¡a ¡large ¡ number ¡of ¡SSCs, ¡which ¡are ¡specified ¡as ¡Safety ¡ Classification ¡I ¡(SC ¡I) ¡

¡ Analysis ¡of ¡seismic ¡safety ¡is ¡currently ¡broken ¡into ¡

three ¡considerations: ¡Hazard ¡Assessment, ¡Design ¡& ¡ Performance ¡Assurance, ¡Risk ¡Analysis ¡

¡ 5 ¡Critical ¡Safety ¡Functions ¡

§ Reactor ¡reactivity ¡control ¡

▪ stopping ¡the ¡reaction ¡in ¡the ¡core ¡

§ Reactor ¡coolant ¡pressure ¡control ¡

▪ keeping ¡coolant ¡pressure ¡at ¡sufficient ¡levels ¡

§ Reactor ¡coolant ¡inventory ¡control ¡

▪ Keeping ¡coolant ¡volume ¡at ¡sufficient ¡levels ¡

§ Decay ¡heat ¡removal ¡

▪ keeping ¡the ¡core ¡cool ¡ ▪ includes ¡maintaining ¡ultimate ¡heat ¡sink ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡+ ¡

§ Containment ¡

▪ Containing ¡radioactive ¡products ¡even ¡in ¡cases ¡of ¡melt ¡

¡ “Station ¡Blackout” ¡a ¡very ¡bad ¡scenario ¡due ¡to ¡need ¡for ¡decay ¡

heat ¡removal ¡(pumps ¡to ¡move ¡water) ¡

§ Loss ¡of ¡offsite ¡power ¡is ¡assumed ¡in ¡design ¡and ¡risk ¡analysis ¡

Basis ¡of ¡ performance ¡ criteria ¡

¡ The ¡earliest ¡seismic ¡hazard ¡and ¡design ¡guidance ¡came ¡

from ¡the ¡AEC ¡and ¡evolved ¡over ¡the ¡early ¡years. ¡

¡ Early ¡seismic ¡hazard ¡assessments ¡for ¡the ¡Design ¡Basis ¡

Earthquake ¡(DBE) ¡were ¡deterministic ¡with ¡standard ¡ spectral ¡shapes ¡tied ¡to ¡a ¡peak ¡ground ¡acceleration ¡ (PGA) ¡based ¡on ¡past ¡earthquakes ¡in ¡the ¡region ¡(and ¡a ¡ lot ¡of ¡expert ¡judgment). ¡

¡ Design ¡approaches ¡were ¡very ¡conservative ¡(for ¡the ¡

time) ¡with ¡structures ¡expected ¡to ¡remain ¡in ¡the ¡linear ¡ range ¡at ¡the ¡DBE. ¡Systems ¡and ¡components ¡were ¡ designed ¡using ¡standard ¡practice ¡at ¡the ¡time. ¡

¡ In ¡1971 ¡the ¡NRC ¡established ¡General ¡Design ¡Criteria ¡

(GDC ¡2), ¡which ¡required ¡that ¡SSCs ¡important ¡to ¡safety ¡ be ¡designed ¡to ¡withstand ¡the ¡effects ¡of ¡natural ¡ phenomena ¡ ¡with ¡“appropriate ¡consideration ¡of ¡the ¡ most ¡severe ¡of ¡the ¡natural ¡phenomena ¡that ¡have ¡been ¡ ¡ historically ¡reported ¡for ¡the ¡site ¡and ¡surrounding ¡region ¡ with ¡sufficient ¡margin ¡for ¡the ¡limited ¡accuracy ¡and ¡ quantity ¡of ¡the ¡historical ¡data ¡and ¡the ¡period ¡of ¡time ¡ in ¡which ¡the ¡data ¡have ¡been ¡accumulated” ¡(Appendix ¡A ¡ to ¡10 ¡CFR ¡Part ¡50). ¡ ¡

¡ Codifies ¡seismic ¡design ¡& ¡requires ¡consideration ¡of ¡

uncertainty ¡for ¡SSC ¡design. ¡

¡ In ¡1973, ¡Appendix ¡A ¡to ¡10 ¡CFR ¡Part ¡100, ¡

“Seismic ¡and ¡Geologic ¡Siting ¡Criteria ¡for ¡ NPPs” ¡was ¡established ¡to ¡provide ¡detailed ¡ criteria ¡to ¡evaluate ¡the ¡suitability ¡of ¡proposed ¡ sites ¡and ¡the ¡suitability ¡of ¡the ¡plant ¡design ¡ basis ¡established ¡in ¡consideration ¡of ¡seismic ¡ and ¡geological ¡characteristics. ¡ ¡

¡ Codified ¡minimum ¡standards ¡for ¡site ¡and ¡

hazard ¡evaluation ¡and ¡site ¡suitability. ¡

¡ In ¡1996, ¡the ¡NRC ¡issued ¡new ¡laws ¡to ¡complete ¡the ¡current ¡

basis ¡for ¡seismic ¡design: ¡

§ ¡10 ¡CFR ¡Part ¡50 ¡Appendix ¡S ¡defines ¡SSE ¡as ¡“Safe-­‑shutdown ¡

earthquake ¡ground ¡motion ¡is ¡the ¡vibratory ¡ground ¡motion ¡for ¡ which ¡certain ¡structures, ¡systems, ¡and ¡components ¡must ¡be ¡ designed ¡to ¡remain ¡functional” ¡ ¡Provides ¡probabilistic ¡ performance-­‑based ¡requirement ¡replacing ¡the ¡deterministic ¡DBE ¡

§ 10 ¡CFR ¡Part ¡50 ¡also ¡states ¡that ¡“The ¡nuclear ¡power ¡plant ¡must ¡be ¡

designed ¡so ¡that, ¡if ¡the ¡Safe ¡Shutdown ¡Earthquake ¡Ground ¡Motion ¡

• ccurs, ¡certain ¡structures, ¡systems, ¡and ¡components ¡will ¡remain ¡

functional ¡and ¡within ¡applicable ¡stress, ¡strain, ¡and ¡deformation ¡ limits.” ¡Provides ¡performance ¡requirements ¡at ¡SSE ¡

¡ About ¡2005, ¡“certified ¡design” ¡framework ¡was ¡issued ¡as ¡

10CFR ¡part ¡52. ¡

¡ In ¡1997 ¡NRC ¡commission ¡was ¡issued ¡a ¡directive ¡to ¡

move ¡towards ¡“risk ¡informed” ¡policies. ¡ ¡

¡ 1997 ¡issuance ¡of ¡RG ¡1.165, ¡which ¡was ¡the ¡first ¡seismic ¡

hazard ¡guide ¡based ¡on ¡probabilistic ¡techniques. ¡

¡ 2007 ¡NRC ¡issued ¡RG1.208, ¡based ¡on ¡PSHA ¡

§ ¡Entitled, ¡“A ¡Performance-­‑Based ¡Approach ¡to ¡Define ¡the ¡

Site-­‑Specific ¡Ground ¡Motion” ¡

¡ RG1.208 ¡was ¡developed ¡for ¡use ¡with ¡ASCE ¡43-­‑05 ¡

§ Entitled, ¡“Seismic ¡Design ¡Criteria ¡for ¡SSCs ¡in ¡Nuclear ¡

Facilities” ¡

§ Considers ¡10-­‑4 ¡ ¡to ¡10-­‑6 ¡ground ¡motions. ¡10-­‑4 ¡ ¡for ¡SSE ¡

• motions. ¡

¡ Both ¡SSC ¡performance ¡goals ¡& ¡plant ¡level ¡risk ¡goals ¡ ¡ Frequency ¡of ¡the ¡Onset ¡of ¡Significant ¡Inelastic ¡

Deformation ¡(FOSID) ¡of ¡10-­‑5 ¡for ¡individual ¡SSCs ¡

§ 10-­‑4 ¡ground ¡motion ¡& ¡margin ¡in ¡design ¡

¡ Core ¡Damage ¡Frequency ¡(CDF) ¡comes ¡from ¡assessing ¡

the ¡NPP ¡as ¡a ¡whole ¡through ¡SPRA ¡

§ ~10-­‑6/yr ¡for ¡new ¡plants ¡ § ~10-­‑5/yr ¡for ¡existing ¡plants ¡ § CDF ¡refers ¡to ¡any ¡kind ¡of ¡damage ¡of ¡the ¡core ¡and ¡does ¡NOT ¡

imply ¡release ¡from ¡the ¡NPP ¡

¡ Plant ¡Level ¡HCLPF ¡(high ¡confidence ¡of ¡low ¡

probability ¡of ¡failure) ¡of ¡1.67 ¡times ¡the ¡SSE ¡ground ¡ motion ¡ ¡

§ deterministic ¡design ¡criteria ¡for ¡practicing ¡design ¡engineer ¡

that ¡has ¡been ¡shown ¡to ¡meet ¡risk ¡objectives ¡ ¡

§ In ¡practice, ¡applied ¡to ¡individual ¡SSCs ¡

▪ Theoretically ¡conservative ¡but ¡misses ¡systems ¡issues ¡and ¡elements ¡ like ¡human ¡factors ¡or ¡interaction ¡problems ¡

¡ Overall ¡plant ¡risk ¡assessed ¡through ¡Seismic ¡

Probabilistic ¡Risk ¡Assessment ¡before ¡fuel ¡ loading ¡

Defense-­‑in-­‑depth ¡ ¡(IAEA ¡INSAG-­‑10 ¡(1996)) ¡

¡

1.

The ¡first ¡level ¡ ¡is ¡prevention ¡of ¡abnormal ¡operation ¡and ¡system ¡failures ¡ (good ¡design, ¡construction, ¡and ¡maintenance/operations) ¡

2.

If ¡the ¡first ¡level ¡fails, ¡abnormal ¡operation ¡is ¡controlled ¡or ¡failures ¡are ¡ detected ¡by ¡the ¡second ¡level ¡of ¡protection ¡(appropriate ¡response ¡to ¡ problems ¡to ¡bring ¡plant ¡back ¡to ¡normal ¡operations) ¡

3.

The ¡third ¡level ¡ensures ¡that ¡safety ¡functions ¡are ¡further ¡performed ¡by ¡ activating ¡specific ¡safety ¡systems ¡and ¡other ¡safety ¡features ¡(accident ¡ prevention ¡through ¡additional ¡emergency/safety ¡systems) ¡

4.

¡The ¡fourth ¡level ¡limits ¡accident ¡progression ¡through ¡accident ¡management, ¡ so ¡as ¡to ¡prevent ¡or ¡mitigate ¡severe ¡accident ¡conditions ¡with ¡external ¡ releases ¡of ¡radioactive ¡materials ¡(accident ¡mitigation ¡and ¡containment) ¡

5.

¡The ¡last ¡objective ¡(fifth ¡level ¡of ¡protection) ¡is ¡the ¡mitigation ¡of ¡the ¡ radiological ¡consequences ¡of ¡significant ¡external ¡releases ¡through ¡the ¡off-­‑ site ¡emergency ¡response ¡(emergency ¡response) ¡

Full ¡Characterization ¡of ¡ Seismic ¡Load ¡

Single ¡load ¡level ¡ pulled ¡from ¡ PSHA ¡used ¡for ¡ design ¡(SSE) ¡ Full ¡ characterization ¡

• f ¡load ¡used ¡for ¡

seismic ¡PRA ¡

Risk ¡

Seismic ¡Load ¡

• Determined ¡by ¡PSHA ¡
• Defined ¡in ¡terms ¡of ¡

hazard ¡curves ¡and ¡ response ¡spectra ¡

• Uncertainty ¡is ¡explicitly ¡

quantified ¡using ¡modern ¡ approaches ¡

Capacity ¡

• Dependent ¡on ¡systems ¡

design ¡and ¡redundancy ¡

• SSC ¡capacity ¡quantified ¡as ¡

fragilities ¡ ¡

• SSC ¡capacities ¡are ¡

frequency ¡dependent ¡and ¡ so ¡the ¡shape ¡of ¡the ¡ response ¡spectrum ¡is ¡a ¡ key ¡input ¡

Risk ¡

Seismic ¡Load ¡ Capacity ¡ ¡ ¡ ¡ ¡

Seismic ¡Motion ¡Parameter ¡ Frequency ¡of ¡Exceedance ¡

Pi ¡

Seismic ¡Motion ¡Parameter ¡ Conditional ¡Probability ¡of ¡Failure ¡

i ¡

SPRA ¡

Seismic ¡Load ¡ Capacity ¡ ¡ ¡ ¡ ¡

Seismic ¡Motion ¡Parameter ¡ Frequency ¡of ¡Exceedance ¡

Pi ¡

Seismic ¡Motion ¡Parameter ¡ Conditional ¡Probability ¡of ¡Failure ¡

i ¡

Systems ¡Analysis ¡

Event ¡trees, ¡Fault ¡trees, ¡ Containment ¡Analysis ¡

Probabilistic ¡Seismic ¡Hazard ¡Analysis ¡ (PSHA) ¡

• Objective ¡to ¡determine ¡the ¡best ¡estimate ¡(and ¡

uncertainty) ¡of ¡ground ¡motion ¡levels ¡at ¡a ¡particular ¡ location ¡over ¡times ¡periods ¡of ¡interest. ¡ ¡

• PSHA ¡considers ¡all ¡possible ¡earthquakes ¡from ¡all ¡

seismic ¡sources ¡that ¡may ¡impact ¡a ¡site, ¡and ¡accounts ¡ for ¡the ¡likelihood ¡of ¡any ¡particular ¡earthquake ¡

Seismic ¡Source ¡ Characterization: ¡ SSC ¡Model ¡ Ground ¡Motion ¡ Characterization: ¡ GMC ¡Model ¡ Base ¡figure ¡from ¡ Reiter ¡(1990) ¡ Earthquake ¡ Recurrence ¡ Source ¡ Geometry ¡

Uncertainty ¡

Aleatory ¡

¡ ¡ ¡ ¡ Integration ¡over ¡distribution ¡of ¡ expected ¡parameter ¡values ¡

Epistemic ¡

logic ¡tree ¡of ¡ ¡technically ¡ defensible ¡interpretations ¡

Uncertainty ¡

¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡Aleatory ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡ ¡Epistemic ¡

Acceleration ¡(g) ¡ Annual ¡Prob ¡of ¡ ¡Exceedance ¡

Aleatory ¡ variability ¡gives ¡ the ¡curve ¡its ¡

• shape. ¡

Epistemic ¡ uncertainty ¡leads ¡ to ¡uncertainty ¡ bands ¡

85% Median 15%

Original ¡report ¡ provides ¡

• framework. ¡New ¡

report ¡provides ¡ additional ¡details. ¡ ¡

NUREG/CR-6372 NUREG 2117 (1989) (2012)

¡ Objective is to develop a model that

represents the center, body and range of technically defensible interpretations of the available data

§ Center-best estimate § Body-shape of the distribution § Range-extreme values of the distribution

¡ Achieved through a process with well

defined evaluation and integration phases

45 ¡

SEP

USI-­‑A46

IPEEE

GI-­‑199 R2.1

Systematic ¡ Evaluation ¡Program ¡ Unresolved ¡Safety ¡ Issue-­‑A46 ¡ Individual Plant Examinations for External Events Generic ¡Issue-­‑199 ¡ Near ¡Tern ¡Task ¡Force ¡ Recommndation2.1 ¡

Started ¡ in ¡1977 ¡ 1980s ¡ 1990s 2005-­‑ ¡ 2012 ¡ 2012-­‑ ¡ Ongoing ¡

Limited ¡seismic ¡design ¡reassessment ¡of ¡older ¡

• plants. ¡Resulted ¡from ¡development ¡of ¡seismic ¡

building ¡codes ¡in ¡the ¡1970s ¡ Seismic ¡operability ¡of ¡equipment ¡in ¡older ¡plants. ¡ Resulted ¡from ¡new ¡approaches ¡to ¡seismic ¡ qualification ¡of ¡new ¡reactors. ¡SQUG ¡formed ¡and ¡ review ¡approaches ¡developed. ¡ Evaluation ¡at ¡or ¡beyond ¡design ¡loads. ¡Generally ¡ qualitative ¡with ¡emphasis ¡on ¡developing ¡risk ¡

• insights. ¡Resulted ¡from ¡increased ¡awareness ¡of ¡

potential ¡for ¡beyond ¡DBE ¡loads. ¡ Assess ¡implications ¡of ¡updated ¡seismic ¡hazard ¡ estimates ¡in ¡the ¡CEUS. ¡Resulted ¡from ¡ESP ¡ applications ¡at ¡co-­‑located ¡NPPs ¡ Seismic ¡and ¡flood ¡reassessment ¡of ¡hazard ¡and ¡risk ¡ as ¡one ¡of ¡many ¡recommendations. ¡Resulted ¡from ¡ the ¡Fukushima ¡accident. ¡

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48

Fukushima ¡Lessons ¡ Learned ¡Report ¡with ¡ Significant ¡ Recommendations ¡ for ¡changing ¡NRC ¡ regulations ¡and ¡ practices ¡ ¡ ¡ NRC ¡ML111861807 ¡

50 ¡

Ongoing Near ¡term ¡ Long ¡term ¡ 2.3 ¡ 2.1 ¡ 2.2 ¡ Walkdowns ¡ Hazard ¡ evaluation ¡ Risk evaluation Regulatory ¡ Actions ¡ 10 ¡year ¡ update ¡

Walkdowns ¡to ¡assure ¡plants ¡are ¡meeting ¡licensing ¡ basis ¡and ¡to ¡look ¡for ¡potential ¡seismic ¡issues. ¡ Reports ¡due ¡November ¡2012. ¡Some ¡equipment ¡ delayed ¡until ¡outage. ¡ Hazard ¡evaluation ¡due ¡in ¡18 ¡months ¡for ¡NPPs ¡ within ¡the ¡CEUS ¡SSC ¡model ¡area. ¡3 ¡years ¡for ¡ western ¡US ¡NPPs ¡performing ¡SSHAC ¡level ¡3 ¡

• studies. ¡Plant-­‑specific ¡site ¡response.

¡ Risk ¡results ¡due ¡3 ¡years ¡after ¡hazard. ¡SMAs ¡only ¡ allowed ¡for ¡small ¡exceedances. ¡SPRAs ¡allowed ¡for ¡ all ¡exceedance, ¡but ¡required ¡for ¡large ¡

• exceedances. ¡

After ¡receiving ¡the ¡information ¡from ¡the ¡SPRA ¡and ¡ SMA ¡analyses, ¡the ¡NRC ¡will ¡determine ¡what ¡ regulatory ¡action ¡is ¡appropriate. ¡ Rulemaking ¡to ¡require ¡a ¡reevaluation ¡every ¡10 ¡ years. ¡ 11/2012 ¡ (+outages) ¡ Spring ¡2014 ¡ (CEUS) ¡ 3/2015 ¡ (WUS) ¡ 3 ¡years ¡after ¡ hazard ¡ Depends ¡on ¡ findings ¡ Rulemaking ¡ timeline ¡

Questions? ¡