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s/akn/AKW/gi

Vorprüfung BZA Ahaus

In Ahaus (Nordrhein-Westfalen) wird seit einigen Jahren ein Lager betrieben, in dem die Zwischenlagerung von abgebrannten Brennelementen aus Kernkraftwerken genehmigt ist. Die vorhandenen Stellplätze sind bisher nur zu einem sehr geringen Teil belegt worden. Der Betreiber hat nun beantragt, einen Teil des Lagers für eine auf 10 Jahre befristete Zwischenlagerung von sonstigen radioaktiven Betriebsabfällen aus Kernkraftwerken zu nutzen, da sich für die Zwischenlagerung dieser Abfälle in Deutschland Engpässe abzeichnen. Zuständige Behörde ist in diesem Fall das Regierungspräsidium Münster, während für die Genehmigung der Lagerung abgebrannter Brennelemente das Bundesamt für Strahlenschutz zuständig ist. Das Regierungspräsidium Münster hat das Öko-Institut mit der Beurteilung möglicher Umweltauswirkungen im Rahmen der Vorprüfung der Umweltverträglichkeit der geänderten Nutzung des Lagers beauftragt.

Einzugsbereiche von HVV-Haltestellen Hamburg

Der Datensatz enthält die Einzugsbereiche von Haltestellen des Hamburger Verkehrsverbunds (HVV) im Hamburger Stadtgebiet. Der Einzugsbereich (Realfußwegdistanz) von Fernverkehr, Regionalbahn (RE/RB/AKN), S-Bahn und U-Bahn beträgt 720 m um die Haltestellen, der Einzugsbereich von Bushaltestellen beträgt 480 m um die Haltestellen. Für die zugehörigen Haltestellen ist der Haltestelleneingang bzw. der Bahnsteigzugang maßgeblich. Bei großen Haltestellen gibt es entsprechend z.T. mehrere Haltestellenbereiche je Haltestelle. Der Datensatz enthält zudem verschiedene Attribute, wie z.B. den zugehörigen Haltestellennamen, die HaltestellenID, die Art des Transportmittels, die jeweiligen anfahrenden Liniennummern, die Anzahl der anfahrenden Linien (nur bei den Haltestellen), die Anzahl der Anfahrten pro Tag (nur bei den Haltestellen) und die Anzahl der erschlossenen Einwohner (nur bei den Einzugsbereichen). Der Datensatz wird vom HVV bereitgestellt und jährlich im Laufe des Frühjahrs auf den aktuellen Jahresfahrplan aktualisiert. Quellen für die Auswertung der Einzugsbereiche: Haltestellen des HVV mit dem Stand des jeweiligen Jahresfahrplans Fahrplandaten des HVV mit dem Stand des jeweiligen Jahresfahrplans zugrundeliegendes Fußwegenetz: OSM Aufbereitung aus 2020 zugrundeliegende Einwohnerdaten: Adressdaten aus Melderegister, Statistisches Amt für Hamburg und Schleswig-Holstein, Stand 31.12.2021

Sicherheitstechnische Überprüfung aus Anlass der beantragten Übertragung von Reststrommengen

Im Rahmen des Atomausstiegs sind Reststrommengen für die in Deutschland betriebenen Kernkraftwerke festgelegt worden. Das Kernkraftwerk Biblis, Block A, wird die vereinbarte Reststrommenge in absehbarer Zeit erreichen. Die RWE Power AG hat die Übertragung von Strommengen aus dem Kernkraftwerk Emsland (KKE) auf KWB-A beantragt, um einen gemeinsamen Weiterbetrieb der beiden Kraftwerksblöcke am Standort Biblis zu ermöglichen. KWB-A gehört zu den ältesten in Deutschland betriebenen Kernkraftwerken. KKE gehört zu den modernsten Anlagen. Im Zusammenhang mit der Prüfung des Antrags durch das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) wird auch eine sicherheitstechnische Prüfung durchgeführt. Anhand ausgewählter Themen sollen sicherheitstechnisch bedeutsame Unterschiede zwischen den beiden Anlagen identifiziert und vergleichend bewertet werden. Der Schwerpunkt liegt dabei auf einer Gegenüberstellung unterschiedlicher Sicherheitsreserven der beiden Anlagen. Diese Aufgabenstellung weicht von der für übliche Sicherheitsanalysen ab. Eine geeignete Methodik muss daher begleitend zur Prüfung entwickelt und abgestimmt werden. Der Auftrag wird in Zusammenarbeit mit der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) mbH und dem Physikerbüro Bremen sowie in enger Abstimmung mit der zuständigen Fachabteilung im BMU durchgeführt. Ein zweiter Abschnitt des Projektes ergibt sich aus dem Antrag der EnBW Kernkraft GmbH, Reststrommengen vom Kernkraftwerk Neckarwestheim 2 - einem der modernsten Kernkraftwerke in Deutschland - auf das wesentlich ältere Kernkraftwerk Neckarwestheim 1 zu übertragen. Auch hier wird mit der gleichen Methodik wie im ersten Abschnitt eine sicherheitstechnische Überprüfung durchgeführt.

Analyse der Emissions- und Immissionsdaten des Kernkraftwerkes Krümmel im Zusammenhang mit den Leukämiefällen in der Elbmarsch

Auswertung von Grundwasseranalysen des Betreibers des KKW Rheinsberg im Bereich des Aktiven Lagers für feste und flüssige Rückstände (ALfR) für 1997 und 1998 (Teilbereiche Chemische Parameter und Tritium)

Kernkraftwerk Grohnde: Antrag nach § 7 Abs. 3 AtG zum weiteren Abbau der Anlage KWG, Abbauphase 2

<b>Feststellung gemäß § 5 UVPG</b> Die PreussenElektra GmbH (PEL) hat beim Niedersächsischen Ministerium für Umwelt, Energie und Klimaschutz als zuständiger Genehmigungsbehörde für das Kernkraftwerk Grohnde den Antrag zum weiteren Abbau der Anlage KWG, Abbauphase 2 (2. AG) gestellt. Dieser beinhaltet den Abbau des Reaktordruckbehälter sowie des Biologischen Schildes. Für dieses Änderungsvorhaben war gem. § 9 Abs. 1 Satz 1 Nr. 2 des Gesetzes über die Umweltverträglichkeitsprüfung (UVPG) in Verbindung mit § 7 UVPG eine allgemeine Vorprüfung durchzuführen. Die Vorprüfung beinhaltet gem. § 7 UVPG eine überschlägige Prüfung, ob das Vorhaben unter Berücksichtigung der in Anlage 3 UVPG aufgeführten Kriterien erheblich nachteilige Umweltauswirkungen haben kann, die nach § 25 Abs. 2 UVPG bei der Zulassungsentscheidung zu berücksichtigen wären. Diese Vorprüfung hat ergeben, dass eine Umweltverträglichkeitsprüfung für das o. g. Vorhaben nicht durchzuführen ist. Diese Feststellung ist gemäß § 5 Abs. 3 Satz 1 UVPG nicht selbständig anfechtbar. Die Begründung nach § 5 Abs. 2 UVPG kann auf dieser Internetseite eingesehen werden.

Entwicklung des Computercodes MECO zur Simulation der Ausbreitung heisser Schmelzen auf Flaechen

Fuer zukuenftige Druckwasserreaktoren werden derzeit Kernfaengerkonzepte als Massnahme zur Beherrschung auslegungsueberschreitender Stoerfaelle mit Niederschmelzen des Kerns entwickelt. Zu ihrer Ueberpruefung wird der Prozess der Schmelzeausbreitung in einer Vielzahl von Experimenten untersucht. Fuer eine Uebertragung dieser Experimente auf Anlagenbedingungen ist die Entwicklung von Computerprogrammen sinnvoll und notwendig. Der Code MECO beschreibt das Ausbreitungs- und Abkuehlverhalten heisser Schmelzen ueber horizontal, geneigt und vertikal orientierte Ausbreitungszonen. Basierend auf den Navier-Stokes'schen Bewegungsgleichungen sowie der Energiegleichung fuer ein zZt 2-dimensionales Berechnungsgebiet erfolgt die numerische Simulation durch Kopplung des SOLA-Algorithmus (Finite-Differenzen-Verfahren) mit der 'Marker-And-Cell'-Methode. Waehrend der Ausbreitung der Schmelze werden Erstarrungsprozesse infolge verschiedener Waermeabfuhrmechanismen beruecksichtigt. Eine erste Validierung des Codes erfolgte anhand der Nachrechnung von Experimenten der KATS-Versuchsreihe des Forschungszentrums Karlsruhe sowie der COMAS-Versuche der Giesserei Siempelkamp, Krefeld.

Qualifizierung von AC² an Stör- und Unfallanalysen für unterschiedliche Reaktorkonzepte

Studie zum aktuellen Forschungsstand neuer Reaktorkonzepte

Seit mehreren Jahrzehnten werden international 'neue Reaktorkonzepte' erforscht. Erklärtes Ziel solcher Entwicklungen ist es, in den Bereichen Sicherheit, Nachhaltigkeit, Ökonomie und Nukleare Nichtverbreitung gegenüber heutigen Kernkraftwerken deutliche Vorteile aufzuweisen. Dabei stellt neben der Weiterentwicklung von Reaktorkonzepten auch die gesamte Thematik der Brennstoffver- und -entsorgung einen integralen Bestandteil der Diskussion um neue Reaktorkonzepte dar. Im Rahmen dieser Studie werden der gegenwärtige Entwicklungsstand verschiedener ausgewählter Reaktorkonzepte dargestellt, ausgewählte historische Erfahrungen mit der Entwicklung solcher Reaktorsysteme zusammengefasst und eine grundsätzliche Bewertung der Erreichbarkeit der postulierten Vorteile der jeweiligen Systeme mit Blick auf verschiedene Bewertungskriterien (Sicherheit, Ressourcen und Brennstoffversorgung, Abfallproblematik, Ökonomie und Proliferation) vorgenommen. Bei den betrachteten System handelt es sich um Schnelle Brutreaktoren (FBR), Hochtemperatur-Reaktoren (HTR), Salzschmelze-Reaktoren (MSR) und kleine, modulare Reaktoren (SMR). Keines dieser Reaktorkonzepte konnte - trotz teilweise bereits jahrzehntelanger Forschung und Entwicklung - bisher erfolgreich am Markt etabliert werden. Übergeordnet kann festgestellt werden, dass zwar einzelne Reaktorkonzepte in einzelnen Bereichen tatsächlich potenzielle Vorteile gegenüber der heutigen Generation von Kernkraftwerken erwarten lassen. Kein Konzept ist jedoch in der Lage, gleichzeitig in allen Bereichen Fortschritte zu erzielen. Vielfach stehen die einzelnen Kriterien untereinander im Wettbewerb, so dass Fortschritte in einem Bereich zu Nachteilen bei anderen Bereichen führen. So führen beispielsweise häufig Maßnahmen zur Erhöhung der Sicherheit zu Nachteilen im Bereich der Ökonomie, Vorteile bei der Ressourcenausnutzung stehen vielfach im Widerspruch zu einer Verbesserung im Bereich der Proliferation. Es ist jedoch nicht zu erwarten, dass ein Reaktorkonzept, welches nur in einzelnen Bereichen Fortschritte bietet, zu einer deutlich verbesserten gesellschaftlichen Akzeptanz der Kernenergienutzung beitragen könnte.

Ingenieurtechnisches Screening und Untersuchungen zu Weiterleitungsnachrichten

Regelmäßige Durchsprache der meldepflichtigen Ereignisse in deutschen Kernkraftwerken. Identifizierung vertieft zu untersuchender Fragen und Mitwirkungen an der Erstellung von Weiterleitungsnachrichten, die an die Betreiber deutscher Kernkraftwerke verteilt werden.

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