s/probabilistic/Probabilistik/gi
Die Rahmenbedingungen zur Vorgehensweise und zum Umfang der probabilistischen Sicherheitsanalyse (PSA) im Rahmen einer SÜ gemäß § 19a AtG sind im Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse festgelegt. Die vorliegende Unterlage – der sogenannte Methodenband - beschreibt probabilistische Methoden, die zur Sicherheitsbeurteilung von in Betrieb befindlichen Kernkraftwerken in der Bundesrepublik Deutschland angewendet werden sollen. Der vorliegende Methodenband soll die Verfahrenssicherheit für die Durchführung einer PSA zur Sicherheitsbeurteilung bestehender Kernkraftwerke verbessern und ihre Begutachtung erleichtern. Im Einzelnen dient er als Empfehlung für den Analyseumfang, die Analysetiefe, die Analysemethoden sowie für die Darstellung und Auswertung der Ergebnisse der PSA
Zur Schätzung der Exposition von Oberflächengewässern durch Pflanzenschutzmittel werden PEC-Werte mit Hilfe eines probabilistischen Verfahrens ermittelt. Hierfür werden zunächst verschiedene Regressionsanalysen zur Modellierung der Abdrift durchgeführt. Anschließend wird die ausgewählte Abdriftverteilung mit verschiedenen Verteilungsansätzen für die Aufwandmenge und das Gewässervolumen kombiniert. Veröffentlicht in Texte | 36/2004.
Die vorliegende Studie des Bundesamtes für Strahlenschutz (BfS) simuliert die Auswirkungen von länger andauernden Freisetzungen auf die Umwelt und den Menschen anhand von Fallbeispielen. Analysiert wird der Umfang und die Durchführbarkeit von anlagenexternen Notfallschutzmaßnahmen, die erforderlich wären, wenn sich in Deutschland ein kerntechnischer Unfall mit ähnlich schweren radiologischen Auswirkungen wie im Kernkraftwerk Fukushima Daiichi ereignen würde. Dadurch soll ein Beitrag zur Prüfung der Frage geleistet werden, inwiefern das bestehende Notfallschutzkonzept in Deutschland eine zu Fukushima analoge Situation abdeckt. Die Freisetzungsverläufe radioaktiver Stoffe (Quellterme) wurden im Hinblick auf das Untersuchungsziel so gewählt , dass die Auswirkungen der höchsten Stufe 7 (katastrophaler Unfall) auf der internationalen INES-Skala zur Bewertung nuklearer und radiologischer Ereignisse entsprechen. Die durch das BfS gewählten Quellterme wurden im Auftrag des Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit (BMU) durch die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) geprüft. Diese Prüfung hat bestätigt, dass die gewählten Quellterme für den Untersuchungszweck zwar geeignet sind, es jedoch keinen direkten anlagentechnischen Hintergrund für diese Quellterme in einem deutschen Kernkraftwerk gibt. Die vorliegende Studie eignet sich daher nicht zur Ableitung von Schlüssen über die Wahrscheinlichkeit schwerer Unfallabläufe oder zu anderen Fragestellungen über das Sicherheitsniveau der in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke in Deutschland. Derartige Fragestellungen werden im Rahmen der periodischen Sicherheitsüberprüfung durch probabilistische Sicherheitsanalysen der Stufe 2 untersucht, die für alle in Betrieb befindlichen Kernkraftwerke in Deutschland durchgeführt wurden.
Grundidee der dritten Fortschreibung der zwei Fachbände zu Methoden und Daten für die PSA ist die Doku-mentation der umfangreichen Erfahrungen, die seit 2005 mit den Empfehlungen in der (aufsichtlichen) Praxis gemacht werden konnten. Weiterhin sollte eine Öffnung für neue Methoden zur Analyse der Zuverlässigkeit von Personalhandlungen erfolgen. Der FAK PSA hat zwischen Ende 2008 und 2013 vier Arbeitsgruppen be-auftragt, die die Kapitel „PSA der Stufe 1 ausgehend vom Nichtleistungsbetrieb“, „PSA der Stufe 2 ausge-hend vom Leistungsbetrieb“, „Zuverlässigkeit von Personalhandlungen“ und „Einwirkungen von außen“ mit ihren zugehörigen Anhängen zu überarbeiten. Der vorliegende Ergänzungsband enthält diejenigen Ab-schnitte des Methoden- und Datenbandes /MET 05/ und /DAT 05/ des Jahres 2005, an denen Änderungen, Erweiterungen und Aktualisierungen vorgenommen wurden.
Für die deutschen Kernkraftwerke sind in der Vergangenheit umfassende probabilistische Sicherheitsanaly-sen (PSA) im Rahmen der Sicherheitsüberprüfung (SÜ) nach § 19a AtG durchgeführt worden. Dieser Bericht beschreibt einen methodischen Rahmen und gibt Beispiele zur fallweisen Durchführung probabilistischer Be-wertungen außerhalb der SÜ zur Klärung spezifischer Fragestellungen. Diese betreffen z.B. Änderungen an der Anlage oder ihrer Betriebsweise oder die Bewertung von im Betrieb aufgetretenen sicherheitsrelevanten Ereignissen oder Phänomenen. Es wird eine Methodik beschrieben, mit der der Einfluss einer gegebenen Fragestellung auf die Ergebnisse der PSA anhand eines Screening-Prozesses ermittelt und die betroffenen Bereiche der PSA identifiziert werden können. Betrachtet werden sowohl zeitunabhängige Analysen, z.B. für Änderungsmaßnahmen, als auch zeitabhängige Analysen, die üblicherweise einen begrenzten Zeitraum be-treffen. Die Vorgeschlagene Methodik wird an insgesamt fünf Beispielen aus der Praxis demonstriert. // In the past comprehensive probabilistic safety analyses (PSA) have been performed for German nuclear power plants as part of the periodic safety review according to § 19a AtG. This report describes a methodo-logical framework and provides examples for using probabilistic considerations on a case by case basis beyond the scope of the periodic safety review in order to address specific issues. Predominantly these issues are related to plant changes or changes in its operation, or the assessment of safety relevant events that have occurred during operation. A methodology is described for determining the impact of a given issue on the PSA results by means of a screening process, which also allows identifying the affected areas of the PSA. Both time independent considerations, e.g. for plant changes, as well as time-dependent considerati-ons, which usually concern temporary measures, are addressed. The proposed methodology is demonst-rated by a total of five examples from the field.
Probabilistische Analysen in Form von Zuverlässigkeitsanalysen für ausgewählte Sicherheitseinrichtungen von Kernkraftwerken werden in der Bundesrepublik Deutschland seit etwa drei Jahrzehnten für Zwecke der Sicherheitsbeurteilung von Kernkraftwerken durchgeführt. Methodische Weiterentwicklungen, zunehmende Anwendererfahrungen sowie die verbesserte Qualität der Datenbasis zu Betriebs- und Ausfallverhalten von Komponenten bzw. Systemen ermöglichten eine schrittweise Ausweitung der Zuverlässigkeitsanalysen. Analysemethoden, Analyseumfang, Analysentiefe sowie Vorgehensweise für die Ergebnisdarstellung und -auswertung der Probabilistischen Sicherheitsanalyse (PSA) sind in /MET 05/ beschrieben. Im vorliegenden Fachband wird die Methodik zur Ermittlung der Daten zur Quantifizierung von Ereignisablaufdiagrammen und Fehlerbäumen für eine PSA dargestellt. Durch eine detaillierte Darstellung empfohlener Vorgehensweisen soll die Verfahrenssicherheit zur Sicherheitsbeurteilung bestehender Kernkraftwerke verbessert und die Begutachtung erleichtert werden.
Schwerpunkt des Vorhabens war die Untersuchung und vergleichende Bewertung von Methoden zur Berücksichtigung von Parameterunsicherheiten durch konservative deterministische Ansätze bzw. durch probabilistische Modellrechnungen mit Hilfe von Monte-Carlo-Simulationen und Bayes-Verfahren. Darüber hinaus wurden alternative Methoden wie die Evidenz- und Possibilitätstheorie zur Modellierung von Unsicherheiten sowie konzeptionelle Unterschiede von probabilistischen und stochastischen Modellierungsansätzen behandelt. Es wurde untersucht, unter welchen Randbedingungen (Fragestellung, Zweck, Expositionssituation, Qualität der Eingangsdaten etc.) radioökologischen Modellen zur Expositionsberechnung deterministische bzw. probabilistische Ansätze zu Grunde gelegt werden können oder sollten. Zur probabilistischen Modellierung wurden Mindestanforderungen an die Qualität der Eingangsdaten und weitere methodische Aspekte untersucht sowie die Belastbarkeit dieser Ansätze im Vergleich zur deterministischen Expositionsmodellierung bewertet. //ABSTRACT// The estimation of radiation exposures may exhibit uncertainties concerning the scenario, the model structure and the parameters of exposure models. The project focused on the investigation and comparative assessment of techniques for the consideration of parameter uncertainties by means of conservative deterministic approaches and probabilistic model calculations using Monte Carlo simulations and Bayesian methods, respectively. In addition, alternative methods for uncertainty modelling were considered like evidence and possibility theory, and the conceptual disparities between probabilistic and stochastic modelling approaches. It was investigated under which conditions (objective, purpose, exposure situation, input data quality etc.) radioecological models for exposure calculations can or should be based on deterministic or probabilistic approaches. The probabilistic modelling of uncertainties was investigated with respect to minimum requirements concerning the quality of input data and further methodical aspects, and its reliability was compared to the deterministic exposure modelling.
Die Auftragnehmer haben den Stand von Wissenschaft und Technik (W & T) des Jahres 2002, also den Zeitpunkt des Planfeststellungsbeschluss für die Errichtung und den Betrieb des Endlagers Konrad vom 22. Mai 2002 (PDF, 2,41 MB) (PFB), mit dem Stand von W & T des Jahres 2018 abgeglichen. Sie haben eine Reihe von Änderungen festgestellt, die teilweise auch als relevant für die Sicherheitsanalysen des Endlagers Konrad eingeschätzt werden. Deshalb plant die BGE nun auch eine Phase 2 der ÜsiKo. Es kann aber ebenso festgestellt werden, dass bei der weitaus überwiegenden Anzahl der untersuchten Fragestellungen keine Änderungen festgestellt wurden und damit auch kein Handlungsbedarf identifiziert wurde. Die Reviewer schreiben zusammenfassend über die Abschlussberichte: „Aus Phase 1 ergeben sich nach Einschätzung des Review-Teams keine Hinweise auf Aspekte, hinsichtlich derer die Bewertung der Sicherheit grundsätzlich in Frage zu stellen ist.“ Es handelt sich beim Endlager Konrad um ein robustes System. Der frühere Betreiber hat bei der Antragstellung für die Genehmigung des Endlagers Konrad eine Vielzahl konservativer Annahmen getroffen, die auch die Überprüfung mit neueren Methoden bestehen. Es gibt aber auch an einigen Punkten einen weiteren Überprüfungsbedarf für die Phase 2 der ÜsiKo. Es gibt neue Gesetze, Normen und Verordnungen Für alle Themen der ÜsiKo gilt, dass sich rechtliche Vorgaben, seien es Gesetze, Verordnungen oder auch Normen, teilweise verändert haben. Das gilt beispielsweise für die Berechnung der Strahlenwirkung auf Menschen. Die Art und Weise, wie die Strahlenexposition berechnet wird, ist seit dem PFB für das Endlager Konrad grundlegend methodisch überarbeitet worden. Deshalb ist dieses Delta, also die Abweichung des Stands von W & T von dem des Jahres 2002, in mehreren Gutachten ein Thema – und löst in verschiedenen betrachteten Themenfeldern einen Handlungsbedarf aus. Der zweite Bereich, in dem es wesentliche Veränderungen gegeben hat, ist die Leistungsfähigkeit von Computern und vor allem Großrechnern. Bewertungen der Langzeitsicherheit mit so genannten probabilistischen Methoden, mit denen sich statistische Wahrscheinlichkeiten bewerten lassen, sind erst im Lauf der vergangenen 20 Jahre zum Stand von Wissenschaft und Technik geworden. In der Ermittlung des Überprüfungsbedarfs zur Langzeitsicherheit, Kritikalität in der Nachbetriebsphase und thermischen Beeinflussung des Wirtsgesteins (PDF, 1,99 MB) für das Endlager Konrad ist die geologische Situation des Gesamtsystems umfassend betrachtet worden. Die Erkundungsergebnisse von Bohrungen und Erkenntnisse der Verhältnisse unter Tage sind in die Bewertungen einbezogen worden. Die Auftragnehmer, GRS, AF-Consult und DMT, haben überprüft, ob beispielsweise neue Erkenntnisse aus der Errichtungsphase des Endlagers Konrad oder neue Erkenntnisse aus vergleichbaren Standorten sowie eine Änderung des Standes von W & T eine Neubewertung für die Langzeitbetrachtung notwendig machen. Dabei haben die Auftragnehmer auch Regelwerke und Stellungnahmen der Beratungsgremien der Bundesregierung zur Sicherheit kerntechnischer Anlagen mit einbezogen, beispielsweise Stellungnahmen der Entsorgungskommission (ESK). Stresstest für das Endlager Konrad Für das Endlager Konrad, in dem Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung eingelagert werden sollen, gelten andere Sicherheitsanforderungen als für ein Endlager für wärmeentwickelnde Abfälle. Dennoch haben die Auftragnehmer im Sinne eines Stresstests die Ausschlusskriterien für die aktuelle Standortsuche für ein Endlager für hochradioaktive Abfälle auf das Endlagersystem Konrad angewendet – und kein Ausschlusskriterium gefunden. Im Standortauswahlgesetz (StandAG) wird als ein wesentliches Sicherheitskonzept ein einschlusswirksamer Gebirgsbereich (ewG) formuliert. Das Gestein soll die wesentliche Barriere für die Radionuklide sein, um Mensch und Umwelt vor der Strahlung zu schützen. Das Endlagersystem als Ganzes, insbesondere aber die überdeckenden Schichten des Endlagers Konrad schätzen die Auftragnehmer als günstig ein. Sie schreiben, dass für das Endlager Konrad der „Bereich von etwa zehn Kilometer in horizontaler und bis zur Oberkante Unterkreide (eine geologische Schicht) in vertikaler Ausdehnung um das Endlager herum als ewG definiert“ werden könnte. Damit würden die Anforderungen des StandAG erfüllt. Das Endlager Konrad verfolge somit als Sicherheitskonzept eine geologische Barriere, das entspreche dem Stand von W & T, stellen die Auftragnehmer fest. Das schätzt auch das Review-Team so ein. Computer sind viel schneller geworden „Zur Zeit als die Langzeitsicherheitsanalyse Konrad erstellt wurde, waren probabilistische Unsicherheitsanalysen, die eine große Anzahl von Modellrechnungen voraussetzen, auf Grund der begrenzten Kapazität und Geschwindigkeit der zur Verfügung stehenden Computer noch nicht Stand von W & T“, stellen die Auftragnehmer fest. Auf diesem Feld ist die Methodenentwicklung stark vorangeschritten. Die Auftragnehmer bemängeln deshalb, auch mit Blick auf den heutigen Stand von W & T, dass der Umgang mit Ungewissheiten in der Langzeitsicherheitsanalyse für das Endlager Konrad nicht systematisch beschrieben worden sei. Dort sehen sie Nachbesserungsbedarf, der durch eine systematische Aufarbeitung durch Expertinnen und Experten jedoch leicht erbracht werden könne, schreiben die Auftragnehmer. Das Review-Team hat in seinem Gutachten ergänzend darauf hingewiesen, dass auch die im Auftrag der Planfeststellungsbehörde durchgeführten Modellrechnungen zu einem höheren Vertrauen in die Robustheit der Sicherheitsaussage beitragen. Wie bewegen sich radioaktive Stoffe? Radionuklide brauchen, um sich im Endlagersystem oder gar aus dem System heraus bewegen zu können, ein Transportmittel – das naheliegende ist Wasser. Aber es gibt noch weitere Transportmedien wie Gas. Zudem können sich Stoffe in feinster Verteilung im Wasser befinden, so genannte Kolloide, an die sich ebenfalls Radionuklide anlagern und dann im Wasser bewegen könnten. Wie Radionuklide sich mit Hilfe von Gas bewegen könnten, ist aus Sicht der Auftragnehmer ein Thema, das in der weiteren Bearbeitung der ÜsiKo mit in den Blick genommen werden sollte. Der mögliche Transport mit Hilfe von Wasser ist in der Bewertung der Langzeitsicherheit für das Endlager Konrad bereits intensiv betrachtet worden. Darüber hinaus empfehlen die Auftragnehmer, die möglichen Transportwege aus dem Endlagersystem hinaus noch einmal in den Blick zu nehmen. Dort ist ihnen aufgefallen, dass für die geologische Schicht der Unterkreide mit Parametern der Rückhaltefähigkeit (Sorptionsfähigkeit) gearbeitet worden ist, die heute anders bewertet werden. Deshalb empfehlen sie auch hier eine weitere Betrachtung im Rahmen der ÜsiKo. Wärme ist im Endlager kein Thema Damit die Sicherheit im Endlager über lange Zeiträume erhalten bleibt, wird in der Langzeitsicherheitsanalyse auch abgeschätzt, wie gewährleistet werden kann, dass keine sich selbst erhaltende Kettenreaktion der spaltbaren Radionuklide in Gang kommen kann. Das ist bei schwach- und mittelradioaktiven Abfällen kein wahrscheinliches Szenario. Dennoch sehen die Auftragnehmer auch hier einen Nachprüfungsbedarf. Auch hier hat sich das Regelwerk verändert. Es werden inzwischen mehr Radionuklide in ihrer möglichen Wirkung betrachtet als 2002. Zudem ist das Risiko einer ungünstigen Ansammlung von Radionukliden unter spezifischen Bedingungen im verschlossenen Endlager nicht nachvollziehbar genug bearbeitet worden. Die Auftragnehmer empfehlen deshalb eine weitere Betrachtung in der nächsten Phase der ÜsiKo. Bei der Frage, wie Wärme womöglich das Gestein verändern könnte, sehen die Auftragnehmer dagegen keinen Handlungsbedarf. Denn die für das Endlager Konrad vorgesehenen Abfälle entwickeln keine Wärme. Bei der Ermittlung des Überprüfungsbedarfs der Störfallanalysen (PDF, 4,08 MB) haben DMT und DRS alle im Rahmen des Planfeststellungsverfahrens betrachteten denkbaren Störfälle analysiert. Ein denkbarer Störfall, könnte beispielsweise sein, dass ein Behälter beim Transport, beim Verladen, beim Einbringen in das Endlager abstürzt oder in Brand gerät – und seine Integrität verliert. In 18 Fällen sind die Auftragnehmer zu dem Ergebnis gekommen, dass zwischen dem Stand von W & T des Jahres 2002, dem Jahr des Planfeststellungsbeschlusses (PFB), und 2018 eine sicherheitsrelevante Abweichung zu erkennen ist. Diese sogenannten Deltas, also „Lücken“ zwischen den beiden Wissensständen, haben nach Einschätzung der Auftragnehmer eine Sicherheitsrelevanz für den Betrieb des Endlagers Konrad und können vier Bewertungsbereichen zugeordnet werden. Zum einen geht es um neue Berechnungsmethoden möglicher Auswirkungen auf die Bevölkerung im Falle eines Austritts von Radioaktivität als Folge eines Störfalls. Im nun identifizierten Fall geht es darum, dass sich die Annahmen über den Weg von Radionukliden über die Muttermilch geändert haben und deshalb eine Neuberechnung eines denkbaren Kontakts mit Radionukliden und seiner Auswirkungen auf die Muttermilch vorgeschlagen wird. Die Auftragnehmer stellen in diesem Zusammenhang ebenfalls fest, dass diese zusätzlichen Beiträge voraussichtlich deutlich durch die konservativen Selbstbeschränkungen des Betreibers kompensiert werden. Der Brandschutz ist ein Thema Auch das Ereignisspektrum hat sich verändert. Ein Beispiel dafür sind zu ergänzende Brandschutzbewertungen für elektrisch betriebene Transportfahrzeuge, die im PFB von der Genehmigungsbehörde gefordert werden, Das wird bei der Planung des Einlagerungsbetriebs berücksichtigt. Darüber hinaus empfehlen die Auftragnehmer, weitere Vorsorge zu treffen, damit die Fahrzeuge unter Tage nicht kollidieren können. Möglich ist der Einsatz von automatisierten Kollisionsschutzsystemen. Ein ganzes Spektrum von möglichen Störfällen bei der Handhabung oder dem Transport von Abfallgebinden kann aus Sicht der Auftragnehmer aktualisiert werden, indem eine Analyse der Beziehungen zwischen Mensch, Technik und Organisation (MTO) vorgenommen wird. Dabei geht es um Ereignisse wie Abstürze von Gebinden oder Kollisionen über oder unter Tage mit oder ohne Brand. Die sogenannten MTO-Analysen sind eine Lehre aus Ereignissen und Unfällen, die sich in technischen Anlagen, auch kerntechnischen Anlagen, abgespielt haben: Denn sehr oft war es das Zusammenspiel von Maschinen, einer komplexen Technik mit den Menschen, die damit arbeiten, die zu Ereignissen oder Unfällen geführt haben. Ein besseres Verständnis dieses komplexen Zusammenspiels hilft der BGE als Betreiberin des Endlagers, Unfälle und ungewöhnliche Ereignisse zu vermeiden. Bei der Ermittlung des Überprüfungsbedarfs der Sicherheitsanalyse des bestimmungsgemäßen Betriebs (PDF, 1,24 MB) haben sich die Auftragnehmer der Brenk Systemplanung (Dokument als PDF) mit der Frage beschäftigt, wie sich die neue Strahlenschutzgesetzgebung bezogen auf den künftigen Betrieb des Endlagers Konrad umsetzen lässt. Die Auftragnehmer berücksichtigen zudem sämtliche nationalen und internationalen Informationen zum Thema Strahlenschutz. Das Fazit der Auftragnehmer lautet: „Zusammenfassend kann festgehalten werden, dass sich keine sicherheitstechnisch relevanten Deltas auf Ebene der sicherheitstechnisch relevanten Festlegungen des Planfeststellungsbeschlusses (PFB) zum bestimmungsgemäßen Betrieb ergeben haben. Änderungen im Stand von W & T sind – bezogen auf den aktuellen Stand (April 2018) – nach Bewertung der Autoren ausschließlich von Bedeutung bei der Umsetzung des PFB im Rahmen der Gestaltung des Betriebs des Endlagers Konrad.“ Damit das Endlager Konrad sicher betrieben werden kann, darf auch in der Betriebsphase keine Kettenreaktion der in Abfallbehältern vorhandenen Radionukliden stattfinden. Bei der Bewertung dieser sogenannten Unterkritikalität in der Betriebsphase hat der Auftragnehmer, TÜV Rheinland, ebenfalls Abweichungen zwischen dem Stand von W & T 2002 und 2018 festgestellt ( Ermittlung des Überprüfungsbedarfs „Unterkritikalität in der Betriebsphase" (PDF, 775 KB) (PDF, 0,76MB) ). Auch hier beruhen die Abweichungen überwiegend darauf, dass durch eine aktualisierte Norm mehr Radionuklide betrachtet werden beziehungsweise die zugrunde gelegten Werte angepasst wurden. Zusammenfassend schreibt der Auftragnehmer jedoch: „Die Bewertung anhand von drei vom Auftraggeber vorgegebenen übergeordneten Maßstäben zeigt, dass die identifizierten Abweichungen keine Auswirkungen auf die Belastbarkeit vorhandener Aussagen zur Sicherstellung der Unterkritikalität haben.“ Mit anderen Worten: Es gibt sicherheitsrelevante Abweichungen zwischen dem Stand von W & T 2002 und dem aktuellen. Aber diese Abweichungen haben keinen Einfluss auf die 2002 getätigten Aussagen zur Sicherheit des Endlagers in der Betriebszeit, weil schon damals konservative Annahmen getroffen worden sind. Ob die ÜsiKo-Gutachten vollständig, nachvollziehbar und richtig sind, hat die BGE als verantwortungsvoller Betreiber des Endlagers Konrad schon im Verlauf der ersten Phase der ÜsiKo wissen wollen. Deshalb hat sie vier unabhängige und anerkannte Wissenschaftler mit einem Review der Gutachten beauftragt, bevor im Januar 2019 die Zwischenergebnisse öffentlich präsentiert worden sind. Das Review-Team bestehend aus Prof. Dr. Klaus-Jürgen Röhlig, Christian Küppers, Prof. Dr. Thorsten Schäfer und Prof. Dr. Clemens Walther haben überprüft, ob die Methodik der Gutachten geeignet ist, den Stand von W & T mit dem Stand von W & T des Jahres 2002 zu vergleichen. ( Ermittlung des Überprüfungsbedarfs: Review der Phase 1 (PDF, 764 KB) (PDF, 0,75MB) ) Das Review-Team hat sich bei seiner Arbeit auch mit der Konzeption der ÜsiKo seitens der BGE befasst. Insbesondere fand eine Auseinandersetzung mit dem Auftrag der BGE statt, einen angemessenen Stand von W & T zugrunde zu legen. Dabei wurde auch ein Urteil des Bundesverfassungsgerichtes zur Interpretation des Standes W & T herangezogen. Nur potentiell ungünstigere Einschätzungen würden Änderungen in der Bewertung und gegebenenfalls auch in der Planung des Endlagers erforderlich machen. Das Review-Team vertritt hierbei die Auffassung, dass der Ansatz der BGE dem gerecht wird. Die vier Wissenschaftler waren weder an den ÜsiKo-Gutachten noch an der Erstellung von Sicherheitsanalysen für das Endlager Konrad beteiligt. Deshalb konnten sie unabhängig Aussagen über die Tauglichkeit der Methodik der ÜsiKo-Auftragnehmer machen. Im Großen und Ganzen halten die vier Reviewer die von den verschiedenen Auftragnehmern für ihre Gutachten gewählten Methoden für geeignet, den Stand von W & T des Jahres 2002 mit dem heutigen W & T zu vergleichen, um sicherheitsrelevante Deltas zu ermitteln. Braucht es immer eine Neuberechnung? Insgesamt raten die vier Wissenschaftler in der zweiten Phase zu überprüfen, ob Neuberechnungen von Sicherheitsanalysen tatsächlich notwendig sind. Womöglich sei die Abschätzung der sicherheitstechnischen Relevanz auch mit anderen Methoden möglich. Die Reviewer verweisen auf Expertenwissen und das Wissen, dass im Planfeststellungsbeschluss (PFB) sehr konservative Annahmen gemacht worden sind, inzwischen aber konkretere Kenntnisse über die tatsächlichen Verhältnisse vorliegen. Das Review-Team fasst seine Bewertung der Gutachten so zusammen: „Das Reviewteam ist bezüglich einzelner sicherheitsrelevanter Deltas zu abweichenden Einschätzungen gekommen, stellt jedoch keins der identifizierten sicherheitsrelevanten Deltas grundsätzlich in Frage und hat auch keine weiteren sicherheitsrelevanten Deltas identifiziert. Die Bedeutung von (Über-)Konservativitäten in den dem PFB zugrundeliegenden Analysen wurden nach Auffassung des Reviewteams nicht immer konsistent durch die Auftragnehmer berücksichtigt.“ Zusammenfassend kommen die Reviewer zu folgendem Schluss: „Aus Phase 1 ergeben sich nach Einschätzung des Reviewteams keine Hinweise auf Aspekte, hinsichtlich derer die Bewertung der Sicherheit grundsätzlich in Frage zu stellen ist. Das Reviewteam schätzt ein, dass die Berichtsentwürfe bzw. Berichte der AN (Auftragnehmer) nützliche Grundlagen für Untersuchungen in der Phase 2 bereitstellen. Diese müssten für eine Leistungsbeschreibung in einigen Aspekten jedoch konkretisiert werden, insbesondere hinsichtlich der Art der jeweils vorzunehmenden Abschätzungen oder Rechnungen unter Berücksichtigung der Konservativitäten im PFB.“ Themenschwerpunkt: ÜsiKo Überprüfung der sicherheitstechnischen Anforderungen für das Endlager Konrad (ÜsiKo) Fragen und Antworten zur ÜsiKo Wesentliche Unterlagen Konrad Meldung vom 21. Januar 2019 – Betrifft: Konrad – Infoveranstaltung zur ÜsiKo am 31. Januar in der Info Konrad Meldung vom 23. Januar 2019 – BGE informiert über erste Phase der ÜsiKo einblicke.de – ÜsiKo statt Risiko (externer Link) BfS-Archivseite – Informationen zum 1. ÜsiKo-Fachworkshop vom 28. April 2016 (externer Link) Infostelle Konrad: Weitere Informationen und Anmeldung für Befahrungen Kurzinformationen zum Endlager Konrad
Aktenplan BfS Z 2-05103/1 0 00 01 02 03 04 05 06 07 08 09 1 10 12 13 14 15 16 17 2 20 21 22 23 24 25 26 27 28 5 50 51 52 53 54 57 6 61 65 66 67 68 69 7 70 71 72 8 80 81 82 83 04.01.2017 Allgemeine Verwaltung Verfassung und Verwaltung des Bundes und der Bundesländer, Bund/Länder Zusammenarbeit Rechtsangelegenheiten, Datenschutz Personalangelegenheiten Haushalts-, Kassen- und Rechnungswesen, Steuern Organisation Innere Dienste Informationstechnik, Dokumentation, Bibliothek und Fachinformationssysteme Presse- und Öffentlichkeitsarbeit, Berichtswesen Forschungskoordinierung und Verwaltung Sonstige Verwaltungsangelegenheiten ohne Fachbezug Kerntechnische Sicherheit Allgemeine Angelegenheiten der kerntechnischen Sicherheit Projektübergreifende Fragen der kerntechnischen Sicherheit Kerntechnischer Ausschuss (KTA) Kernreaktoren Einrichtungen des nuklearen Brennstoffkreislaufs Firmen, Organisationen, Vereine, Verbände Ausländische Kerntechn. Anlagen Strahlenhygiene Allgemeine Angelegenheiten des Strahlenhygiene Strahlenwirkungen/ Strahlenrisiko Medizinische Strahlenhygiene Radioaktive Stoffe und Umwelt Überwachung der Umweltradioaktivität Datenverarbeitung im Bereich Strahlenhygiene Nichtionisierende Strahlung Nuklearspezifische Gefahrenabwehr Beruflicher Strahlenschutz und Strahlenschutzregister Strahlenschutz Allgemeine Angelegenheiten des Strahlenschutzes Strahlenexposition durch natürliche Strahlenquellen, Radon Strahlenexposition durch Umweltradioaktivität aus bergbaulichen und anderen industriellen Tätigkeiten Dosimetrie und Messmethodik Strahlenexposition durch kerntechnische Anlagen (außer Zwischen- und Endlager) Strahlenexposition Atom- und Strahlenschutzrecht; Internationale Zusammenarbeit Atom- und Strahlenschutzrecht Internationale Zusammenarbeit Europäische Organisationen Zusammenarbeit mit anderen Staaten Internationale Vereinbarungen Verwaltungsaufgaben Beratungsgremien Kommissionen Beratung Gutachten Brennstoffkreislauf; Aufbewahrung und Transport rad. Stoffe Allgemeines Staatliche Verwahrung von Kernbrennstoffen Transport von Kernbrennstoffen und Großquellen Gefahrgutrechtliche Verfahren Seite: 1 Aktenplan BfS Z 2-05103/1 84 85 86 9 9A 9G 9GE 9K 9KE 9M 9MB 9X 00 0000 00001 0010 00100 0012 00120 00121 00122 00123 00124 00125 0020 00200 0021 00210 00211 00212 0025 00250 00251 00252 00253 00254 00255 00256 00257 0030 00300 00301 00302 00303 00304 00305 00306 0040 00400 0050 00500 00501 04.01.2017 Aufbewahrung von Kernbrennstoffen Genehmigungsverfahren Standort-Zwischenlager und Interimslager Behälter-Bauart-Prüfung Nukleare Entsorgung Projekt Asse Projekt Gorleben Eignungsprognose Gorleben Projekt Konrad Errichtung Konrad Endlager Morsleben Betrieb ohne APRO/DBE Endlagerprojekte Allgemein Verfassung und Verwaltung des Bundes und der Bundesländer, Bund/Länder Zusammenarbeit Verfassung des Bundes Grundgesetz Bundestag Allgemein Ausschüsse des Bundestages Allgemein Ausschuss für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit Haushaltsausschuss Innenausschuss Parlamentarischer Untersuchungsausschuss Asse Parlamentarischer Untersuchungsausschuss Gorleben Bundesrat Allgemein Ausschüsse des Bundesrates Allgemein Ausschuss für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit Vermittlungsausschuss Drucksachen des Bundestages und Bundesrates, Anfragen, Petitionen Allgemein Drucksachen des Bundestages Drucksachen des Bundesrates Parlamentarische Anfragen, Aktuelle Stunde, Befragung der Bundesregierung Große Anfragen Petitionsangelegenheiten Kleine Anfragen Sonstige Anfragen Bundesregierung Allgemein Bundeskanzleramt BMUB BMBF BMWi BMJFFG BMI Bundesgerichte Allgemein Institutionen der Bundesregierung, sonstige Institutionen auf Bundesebene Allgemein Interministerieller Ausschuss für das BfS Seite: 2 Aktenplan BfS Z 2-05103/1 0055 00550 00551 00552 00553 00554 00555 00556 00557 0060 00600 00601 0070 00700 00701 00702 00703 00704 0071 00710 00711 00712 00713 00714 00715 00716 0072 00720 00721 00722 00723 00724 00725 00726 00727 00730 00731 00732 00735 00736 00737 00738 00739 0076 00760 00761 00763 00764 01 0100 01000 01001 01002 01003 04.01.2017 Bundesbehörden Allgemeines UBA DWD BZS BArm BGR BKA Bpol Landesparlamente Allgemein Landesparlamente (Auflistung gem. Anlage) Bund-Länder-Zusammenarbeit Allgemein Länder (Auflistung gem. Anlage) Umweltministerkonferenz (UMK) "Sicherheit und Schutz kerntechn. Einrichtungen" Zusammenarbeit im Rahmen der Innenministerkonferenz Betreuung der Bundesländer im Rahmen des Integrierten Mess- und Informationssystems Länderausschuß für Atomkernenergie Allgemeines Hauptausschuss FA "Reaktorsicherheit" FA "Brennstoffkreislauf" FA "Strahlenschutz" FA "Recht" FA "Ver- und Entsorgung" Länderausschuß für Atomkernenergie, Arbeitskreise AK Aufsicht/Reaktorbetrieb des FA RS AK Stilllegung des FA RS AK Probabilistik des FA RS AK Verfahrensfragen des FA RS AK Forschungsreaktoren des FA RS AK Sicherung "Ortsfeste Anlagen" des FA RS AK Periodische Sicherheitsüberprüfung-Leitfaden AK Sicherung "Transporte" des FA RS AK Betrieb des FA BK AK Genehmigung des FA BK AK Abfallkontrollrichtlinie des FA BK AK Emission/Immission des FA Str. AK Radiologie des FA Str. AK Integriertes Meßsystem AKIM AK Verteilungsschlüssel AKUR LAA-AK Umweltradioaktivität Zusammenarbeit mit Landessammelstellen Allgemeines Abführung von Abfällen Produktkontrolle Zweckkostenausgaben Rechtsangelegenheiten, Datenschutz Fachübergreifende Rechtsgebiete Allgemeines Zivilrecht Strafrecht Verwaltungsrecht Seite: 3
| Origin | Count |
|---|---|
| Bund | 374 |
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