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.
Zur Aktualisierung der Quelltermbibliothek des Entscheidungshilfesystems RODOS sowie zur Abschätzung möglicher Konsequenzen für die Wirksamkeit von Schutzmaßnahmen des Notfallschutzkonzepts wurden auf Grundlage von Ergebnissen neuerer probabilistischer Sicherheitsanalysen der GRS für eine DWR- und eine SWRReferenzanlage jeweils fünf Quellterme nach Kriterien wie Häufigkeit, Ausmaß des Quellterms und Schnelligkeit des Unfallablaufs ausgewählt. Für diese Quellterme wurden die potenziellen radiologischen Auswirkungen und das Erfordernis von Gegenmaßnahmen sowohl durch vereinfachte Abschätzungen mit vereinfachten Modellansätzen als auch durch Detailanalysen mit RODOS ermittelt. Auf Grundlage dieser Ergebnisse wurden Empfehlungen für eine Aktualisierung der RODOS-Quelltermbibliothek gegeben. Außerdem wurden daraus unter Einbeziehung der internationalen Praxis bei der anlagenexternen Notfallschutzplanung Anregungen für das bestehende Notfallschutzkonzept formuliert. // ABSTRACT // In order to update the source term library of the decision support system RODOS as well as to estimate consequences for the effectiveness of the protective measures of the emergency protection concept, five source terms each for PWR and BWR plants have been selected according to criteria like frequency, extent of the source term and speed of the accident sequence. The source terms are based on recent probabilistic safety analyses by GRS for two PWR and BWR reference plants. For these source terms, the radiological impact and the need for countermeasures have been determined terms both by simplified screening and by a detailed analysis using RODOS. On the basis of these results, recommendations for an update of the RODOS source term library have been given. In addition, suggestions for the existing emergency protection concept have been formulated incorporating international practice in external emergency protection planning.
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
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.
The contractors compared the state of the art of science and technology in 2002 – when the planning approval (PDF, 2,41 MB, German only) (PDF, 2,41MB) was issued – with that in 2018. They identified a series of changes, some of which were assessed as being relevant to the safety analyses of the Konrad repository. The BGE is therefore now also planning Phase 2 of the evaluation. However, it is worth noting that, for the vast majority of the issues examined, no changes were discovered and therefore no need for action was identified. Summarising the final reports, the reviewers write: “In the peer review team’s estimation, there is no indication in Phase 1 of aspects based on which the safety assessment is to be fundamentally called into question.” The Konrad repository is a robust system. When applying for a licence for the repository, the former operator made numerous conservative assumptions that also stand up to evaluation by newer methods. However, there is also a need for further examination of a number of points in Phase 2 of the evaluation. New laws, standards and ordinances For all topics under evaluation, there have been some changes to the legal requirements, be they laws, ordinances or standards. This applies to the calculation of the radiological effect on humans, for example. Since the planning approval was issued for the Konrad repository, there have been fundamental methodological changes in the way that radiation exposure is calculated. This difference, or discrepancy, between the state of the art of science and technology today and that in 2002 is therefore addressed in several expert reports – and results in a need for action in several of the examined subject areas. The second area that has seen significant changes is the power of computers and above all of mainframe computers. Assessments of long-term safety using “probabilistic methods”, which can be used to assess statistical probabilities, have only become state of the art over the course of the last 20 years. The geological situation of the overall system was examined in detail in the long-term safety analysis (PDF, 1,99 MB, German only) (PDF, 1,99MB) for the Konrad repository, and the assessments took account of the exploratory findings from boreholes and insights into the conditions underground. The contractors – GRS, AF-Consult and DMT – examined whether reassessment is necessary when it comes to long-term observation, for example due to new insights from the construction phase of the Konrad repository or from comparable sites, or in light of a change in the state of the art of science and technology. At the same time, the contractors also incorporated opinions and sets of rules from the advisory bodies to the federal government on the safety of nuclear facilities, such as Statements by the Nuclear Waste Management Commission (ESK). Stress test for the Konrad repository The Konrad repository, which will be used to store waste with negligible heat generation, is subject to different safety requirements from those for a repository for heat-generating waste. Nevertheless, as part of a stress test, the contractors applied the exclusion criteria used in the current search for a repository site for high-level radioactive waste to the Konrad repository system – and did not identify any criteria for exclusion. The Repository Site Selection Act (StandAG) defines an essential safety concept known as a “containment-providing rock zone”. The rock is intended to act as the main barrier to the radionuclides in order to protect people and the environment from radiation. The contractors make a favourable assessment of the Konrad repository system as a whole, and especially of its overlying strata. They report that, for the Konrad repository, the “area extending approximately 10 kilometres from the repository horizontally and down to the upper edge of the Lower Cretaceous stratum vertically could be defined as a containment-providing rock zone”. The requirements of the Repository Site Selection Act would therefore be met. According to the contractors, the Konrad repository therefore adopts a geological barrier as a safety concept that meets the state of the art of science and technology. That is also the assessment of the peer review team. Computers have become much faster The contractors state that: “At the time when the Konrad long-term safety analysis was drawn up, probabilistic uncertainty analyses – which require a large number of model calculations – were not yet state of the art due to the limited capacity and speed of the computers available.” In this area, there have been significant advances in terms of methodological development. The contractors therefore criticise, including with regard to the current state of the art of science and technology, that the long-term safety analysis for the Konrad repository did not include a systematic description of the handling of uncertainties. This is one area in which they identify a need for improvement, although they add that this could easily be delivered by means of a systematic reappraisal by experts. In addition, the peer review team indicated in its expert report that the model calculations performed on behalf of the planning authority also help to instil greater confidence in the robustness of statements regarding safety. How do radioactive substances move around? In order to move around or out of the system, radionuclides require a means of transport – the obvious thing being water, although there are also other carrier media such as gas. In addition, substances can also be finely dispersed in water in the form of colloids, which can also take up radionuclides, allowing them to move around in the water. In the contractors’ view, the way that gas helps radionuclides move around is one issue that should be considered during further work as part of the evaluation. The possibility of transport in water has already been the subject of intensive scrutiny as part of the assessment of long-term safety for the Konrad repository. Moreover, the contractors recommend re-examining the possible transport routes out of the repository system. In this regard, they noted that work in relation to the Lower Cretaceous stratum was carried out using parameters for the retention factor (sorption capacity) that are now assessed differently. This is therefore another area where they recommend further consideration as part of the evaluation. Heat is not an issue in the repository In order to maintain safe conditions in the repository over long periods of time, the long-term safety analysis also assesses how to ensure that no self-sustaining chain reactions of fissile radionuclides can be set in motion. Although this is not a likely scenario in the case of low- and intermediate-level radioactive waste, the contractors believe improvements are needed here too. This is another area in which the rules have changed. More radionuclides are considered to have a possible impact than in 2002. Moreover, the risk of an unfavourable accumulation of radionuclides in the sealed repository under specific conditions was not dealt with in a sufficiently comprehensible manner. The contractors therefore recommend further consideration in the next phase of the evaluation. On the other hand, when it comes to the question of how heat could potentially bring about changes in the rock, the contractors see no need for action because the waste intended for the Konrad repository does not generate any heat. During the determination of the need for an evaluation of the accident analyses in the operational phase (PDF, 4,07 MB, German only) (PDF, 4,08MB) , DMT and DRS analysed all conceivable accidents that were considered within the framework of the planning assessment procedure. For example, one conceivable accident would be that a container falls or catches fire – and loses its integrity – during transport, loading or emplacement. In 18 cases, the contractors concluded that there was a safety-relevant discrepancy between the state of the art of science and technology in 2002 – the year in which the planning approval was issued – and that in 2018. In the contractors’ estimation, these differences between the two states are relevant to the safety of the Konrad repository’s operation and can be assigned to four areas of assessment. On the one hand, there are new methods for calculating possible effects on the population in the event of an escape of radioactivity due to an accident. In the case that has now been identified, the assumptions regarding the pathway of radionuclides via breast milk have changed and therefore a recalculation of possible contact with radionuclides and their effects on breast milk is suggested. In this context, the contractors also note that these additional contributions will probably be significantly offset by the operator’s conservative self-imposed limitations. Fire protection is an issue The spectrum of events has also changed. One example are the fire protection assessments that are to be supplemented for electrically operated transport vehicles, as stipulated by the licensing authority in the planning approval. This is being taken into account in the planning of emplacement operations. In addition, the contractors recommend taking further precautions so that the vehicles cannot collide underground. One possibility is to use automated anticollision systems. In the contractors’ view, a whole range of possible accidents during the handling or transport of waste packages can be updated by analysing the relationships between humans, technology and organisation (HTO). This relates to incidents such as falling waste packages or collisions above or below ground and with or without fire. These HTO analyses are a way of learning from events and accidents that have taken place at technical facilities, including nuclear facilities: after all, in many cases, incidents or accidents have been caused by the interplay between machines, i.e. complex technology, and the humans that work with them. A better understanding of this complex interplay helps the BGE, as the operator of the repository, to avoid accidents and unusual occurrences. The contractors from Brenk Systemplanung (PDF, 1,23 MB, German only) (PDF, 1,24MB) considered the question of how the new radiation protection legislation can be implemented with regard to the future operation of the Konrad repository. The contractors also take account of all national and international information on the topic of radiation protection. The contractors summarise as follows: “In summary, it can be stated that no safety-relevant differences have arisen at the level of the safety-relevant stipulations of the planning approval for normal operation. In the authors’ assessment, changes in the state of the art of science and technology – with respect to the current state (April 2018) – are only of importance in relation to the implementation of the planning approval within the framework of the Konrad repository’s operational design.” So that the Konrad repository can be operated safely, there must be no chain reactions of the radionuclides present in waste containers, including in the operational phase. When assessing this subcriticality in the operational phase (PDF, 774 KB, German only) (PDF, 0,76MB) , the contractor, TÜV Rheinland, also identified discrepancies between the state of the art of science and technology in 2002 and that in 2018. Here too, the discrepancies are largely due to the fact that – as a result of an updated standard – more radionuclides are considered or, rather, the underlying values have been adjusted. In summary, however, the contractor writes: “The assessment based on three overriding standards specified by the customer shows that the identified discrepancies have no impact on the reliability of existing statements in relation to ensuring subcriticality.” In other words: there are safety-relevant discrepancies between the state of the art of science and technology in 2002 and that of the present date. However, these discrepancies do not affect the statements made in 2002 in relation to the safety of the repository during operation, as conservative assumptions were already made at the time. As a responsible operator of the Konrad repository, the BGE wanted to know whether the expert reports as part of the evaluation were complete, comprehensible and correct even before the first phase of the evaluation was completed. It therefore commissioned four independent and recognised scientists to conduct a peer review of the expert report (PDF, 764 KB, German only) (PDF, 0,75MB) before the interim results were presented to the public in January 2019. The peer review team consisted of Professor Klaus-Jürgen Röhlig, Christian Küppers, Professor Thorsten Schäfer and Professor Clemens Walther and examined whether the methodology of the expert reports was suitable for comparing the current state of the art of science and technology with that in 2002. As part of their work, the peer review team also looked at the design of the evaluation on the part of the BGE. In particular, they examined the BGE’s instruction to base the evaluation on an appropriate state of the art of science and technology. They also consulted a ruling by the Federal Administrative Court in relation to the interpretation of the state of the art of science and technology. Only potentially less-favourable assessments would necessitate changes in the evaluation, including in relation to the facility’s design. In this respect, the peer review team takes the view that the BGE’s approach is satisfactory. The four scientists were not involved in either the expert reports as part of the evaluation or the preparation of safety analyses for the Konrad repository. Accordingly, they were able to make independent statements regarding the suitability of the methodology adopted by the contractors carrying out the evaluation. On the whole, the four reviewers felt that the methods selected by the various contractors for their expert reports were suitable for comparing the state of the art of science and technology in 2002 with that of the present day in order to identify safety-relevant differences.. Is a recalculation always needed? Overall, the four scientists advise checking in the second phase whether recalculations of safety analyses are actually necessary. They also say that it may be possible to estimate the relevance to safety using other methods. The reviewers refer to expert knowledge and the knowledge that very conservative assumptions were made in the planning approval but that there is now more concrete knowledge of the actual conditions. The peer review team summarises its assessment of the expert reports as follows: “With regard to individual safety-relevant differences, the peer review team arrives at different assessments but does not fundamentally call into question any of the identified safety-relevant differences, nor has it identified any other safety-relevant differences. The peer review team takes the view that the importance of being (too) conservative in the analyses that underpin the planning approval was not always consistently taken into account by the contractors.” In summary, the reviewers reach the following conclusion: “In the peer review team’s estimation, there is no indication in Phase 1 of aspects based on which the safety assessment is to be fundamentally called into question. “The peer review team considers that the draft reports or the reports by the contractors provide a useful basis for investigations in Phase 2. For a specification of services, however, these would have to be put into more concrete terms in certain aspects, particularly in relation to the type of estimations or calculations that are to be performed, taking account of the conservative assumptions made in the planning approval.”
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
| Origin | Count |
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| Bund | 387 |
| Land | 4 |
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| Förderprogramm | 360 |
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| unbekannt | 11 |
| License | Count |
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| Deutsch | 382 |
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