Das Bundesumweltministerium hat die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) zur Durchführung der vorläufigen Sicherheitsanalyse Gorleben beauftragt. Vorrangiges Ziel des Projektes ist eine nachvollziehbar dokumentierte Prognose auf der Grundlage der bisherigen Erkenntnisse, ob der Standort Gorleben die neuen Sicherheitsanforderungen an die Endlagerung Wärme entwickelnder radioaktiver Abfälle einhalten kann. Schwerpunkt der vorläufigen Sicherheitsanalyse ist die Frage der Langzeitsicherheit, d. h. es ist nachvollziehbar darzulegen, ob überhaupt und gegebenenfalls unter welchen Bedingungen ein sicheres Endlager an diesem Standort möglich ist. Weiterhin soll ein optimiertes Endlagerkonzept unter Berücksichtigung der betrieblichen Sicherheit erstellt werden und der noch notwendige zukünftige Untersuchungs- und Erkundungsbedarf festgestellt werden. Mit einem Abschluss der vorläufigen Sicherheitsanalyse ist bis Ende 2012 zu rechnen.
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.
Die in diesem Bericht beschriebenen Studien betreffen die Entwicklung von konzeptuellen Modellen für die physikalische Biosphäre. Diese physikalische Biosphäre beschreibt den Transport von Feststoffen und Wasser als Basis für die Berechnung des Radionuklidtransports. In der Reihe von Teilmodellen für das Endlagersystem, die in einer Sicherheitsanalyse berücksichtigt werden, folgen diese Arbeiten auf die Beschreibung der Nahfeldfreisetzung und den Geosphärentransport der Radionuklide aus einem Endlager. Die Resultate dieser Studien stellen die Grundlage dar, um Radionuklid- Konzentrationen als Funktion der Zeit in Böden, Wasser (Flüsse, Seen, Grundwasser) und gegebenenfalls in der Luft zu berechnen, die dann als Quelle für die Pflanzenaufnahme, bzw. das Trinkwasser für Mensch und Tier und Bewässerung dienen. Die Resultate der in diesem Bericht beschriebenen Studien werden im Rahmen eines anderen Vorhabens für die Berechnung von Strahlendosen über ausgewählte Expositionspfade verwendet. In Kap. 2 und 3 wurden das heutige Klima und die möglichen Klimaentwicklungen für die Referenzregionen in Nord- und Süd-Deutschland beschrieben. Es wurde aufgezeigt, wie sich für die physikalische Biosphäre wesentliche Eigenschaften unter den verschiedenen Klimaten entwickeln. Aus diesen Beschreibungen wurden in Kap. 4 Ansätze für die Modellierung erstellt. Dabei konnten einige der betrachteten Klimazustände in einem gemeinsamen Ansatz für die Modellierung zusammengefasst werden. Der Zustand der Biosphäre, wie sie unter dem heutigen Klima existiert, ist der Ausgangspunkt der Betrachtungen. Eine ausführliche Beschreibung dafür und eine Konzeptualisierung der Naturräume und der Austauschprozesse zwischen den Naturräumen mit dem Biosphärenaquifer wurden bereits im Bericht /FAH 10/ beschrieben. In dem hier vorgelegten Bericht wurden nun entsprechende Parameterwerte für die Referenzregionen in Nord- und Süd-Deutschland vorgeschlagen. Davon ausgehend wurden dann Parametersätze für die physikalische Biosphärenmodelle unter den anderen Klimabedingungen und auch für speziell zu betrachtende Szenarien abgeleitet.
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.
SMR-Konzepte („Small Modular Reactors“) gehen auf Entwicklungen der 1950er Jahre zurück, insbesondere den Versuch, Atomkraft als Antriebstechnologie für Militär-U-Boote nutzbar zu machen. Weltweit existieren heute unterschiedlichste Konzepte und Entwicklungen für SMR, die überwiegende Mehrzahl auf der Ebene von Konzeptstudien. Im Kontext der Diskussionen über die Nutzung zukünftiger Kernreaktoren, insbesondere auch als Maßnahme gegen den Klimawandel, erfährt das Konzept der SMR seit einiger Zeit wieder größere Aufmerksamkeit. Eine im Rahmen dieses Gutachtens vorgenommene Zusammenstellung umfasst 136 verschiedene historische sowie aktuelle Reaktoren bzw. SMR-Konzepte. Von diesen wurden 31 Konzepte in größerem Detail betrachtet.
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
Dieses Gutachten liefert einen Überblick über die verschiedenen diskutierten P&T-Verfahrenstechnologien und -konzepte und den diesbezüglichen Stand der internationalen Forschung und Entwicklung. Der technologische Reifegrad der für P&T Sicherheitstechnische Analyse und Risikobewertung von Konzepten zu P&T 9 Zusammenfassung notwendigen Technologien wird eingeschätzt. Dabei werden Fragen hinsichtlich der grundsätzlichen Realisierbarkeit von P&T beantwortet. Es wird untersucht, mit welchen Risiken ein hypothetischer Betrieb entsprechender Anlagen verbunden und mit welchen möglichen Auswirkungen auf die nukleare Entsorgung zu rechnen wäre. Dabei wird auch auf Entwicklungszeiträume, historische Erfahrungen, sicherheitstechnische Anforderungen, Proliferationsrisiken, Zeit- und Kostenfaktoren eingegangen. Die Entwicklung hypothetischer P&T-Szenarien soll helfen, die Auswirkungen auf in Deutschland vorliegende radioaktiven Abfälle, notwendige Anlagen, und Betriebszeiträume bis zur Stilllegung einschätzen zu können.
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.
The final disposal of high-level radioactive nuclear waste is primarily about safety. Safety analyses are thus essential in the repository search, its operation, and decommissioning as well as after the emplacement of radioactive waste. The safety analyses are to take place three times during the site selection process. They will become more detailed, more complex, and thus more meaningful with each phase. In order to be able to make increasingly precise statements in the course of the procedure, codes for numerical models are being developed; with these calculations, various processes in a repository system can be simulated and evaluated. In order to ensure that all analyses can be viewed and used publicly, the BGE relies on freely accessible software. Together with the Helmholtz Centre for Environmental Research (UFZ) and the Freiberg University of Mining and Technology (TUBAF), an open source code is being developed for conducting preliminary safety analyses and maintaining a safety case for a repository for high-level radioactive waste. The project will run from July 2021 to the end of December 2024. The funding volume amounts to €4.96 million. The research project is called OpenWorkFlow With the special software developed in this way, all processes in and around a repository are to be modelled and, if possible, quantified. Because safety must be estimated over a period of one million years, the model statements are used as one element for evaluation. This applies to all three different host rocks (clay, crystalline, and salt); the BGE must make statements about these for the preliminary safety analyses. The model calculations can also be used to check whether the requirements and criteria from the Repository Site Selection Act and the safety ordinances are met. The aim of the research project “OpenWorkFlow” is to develop a well-documented, quality-assured, freely accessible (Open Source) synthesis platform for safety analyses as part of the site selection process. It is planned to continue to use these for the safety demonstration for the repository following the site selection procedure. The project is initially scheduled to run until 2024 but is projected to continue until 2031. The basis for the work is the already established and widely used open source software OpenGeoSys (OGS) (external link) . Transparency through accessibility The BGE works as transparently as possible in the site selection process. The software it uses for the safety analyses thus contains freely-available source code and extensive documentation. From the perspective of the BGE, the “OpenWorkFlow” project is one of the lighthouse projects in the site selection process. Not only because it runs over a long period of time but also because it gives the interested public a glimpse into the workshop of the BGE. The project aims to develop a work flow that can map all aspects to be considered when analysing the repository system and thus lead to new basic knowledge and improved reliability of statements on the safety of a repository.
Die Überprüfung der sicherheitstechnischen Anforderungen des Endlagers Konrad nach dem Stand von Wissenschaft und Technik (ÜsiKo) geht auf Grundlage der Ergebnisse der Phase 1 weiter. Die BGE hat die Phase 2 der ÜsiKo im Sommer 2020 mit der Konzeption und Ausschreibungen gestartet. Inzwischen sind die ersten Aufträge vergeben. Als verantwortungsvoller Betreiber führt die BGE vor der Inbetriebnahme die ÜsiKo durch. In Phase 1 der ÜsiKo haben von der BGE beauftragte Gutachter*innen den Stand von Wissenschaft und Technik (W & T) von heute mit dem Stand von W & T zur Zeit des Planfeststellungsbeschlusses im Jahr 2002 verglichen. Die Phase 1 wurde mit 36 identifizierten sicherheitsrelevanten Deltas (Δ) und zehn zusätzlichen Hinweisen abgeschlossen. Die Gutachter*innen konnten nach der ÜsiKo Phase 1 keine grundsätzlichen Bedenken bei den Sicherheitsanalysen für das Endlager Konrad feststellen. Neun Arbeitspakete werden in Phase 2 der ÜsiKo bearbeitet Die Deltas sind von den Auftragnehmer*innen herausgearbeitete sicherheitsrelevante Weiterentwicklungen im Stand von W & T, die Hinweise sind weitere Empfehlungen der Auftragnehmer*innen für die Phase 2 der ÜsiKo. Die sicherheitsrelevanten Deltas und Hinweise sind zu neun Arbeitspaketen zusammengefasst worden und werden in Phase 2 der ÜsiKo alle bearbeitet. Eine Übersicht über die Deltas, Empfehlungen und die einzelnen Arbeitspakete bietet die Tabelle: Auflistung der sicherheitsrelevanten Deltas (Δ) aus Phase 1 der ÜsiKo (PDF, 560 KB, nicht barrierefrei) (PDF, 0,54MB) Alle sicherheitsrelevanten Deltas werden durch externe Auftragnehmer*innen bearbeitet. Die Aufträge dazu wurden oder werden über öffentliche Ausschreibungen vergeben. Wenn Auftragnehmer*innen die fachlichen Eignungsvoraussetzungen vorweisen können, wird in einem zweiten Schritt das wirtschaftlichste Angebot ausgewählt. Die Hinweise, die in den Abschlussberichten der Phase 1 der ÜsiKo dokumentiert sind, werden durch die Expert*innen in den Fachabteilungen der BGE bearbeitet. Vier anerkannte Experten haben die Phase 1 der ÜsiKo unabhängig wissenschaftlich begleitet. Dieses Konzept sieht die BGE auch für die Phase 2 der ÜsiKo vor. Damit wird die fachliche Qualität der Ergebnisse durch eine unabhängige Prüfung und Bewertung sichergestellt. Kritische Begleitung erwünscht Das Konzept der ÜsiKo sieht vor, dass kritische Anmerkungen auch aus der Öffentlichkeit oder der Fachöffentlichkeit ermöglicht werden und Eingang finden, wenn sie neue Sachverhalte oder neue Sachargumente einbringen. Daher werden zurzeit auch die im April 2021 von der Stadt Salzgitter vorgelegten Stellungnahmen zu den Gutachten der Phase 1 der ÜsiKo ausgewertet. Die Erkenntnisse werden erforderlichenfalls in die weiteren Begutachtungen der ÜsiKo aufgenommen. Die Umsetzung der Phase 2 der ÜsiKo wird voraussichtlich bis Mitte des Jahres 2024 in Anspruch nehmen. Es ist geplant, die Ergebnisse der Phase 2 im Anschluss in einem öffentlichen Workshop der Fachöffentlichkeit vorzustellen und zu diskutieren. Die ÜsiKo ist als ergebnisoffener Prozess angelegt, daher sind die vorgesehenen Termine abhängig von den Ergebnissen. Themenschwerpunkt: ÜsiKo Überprüfung der sicherheitstechnischen Anforderungen für das Endlager Konrad (ÜsiKo) Wesentliche Ergebnisse der Phase I der 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)
| Origin | Count |
|---|---|
| Bund | 1720 |
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| Ereignis | 1 |
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| Dokument | 25 |
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