In the study presented here, we evaluated the exposure of the German population aged 14-80 years tobis(2-ethylhexyl)phthalate (DEHP) from consumption of food by means of deterministic and probabilisticestimations. The study was performed on the basis of an extensive review of literature from around theworld reporting measured data on DEHP in food, as well as official German food control data. Only datafrom individual measurements were considered and used for fitting of distributions. A wide range ofconcentrations in non-representative samples are reported in the literature. On the basis of the availableDEHP concentration data, 37 food categories were characterized which covered all major food classes.Food consumption data were taken from the diet history interviews of the German National NutritionSurvey II (Nationale Verzehrsstudie II) which was performed in 2005/2006 in a representative studypopulation of 15,371 and is the most recent data source of this kind in Germany. Average DEHP intakewas estimated deterministically using data on measured concentrations in food (medians and means)and food consumption (means). A total dietary exposure to DEHP of 3.6 (median based) and 9.3 g/kg ofBW per day (based on mean values) was estimated deterministically. In addition, distributions of bothconcentrations and consumption figures were fitted using the @RISK best fit tool for further probabilisticestimations. This approach resulted in estimates within the same range: the estimated median DEHPintake in the whole population (both non-consumers and consumers of the foods considered) was 10.2,the arithmetic mean 14.0 and the 95th percentile 28.6 g/kg of BW per day. The respective estimatesfor consumers only were 12.4, 18.7 and 36.5 g/kg of BW per day. These results demonstrate that theprobabilistic approach is able to estimate broader ranges of exposure even when using data representingan average intake. Moreover, it reflects the uncertainties of the estimation due to insufficient analyticaldata on concentrations of DEHP in food.<BR>© 2013 Published by Elsevier GmbH
Stilllegung des ERA Morsleben 9. Bericht zur Prüfung des Sicherheitskonzepts (geotechnische Aspekte) – PK8 Prüfung der Abgeschlossenheit der Einlagerungsbereiche Ostfeld und Südfeld BS-Projekt-Nr. 0108-03 erstellt im Auftrag des Ministerium für Landwirtschaft und Umwelt des Landes Sachsen-Anhalt Leipziger Straße 58 39112 Magdeburg durch die Brenk Systemplanung GmbH Heider-Hof-Weg 23 52080 Aachen Aachen, 24.04.2014 Anmerkung: Dieser Bericht gibt die Auffassung und Meinung des Auftragnehmers (BS) wieder und muss nicht mit der Meinung des Auftraggebers übereinstimmen. -i- AUTOREN Dieser Bericht wurde von folgenden Bearbeitern erstellt: Dipl.-Phys. S. Kistinger Dipl. Geol. R. H. Stollenwerk Es wird versichert, dass dieser Bericht nach bestem Wissen und Gewissen, unparteiisch und ohne Ergebnisweisung angefertigt worden ist. Unterschrift Projektleiter Unterschrift Geschäftsleitung - ii - ZUSAMMENFASSUNG Der Stilllegung des ERAM liegt ein Sicherheitskonzept zugrunde, das im Plan zur Stilllegung des ERAM [A 281] in Verbindung mit weiteren Verfahrensunterlagen dargelegt wird. Die Prüfung der geotechnischen Teile des Sicherheitskonzepts beinhaltet u. a. den Prüfpunkt „Abgeschlossenheit der Einlagerungsbereiche“. Gegenstand des vorliegenden Berichts ist die Prüfung, ob mit dem vorgesehenen Stilllegungskonzept eine Abgeschlossenheit der Einlagerungsbereiche (ELB) Ostfeld und Südfeld von der Restgrube mit ausreichender Gewissheit erreicht werden kann. In den Langzeitsicherheitsanalysen (LSA) des BfS wird grundsätzlich unterstellt, dass ein Lösungs- zufluss in und ein Lösungsabfluss aus den ELB nur über die Streckenabdichtungen erfolgen können. Von diesem Grundsatz wird jedoch an zwei Stellen abgewichen: Da nach Auffassung des BfS nicht vollständig ausgeschlossen werden kann, dass zwischen der Restgrube und dem Ostfeld eine Wasserwegsamkeit über Klüfte im Hauptanhydrit bestehen kann, wird in einem Szenario („Variante“ [P 278]) eine solche Wasserwegsamkeit unterstellt. Nach Auffassung des BfS kann nicht vollständig ausgeschlossen werden, dass zur Zeit der Salzgewinnung Bohrungen erstellt wurden, die nicht im Risswerk verzeichnet sind und die nicht langzeitstabil verfüllt wurden. Um dieser Ungewissheit im Rahmen der Langzeit- sicherheitsanalyse Rechnung zu tragen, wird die obere Schranke für die (anfängliche) Permeabilität der Abdichtungen im Rahmen einer probabilistischen Modellierung zur Ungewissheitsanalyse erhöht. Hierdurch soll der erhöhte Lösungsfluss über eine nicht oder nicht langzeitstabile verfüllte Bohrung im Modell effektiv berücksichtigt werden. Gegenstand des vorliegenden Gutachtens ist die Prüfung der grundsätzlichen Annahme, dass es zwischen den ELB und der Restgrube (außer den in den LSA berücksichtigten Auffahrungen) keine hydraulischen Verbindungen gibt bzw. unter Berücksichtigung der grubenbedingten Gebirgs- bewegungen künftig geben wird. Die Bereiche des Salzstocks, die die ELB umgeben und die hydraulische Barriere gegen das grundwasserführende Gebirge bzw. die Restgrube bilden, bezeichnen wir in diesem Bericht als barrierewirksame Gebirgsbereiche. Diese Bezeichnungsweise bedeutet nicht, dass wir von vorne herein unterstellen, dass hier die Barrierenintegrität im geotech- nischen Sinne (d. h. als Einhalten des Dilatanz- und des Fluidkriteriums) gegeben ist, sondern dass diese Gebirgsbereiche die (ggf. unvollkommene) hydraulische Barriere gegenüber dem grund- wasserführenden Gebirge bzw. der Restgrube bilden. Im Rahmen des PK 7 (Verfüllen und Verschließen von Strecken) erstellten wir den 3. Zwischen- bericht vom 28.02.2012 [BS 12] zu Anforderungen aus der Langzeitsicherheitsanalyse (LSA) an den Verschluss von untertägigen Bohrungen. Die dort untersuchten Bohrungen befinden sich in den hier zu bewertenden Abschnitten des barrierewirksamen Gebirgsbereichs. Neben untertägigen Bohrungen können sich allerdings auch folgende mögliche Wasserwegsamkeiten als nachteilig hinsichtlich der Erzielung einer (hydraulischen) Abgeschlossenheit der ELB auswirken: Durch die Gebirgsspannung oder den hydrostatischen Druck anstehender Lösungen verursachte Risse im Salzgestein, Hohlräume, die sich durch die Auf- oder Umlösung von Kalisalzen bilden,
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.
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.
Leitfaden Durchführung Sicherheitsüberprüfung - Probabilistische Sicherheitsanalyse Dokument aus dem Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz Herunterladen PDF, 142KB, barrierefrei⁄barrierearm
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