The current exposure assessment for pesticide entries into water bodies considers a water body model which represents a realistic worst case for water bodies in the agricultural landscape. For the factors determining the pesticide exposure in the model a variety of deterministic assumptions are made such as that it is a stagnant water body of a default depth of 30 cm which is directly situated in the edge of the field. Although this scenariobased approach enables a protective risk assessment it does not allow for an estimation of the spatiotemporal occurrence of this exposure situation in the landscape. Spatially explicit information on location factors with a relevant impact on exposure and risk in a water body are missing and can therefore not be considered in the risk management. In contrast the use of geo-referenced probabilistic methods in risk assessment allows for a site-specific as well as quantitative characterization of the pesticide exposure and linked risks in water bodies. Consequently such approaches also establish the possibility for a spatially differentiated risk management. This again leads to the expectation that such risk mitigation obligations due to their direct reference to the real local conditions might be more plausible and therefore acceptable for farmers. Furthermore they also give possibility to focus efforts in permanent local risk mitigation measures on those water body sections with a high risk. Veröffentlicht in Texte | 05/2014.
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.
Das Projekt "Finland and the Paris Agreement" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Climate Analytics gGmbH durchgeführt. This project looks at the implications of the Paris Agreement, especially of the 2°C temperature limit and the 1.5°C aspirational goal, for greenhouse gas emission mitigation in Finland. his project investigates the implications of the Paris Agreement, especially the implications of its long-term temperature goals, for greenhouse gas emission mitigation in the European Union and Finland. Inferring the consequences of a global temperature limit on a region or country requires splitting the mitigation efforts required to meet that limit to the country/regional level. The project involves a set of analyses based on Integrated Assessment Modelling results and fairness indicators, such as historical responsibility for global climate change, or capability to contribute to global emission reduction efforts. It utilises Climate Analytics' well established equity tool to better understand what is the mitigation needed and expected from Finland and the EU domestically and with investments overseas. The analysis focuses on the following elements: - Identify GHG emission targets to limit global warming well below 2°C and to limit global mean warming to 1.5°C. - Discuss probabilistic uncertainty introduced by climate sensitivity estimates in the analysis - Analyse GHG concentration in the atmosphere for each scenario, taking into account uncertainties in the global carbon cycle and atmospheric chemistry. - Analyse the remaining global emission budget to reach the 2°C and 1.5°C limits - Provide scenarios on how to allocate the remaining emission budget over time. - Calculate emission reduction targets for Finland and the EU - Estimate finance needs flowing from EU and Finland to fund mitigation in the rest of the world. This project is funded by Sitra, a Finnish public fund tasked with promoting Finland's sustainable development, economic growth and international competitiveness and co-operation. One of Sitra's key areas of focus is resource-wise and carbon-neutral society.
Das Projekt "Teilvorhaben: 1.2a, 3.1a und 3.2a" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von MAN Energy Solutions SE durchgeführt. Gasturbinenbasierte Energiewandlungsanlagen sind im kombinierten GuD-Prozess sowie in wärmegeführten KWK-Anlagen das Rückgrat der Energiewende. Durch das hohe Flexibilitätspotenzial (z.B. Start- und Stopp Zyklen, Teillastbetrieb, Off-Design Betrieb) und den hohen Wirkungsgrad des gekoppelten Prozesses tragen sie dazu bei, die fluktuierende Erzeugung aus dem stetig steigenden Anteil der erneuerbaren Energien zu kompensieren. Gas- und Dampfturbinen leisten im kombinierten Prozess somit einen wichtigen Beitrag zur Optimierung komplexer Gesamtenergiesysteme mit hohen Anforderungen an Flexibilität, Versorgungssicherheit und Wirtschaftlichkeit. Neben den flexiblen Fahrweisen bieten sie zusätzliche Optionen zur Unterstützung der Sektorenkopplung und für den Einsatz alternativer Kraftstoffe aus Power-to-X Anwendungen (z.B. steigende Anteile von Wasserstoff aus erneuerbaren Energien, synthetisches Methan, usw.). Sie gewährleisten somit nicht nur eine sichere und zuverlässige Stromerzeugung, sondern tragen aufgrund der effizienteren Brennstoffausnutzung zur Senkung von Treibhausgasemissionen und Stickoxiden bei. Die geforderte Flexibilität geht dabei aber bei den heutigen Turbomaschinen einher mit höherem Verschleiß, großen Wirkungsgradeinbußen im Teillastbereich und einer verkürzten Lebensdauer. In den von der MAN Energy Solutions bearbeiteten Arbeitspaketen 1.2: 'Untersuchungen zum Einfluss der Oxidation und des Kriechens auf das bruchmechanische Verhalten', 3.1: 'Herstellung und aerodynamische Erprobung von additiv gefertigten Legierungen für neuartige Turbinenschaufeln' und 3.2: 'Thermo-fluiddynamisches Framework zur probabilistischen Auslegung von Gasturbinen' werden die Herausforderungen des Betriebs der Turbomaschinen im Verbund mit den Erneuerbaren und Stabilität, Lebensdauer und Effizienz im fluktuierenden Lastfolgebetrieb vertiefend angegangen.
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|---|---|
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