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.
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.
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.
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.
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.
Das Projekt "Deutsch-Ukrainisches Seminar ueber Anlagensicherheit vom 12. - 15.10.1994 in Kiew" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Technischer Überwachungsverein Ostdeutschland Sicherheit und Umweltschutz durchgeführt.
Das Projekt "Teilvorhaben: 1.113, 1.143, 1.233, 1.242, 1.246, 1.252, 1.322, 1.425" wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Motoren- und Turbinen Union Friedrichshafen durchgeführt. Bei der numerischen Optimierung von Verdichter- und Turbinenschaufeln (AP 1.113) steht die Auffaedelung von 2D-Schnitten zu einer starkenden Schaufel im Vordergrund. Die Weiterentwicklung und Validierung eines blockstrukturierten Navier-Stokes-Verfahrens an Hand von Lasermessungen ist Schwerpunkt des AP 1.143. Im AP 1.233 werden Verfahren zur gezielten Auslegung eines Systems zur aktiven Schallminderung fuer Turbomaschinen entwickelt. Zur Berechnung des instationaeren Verhaltens transonischer Axialverdichter an der Stabilitaetsgrenze wird ein vorhandenes 2D-Verfahren auf 3D erweitert (AP 1.242). Die Analyse der am Niedergeschwindigkeitsverdichter der TU-Dresden durchgefuehrten Messungen dienen der Frueherkennung der Verdichterstabilitaet (AP 1.246). Der Gueltigkeitsbereich der unter verschiedenen Annahmen entwickelten Verfahren zur Berechnung der Flatterstabilitaet wird im AP 1.252 untersucht. Im AP 1.322 werden zur Auslegung aerothermisch optimal filmgekuehlter Turbinenschaufeln 3D-Optimierungsstrategien entwickelt. Das Potential zur Verbesserung des Sekundaerstroemungsverhaltens in den Randzonen hochbelasteter Turbinengitterbeschaufelungen wird in AP 1.425 untersucht.
Das Projekt "Teilprojekt DLR e.V." wird vom Umweltbundesamt gefördert und von Deutsches Zentrum für Luft- und Raumfahrt e.V., Institut für Technische Thermodynamik durchgeführt. Gesamtvorhaben: Im Vordergrund von Go4Hy2 stehen zwei, für die Wettbewerbsfähigkeit eines emissionsfreien, voll-elektrischen BZ-Batt-Hybrid-Antriebsstrangs wesentlichen Kernkriterien: i.G. zu einem Verbrenner-Hybriden vergleichbare Leistungsdichte mit hoher Ausfallsicherheit und ein Scale-Up fähiges System inkl. E-Motor und Leistungselektronik in relevanter Leistungsklasse von 250kW. Das bisherige Niederdruck-Stack- BZ-Hybrid-System (ca. 120kW inGo4H2) soll hierbei zu einem druckaufgeladenen BZ-HybridSystem (ca. 250kW in Go4Hy2), weiterentwickelt werden. Weiterhin wird auf gesteigerte Leistungsdichten und Skalierbarkeit im schuberzeugenden Modul (LE und Motor) Wert gelegt, sowie eine verlässliche Steuerung der Systeme auf Basis luftfahrtzertifizierter Hardware angestrebt. Ergänzt werden die Arbeiten durch Konzepte für Hybrid-Systemarchitekturen zur Auslegung eines BZ-Hybrid-Regionalflugzeugs. Teilvorhaben: Es soll ein 250 kW Antriebssystem auf Basis eines emissionsfreien BZ-Batterie-Hybrid für ein Passagier-Flugzeug mit bis zu 4 Personen entwickelt werden. Es soll aus dem Automotive-Bereich verfügbare druckaufgeladene BZ-Technologie auf die Luftfahrtanwendung übertragen werden. Bisherige Systemlösungen zu Modularität, Kühlung, etc. aus der Niederdruck-BZ-Technologie können teilweise übernommen und ggfs. angepasst werden. So soll eine Antriebslösung mit einer 2-3fach höheren Leistungsdichte wie bisher entstehen die als Ausgangspunkt für die Skalierung auf größere Leistungen geeignet ist und über eine hohe Ausfallsicherheit verfügt. Dadurch wird im Vergleich zu konventionellen Verbrenner-Antrieben, neben der Emissionsfreiheit ein weiterer entscheidender Vorteil erreicht. Die Integration sowie Test und Demonstration der Technologie mit erfolgt in einer fliegenden Testplattform. Bereits während der Entwicklung werden entsprechende Anforderungen und Sicherheitsanalysen des nötigen Permit-to-fly insbesondere betreffend der BZ-Technologie erbracht.
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