DORIS Thema: Ressortforschungsberichte zur Sicherheit der nuklearen Entsorgung

Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb - Vorhaben: 4717R01370 : AP3: Prüfmöglichkeiten von Rohrleitungen für die Nachwärmeabfuhr

Wed, 24 Nov 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb - Vorhaben: 4717R01370 : AP3: Prüfmöglichkeiten von Rohrleitungen für die Nachwärmeabfuhr

Autor(en): Jüngert, Anne

Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb - Vorhaben 4717R01370 : AP 2: Beobachtung des aktuellen Standes von W&T zu werkstoff- und auslegungsbestimmenden Themen

Wed, 24 Nov 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb - Vorhaben 4717R01370 : AP 2: Beobachtung des aktuellen Standes von W&T zu werkstoff- und auslegungsbestimmenden Themen

Autor(en): Jüngert, Anne; Zickler, Stefan

Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb - Vorhaben: 4717R01370 : Abschlussbericht

Thu, 25 Nov 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb - Vorhaben: 4717R01370 : Abschlussbericht

Autor(en): Stumpfrock, Ludwig; Jüngert, Anne; Silber, Fabian; Zickler, Stefan

Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb : Los 2: Forschungsnähere Themen – Schlussbericht : Vorhaben 4717R01371

Wed, 22 Sep 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb : Los 2: Forschungsnähere Themen – Schlussbericht : Vorhaben 4717R01371

Autor(en): Bour, Daniel; Köstler, Andreas; Trieglaff, Ralf

Zusammenfassung: Ziel dieses Vorhabens ist, den aktuellen Kenntnisstand zu ausgewählten Themenbereichen für Kernkraftwerkskomponenten (Brennelemente, Rohrleitungen nach Reparatur) aufzuarbeiten und nach Stand von Wissenschaft und Technik (W&T) zu bewerten sowie Arbeiten zur Verwendung von Ke–Faktoren im Rahmen der Nachweisführung bei Ermüdungsanalysen durchzuführen. Der vorliegende Schlussbericht beinhaltet eine Übersichtsdarstellung der durchgeführten Untersuchungen und ihrer Ergebnisse für alle drei Arbeitspakete. Zusätzliche Informationen sind in den einzelnen Forschungsberichten zu jedem Arbeitspaket zu finden.

Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb : Los 2: Forschungsnähere Themen – Bericht zu Arbeitspaket 3 : Vorhaben 4717R01371

Wed, 22 Sep 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb : Los 2: Forschungsnähere Themen – Bericht zu Arbeitspaket 3 : Vorhaben 4717R01371

Autor(en): Bour, Daniel; Köstler, Andreas; Trieglaff, Ralf

Zusammenfassung: Ziel dieses Forschungsvorhabens ist es, den aktuellen Kenntnisstand zur Verwendung von Ke – Faktoren im Rahmen der Nachweisführung bei Ermüdungsanalysen darzu-stellen. Hierfür haben wir zunächst eine umfangreiche Literaturrecherche durchgeführt und die wesentlichen Ergebnisse in dem Kapitel 2 dargestellt.Das Kapitel 2 beginnt mit einer Darstellung der aktuellen Festlegungen im deutschen kerntechnischen Regelwerk hinsichtlich der vereinfachten elastisch-plastischen Ermü-dungsanalyse. Wird die vereinfachte elastisch-plastische Ermüdungsanalyse ange-wendet, so ist bei überelastischer Beanspruchung der Einfluss plastischer Verformun-gen durch Verwendung des Dehnungserhöhungsfaktors Ke zu berücksichtigen. Der Ke - Faktor wird dabei für bestimmte Werkstoffgruppen durch einfache Berechnungs-formeln in Abhängigkeit von der Beanspruchung festgelegt.

Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb : Los 2: Forschungsnähere Themen – Bericht zu Arbeitspaket 2 : Vorhaben 4717R01371

Wed, 22 Sep 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb : Los 2: Forschungsnähere Themen – Bericht zu Arbeitspaket 2 : Vorhaben 4717R01371

Autor(en): Bour, Daniel; Köstler, Andreas; Trieglaff, Ralf

Zusammenfassung: Der vorliegende Bericht beinhaltet die Darstellung der durchgeführten Untersuchungen und deren Ergebnisse für das Arbeitspaket 2 dieses Forschungsvorhabens hinsichtlich der Beschreibung der Anforderungen an zusätzliche Nachweise nach Reparaturen von Rohrleitungen.Im ersten Schritt wird der aktuelle nationalen Kenntnisstandes anhand von Herstellerspezifikationen und kerntechnischem Regelwerk bezüglich für ohne Druckprüfung eingesetzte oder veränderte Bauteile dargestellt. Ein möglicher Verzicht auf die Druckprüfung und dann ggf. durchzuführende Ersatzmaßnahmen oder -prüfungen sind im deutschen kerntechnischen Regeln nicht geregelt. In den Rohrleitungsspezifikationen sind Regelungen zu den grundsätzlich durchzuführenden Druckprüfungen enthalten. Im Falle von nicht durchzuführenden oder durchführbaren Druckprüfungen finden sich in diesen Spezifikationen Festlegungen für diesbezügliche Ersatzmaßnahmen.

Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb : Los 2: Forschungsnähere Themen – Bericht zu Arbeitspaket 1 : Vorhaben 4717R01371

Wed, 22 Sep 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb : Los 2: Forschungsnähere Themen – Bericht zu Arbeitspaket 1 : Vorhaben 4717R01371

Autor(en): Bour, Daniel; Köstler, Andreas; Trieglaff, Ralf

Zusammenfassung: Im Rahmen eines Forschungsauftrags des BMU mit dem Aktenzeichen 4717R01371 haben wir im Arbeitspaket 1 den Stand der aktuellen Forschung zu den Materialanforderungen an Brennelemente und mögliche Auswirkungen auf die derzeit gültigen Materialanforderungen an Brennelemente in deutschen Kernkraftwerken untersucht. Es erfolgt zuerst eine Aufarbeitung des nationalen und internationalen Kenntnisstands der Anforderungen an Materialien anhand der Regelwerke. Diese Anforderungen an die Materialien der Brennelemente beschreiben einen Bereich, innerhalb dessen ein Betrieb der Kernkraftwerke mit den Brennelementen zulässig ist. Dieser zulässige Bereich ist den jeweiligen Versagens- oder Schadensgrenzen vorgelagert.

Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb - Vorhaben 4717R01370 : AP1: Ad hoc Aufgaben Absicherung der Leckratenbestimmung bei Leckagen in Dampferzeuger-Heizrohren

Wed, 24 Nov 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchungen und Auswertung zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken im Leistungsbetrieb - Vorhaben 4717R01370 : AP1: Ad hoc Aufgaben Absicherung der Leckratenbestimmung bei Leckagen in Dampferzeuger-Heizrohren

Autor(en): Stumpfrock, Ludwig; Silber, Fabian

Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken - Vorhaben: 4713R01352 : Arbeitspaket 3 (AP3): Aufarbeitung und Bewertung von Dehnkriterien für strukturmechanische Nachweise bei druckführenden Komponenten

Thu, 25 Nov 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken - Vorhaben: 4713R01352 : Arbeitspaket 3 (AP3): Aufarbeitung und Bewertung von Dehnkriterien für strukturmechanische Nachweise bei druckführenden Komponenten

Autor(en): Fehringer, Florian; Schuler, Xaver

Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken - Vorhaben: 4713R01352 : Arbeitspaket 2 (AP2): Auswirkungen von Mehrfacherdbeben auf die Integrität von Rohrleitungssystemen in Kernkraftwerken

Thu, 25 Nov 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken - Vorhaben: 4713R01352 : Arbeitspaket 2 (AP2): Auswirkungen von Mehrfacherdbeben auf die Integrität von Rohrleitungssystemen in Kernkraftwerken

Autor(en): Dwenger, Fabian; Kerkhof, Klaus

Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken - Vorhaben: 4713R01352 : Arbeitspaket 1 (AP1): Aufarbeitung und Bewertung des aktuellen Kenntnisstandes bezüglich primärwasserinduzierter Spannungsrisskorrosion (PWSCC)

Thu, 25 Nov 2021 00:00:00 GMT

Titel: Zentrale Untersuchung und Auswertung von Herstellungsfehlern und Betriebsschäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken - Vorhaben: 4713R01352 : Arbeitspaket 1 (AP1): Aufarbeitung und Bewertung des aktuellen Kenntnisstandes bezüglich primärwasserinduzierter Spannungsrisskorrosion (PWSCC)

Autor(en): Kaesche, Stefanie; Herter, Karl-Heinz; Schuler, Xaver

Vertiefte Untersuchungen zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf die Überprüfung des KTA-Regelwerkes : Abschlussbericht, Vorhaben 3616R01390

Thu, 17 Jun 2021 00:00:00 GMT

Titel: Vertiefte Untersuchungen zu aktuellen Fragestellungen im Hinblick auf die Überprüfung des KTA-Regelwerkes : Abschlussbericht, Vorhaben 3616R01390

Autor(en): Herter, Karl-Heinz; Dugan, Sandra; Schuler, Xaver

Zusammenfassung: Das KTA Regelwerk wird derzeit einer Durchsicht zur Anpassung an den Stand von W&T unterzogen. Hierzu war es erforderlich, die maßgeblichen KTA Regeln für Werkstoffe und mechanische Komponenten zu sichten und zu prüfen, ob sich durch die Fortentwicklung von W&T an einzelnen Stellen der Regeln ein Änderungsbedarf ergeben hat und, falls nötig, Regeländerungsvorschläge zu erarbeiten. Dafür war es notwendig, den aktuellen nationalen und internationalen Kenntnisstand im Hinblick auf die für das KTA Regelwerk relevanten Themen aufzuarbeiten und zu verfolgen.

Untersuchungen zu den “maximalen physikalisch möglichen Temperaturen” gemäß § 27 StandAG im Hinblick auf die Grenztemperatur an der Außenfläche von Abfallbehältern - Vorhaben 4717E03241

Mon, 18 Nov 2019 12:24:21 GMT

Titel: Untersuchungen zu den “maximalen physikalisch möglichen Temperaturen” gemäß § 27 StandAG im Hinblick auf die Grenztemperatur an der Außenfläche von Abfallbehältern - Vorhaben 4717E03241

Autor(en): Bracke, Guido; Hartwig-Thurat, Eva; Larue, Jürgen; Meleshyn, Artur; Weyand, Torben

Zusammenfassung: Diese Studie betrachtete thermohydraulische, mechanische, chemische und biologische Prozesse und Fragestellungen zur Rückholbarkeit und Bergung, ob daraus „Grenztemperaturen“ für Endlager in den Wirtsgesteinen Steinsalz, Ton- und Kristallingestein abgeleitet werden können.

Umgang mit der Datengrundlage des Inventars radioaktiver Abfälle für die Endlagerung (InvEnd II) : FKZ 4723E03310

Fri, 20 Feb 2026 00:00:00 GMT

Titel: Umgang mit der Datengrundlage des Inventars radioaktiver Abfälle für die Endlagerung (InvEnd II) : FKZ 4723E03310

Zusammenfassung: Im Forschungsvorhaben (FoV) „Stellenwert des Inventars radioaktiver Abfälle bei der Standortauswahl für ein Endlager – InvEnd“ wurden umfassende Anforderungen an das Inventarmodell zur Durchführung von vorläufigen Sicherheitsuntersuchungen (vSU) nach dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik zusammengestellt und begründet. Zudem wurden erste qualitative Überlegungen in Bezug auf die Ungewissheit der Eingangsdaten und der Modellansätze des Inventarmodells angestellt. Auf dieser Grundlage werden im vorliegenden FoV „Umgang mit der Datengrundlage des Inventars radioaktiver Abfälle für die Endlagerung – InvEnd II“ die Anforderungen und Aussagen zum Inventarmodell im Hinblick auf Aspekte der Qualitätssicherung und -kontrolle (QA/QC) durch die Aufsichtsbehörde vertieft betrachtet. Dazu werden etablierte Methoden zum Umgang mit Ungewissheiten und zur Verifikation und Validierung des Inventarmodells durch Auswertung von endlagerspezifischer wie auch allgemeiner technisch-wissenschaftlicher Literatur zusammengestellt.

Überprüfung des perkolationsgetriebenen Transports von Fluiden im Wirtsgestein Steinsalz unter relevanten Bedingungen für ein Endlager (PeTroS) – Vorhaben 4717E03250

Mon, 23 Nov 2020 00:00:00 GMT

Titel: Überprüfung des perkolationsgetriebenen Transports von Fluiden im Wirtsgestein Steinsalz unter relevanten Bedingungen für ein Endlager (PeTroS) – Vorhaben 4717E03250

Autor(en): Minkley, Wolfgang; Lüdeling, Christoph; Naumann, Dirk

Zusammenfassung: Das Forschungsvorhaben PeTroS befasst sich mit den Durchlässigkeitseigenschaften von Steinsalz bei hohen Drücken und Temperaturen. Hinblick auf experimentell und konzeptionell gesicherte Dichtheits- bzw. Integritätskriterien gegenübergestellt. Steinsalz verliert seine Integrität danach unter zwei Bedingungen: Falls durch mechanische Schädigung mit Volumenzuwachs Porosität erzeugt wird (Dilatanzkriterium) oder falls der angreifende Fluiddruck größer ist als die minimale Hauptspannung, so dass Fluide sich Wegsamkeiten entlang der Korngrenzen schaffen können (druckgetriebene Perkolation, Minimalspannungskriterium). Die Kriterien werden durch Versuche in Labor und situ, Beispiele aus dem weltweiten Salz- und Kalibergbau und der Endlagerung sowie natürliche und technische Analoga unterlegt.Es existieren allerdings Druck- und Temperaturbereiche, die zwar potentiell endlagerrelevant sind und in denen gemäß der static pore-scale theory (Lewis, Holness 1996; Ghanbarzadeh et al. 2015) hohe Permeabilitäten vorliegen sollten, die aber bisher nicht experimentell untersucht worden sind. Im Rahmen des vorliegenden Forschungsvorhabens wurde die Durchlässigkeit von Proben aus natürlichem Steinsalz mit Stickstoff und Salzlösung geprüft. Die Versuche umfassten Temperaturen von 140°C bis 180°C und Drücke von 18 MPa bzw. 36 MPa.Die Ergebnisse zeigen, dass eine erhöhte Permeabilität, wie sie aufgrund eines verbundenen Porennetzwerkes zu erwarten wäre, nicht nachzuweisen ist. Hingegen wird die druckgetriebene Perkolation auch im betrachteten Bereich als wesentlicher Mechanismus bestätigt, so dass auch die experimentelle Evidenz für die deformationsgetriebene Perkolation in Frage gestellt ist.

Stellenwert des Inventars radioaktiver Abfälle bei der Standortauswahl für ein Endlager (InvEnd) Vorhaben : FKZ 4721E03230

Tue, 17 Dec 2024 00:00:00 GMT

Titel: Stellenwert des Inventars radioaktiver Abfälle bei der Standortauswahl für ein Endlager (InvEnd) Vorhaben : FKZ 4721E03230

Autor(en): Heigl, R.; Miedl, H.; Savchyn, G.; Schnürer, G.; Wölbing, D.

Stand von Wissenschaft und Technik zu Erfassung und Beurteilung wesentlicher Merkmale der Sicherheitskultur - Vorhaben 3611R01313

Tue, 16 Jan 2018 00:00:00 GMT

Titel: Stand von Wissenschaft und Technik zu Erfassung und Beurteilung wesentlicher Merkmale der Sicherheitskultur - Vorhaben 3611R01313

Autor(en): Fassmann, Werner; Beck, Johannes

Zusammenfassung: Die Übersicht über den Stand von Wissenschaft und Technik behandelt folgende Hauptthemen:- Inhalt der Regeln und Richtlinien der IAEA zur Sicherheitskultur.- Empfehlungen der IAEA zur Aufsicht über die Sicherheitskultur.- Anwendung von Edgar Scheins Überlegungen zu Entstehung, Struktur und Wirkung der Unternehmenskultur auf die kerntechnische Sicherheitskultur.- Merkmale hochzuverlässiger Unternehmen (High Reliability Organizations, HROs) nach Weick und Sutcliffe („Managing the Unexpected“) und weitere Methoden mit Bezug zur Sicherheitskultur- Aufsicht über die kerntechnische Sicherheitskultur in verschiedenen Ländern.- Generische Erkenntnisse über Zusammenhänge zwischen Kultur und Handeln.Die generischen Erkenntnisse dienen dazu, Verhaltensweisen und Vorkehrungen zu bestimmen, mit denen die Führungskräfte in Unternehmen empirischer Evidenz zufolge dazu beitragen, eine starke Unternehmenskultur zu fördern und die zuverlässige Erfüllung der Aufgaben zu unterstützen. Diese Erkenntnisse werden auf die Sicherheitskultur kerntechnischer Anlagen übertragen und gehen in die Entwicklung eines Leitfadens ein, der die Erfassung und Beurteilung wesentlicher Merkmale der Sicherheitskultur deutscher Kernkraftwerke ermöglicht.

Sicherheitstechnische Bewertung der Antragsunterlagen der ANDRA für das französische Endlagerprojekt Cigéo (SiGéo) : Vorhaben: FKZ 4723I03310

Tue, 01 Jul 2025 00:00:00 GMT

Titel: Sicherheitstechnische Bewertung der Antragsunterlagen der ANDRA für das französische Endlagerprojekt Cigéo (SiGéo) : Vorhaben: FKZ 4723I03310

Autor(en): Rauscher, Berit; Vespa, Marika; Lehnen, Felix; Nitzsche, Olaf; Molitor, Norbert

Möglichkeiten und Grenzen digitaler Beteiligungsinstrumente für die Beteiligung der Öffentlichkeit im Standortauswahlverfahren (DigiBeSt) : FKZ 4721E03260

Mon, 01 Jan 2024 00:00:00 GMT

Titel: Möglichkeiten und Grenzen digitaler Beteiligungsinstrumente für die Beteiligung der Öffentlichkeit im Standortauswahlverfahren (DigiBeSt) : FKZ 4721E03260

Autor(en): Lütters, Stefanie; Escher, Tobias; Soßdorf, Anna; Gerl, Katharina; Haas, Claudia; Bosch, Claudia

Leitfaden für die Erfassung und Beurteilung wesentlicher Merkmale der Sicherheitskultur deutscher Kernkraftwerke durch die Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden - Vorhaben 3611R01313

Tue, 16 Jan 2018 00:00:00 GMT

Titel: Leitfaden für die Erfassung und Beurteilung wesentlicher Merkmale der Sicherheitskultur deutscher Kernkraftwerke durch die Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden - Vorhaben 3611R01313

Autor(en): Fassmann, Werner; Beck, Johannes

Zusammenfassung: Der vorliegende Bericht präsentiert den Leitfaden, den die GRS entwickelt hat, um eine bundesweit einheitliche Erfassung und Beurteilung wesentlicher Aspekte der Sicherheitskultur deutscher Kernkraftwerke in den Phasen des Restbetriebs, des Nachbetriebs und des Rückbaus zu unterstützen. Gegenstand des Leitfadens ist die Führung im Betreiberunternehmen, soweit sie in Aktionen und Vorkehrungen zur Förderung einer starken Sicherheitskultur im Betreiberunternehmen besteht. Der vorliegende Bericht enthält alle Informationen, die man für eine sachgerechte, praktische Anwendung des Leitfadens benötigt: a) eine Zusammenfassung der Anforderungen des deutschen kerntechnischen Regelwerks an die Sicherheitskultur, b) ein Überblick über die fachlichen Grundlagen des Leitfadens, c) der Leitfaden selbst, sowie d) eine Beschreibung des Prozesses, mit dem eine die Nutzung des Leitfadens implementieren kann. Zur weiteren Vertiefung steht ein Bericht zur Verfügung der den Stand von Wissenschaft und Technik zu Begriff, Erfassung und Beurteilung der Sicherheitskultur präsentiert (/GRS 14/).Der Leitfaden unterstützt zwei Vorgehensweisen der Aufsicht. Die erste besteht in der Erfassung und Beurteilung sicherheitskulturbezogener Führung im Zuge aller Aufsichtstätigkeiten, (insbesondere bei Besuchen auf den Anlagen), aus denen sich Einsichten über diese Aspekte der Führung ergeben können, auch wenn die Gewinnung dieser Informationen nicht primäres Ziel dieser Aufsichtstätigkeiten ist („Vorgehen en passant“). Der zweite Teil des Leitfadens ermöglicht die Erfassung und Beurteilung sicherheitskulturbezogener Führung im Rahmen von Untersuchungen, die speziell dieser Führung gewidmet sind und auf eine detailliertere und systematischere Erfassung und Beurteilung abzielen als das Vorgehen en passant. Vorgehensweisen dieser beiden Arten sind international gebräuchlich, und sowohl miteinander als auch mit anderen Methoden für die Erfassung und Beurteilung der Sicherheitskultur kombinierbar. Das Vorgehen en passant ist nicht nur ein Mittel für das Sammeln vielfältiger Information. Es wird integraler Teil der Aufsicht über die Sicherheitskultur, wenn Sammeln und weitere Bearbeitung der Informationen umfassend, fortlaufend und in zeitlich dichter Folge stattfinden und dazu führen, Betreiber zur zeitnahen weiteren, im besten Fall auch proaktiven Förderung der Sicherheitskultur anzuhalten, ohne die volle Verantwortung des Betreibers für die Sicherheitskultur und ihre Förderung zu schmälern. Der Leitfaden ist als Empfehlung an n zu betrachten. Entscheidungen über eine Umsetzung fallen ausschließlich in die Zuständigkeit der Aufsichtsbehörden.

Komplexität und Fehlerpotential bei softwarebasierter digitaler Sicherheitsleittechnik – Vorhaben 4714R01310

Thu, 28 Jan 2021 00:00:00 GMT

Titel: Komplexität und Fehlerpotential bei softwarebasierter digitaler Sicherheitsleittechnik – Vorhaben 4714R01310

Autor(en): Heigl, R.; Hellie, F.; Lindner, A.; Mölleken, A.

Zusammenfassung: Die Einführung und Weiterentwicklung immer komplexerer verfahrenstechnischer Systeme inden verschiedensten Bereichen führt auch in der Kerntechnik zu einer erhöhten Verwendungsoftwarebasierter Leittechniksysteme mit sicherheitstechnischer Bedeutung. Die Frage nacheiner Ermittlung der Zuverlässigkeit softwarebasierter Systeme mithilfe eines allgemein anerkanntenVerfahrens ist dabei noch nicht geklärt.Wie die praktische Erfahrung zeigt, hängt das Risiko einer Fehlfunktion eines Software-Systems entscheidend von der Komplexität der Software in Verbindung mit der Vielfalt derAnwendungsprofile ab. Deshalb stellt sowohl die Bestimmung der Komplexität der Softwareals auch der Ansatz, die Software-Zuverlässigkeit auf der Grundlage der Software-Komplexität zu quantifizieren, eine wichtige Zielsetzung dar.In dem vorliegenden Bericht wird eine Methodik zur Messung der Komplexität der SoftwareCPU-basierter Steuerungen und deren Anwendbarkeit zur Messung der Komplexität programmierbarerLogik FPGA-basierter Steuerungen dargestellt. Aus den verschiedenenKomplexitätscharakteristiken wird ein Komplexitätsvektor gebildet, womit der Vielschichtigkeitder Komplexität digitaler Leittechniksysteme Rechnung getragen wird. Der Komplexitätsvektorist Ausgangspunkt für die Ableitung von Kriterien zur Bewertung der Zuverlässigkeitdigitaler Leittechniksysteme.Das Komplexitätsmessverfahren wird im vorliegenden Bericht beschrieben und seine praktischeAnwendbarkeit auf graphisch spezifizierte Leittechnikfunktionen durch die exemplarischeAnwendung auf Leittechniksysteme verschiedener Hersteller nachgewiesen. Dabei wirddie Aussagekraft des Verfahrens anhand der Gegenüberstellung der Komplexitätsvektorenzweier ähnlicher Anwendungen aus der Kerntechnik verifiziert.

Experimentell gestützte Analyse der Freisetzung und radiologischen Konsequenzen bei Transportunfällen mit oberflächenkontaminierten Gegenständen (SCO) : Abschlussbericht - Vorhaben: 4717E03360

Thu, 03 Feb 2022 00:00:00 GMT

Titel: Experimentell gestützte Analyse der Freisetzung und radiologischen Konsequenzen bei Transportunfällen mit oberflächenkontaminierten Gegenständen (SCO) : Abschlussbericht - Vorhaben: 4717E03360

Autor(en): Koch, Wolfgang; Dunkhorst, Wilhelm; Lange, Florentin

Zusammenfassung: In diesem Vorhaben wurde ein experimentell gestützter Zusammenhang zwischen den unfallbedingt auftretenden Schwingungen kontaminierter Oberflächen und der durch die dabei auftretenden Beschleunigungen bedingte Freisetzung der Kontamination im lungengängigen Partikelgrößenbereich abgeleitet. Aus einer Literaturstudie zur mechanischen Belastung von Transportbehältern unter Unfallszenarien ergeben sich Maximalbeschleunigungen im Bereich von einigen hundert bis einigen tausend g. In einem Laboraufbau konnte das reale Spektrum der Oberflächenbeschleunigung experimentell an kleinen Proben nachgestellt werden.

Erhaltung und Weiterentwicklung der Sicherheitskultur unter Einbeziehung der Sicherheitsmanagementsysteme in Kernkraftwerken unter Berücksichtigung der aktuellen Randbedingungen der Kernenergienutzung in Deutschland - Vorhaben: 4716R01360

Fri, 25 Feb 2022 00:00:00 GMT

Titel: Erhaltung und Weiterentwicklung der Sicherheitskultur unter Einbeziehung der Sicherheitsmanagementsysteme in Kernkraftwerken unter Berücksichtigung der aktuellen Randbedingungen der Kernenergienutzung in Deutschland - Vorhaben: 4716R01360

Autor(en): Fassmann, Werner; Forner, Jens

Zusammenfassung: Der vorliegende Bericht präsentiert einen generischen Prozess zur Förderung der Sicherheitskultur in einem Integrierten Managementsystem und dokumentiert die zugehörigen Entwicklungsarbeiten. Letztere bauen auf früheren Projekten auf und führen deren Ergebnisse zusammen. Bei diesen Vorarbeiten handelt es sich um einen Leitfaden zur Erfassung und Beurteilung der Sicherheitskultur, einer Methode zur Überprüfung der Wirksamkeit Integrierter Managementsysteme und einer Vorläuferversion des Sicherheitskulturförderungsprozesses. Das vorliegende Projekt hat diese Arbeiten wie folgt fortgesetzt und erweitert: (1) Vertiefung der Erkenntnisse aus der Praxis zur Förderung der Sicherheitskultur, (2) Untersuchung des Zusammenhangs von Sicherheitskultur und Integriertem Managementsystem, (3) Fortentwicklung des Prozessansatzes zur Förderung der Sicherheitskultur zu einem Prozess des Integrierten Managementsystems und (4) Erstellung eines praxisnahen Handbuchs für die Aufsicht über Sicherheitskultur und Integriertes Managementsystem. Der Prozess der Sicherheitskulturförderung entspricht einschlägigen Regelwerksanforderungen. Er sieht Vorgehensweisen zur Förderung der Sicherheitskultur in den Bereichen Lenkung des Unternehmens mit Blick auf die Sicherheitskulturförderung, Ausgestaltung der menschlichen, technischen und organisatorischen Faktoren und der Anreize zum sicherheitsgerechten Verhalten sowie Stärkung der Zusammenarbeit zur Aneignung, Festigung und Weiterentwicklung der Sicherheitskultur vor. Dieser Prozess kann auf Unternehmen mit Kernkraftwerken angewendet werden, solange ein Unternehmen oder eine Anlage Aufgaben zu erfüllen hat, bei denen die nukleare Sicherheit ihrer Wichtigkeit entsprechend zu priorisieren ist. Der vorliegende Bericht gibt eine Anleitung mit Beispielen, wie der Sicherheitskulturförderungsprozess auf Anlagen nach der endgültigen Abschaltung einer Anlage anzuwenden ist, um die Besonderheiten der Sicherheitskulturförderung in diesen Phasen zu berücksichtigen.

Erfassung und Sicherheitsanalyse der Entwicklung von Accident Tolerant Fuel (ATF) : Vorhaben: FKZ 4723R01480

Wed, 13 Aug 2025 00:00:00 GMT

Titel: Erfassung und Sicherheitsanalyse der Entwicklung von Accident Tolerant Fuel (ATF) : Vorhaben: FKZ 4723R01480

Autor(en): Kolbasseff, Alexander; Lovasz, Liviusz; Löher, Timo; Sappl, Jonathan; Steudel, Isabel

Entwicklung und Bewertung von Methoden zur Validierung von Kritikalitätsberechnungen unter Beachtung von Korrelationen zwischen kritischen Experimenten – Vorhaben 4717E03350

Mon, 01 Mar 2021 14:07:21 GMT

Titel: Entwicklung und Bewertung von Methoden zur Validierung von Kritikalitätsberechnungen unter Beachtung von Korrelationen zwischen kritischen Experimenten – Vorhaben 4717E03350

Autor(en): Stuke, M.; Sommer, F.

Zusammenfassung: Die wichtigste Methode zur Validierung von Kritikalitätsberechnungen ist der Vergleich der berechneten Ergebnisse mit Messergebnissen von kritischen Experimenten. Bei der Validierung werden Informationen über systematische Über- oder Unterschätzung des effektiven Neutronenmultiplikationsfaktors durch das Rechenprogramm in Verbindung mit evaluierten Neutronenwirkungsquerschnittdaten sowie die jeweiligen Unsicherheiten bestimmt, mit der die Rechenergebnisse die tatsächlichen effektiven Neutronenmultiplikationsfaktoren der Experimente wiedergeben.Im vorliegenden Bericht werden praxistaugliche Methoden zur Bestimmung und Berücksichtigung des Bias und der Unsicherheiten unter Beachtung möglicher Korrelationen zwischen den Experimenten beschrieben. Dazu wurden effizientere Monte Carlo Methoden zur Berechnung von Kovarianzen bzw. Korrelationen entwickelt und in Jupyter Notebooks implementiert. Die Methoden, wie auch die Notebooks und deren Anwendung zur Bias Analyse, werden beschrieben.Für die Experimentserien LEU-COMP-THERM-097, HEU-SOL-THERM-001 und MIX-COMP-THERM-009 sind detaillierte Korrelationsanalysen beschrieben und im Falle von HEU-SOL-THERM auch mit weiteren Ergebnissen verglichen worden.Weiterhin werden Handlungsempfehlungen für den Umgang mit korrelierten Datensätzen beschrieben.

Einsatz und Qualifizierung von Methoden der künstlichen Intelligenz in kerntechnischen Anlagen : Vorhaben: FKZ 4722R01290

Fri, 23 May 2025 00:00:00 GMT

Titel: Einsatz und Qualifizierung von Methoden der künstlichen Intelligenz in kerntechnischen Anlagen : Vorhaben: FKZ 4722R01290

Autor(en): Gebhardt, Patrick; Mbonjo, Hervé; Shvab, Jaroslaw

Bereitstellung von Verfahren zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten entsprechend den neuesten Transportvorschriften sowie von Daten zum Transportaufkommen in Deutschland, AP 2: Weiterverfolgung des Transportaufkommens zum Endlager Konrad für Expositionsanalysen, AP 3: Fachliche Stellungnahmen und Zuarbeiten - Vorhaben: 4714R03371

Wed, 04 May 2022 00:00:00 GMT

Titel: Bereitstellung von Verfahren zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten entsprechend den neuesten Transportvorschriften sowie von Daten zum Transportaufkommen in Deutschland, AP 2: Weiterverfolgung des Transportaufkommens zum Endlager Konrad für Expositionsanalysen, AP 3: Fachliche Stellungnahmen und Zuarbeiten - Vorhaben: 4714R03371

Autor(en): Sentuc, Florence-Nathalie; Hartwig-Thurat, Eva; Büttner, Uwe

Zusammenfassung: Das Vorhaben 3614R03371 „Bereitstellung von Verfahren zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten entsprechend den neuesten Transportvorschriften sowie von Da-ten zum Transportaufkommen in Deutschland“ ist in drei Arbeitspakete (AP) gegliedert.Der vorliegende Bericht enthält die Ergebnisse zum AP 2 „Weiterverfolgung desTransportaufkommens zum Endlager Konrad für Expositionsanalysen„ und zum AP 3„Fachliche Stellungnahmen und Zuarbeiten“. Im Rahmen des AP 2 dieses Vorhabenssollte auf Basis der beim BfS verfügbaren Informationen das Transportaufkommen radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung, die zur Einlagerung indas Endlager Konrad vorgesehen sind, weiterverfolgt und präzisiert werden. Diese Daten werden als Basis für Expositionsanalysen benötigt, um Aussagen zur Strahlenex-position von Transportpersonal und Bevölkerung treffen zu können. Im AP 3 erfolgtenzumeist technisch-wissenschaftliche Fachbeiträge und Ausarbeitungen zu aktuellenFrage- und Problemstellungen kurzfristig und zeitnah entsprechend der Anfragen vonBMUB und BfS bzw. BfE. Ergänzend zu einem früheren Vorhaben 3609R03320 hat dieGRS vereinfachte Sensitivitätsstudien durchgeführt, die auf empirisch bestimmtenGleichungen aufgrund von durchgeführten Experimenten basieren. Weitere Arbeitenerfolgten im Rahmen eines Unterauftrags zum Einfluss von oberflächenkontaminiertenStoffen.

Bereitstellung von Verfahren zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten entsprechend den neuesten Transportvorschriften sowie von Daten zum Transportaufkommen in Deutschland, AP 1: Bereitstellung eines Verfahrens zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten für Zulassungsverfahren - Vorhaben: 4714R03371

Wed, 04 May 2022 00:00:00 GMT

Titel: Bereitstellung von Verfahren zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten entsprechend den neuesten Transportvorschriften sowie von Daten zum Transportaufkommen in Deutschland, AP 1: Bereitstellung eines Verfahrens zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten für Zulassungsverfahren - Vorhaben: 4714R03371

Autor(en): Endres, Janis; Sentuc, Florence-Nathalie

Zusammenfassung: Das Vorhaben 3614R03371 „Bereitstellung von Verfahren zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten entsprechend den neuesten Transportvorschriften sowie von Daten zum Transportaufkommen in Deutschland“ ist in drei Arbeitspakete (AP) gegliedert.Der vorliegende Bericht enthält die Ergebnisse zum AP 1 „Bereitstellung eines Verfahrens zur Berechnung von Freistellungsgrenzwerten für Zulassungsverfahren“. Im Rahmen des AP 1 wurden die gefahrgutrechtlichen Randbedingungen nach 6.4.23.10 ADRzusammengestellt, die als Grundlage für die Berechnung von Freistellungsgrenzwertendienen. In diesem Zusammenhang wurden bisherige Studien begutachtet, die Berechnungen für Freistellungsgrenzwerte durchführen. Dabei wurden insbesondere die verwendeten Szenarien und Parameter hinterfragt. Anhand dieser vorhandenen Studienwurde ein Zulassungsverfahren des Antragstellers OSRAM begleitet und die Berechnungen für den Auftraggeber verglichen und bewertet. Aus den Erfahrungen dieses Zulassungsverfahrens konnte im Rahmen des Vorhabens ein Verfahren zur Berechnungvon alternativen Aktivitätsgrenzwerten entwickelt werden, das aus einem Berechnungstool und eines Leitfaden zur Antragstellung besteht.

Anwendung der künstlichen Intelligenz (KI) für die Standortauswahl von tiefen geologischen Endlagern (AKI) : Vorhaben: 4721E03210

Mon, 21 Aug 2023 10:41:04 GMT

Titel: Anwendung der künstlichen Intelligenz (KI) für die Standortauswahl von tiefen geologischen Endlagern (AKI) : Vorhaben: 4721E03210

Autor(en): Krohn, Judith; Ustohalova, Veronika; Krob, Florian; Chaudry, Saleem; Rausch, Andreas; Wittek, Stefan; Bratzel, Dimitri

Zusammenfassung: Diese Studie identifiziert auf Basis einer umfassenden internationalen Literaturrecherche Einsatzbereichekünstlicher Intelligenz (KI) in den Geowissenschaften allgemein und bewertet diese im Hinblick auf den Einsatz für die geowissenschaftlichen Fragestellungen im StandAV. Zudem werden Grenzen und notwendige Voraussetzungen, die sich aufgrund der Risiken des Einsatzes von KI ergeben, im Hinblick auf die Schlüsselaktivitäten im StandAV formuliert.

Analyse der Fehlermodi von programmierbaren logischen Schaltungen in der Sicherheitsleittechnik von Kernkraftwerken Vorhaben : FKZ 7420R01310

Tue, 17 Dec 2024 00:00:00 GMT

Titel: Analyse der Fehlermodi von programmierbaren logischen Schaltungen in der Sicherheitsleittechnik von Kernkraftwerken Vorhaben : FKZ 7420R01310

Autor(en): Rauscher, Berit; Vespa, Marika; Kistinger, Stephan; Haneke, Kirsten