Die Arbeitsberichte und Veroffentlichungen tiber Reaktorsicherheit ftillen heute ganze Bibliotheken. Es ist fiir den Anfanger, aber auch fiir den Fachmann auf einem begrenz ten Spezialgebiet unmoglich, sich in einer verniinftigen Zeit einen Gesamttiberblick zu verschaffen. Genau das aber erfordert der Umgang mit einem groBen System, wie es ein Kernkraftwerk darstellt, bei dem alle Teile starke Rtickwirkungen aufeinander aus tiben. Versucht man, spezielle Sicherheitsforderungen zu stellen und zu erfiillen, ohne immer das Ganze im Auge zu haben, kann man bose Dbenaschungen erleben und manchmal…mehr
Die Arbeitsberichte und Veroffentlichungen tiber Reaktorsicherheit ftillen heute ganze Bibliotheken. Es ist fiir den Anfanger, aber auch fiir den Fachmann auf einem begrenz ten Spezialgebiet unmoglich, sich in einer verniinftigen Zeit einen Gesamttiberblick zu verschaffen. Genau das aber erfordert der Umgang mit einem groBen System, wie es ein Kernkraftwerk darstellt, bei dem alle Teile starke Rtickwirkungen aufeinander aus tiben. Versucht man, spezielle Sicherheitsforderungen zu stellen und zu erfiillen, ohne immer das Ganze im Auge zu haben, kann man bose Dbenaschungen erleben und manchmal mehr Schaden als Nutzen stiften. Das vorliegende Buch ist der Versuch, hier eine Verbindung zu schaffen und die wichtigsten Probleme der Gesamtsicherheit darzustellen. 1m Interesse der Ktirze und der Lesbarkeit wurde vieles an nicht unbedingt erforderlichen Details fortgelassen; ich hoffe, daB die wichtigen Dinge und Grundgedanken, die mir aus meiner Tatigkeit in der Reaktorsicherheitskommission bedeutsam erscheinen, urn so klarer hervortreten. Der Spezialist sollte nicht erwarten, flir sein ureigenes Gebiet viel Neues zu finden; aber tiber Grundsatzfragen, Systeme anderer Hersteller, die Gesamtbewertung und insbeson dere die Einbettung seiner Arbeit in die benachbarten Gebiete wird er hoffentlich etwas lernen. Die Literaturangaben (auch hier war durch die Fiille des Stoffs eine Be grenzung notwendig) sind so ausgewiihlt, daB ein tieferes Eindringen ohne Schwierig keiten moglich sein sollte, wenn man das hier Dargestellte verstanden hat. Das Buch beschriinkt sich inhaltlich auf die Anlagentechnik und schlief,t die Behand lung von Freisetzungsmechanismen, Ausbreitung in der Umgebung, Dosisberechnung und Dosis-Wirkungsbeziehungen aus. Hiertiber wird in den Sicherheitsstudien (z. B.
1 Einleitung.- 1.1 Allgemeine Definition einer sicherheitstechnisch bedeutsamen Störung.- 1.2 Sicherheitssysteme.- 1.3 Allgemeine Einteilung der Störungen.- 1.4 Mehrstufenprinzip.- 1.5 Bisherige Erfahrung.- Literatur.- 2 Das Kernkraftwerk als System.- 2.1 Qualitative Grundlagen zur Gewährleistung der Zuverlässigkeit von Systemen.- 2.1.1 Unterscheidung von Fehlertypen.- 2.1.2 Strategie zur Verhinderung und Beherrschung von Fehlern.- 2.2 Quantitative Behandlung von Zuverlässigkeitsproblemen.- 2.2.1 Verknüpfung von Systemverhalten und Komponentenverhalten durch Fehlerbäume.- 2.2.2 Wahrscheinlichkeiten in Systemen.- 2.2.3 Wahrscheinlichkeiten bei Komponenten.- 2.2.4 Unsicherheitsbereich von Wahrscheinlichkeiten.- 2.2.5 Bemerkungen über Störfallablaufdiagramme (event trees).- Literatur.- 3 Wichtige Untersysteme des Druckwasserreaktors.- 3.1 Reaktorkern und Einbauten des Reaktordruckbehälters.- 3.2 Druckführende Umschließung (Primärkreis).- 3.2.1 Aufbau des Reaktordruckbehälters.- 3.2.2 Versagenskriterien von Druckbehältern.- 3.2.3 Beeinflussung der Bruchzähigkeit und der Rißgröße durch Fertigung und Betrieb.- 3.2.4 Auslegung gegen sprödes Versagen.- 3.2.5 Qualitätssicherung und wiederkehrende Prüfungen.- 3.2.6 Wahrscheinlichkeitsbetrachtungen.- 3.3 Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 3.4 Regelsystem.- 3.5 Notspeisewassersystem.- 3.5.1 W-Notspeisewassersystem.- 3.5.2 KWU-Notspeisewassersystem.- 3.5.3 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.6 Notkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem.- 3.6.1 W-Niederdruckteil.- 3.6.2 W-Hochdruckteil.- 3.6.3 KWU-Niederdrucksystem.- 3.6.4 KWU-Hochdrucksystem.- 3.6.5 Nachgeschaltete Kühlkreise.- 3.6.6 Unterschiede zwischen den KWU-und den W-Systemen.- 3.6.7 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.7 Das Volumenregel- und Boreinspeisesystem.- 3.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 3.8.1 KWU-Stromversorgung.- 3.8.2 W-Stromversorgung.- 3.8.3 Vergleichende Gesichtspunkte.- 3.8.4 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.9 Das Reaktorschutzsystem.- 3.9.1. Allgemeiner Aufbau.- 3.9.2 Diagnose von Störungen.- 3.9.3 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.10 Notstandssystem.- 3.11 Reaktor-Sicherheitsbehälter.- 3.11.1 Sicherheitseinrichtungen im W-Sicherheitsbehälter.- 3.11.2 Unterschiede beim KWU-Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 4 Besondere Systemeigenschaften des Siedewasserreaktors.- 4.1 Reaktorkern und Druckbehältereinbauten.- 4.1.1 Allgemeine Anordnung.- 4.1.2 Reaktorkern.- 4.2 Druckführende Umschließung.- 4.3 Das Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 4.4 Das Regelsystem.- 4.5 Das Druckentlastungssystem.- 4.6 Das Not- und Nachkühlsystem.- 4.6.1 KWU-Anlagen.- 4.6.2 GE-Anlagen.- 4.6.3 Unterschiede zwischen KWU- und GE-Anlagen.- 4.7 Das Reaktorschutzsystem.- 4.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 4.9 Der Reaktor-Sicherheitsbehälter.- 4.10 Das Notstandssystem.- Literatur.- 5 Sicherheitstechnische Besonderheiten des natriumgekühlten schnellen Reaktors.- 5.1 Die primäre Kühlmittelumschließung.- 5.1.1 Auslegung des Loop-Systems gegen Versagen.- 5.1.2 Auslegung des Pool-Systems gegen Versagen.- 5.1.3 Vergleich der Sicherheitseigenschaften von Loop und Pool.- 5.1.4 Materialverhalten.- 5.2 Der Reaktorkern.- 5.3 Reaktorschutzsystem.- 5.4 Das Not- und Nachkühlsystem.- 5.5 Der Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 6 Transienten bei funktionierenden Sicherheitssystemen.- 6.1 Druckwasserreaktor.- 6.1.1 Überblick über Störungsauslöser (Vollständigkeit).- 6.1.2 Ablauf der Transientenereignisse.- 6.1.3 Schlußbemerkung.- 6.2 Siedewasserreaktor.- 6.2.1 Überblick über Störungsauslöser (Vollständigkeit).- 6.2.2 Ablauf der Transientenereignisse.- 6.2.3 Schlußbemerkung.- 6.3 Natriumgekühlter schneller Reaktor.- 6.3.1 Überblick über Störungsauslöser (Vollständigkeit).- 6.3.2 Signale und Aktionen.- 6.3.3 Zusammenfassende Betrachtung.- Literatur.- 7 Transienten ohne Schnellabschaltung (Reaktoren mit einfachen Schnellabschaltsystemen).- 7.1 Entwicklung der ATWS-Diskussion und bisherige Untersuchungen.- 7.2 Rechenprogramme.- 7.2.1 Druckwasserreaktor.- 7.2.2 Siedewasserreaktor.- 7.2.3 Verifikation der Rechenprogramme.- 7.3 Kriterien für die Folgenbewertung.- 7.4 Ergebnisse für den Druckwasserreaktor.- 7.4.1 Ereignisablauf.- 7.4.2 Zusammenfassung.- 7.5 Ergebnisse für den Siedewasserreaktor.- 7.5.1 Ereignisablauf.- 7.5.2 Zusammenfassung.- Literatur.- 8 Verlust des Reaktorkühlmittels.- 8.1 Klassifikation von Störfallmöglichkeiten beim Leichtwasserreaktor.- 8.2 Überblick über die Phänomene beim Kühlmittelverluststörfall des Leichtwasserreaktors.- 8.3 Standardrechenmethoden am Beispiel des Druckwasserreaktors.- 8.4 Experimentelle Verifikation der ablaufenden Prozesse.- 8.5 Analyse des Kühlmittelverluststörfalls im Genehmigungsverfahren.- 8.6 Fortgeschrittene Analysemethoden...- 8.7 Containmentbelastung beim Kühlmittelverluststörfall.- 8.7.1 Druckwasserreaktor.- 8.7.2 Siedewasserreaktor.- Literatur.- 9 Einwirkungen von außen.- 9.1 Stürme und Tromben (Tornados), Flugzeugabsturz.- 9.2 Chemische Explosionen.- 9.3 Erdbeben.- Literatur.- 10 Zerstörung des Reaktorkerns.- 10.1 Kernschmelzunfall beim Leichtwasserreaktor.- 10.1.1 Störfallablauf diagramm für die Einleitung des Kernschmelzens.- 10.1.2 Ablauf des Kernschmelzens.- 10.1.3 Gesamtergebnisse für den Leichtwasserreaktor.- 10.2 Kernzerlegung beim natriumgekühlten schnellen Reaktor.- 10.2.1 Ablaufdiagramm für den Kernzerlegungsstörfall.- 10.2.2 Der Ablauf des Durchsatzstörfalls ohne Schnellabschaltung.- 10.2.3 Diskussion und Bewertung der Schlüsselphänomene der Einleitungsphase.- 10.2.4 Analyse und Ergebnisse des Durchsatzstörfalls ohne Schnellabschaltung am Beispiel des SNR-300.- 10.2.5 Die Bedeutung der Dampfexplosion für den Ablauf des Kernzerlegungsstörfalls.- 10.2.6 Schlußfolgerungen für den natriumgekühlten schnellen Brutreaktor, Ausblick auf künftige Anlagen.- Literatur.- 11 Sicherheitstechnisch bedeutsame Vorkommnisse an Kernkraftwerken.- Ergänzung: Beschreibung und vorläufige Auswertung des Vorfalls von Harrisburg.
1 Einleitung.- 1.1 Allgemeine Definition einer sicherheitstechnisch bedeutsamen Störung.- 1.2 Sicherheitssysteme.- 1.3 Allgemeine Einteilung der Störungen.- 1.4 Mehrstufenprinzip.- 1.5 Bisherige Erfahrung.- Literatur.- 2 Das Kernkraftwerk als System.- 2.1 Qualitative Grundlagen zur Gewährleistung der Zuverlässigkeit von Systemen.- 2.1.1 Unterscheidung von Fehlertypen.- 2.1.2 Strategie zur Verhinderung und Beherrschung von Fehlern.- 2.2 Quantitative Behandlung von Zuverlässigkeitsproblemen.- 2.2.1 Verknüpfung von Systemverhalten und Komponentenverhalten durch Fehlerbäume.- 2.2.2 Wahrscheinlichkeiten in Systemen.- 2.2.3 Wahrscheinlichkeiten bei Komponenten.- 2.2.4 Unsicherheitsbereich von Wahrscheinlichkeiten.- 2.2.5 Bemerkungen über Störfallablaufdiagramme (event trees).- Literatur.- 3 Wichtige Untersysteme des Druckwasserreaktors.- 3.1 Reaktorkern und Einbauten des Reaktordruckbehälters.- 3.2 Druckführende Umschließung (Primärkreis).- 3.2.1 Aufbau des Reaktordruckbehälters.- 3.2.2 Versagenskriterien von Druckbehältern.- 3.2.3 Beeinflussung der Bruchzähigkeit und der Rißgröße durch Fertigung und Betrieb.- 3.2.4 Auslegung gegen sprödes Versagen.- 3.2.5 Qualitätssicherung und wiederkehrende Prüfungen.- 3.2.6 Wahrscheinlichkeitsbetrachtungen.- 3.3 Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 3.4 Regelsystem.- 3.5 Notspeisewassersystem.- 3.5.1 W-Notspeisewassersystem.- 3.5.2 KWU-Notspeisewassersystem.- 3.5.3 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.6 Notkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem.- 3.6.1 W-Niederdruckteil.- 3.6.2 W-Hochdruckteil.- 3.6.3 KWU-Niederdrucksystem.- 3.6.4 KWU-Hochdrucksystem.- 3.6.5 Nachgeschaltete Kühlkreise.- 3.6.6 Unterschiede zwischen den KWU-und den W-Systemen.- 3.6.7 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.7 Das Volumenregel- und Boreinspeisesystem.- 3.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 3.8.1 KWU-Stromversorgung.- 3.8.2 W-Stromversorgung.- 3.8.3 Vergleichende Gesichtspunkte.- 3.8.4 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.9 Das Reaktorschutzsystem.- 3.9.1. Allgemeiner Aufbau.- 3.9.2 Diagnose von Störungen.- 3.9.3 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.10 Notstandssystem.- 3.11 Reaktor-Sicherheitsbehälter.- 3.11.1 Sicherheitseinrichtungen im W-Sicherheitsbehälter.- 3.11.2 Unterschiede beim KWU-Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 4 Besondere Systemeigenschaften des Siedewasserreaktors.- 4.1 Reaktorkern und Druckbehältereinbauten.- 4.1.1 Allgemeine Anordnung.- 4.1.2 Reaktorkern.- 4.2 Druckführende Umschließung.- 4.3 Das Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 4.4 Das Regelsystem.- 4.5 Das Druckentlastungssystem.- 4.6 Das Not- und Nachkühlsystem.- 4.6.1 KWU-Anlagen.- 4.6.2 GE-Anlagen.- 4.6.3 Unterschiede zwischen KWU- und GE-Anlagen.- 4.7 Das Reaktorschutzsystem.- 4.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 4.9 Der Reaktor-Sicherheitsbehälter.- 4.10 Das Notstandssystem.- Literatur.- 5 Sicherheitstechnische Besonderheiten des natriumgekühlten schnellen Reaktors.- 5.1 Die primäre Kühlmittelumschließung.- 5.1.1 Auslegung des Loop-Systems gegen Versagen.- 5.1.2 Auslegung des Pool-Systems gegen Versagen.- 5.1.3 Vergleich der Sicherheitseigenschaften von Loop und Pool.- 5.1.4 Materialverhalten.- 5.2 Der Reaktorkern.- 5.3 Reaktorschutzsystem.- 5.4 Das Not- und Nachkühlsystem.- 5.5 Der Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 6 Transienten bei funktionierenden Sicherheitssystemen.- 6.1 Druckwasserreaktor.- 6.1.1 Überblick über Störungsauslöser (Vollständigkeit).- 6.1.2 Ablauf der Transientenereignisse.- 6.1.3 Schlußbemerkung.- 6.2 Siedewasserreaktor.- 6.2.1 Überblick über Störungsauslöser (Vollständigkeit).- 6.2.2 Ablauf der Transientenereignisse.- 6.2.3 Schlußbemerkung.- 6.3 Natriumgekühlter schneller Reaktor.- 6.3.1 Überblick über Störungsauslöser (Vollständigkeit).- 6.3.2 Signale und Aktionen.- 6.3.3 Zusammenfassende Betrachtung.- Literatur.- 7 Transienten ohne Schnellabschaltung (Reaktoren mit einfachen Schnellabschaltsystemen).- 7.1 Entwicklung der ATWS-Diskussion und bisherige Untersuchungen.- 7.2 Rechenprogramme.- 7.2.1 Druckwasserreaktor.- 7.2.2 Siedewasserreaktor.- 7.2.3 Verifikation der Rechenprogramme.- 7.3 Kriterien für die Folgenbewertung.- 7.4 Ergebnisse für den Druckwasserreaktor.- 7.4.1 Ereignisablauf.- 7.4.2 Zusammenfassung.- 7.5 Ergebnisse für den Siedewasserreaktor.- 7.5.1 Ereignisablauf.- 7.5.2 Zusammenfassung.- Literatur.- 8 Verlust des Reaktorkühlmittels.- 8.1 Klassifikation von Störfallmöglichkeiten beim Leichtwasserreaktor.- 8.2 Überblick über die Phänomene beim Kühlmittelverluststörfall des Leichtwasserreaktors.- 8.3 Standardrechenmethoden am Beispiel des Druckwasserreaktors.- 8.4 Experimentelle Verifikation der ablaufenden Prozesse.- 8.5 Analyse des Kühlmittelverluststörfalls im Genehmigungsverfahren.- 8.6 Fortgeschrittene Analysemethoden...- 8.7 Containmentbelastung beim Kühlmittelverluststörfall.- 8.7.1 Druckwasserreaktor.- 8.7.2 Siedewasserreaktor.- Literatur.- 9 Einwirkungen von außen.- 9.1 Stürme und Tromben (Tornados), Flugzeugabsturz.- 9.2 Chemische Explosionen.- 9.3 Erdbeben.- Literatur.- 10 Zerstörung des Reaktorkerns.- 10.1 Kernschmelzunfall beim Leichtwasserreaktor.- 10.1.1 Störfallablauf diagramm für die Einleitung des Kernschmelzens.- 10.1.2 Ablauf des Kernschmelzens.- 10.1.3 Gesamtergebnisse für den Leichtwasserreaktor.- 10.2 Kernzerlegung beim natriumgekühlten schnellen Reaktor.- 10.2.1 Ablaufdiagramm für den Kernzerlegungsstörfall.- 10.2.2 Der Ablauf des Durchsatzstörfalls ohne Schnellabschaltung.- 10.2.3 Diskussion und Bewertung der Schlüsselphänomene der Einleitungsphase.- 10.2.4 Analyse und Ergebnisse des Durchsatzstörfalls ohne Schnellabschaltung am Beispiel des SNR-300.- 10.2.5 Die Bedeutung der Dampfexplosion für den Ablauf des Kernzerlegungsstörfalls.- 10.2.6 Schlußfolgerungen für den natriumgekühlten schnellen Brutreaktor, Ausblick auf künftige Anlagen.- Literatur.- 11 Sicherheitstechnisch bedeutsame Vorkommnisse an Kernkraftwerken.- Ergänzung: Beschreibung und vorläufige Auswertung des Vorfalls von Harrisburg.
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