6. Die Deterministik bei Auslegung, Konstruktion und Herstellung

BA B 106-75313, Ergebnisprotokoll 101. RSK-Sitzung, 22.01.1974, Anlage, Der Bundesminister des Innern: Entwurf Konzept zur Beschleunigung der atomrechtlichen Genehmigungsverfahren für Kernkraftwerke (Stand: 30.12.1974).

Die sog. „TÜV-Leitstelle“ führte für die Abwicklung der Genehmigungsverfahren der standardisierten sog. „Konvoi-Anlagen“ das Instrument der „Weisungsbeschlüsse“ ein, die durch die Vorgabe eines bestimmten Vorgehens eine einheitliche organisations- und personenunabhängige Begutachtung ermöglichte. Mit der Weisung zu einem rationalen Vorgehen war keine sog. „Ergebnisweisung“ verbunden.

Druck und Vertrieb dieses Werkes lagen zunächst bei der Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS), Köln, nach seiner Gründung im November 1989 beim Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) in Salzgitter.

BA B 138-3413, Kurzprotokoll 3. Sitzung AK IV/2 DAtK vom 23.09.1957.

BA B 138-3413, Kurzprotokoll 5. Sitzung AK IV/2 DAtK vom 26.11.1957.

Das Durchgehen eines Leichtwasserreaktors bedeutet eine unkontrollierte Leistungsexkursion mit der Folge einer Dampfexplosion, die den Reaktor zerstört.

BA B 138-3413, Kurzprotokoll 11. Sitzung AK III-IV/1 DAtK vom 02./03.10.1958.

Der Bundesminister für Atomkernenergie (Hg.): Merkpostenaufstellung für die Abfassung des Sicherheitsberichts ortsfester Spaltungsreaktoren, Gersbach & Sohn Verlag, München, 1962.

„Merkpostenaufstellung mit Gliederung für einen Standardsicherheitsbericht für Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktor oder Siedewasserreaktor“ – Bek. d. BMI v. 26.07.1976 – RS I 4-513 807/Z – , GMBl. 1976, Nr. 26, S. 418–439.

Englischer Originaltext in: Kritische Analyse der „Allgemeinen Konstruktionsrichtlinien für Kernkraftwerke“ der Atomenergiekommission der USA, IRS-I 19 (Interner Bericht), 1967, Anhang A.

Kritische Analyse der „Allgemeinen Konstruktionsrichtlinien für Kernkraftwerke“ der Atomenergiekommission der USA, IRS-I 19 (Interner Bericht), 1967, S. 2.

Ebenda, S. 5.

Ebenda, S. 30 f und Anhang B.

Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke, Entwurf vom 6. März 1968 und Erläuterungen, IRS-I 31 (Interner Bericht), 1968.

Diese fortgeschriebene Loseblattsammlung, deren Grundwerk im Februar 1966 erschien, unterschied 3 Gruppen von Vorschriften: Berechnungs- und Werkstoffvorschriften, Herstellungsvorschriften sowie Ausrüstungs- und Abnahmevorschriften. Sie umfasste alle einschlägigen Unfallverhütungs-Vorschriften und Richtlinien des Hauptverbands der gewerblichen Berufsgenossenschaften, AD-Merkblätter, VDE-Vorschriften, DIN-Normen, DIN-Werkstoffnormen, DIN-Materialprüfungsnormen, VdTÜV-Merkblätter, DVS-Merkblätter, Vorschriften über chemische und zerstörungsfreie Prüfungen, Druck- und Dichtigkeitsprüfungen, Abnahme- und Funktionsprüfungen. Dieser TÜV-Vorschriftenkatalog enthielt auch ausländische Richtlinien: ASTM-Standards, British Standards und französische Spécifications, IEC Recommendations und ISO-Empfehlungen. Abschließend bot der Katalog eine Beispielsammlung: Tabellen der Werkstoff-, Bau- und Prüfvorschriften für die wesentlichen Komponenten einer Kernkraftanlage.

Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke (Fassung vom 28.05.1969), IRS – R – 2 (1969).

Ein Einzelfehler liegt vor, wenn eine Systemkomponente der Sicherheitseinrichtungen ihre Funktion bei Anforderung nicht erfüllt.

BA B 106-75309, Ergebnisprotokoll 90. RSK-Sitzung, 23.01.1974, S. 27–29.

BA B 106-75310, Ergebnisprotokoll 92. RSK-Sitzung, 20.03.1974, S. 13.

Der Bundesminister des Innern: Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke, verabschiedet im Länderausschuss für Atomkernenergie, 25. Juni 1974, Herausgeber: Institut für Reaktorsicherheit der Technischen Überwachungs-Vereine e. V., Köln.

IRS, Januar 1976, vgl. Handbuch Reaktorsicherheit und Strahlenschutz, BfS, A.10.3.

Der Bundesminister des Innern: Bekanntmachung von Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 1. April 1977, BAnz Nr. 106 vom 08.06.1977, S. 3 f.

Der Bundesminister des Innern: Bekanntmachung von Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 21. Oktober 1977, BAnz Nr. 206 vom 03.11.1977, S. 1–3.

Ausführungen in der Einleitung zu den einzelnen Interpretationen.

Vgl. Internetplattform http://​regelwerk.​grs.​de.

Renneberg, W.: Atomaufsicht – Bundesauftragsverwaltung oder Bundeseigenverwaltung aus der Sicht optimaler Aufgabenerfüllung, atw, Jg. 50, Januar 2005, S. 15–19.

Raetzke, Ch. und Micklinghoff, M.: Die Überarbeitung des deutschen kerntechnischen Regelwerks: ein Vergleich mit dem Ausland, atw, Jg. 50, Mai 2005, S. 298–304.

Ursprünglich: Verordnung über das Verfahren bei der Genehmigung von Anlagen nach § 7 des Atomgesetzes (Atomanlagen-Verordnung) vom 20.05.1960 (BGBl I S. 310 f), Novellen vom 25.04.1963 (BGBl I S. 208), 29.10.1970 (BGBl I S. 1517–1519), AtVfV 18.02.1977 (BGBl I S. 280–284), 31.03.1982 (BGBl I S. 411–417) u. a.

Erste Verordnung über den Schutz vor Schäden durch Strahlen radioaktiver Stoffe (Erste Strahlenschutzverordnung) vom 24.06.1960 (BGBl I S. 430–452), Novellen vom 24.03.1964 (BGBl S. 233–242), 15.10.1964 (BGBl I S. 1653–1684), 13.10.1976 (BGBl I S. 2905–2995) u. a.

BA B 106-75325, Ergebnisprotokoll 133. RSK-Sitzung, 19.04.1978, S. 21.

BA B 106-75323, Ergebnisprotokoll 128. RSK-Sitzung, 23.11.1977, S. 15.

Bekanntmachung im GMBl 1976, Nr. 27, S. 442–445 zugleich auch im BAnz Jg. 28, Nr. 179, 22.09.1976.

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, Abschn. 2.7 „Zivilisationsbedingte Einwirkungen – 2.7.2 Chemische Explosionen“, 1. Ausgabe, 24.04.1974, IRS, Köln.

Vgl. Geiger, W.: Generation and Propagation of Pressure Waves due to Unconfined Chemical Explosions and their Impact on Nuclear Power Plant Structures, Nuclear Engineering and Design, Vol. 27, 1974, S. 189–198.

BA B 106-75316, Ergebnisprotokoll 110. RSK-Sitzung, 18.02.1976, S. 44.

BA B 106-75316, Ergebnisprotokoll 110. RSK-Sitzung, 18.02.1976, S. 45.

BA B 106-75317, Ergebnisprotokoll 111. RSK-Sitzung, 17.03.1976, S. 6.

BA B 106-75321, Ergebnisprotokoll 123. RSK-Sitzung, 20.04.1977, S. 21 f.

Zu den RSK-Obliegenheiten gehörten auch Analysen aufgetretener Störfälle, Empfehlungen und fachliche Begleitung staatlicher Forschungsvorhaben, internationaler Erfahrungsaustausch u. a. – vgl. Abschn. 4.​5.​2.

BA B 138-3448, Ergebnisprotokoll 46. RSK-Sitzung, 02.07.1968, S. 22.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 51. RSK-Sitzung, 06.06.1969, S. 10.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 52. RSK-Sitzung, 21.07.1969, S. 4–10.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 53. RSK-Sitzung, 13.10.1969, S. 4–10.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 54. RSK-Sitzung, 17.10.1969, S. 3 f, Anlage: „Stellungnahme der Reaktor-Sicherheitskommission zu den für das Kernkraftwerk Biblis vorzusehenden Sicherheitseinrichtungen“ (17.11.1969) – 7 Seiten, dazu Anhang A: „Technische Informationen über die beabsichtigten Sicherheitsparameter (Im Sicherheitsbericht aufzuführen)“ – 2 Seiten.

Dr. Wolfgang Keller, Dr. Heinrich Dorner, Dr. Wolfgang Braun.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 55. RSK-Sitzung, 28.11.1969, S. 7–21.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 56. RSK-Sitzung, 12.01.1970: „Kernkraftwerk Brunsbüttel: Information über die sicherheitstechnischen Merkmale durch den Hersteller.“.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 57. RSK-Sitzung, 13.02.1970: „Kernkraftwerk Brunsbüttel: Beratung der RSK über die erforderlichen Sicherheitseinrichtungen“, S. 12–17.

AMPA Ku 2, Niederschriftsprotokoll 64. RSK-Sitzung, 14.05.1971, S. 17.

BA B 106-75305, Ergebnisprotokoll 66. (konstituierende) und 67. RSK-Sitzung, 06./07.10.1971, Bundesminister für Bildung und Wissenschaft, Sprechzettel zur 66. (konstituierenden) RSK-Sitzung, IV C 1/IV C 4 – 1902 – 2 – 43/71, Bonn, 01.10.1971.

BA B 106-75306, Ergebnisprotokoll 78. RSK-Sitzung, 15.11.1972, S. 10.

BA B 106-75308, Ergebnisprotokoll 86. RSK-Sitzung, 19.09.1973, S. 8 f.

BA B 106-75306, Ergebnisprotokoll 81. RSK-Sitzung, 21.02.1973, S. 5.

BA B 106-75308, Ergebnisprotokoll 85. RSK-Sitzung, 20.06.1973, S. 5.

AMPA Ku 171: Keller, W.: Anforderungen an Komponentenwerkstoffe unter den Aspekten Verfügbarkeit, Sicherheit, Genehmigungsfähigkeit, in: KWU-Seminar „Werkstofftechnik in Kernkraftwerken (LWR)“, 21./22.11.1977, Erlangen, S. 7–9.

BA B 106-75309, Ergebnisprotokoll 90. RSK-Sitzung, 23.01.1974, S. 29.

BA B 106-75309, Ergebnisprotokoll 91. RSK-Sitzung, 20.02.1974, S. 15.

BA B 106-75310, Ergebnisprotokoll 93. RSK-Sitzung, 22.05.1974, S. 6 f.

Mandel, H.: Die Kernenergie im Spannungsfeld der Energiepolitik, atw, Jg. 19, Januar 1974, S. 18–22.

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren 1. Ausgabe, 24. April 1974, Institut für Reaktorsicherheit der TÜV e. V., LL-DWR 4.74, S. 1-1.

BA B 106-75312, Ergebnisprotokoll 95. RSK-Sitzung, 19.06.1974, S. 26.

BA B 106-75313, Ergebnisprotokoll 99. RSK-Sitzung, 13.11.1974, S. 10.

BA B 106-75327, Ergebnisprotokoll 137. RSK-Sitzung, 20.09.1978, S. 20.

BA B 106-75349, Ergebnisprotokoll 161. RSK-Sitzung, 17.12.1980, S. 7 f.

BA B 295-18743, Ergebnisprotokoll 213. RSK-Sitzung, 06.06.1986, Anlage 2.

BA B 106-75311, Ergebnisprotokoll 94. RSK-Sitzung, 22.05.1974, S. 24 f.

BA B 106-75312, Ergebnisprotokoll 97. RSK-Sitzung, 18.09.1974, S. 7 f.

BA B 106-75309, Ergebnisprotokoll 91. RSK-Sitzung, 20.02.1974, S. 12 f.

BA B 106-87876, Ergebnisprotokoll 119. RSK-Sitzung, 15.12.1976, S. 10–13.

BA B 106-75321, Ergebnisprotokoll 122. RSK-Sitzung, 16.03.1977, S. 18.

BA B 106-75323, Ergebnisprotokoll 129. RSK-Sitzung, 21.12.1977, S. 18–20.

BA B 106-75326, Ergebnisprotokoll 134. RSK-Sitzung, 17.05.1978, S. 12–15.

BA B 106-75326, Ergebnisprotokoll 135. RSK-Sitzung, 21.06.1978, S. 10–13.

BA B 106-75328, Ergebnisprotokoll 139. RSK-Sitzung, 15.11.1978, S. 7 f.

BA B 106-75331, Ergebnisprotokoll 142. RSK-Sitzung, 21.02.1979, S. 8 und Anlage 1.

BA B 106-75332, Ergebnisprotokoll 143. RSK-Sitzung, 21.03.1979, S. 17 f. und Anlage 2.

BA B 106-75330, Ergebnisprotokoll 141. RSK-Sitzung, 24.01.1979, S. 12 f.

BA B 106-75334, Ergebnisprotokoll 145. RSK-Sitzung, 25.04.1979, Anhang A.1.

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, 2. Ausgabe 24. Januar 1979, Anhänge zu Abschn. 4.​2, 1. Anhang: Auflistung der Systeme und Komponenten, auf die die Rahmenspezifikation Basissicherheit von druckführenden Komponenten anzuwenden ist, 2. Anhang: Rahmenspezifikation Basissicherheit, Basissicherheit von druckführenden Komponenten, Behältern, Apparaten, Rohrleitungen, Pumpen und Armaturen, Stand: 25. April 1979, Druck und Versand: Gesellschaft für Reaktorsicherheit (GRS), Köln.

Kussmaul, K. und Blind, D.: Basis Safety – A Challenge to Nuclear Technology, IAEA Specialists Meeting on „Trends in Reactor Pressure Vessel and Circuit Development“, Madrid/Spanien, 05.–08.03.1979, Proceedings edited by Nichols, R. W., Applied Science Publishers, London, 1980, S. 1–16.

BA B 106-75350, Ergebnisprotokoll 163. RSK-Sitzung, 18.02.1981, S. 9–15 und Anlage 1.

Seit 1980 wurden die bisherigen RSK-Unterausschüsse als RSK-Ausschüsse bezeichnet.

BA B 106-75347, Ergebnisprotokoll 158. RSK-Sitzung, 24.09.1980, S. 14–18.

BA B 106-75351, Ergebnisprotokoll 164. RSK-Sitzung, 18.03.1981, S. 17 f.

AMPA Ku 26, Ergebnisprotokoll 99. Sitzung RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten, 12.03.1981, S. 9 f.

BA B 106-75353, Ergebnisprotokoll 166. RSK-Sitzung, 20.05.1981, S. 14 f.

AMPA Ku 26, Ergebnisprotokoll 102. Sitzung RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten, 07.07.1981, S. 7–9.

AMPA Ku 26, Ergebnisprotokoll 103. Sitzung RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten, 01.10.1981, S. 12.

BA B 106-75352, Ergebnisprotokoll 165. RSK-Sitzung, 29.04.1981, S. 8.

BA B 106-75356, Ergebnisprotokoll 169. RSK-Sitzung, 14.10.1981, S. 8.

AMPA Ku 26, Ergebnisprotokoll 106. Sitzung RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten, 11./12.01.1982, S. 5–13.

AMPA Ku 26, Ergebnisprotokoll 107. Sitzung RSK-Ausschuss Druckführende Komponenten, 02.02.1982, Anlage 1.

BA B 106-87880, Ergebnisprotokoll 173. RSK-Sitzung, 17.02.1982, S. 22.

Annals of the ICRP, Recommendations of the ICRP, Publication 26, Pergamon Press, Oxford, 1977, S. 38–43.

Richtlinie des Rates vom 01.06.1976 zur Festlegung der überarbeiteten Grundnormen für den Gesundheitsschutz der Bevölkerung und der Arbeitskräfte gegen die Gefahren ionisierender Strahlungen (76/579/Euratom), ABl. EG Nr. L 187/1 vom 12.07.1976.

AMPA Ku 151, Bischof, W.: Persönliche schriftliche Mitteilung vom 30.03.2003 von Dr. Werner Bischof, Institut für Völkerrecht der Universität Göttingen: Entstehungsgeschichte des § 28 Abs. 3 StrlSchV in der alten Fassung von 1976.

Ebenda S. 2: Darunter waren Dr. Stauber (AEG), Dr. Spang (Siemens), Meier (DGB, Stuttgart), Dr. Bödege (KKW Lingen), Dr. Thomas Roser (Deutsches Atomforum), Prof. Hans Kiefer (KFZ Karlsruhe) sowie Dr. Mennicken und Hannes Edelhäuser (beide BMI).

BA B 106-75313, Ergebnisprotokoll 100. RSK-Sitzung, 11.12.1974, S. 8–12.

BA B 106-75315, Ergebnisprotokoll 106. RSK-Sitzung, 17.09.1975, S. 10 f.

Fechner, J. B., Erven, U. und Viefers, W.: Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken, atw, Jg. 30, Januar 1985, S. 37–40.

BA B 106-75321, Ergebnisprotokoll 120. RSK-Sitzung, 19.01.1977, S. 14.

Der Begriff „Störfall“ in der StrSchV hat eine andere Bedeutung als bei der Sicherheitsanalyse und bei Vorfällen während des Betriebs. Das Fehlen einer geeigneten differenzierenden Definition hat in der Öffentlichkeit zu Verwirrung und zu unzutreffenden Reaktionen/Urteilen bei der „Meldung von Vorkommnissen in der Anlage“ geführt. Aus fachlicher Sicht hat erst die „IAEA-Event-Scale“ eine sachgemäße Definition gebracht, aber zu spät, um die Vorprägung der öffentlichen/veröffentlichten Meinung zu beeinflussen.

BA B 106-75344, Ergebnisprotokoll 155. RSK-Sitzung, 23.04.1980, S. 9.

BA B 106-75323, Ergebnisprotokoll 129. RSK-Sitzung, 21.12.1977, S. 21.

BA B 106-75330, Ergebnisprotokoll 141. RSK-Sitzung, 24.01.1979, S. 19.

BA B 106-75352, Ergebnisprotokoll 165. RSK-Sitzung, 29.04.1981, S. 8.

BA B 295-39218, Stellungnahme des DGB zu den BMI-Störfallleitlinien für Kernkraftwerke im Hinblick auf § 28 Abs. 3 StrlSchV, Düsseldorf, im Oktober 1983.

Deutscher Bundestag, 10. Wahlperiode, Öffentliche Anhörung des Innenausschusses: „Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktor gegen Störfälle im Sinne des § 28 Abs. 3 StrlSchV (Störfall-Leitlinien)“, 22.02.1984, Stenografisches Protokoll Nr. 22, BA B 295 -39218, S. 22/35.

BA B 295-39217, Der Bundesminister des Innern RS II 4–511 434/2, Entwurf Leitlinien für die Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken gegen Störfälle (§ 28 Abs. 3 Strahlenschutzverordnung), Bonn, 01.08.1979.

BA B 106-87891, Ergebnisprotokoll 187. RSK-Sitzung, 22.06.1983, S. 9 und Anlage 1.

BA B 106-87885, Ergebnisprotokoll 187. RSK-Sitzung, 22.06.1983, S. 11 f.

BA B 106-75347, Ergebnisprotokoll 158. RSK-Sitzung, 24.09.1980, S. 14.

BA B 106-75334, Ergebnisprotokoll 145. RSK-Sitzung, 25.04.1979, S. 9.

BA B 106-75347, Ergebnisprotokoll 158. RSK-Sitzung, 24.09.1980, S. 13.

BA B 106-75349, Ergebnisprotokoll 161. RSK-Sitzung, 17.12.1980, S. 9.

BA B 106-87881, Ergebnisprotokoll 174. RSK-Sitzung, 17.03.1982, S. 8.

BA B 106-87886, Ergebnisprotokoll 180. RSK-Sitzung, 10.11.1982, S. 8.

BA B 106-87887, Ergebnisprotokoll 181. RSK-Sitzung, 15.12.1982, S. 9–11 und Anlage 3.

BA B 295-39217, Der Bundesminister des Innern RS II 4–511 434/2, Betr.: Erforderliche Vorsorge gegen Schäden infolge Einwirkungen von außen (EVA), Bonn, 09.05.1982.

BA B 106-75349, Ergebnisprotokoll 161. RSK-Sitzung, 17.12.1980, S. 9.

BA B 106-75354, Ergebnisprotokoll 167. RSK-Sitzung, 01.07.1981, S. 9.

BA B 295-39217, Der Bundesminister des Innern RS I 4–511 434/2, Betr.: Erforderliche Vorsorge gegen Schäden infolge Einwirkungen von außen (EVA), Bonn, 13.05.1982.

BA B 295-39217, Zusammenstellung der wesentlichen Änderungswünsche gemäß Verbändeanhörung vom 13.06.1983.

BA B 106-87891, Ergebnisprotokoll 187. RSK-Sitzung, 22.06.1983, S. 8 f.

Fechner, J. B., Erven, U. und Viefers, W.: Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken, atw, Jg. 30, Januar 1985, S. 39.

Vgl. Landtag von Baden-Württemberg, 9. Wahlperiode, Antrag der Abg. Ulshöfer-Eckstein u. a., GRÜNE: Anwendung höherer sicherheitstechnischer Anforderungen beim Bau atomtechnischer Anlagen in Baden-Württemberg vom 20.07.1984, Drucksache 9/247, S. 2.

Deutscher Bundestag, 10. Wahlperiode, Öffentliche Anhörung des Innenausschusses: „Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktor gegen Störfälle im Sinne des § 28 Abs. 3 StrlSchV (Störfall-Leitlinien)“, 22.02.1984, Stenografisches Protokoll Nr. 22, BA B 295-39218.

BA B 295-39217, BMI Referat RS I 4–511 434/2, Betr.: § 28 Abs. 3 StrlSchV sowie Leitlinien hierzu, hier: Interpretation des § 28 Abs. 3 StrlSchV und Beantwortung von Anfragen, Bonn, 27.05.1980.

BA B 106-75305, Ergebnisprotokoll 65. RSK-Sitzung, 23.06.1971, Anlage zu TOP 5, IRS-Berichte.

BA B 106-75305, Ergebnisprotokoll 65. RSK-Sitzung, 23.06.1971, S. 11–13.

Schwarzer, Wolfgang: Entstehung, Aufgabe und Arbeit des Kerntechnischen Ausschusses, KTA-GS-60, Köln, Juni 1992, S. 60.

§ 2 der Bekanntmachung, BAnz Nr. 172 vom 13. Sept. 1972.

BA B 106-75306, RSK-Information 78/3 des IRS vom 13.12.1972 „KTA-Arbeitsprogramm“, Beilage zum Ergebnisprotokoll 79. RSK-Sitzung, 20.12.1972.

BA B 106-75305, IRS-Berichte zur 65. RSK-Sitzung am 23.06.1971, S. 7.

BA B 106-75309, Ergebnisprotokoll 90. RSK-Sitzung, 23.01.1974, S. 17 und 27.

BA B 106-75312, Ergebnisprotokoll 98. RSK-Sitzung, 16.10.1974, S. 12.

BA B 106-75311, Ergebnisprotokoll 94. RSK-Sitzung, 22.05.1974, S. 25–29.

BA B 106-75311, Ergebnisprotokoll 104. RSK-Sitzung, 21.05.1975, S. 24.

BA B 106-87899, Ergebnisprotokoll 201. RSK-Sitzung, 23.01.1985, S. 4.

http://​www.​kta-gs.​de/​d/​kta2000_​d.​htm.

Vieweg, Klaus: Atomrecht und technische Normung: Der Kerntechnische Ausschuss (KTA) und die KTA-Regeln, Schriften zum Öffentlichen Recht, Bd. 413, Dunker und Humblot, Berlin, 1982.

AMPA Ku 15, Ergebnisprotokoll 266. RSK-Sitzung, 17./18.12.1991, S. 6–9.

AMPA Ku 15, Ergebnisprotokoll 267. RSK-Sitzung am 27.01.1992, Anlage 1, S. 2.

AMPA Ku 151, Keßler: Keßler, G.: Das neue Sicherheitskonzept für zukünftige LWR (eine persönliche Erinnerung), persönliche schriftliche Mitteilung von Prof. Keßler vom 21.05.2003, S. 7.

AMPA Ku 15, Ergebnisprotokoll der 271. RSK-Sitzung am 16.09.1992, S. 13.

AMPA Ku 151, Himmel: Persönliche schriftliche Mitteilungen von Ministerialrat a. D. Theodor Himmel vom 02.05.2005, S. 3, und 27.05.2005, S. 1.

Keßler, G.: Das neue Sicherheitskonzept für zukünftige LWR (eine persönliche Erinnerung), a. a. O., S. 8.

AMPA Ku 15, Ergebnisprotokoll 277. RSK-Sitzung, 19.05.1993, S. 10 f.

AMPA Ku 16, Ergebnisprotokoll der 278. RSK-Sitzung vom 16.06.1993, Anlage 1 (englische Fassung), Anlage 2 (deutsche Fassung), vgl. BAZ 218, 20.11.1993, S. 10193 ff.

Keßler, Günther: Das neue Sicherheitskonzept für zukünftige LWR (eine persönliche Erinnerung), a. a. O., S. 9.

Bürkle, Wulf, Petersen, Klaus und Popp, Manfred: Möglichkeiten und Grenzen der Reaktorsicherheitsforschung, atw, Jg. 39, November 1994, S. 753–757.

Vgl. Keller, Wolfgang: Quo vadis Kernenergie?, atw, Jg. 40, Dezember 1995, S. 751–755.

Birkhofer, Adolf, Chevet, Pierre-Franck, Quérinart, Daniel und Wendling, Rolf-Dieter: Gemeinsamer deutsch-französischer sicherheitstechnischer Ansatz für zukünftige Kernkraftwerke, CONTRÔLE, No. 105, Juni 1995, S. 10–13.

AMPA Ku 17, Ergebnisprotokoll 288. RSK-Sitzung, 14.12.1994, S. 13 und Anhänge 1 und 2 zu Anlage 1.

AMPA Ku 153, Technical guidelines for the design and construction of the next generation of nuclear power plants with pressurized water reactors. Adopted during the GPR/German experts plenary meeting held on October 19^th and 20^th 2000.

McCullough, C. Rogers, Mark M. Mills und Edward Teller: The Safety of Nuclear Reactors, Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of the Atomic Energy, Genf, 08.–20. August 1955, United Nations, New York, 1956, Vol. 13, P/853 USA, S. 79–87.

USAEC WASH-1146: Water Reactor Safety Program Plan, Februar 1970.

Rittig, D.: Sicherheitsaspekte künftiger Leichtwasserreaktoren, atw, Jg. 37, Juli 1993, S. 352–358.

USAEC WASH-1146: Water Reactor Safety Program Plan, Februar 1970, S. I-9.

USAEC WASH-1250: The Safety of Nuclear Power Reactors (Light Water Cooled) and Related Facilities, Final Draft, Juli 1973.

USAEC WASH-1250: The Safety of Nuclear Power Reactors (Light Water Cooled) and Related Facilities, Final Draft, Juli 1973, S. 2-1 bis 2-16.

Ebenda, S. 2-2.

Dieser Begriff ist hier der Rechtsprechung des deutschen Bundesverfassungsgerichts entnommen.

Vgl. Smidt, D.: Reaktorsicherheitstechnik, Berlin, Heidelberg, New York, 1979, S. 3 f.

Vgl. Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Hauptband, Verlag, TÜV Rheinland, 1979, S. 40 f.

BA B 106-75340, Ergebnisprotokoll 151. RSK-Sitzung, 19.12.1979, Anlage 1.

BA B 106-75341, Ergebnisprotokoll 152. RSK-Sitzung, 23.01.1980, S. 25.

Bochmann, H.-P.: Gefahrenabwehr und Schadensvorsorge bei der Auslegung von Kernkraftwerken, in: Lukes, R. (Hg.): Recht-Technik-Wirtschaft, Bd. 31, Siebtes Deutsches Atomrechts-Symposium 16./17.03.1983 in Göttingen, Carl Heymanns Verlag, Köln, 1983, S. 17–31.

BA B 106-75340, Ergebnisprotokoll 151. RSK-Sitzung. 19.12.1979, Anlage 1, S. 5.

Walter Wallmann war von Juni 1986 bis April 1987 der erste Bundesminister für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit.

Vgl. Covelli, B., Varadi, G. et al.: Computer-Simulation der Containmentkühlung mit Außensprühung nach einem Kernschmelzunfall, in: Tagungsbericht Kerntechnik ’82, 04.–06.05.1982 Mannheim, Deutsches Atomforum e. V. und Kerntechnische Gesellschaft e. V., Bonn, 1982, S. 299–302.

Herbold, G. und Kersting, E. F.: Analysis of a total loss of AC-power in a German PWR, Proceedings of the 5^th International Meeting in Thermal Nuclear Reactor Safety, Karlsruhe 1984, Bericht KfK-3880/1, Vol. 1, Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1984, S. 436–447.

BA B 295-18743, Ergebnisprotokoll 213. RSK-Sitzung, 06.06.1986, Anlage 1.

Mayinger, F. und Birkhofer, A.: Neuere Entwicklungen in der Sicherheitsforschung und Sicherheitstechnik, atw, Jg. 33, August/September 1988, S. 428.

IAEA safety series No. 75-INSAG-3: Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants, Wien, 1988, S. 64–67.

IAEA INSAG-10: Defence in Depth in Nuclear Safety, Wien, 1996, S. 1–3.

Ebenda, S. 6 und S. 8–12.

Basic safety principles for nuclear power plants: INSAG evaluation of the international response, IAEA Bulletin, 1/1989, S. 44–45.

IAEA INSAG-12: Basic safety principles for nuclear power plants 75-INSAG-3 Rev. 1, Wien, 1999.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 48. RSK-Sitzung, 12.12.1968, S. 6.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 52. RSK-Sitzung, 21.07.1969, S. 5 und 7.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 53. RSK-Sitzung, 13.10.1969, S. 9.

Vgl. Orth, Karlheinz: Sind die deutschen Kernkraftwerke sicher?, www.​Energie-Fakten.​de, 18.09.2001, aktualisiert Februar 2010, S. 2–7.

Vgl. The International Nuclear Event Scale (INES), User’s Manual 2001 Edition, Jointly prepared by IAEA and OECD/NEA, IAEA, Wien, 2001.

Offizieller Name heute: International Nuclear and Radiological Event Scale (INES).

Vgl. The International Nuclear Event Scale (INES) User’s Manual 2001 Edition, Jointly prepared by IAEA and OECD/NEA, IAEA, Wien, 2001, S. 2.

Teller, Edward und Brown, Allan: The Legacy of Hiroshima, Doubleday, Garden City, N. Y., 1962, S. 104.

Ebenda.

Teller, Edward: Energy from Heaven and Earth, Freeman, San Francisco, 1979, S. 161.

Teller, Edward und Brown, Allen a. a. O., S. 104.

Teller, Edward: Energy from Heaven and Earth, a. a. O., S. 165.

Anfang der 60er-Jahre wurde die Bezeichnung „Safety Assessment“ (Analyses of Hypothetical Accidents) (NS Savannah) verwendet, Mitte der 60er-Jahre der Begriff „Safety Analysis Report“ (Sicherheitsbericht) eingeführt.

AEC’s License Requirements and Regulations, NUCLEONICS, Vol. 13, No. 4, April 1955, S. 24.

Piper, H. B.: Credible Accidents, in: Cottrell, William, B. und Savolainen, Ann W. (Hg.): U. S. Reactor Containment Technology, ORNL-NSIC-5, 1965, S. 3.1–3.14.

Culver, H. N.: Consequences of Activity Release, Maximum Credible Accident, NUCLEAR SAFETY, Vol. 2, No. 1, September 1960, S. 89.

Vgl. Ausführungen des Stellv. Direktors der USAEC Division on Regulation, Clifford K. Beck, in der Podiumsdiskussion anlässlich der Internationalen Fachmesse der Kerntechnischen Industrie Nuclex 66 in Basel, in: Seipel, Heinz: Nuclex-Diskussion über Sicherheitsfragen, Technische Überwachung, 8, Nr. 1, Januar 1967, S. 35.

Eine Ausnahme war der natriumgekühlte, schnelle Brutreaktor Enrico Fermi, siehe: Bell, C. G. und Culver, H. N.: Comparison of Maximum Credible Accidents Postulated for US Power Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 1, No. 4, Juni 1960, S. 28.

Case, E. G.: Principles and Practices in Reviewing Hazards Summary Reports in: Proceedings of the Symposium on Reactor Safety and Hazards Evaluation Techniques, 14–18 May 1962, Vol. II, IAEA, Wien, 1962, S. 455–462.

Leistung: 163 MW_th, 48,5 MW_el, Baugenehmigung November 1960, Betriebsgenehmigung August 1962, in: Calendar of Legal Steps in Licensing U. S. Power Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 4, No. 4. Juni 1963, S. 159.

Piper, H. B., a. a. O., S. 3.32.

Ebenda, S. 3.33.

Baugenehmigung Januar 1954, Betriebsgenehmigung November 1957, in: Calendar of Legal Steps in Licensing U. S. Power Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 3, No. 2, Dezember 1961, S. 79.

Calendar of Legal Steps in Licensing U. S. Power Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 3, No. 2, Dezember 1961, S. 79: Baugenehmigung November 1957, Betriebsgenehmigungen Juli 1960 bis Juni 1961.

Culver, H. N., a. a. O., S. 89.

Piper, H. B., a. a. O., S. 3.20.

Thompson, Theos J. und Berkeley, James G.: Introduction in: The Technology of Nuclear Reactor Safety, Vol. I, The Massachusetts Institute of Technology Press, Cambridge, Mass., 1964, S. 2.

Bell, C. G. und Culver, H. N.: Comparison of Maximum Credible Accidents Postulated for U. S. Power Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 1, No. 4, Juni 1960, S. 24–32.

Laguna, W. de: Geologic and Hydrologic Considerations in Power Reactor Site Selection, NUCLEAR SAFETY, Vol. 1, No. 4, Juni 1960, S. 64–68.

Discussion IX.2. und Discussion IX.3. in: Proceedings of the Symposium on Reactor Safety and Hazards Evaluation Techniques, 14–18 May 1962, Vol. II, IAEA, Wien, 1962, S. 480–481 und S. 491–492.

Laurence, G. C.: Operating Nuclear Reactors Safely, Proceedings of the Symposium on Reactor Safety and Hazards Evaluation Techniques, 14.–18. Mai 1962, IAEA, Wien, Vol. I, S. 135–146.

Kuhlmann, Albert: Einführung in die Probleme der Kernreaktorsicherheit, VDI-Verlag, Düsseldorf, 1967, S. 46 f.

Ebenda, S. 45.

FR 2 war eine Weiterentwicklung des im Max-Planck-Institut für Physik in Göttingen im Jahr 1955 entworfenen FR 1, mit dem Wissenschaftler wie Werner Heisenberg und Karl Wirtz an ihre Forschungen von 1940–1945 anknüpften.

Kernreaktor Bau- und Betriebs-GmbH, Karlsruhe: Vorläufiger Sicherheitsbericht für den Reaktor FR 2 des Atomforschungszentrums Karlsruhe (s. z. B. AMUBW 3415.3/A).

AMUBW 3415.3/A, S. II.

AMUBW 3415.3/A, S. II, S. 10.1–10.19.

Ebenda, S. 10.20–10.24.

Ebenda, S. II.

Kernforschungszentrum Karlsruhe: Nachtrag II zum Sicherheitsbericht (Auflage Oktober 1959) für den Reaktor FR 2 der Gesellschaft für Kernforschung mbH Karlsruhe, Stand April 1965, S. II/29.

BA B 138-306, Teil I Hauptvertrag, S. 30.

Siemens Aktiengesellschaft: Sicherheitsbericht Mehrzweck-Forschungsreaktor, Bd. I Beschreibung der kerntechnischen Anlage, Bd. II Störfälle und Gegenmaßnahmen, Bd. III Schutz- und Sicherheitsmaßnahmen, Erlangen, 1968 (siehe z. B. AMUBW 3415.8).

Ebenda, S. 510.

AKWO 01910000036/01, Bd. 1, Abschn. 7.

AKWO 01920000354, Bd. 1, Abschn. 9.

BA B 138-194, Ergebnisprotokoll 11. RSK-Sitzung, 11.02.1960, S. 6.

Ebenda, Ergebnisprotokoll 12. RSK-Sitzung, 10.06.1960, S. 5.

BA B 138-3446, Ergebnisprotokoll 17. RSK-Sitzung, 17.11.1961, S. 5.

BA B 138-3446, Ergebnisprotokoll 19. RSK-Sitzung, 29.03.1962, S. 5–6.

BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 30. RSK-Sitzung, 13.07.1965, S. 5.

BA B 138-3446, Ergebnisprotokoll 25. RSK-Sitzung, 06.03.1964, S. 4.

BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 27. RSK-Sitzung, 12.08.1964, S. 3.

BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 30. RSK-Sitzung, 13.07.1965, S. 9.

BA B 138-3448, Ergebnisprotokoll 40. RSK-Sitzung, 04.10.1968, S. 10–11.

BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 33. RSK-Sitzung, 21.01.1966, S. 5.

BA B 138-3448, Ergebnisprotokoll 42. RSK-Sitzung, 26.09.1967, S. 8.

Vgl. Radkau, Joachim: Aufstieg und Krise der deutschen Atomwirtschaft 1945–1975, Reinbek, 1983, S. 357–360. Der Auffassung Radkaus, dass es lange gedauert habe, bis sich das Konzept des GAU in der Bundesrepublik in vollem Umfang und mit praktischen Konsequenzen durchgesetzt habe, kann nicht gefolgt werden.

Wengler, Josef, Dr.-Ing., Dr. rer. nat. h.c., 1934–1965 Chefingenieur und Vorstandsmitglied IG Farben bzw. Farbwerke Hoechst, Honorarprofessor an der Univ. Frankfurt a. M., Mai 1958 bis Juni 1971 Vorsitzender der RSK.

Groos, Otto H.: Grundsätze und Grenzen der Vorsorge gegen die Gefahren von Atomanlagen, in: IRS, 2. Fachgespräch in Jülich, „Der Größte Anzunehmende Unfall“, 8. Nov. 1966, S. 8–12.

Wiesenack, Günter: Entwicklung der Sicherheitsphilosophie nach dem Modell des Größten Anzunehmenden Unfalls, ebenda, S. 13–20. Siehe auch Wiesenack, G.: Entwicklung der Sicherheitsphilosophie nach dem Modell des GAU, atw, August/September 1967, S. 418–421.

Beck, Clifford K.: US reactor experience and power reactor siting, Proceedings of the Third International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Genf, 31.08.–09.09.1964, Vol. 13, P/275 USA, United Nations, New York, 1965, S. 358.

Vgl. auch: Kellermann, Otto: Reaktorsicherheit, Standort und Sicherheitsbehälter, Technische Überwachung 6, Nr. 1, Januar 1965, S. 24.

Schikarski, W.: Überlegungen zu schweren Unfällen an schnellen natriumgekühlten Leistungsreaktoren, IRS, 2. Fachtagung in Jülich, Der Größte Anzunehmende Unfall, 8. Nov. 1966, S. 39–45.

Ebenda, S. 64.

Seipel, Heinz G.: Nuclex-Diskussion über Sicherheitsfragen, Technische Überwachung, 8, Nr. 1, Januar 1967, S. 36.

Vgl. RSK-Erörterungen zu Biblis KWB A und Stade KKS, in: BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 52. RSK-Sitzung, 21.07.1969, S. 7 und S. 12.

Mayinger, Franz und Birkhofer, Adolf: Neuere Entwicklungen in der Sicherheitsforschung und Sicherheitstechnik, Plenarvortrag auf der Jahrestagung Kerntechnik der KTG und des DAtF 1988, 19.05.1988, Travemünde, nicht im Tagungsbericht enthalten; siehe überarbeitete Fassung in: atw, 33. Jg., August/September 1988, S. 426–434.

Watzel, G. V. P.: Kritische Anmerkung zur Sicherheitsanalyse mit Hilfe des Auslegungsstörfalls, atw, 16. Jg., Oktober 1971, S. 533 f.

Fechner, J. B., Erven, U. und Viefers, W.: Leitlinien zur Beurteilung der Auslegung von Kernkraftwerken, atw, 1985, S. 37.

„Atom-Alarm“ in Gundremmingen: Frankfurter Allgemeine Zeitung Nr. 231, 04.10.1968, S. 9.

Eickelpasch, N.: Katastrophenschutzübung in Gundremmingen, atw, 13. Jg., November 1968, S. 555–556.

„Katastrophe angenommen“: Süddeutsche Zeitung Nr. 239, 04.10.1968, S. 18.

Aurand, Karl, Dr. med., Institut für Wasser-, Boden- und Lufthygiene des Bundesgesundheitsamtes, Berlin, 1966 Privatdoz., 1972 apl. Prof. TU Berlin, 1975 I. Dir. u. Prof. Inst. WaBoLu.

BA B138–3411, Kurzprotokoll 7. Sitzung AK III/7 DAtK vom 28.11.1968, BMBW, Bonn.

Maier-Leibnitz, Heinz, Dr. phil., o. Prof. u. Dir. Labor. f. techn. Physik, TH München, 1958–1967 stellv. Vors. RSK, 1974–1979 Präs. Dt. Forsch. Ges.

Maier-Leibnitz, Heinz: Atomenergie – vor 23 Jahren und heute betrachtet, in: Kafka, Peter und Maier-Leibnitz, Heinz: Streitbriefe über Kernenergie, Piper Verlag, München, 1982, S. 53.

Häfele, Wolf: Sicherheitstechnische Maßnahmen und Regeln im Bereich der Kerntechnik, atw, Nov. 1989, S. 518–526.

Notice of Proposed Rule Making (Reprinted from Federal Register, May 1959): NUCLEAR SAFETY, Vol. 1, No. 1, September 1959, S. 8–9.

AEC, Industry at Odds on Site Safety Criteria: NUCLEONICS, Vol. 17, No. 8, August 1959, S. 21.

AEC May Delay Safety-Criteria Effort: NUCLEONICS, Vol. 17, No. 9, September 1959, S. 31.

Mann, L. A.: Organization of Standards in the Nuclear Field, NUCLEAR SAFETY, Vol. 1, No. 3, März 1960, S. 15.

Cottrell, William B.: Site Selection Criteria, NUCLEAR SAFETY, Vol. 1, No. 2, Dezember 1959, S. 2–5.

Leverett, Miles C.: Reactors, Sites, and Safety, NUCLEAR SAFETY, Vol. 3, No. 2, Dezember 1961, S. 1–2.

Crisis Over Reactor Siting; New AEC Guide May Help: NUCLEONICS, Vol. 19, No. 3, März 1961, S. 23–25.

Grafik entnommen aus: Wiesenack, Günter: Entwicklung der Sicherheitsphilosophie nach dem GAU, in: 2. IRS-Fachgespräch in Jülich, a. a. O., S. 13 ff.

Crisis Over Reactor Siting, New AEC Guide May Help: NUCLEONICS, Vol. 19, No. 3, März 1961, S. 24.

Sutton, Oliver G.: Micrometeorology, McGraw-Hill, New York, 1953.

Hogerton, John F.: The Arrival of Nuclear Power, Scientific American, Vol. 218, No. 2, Februar 1968, S. 21–31.

Cottrell, William B.: Reactor Site Criteria, NUCLEAR SAFETY, Vol. 4, No. 1, September 1962, S. 13.

Ebenda, S. 23.

Vgl. Leverett, Miles C., a. a. O., S. 3.

Criteria Feared by Japanese: NUCLEONICS, Vol. 19, No. 5, Mai 1961, S. 18.

Forum Group Suggests Site-Criteria Revisions: NUCLEONICS, Vol. 19, No. 7, Juli 1961, S. 30.

Code of Federal Regulations, Title 10, Part 100 – Reactor Site Criteria vom 12. April 1962, Kopie in: Cottrell, William B. und Savolainen, Ann W. (Hg.): U. S. Reactor Containment Technology, ORNL-NSIC-5, August 1965, Appendix A.

Culver, H. N.: Effect of Engineered Safeguards on Reactor Siting, NUCLEAR SAFETY, Vol. 7, No. 3, 1966, S. 342–346.

Rolph, Elizabeth S., a. a. O., S. 76.

Deutsche Übersetzung in: Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke, Entwurf vom 6. März 1968 und Erläuterungen, IRS-I 31 (Interner Bericht), 1968, Anlage.

Revised Design Criteria, NUCLEAR SAFETY, Vol. 8, No. 6, Nov.–Dez. 1967, S. 629.

Pittman, Frank K., Ph.D., seit 1954 in führenden Positionen in der USAEC, 1958–1964 Direktor der Reactor Development Division USAEC, 1964–1967 Manager Nucl. Div., Kerr-McGee Co.

Abolish Site Criteria – Pittman; Public Acceptance Seen Biggest Site Problem: NUCLEONICS WEEK Bd. 6, Nr. 8, 25.02.1965, S. 2.

Für einen zusammenfassenden Überblick siehe: Parker, G. W.: IAEA Meeting on Reactor Siting, NUCLEAR SAFETY, Vol. 3, No. 4, 1962, S. 12–17.

Vgl. Bericht über die ANS-Konferenz: Can Any Site Be Safe?: NUCLEONICS, Vol. 23, No. 3, März 1965, S. 22.

BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 29. RSK-Sitzung, 22.04.1965, S. 8–9.

1. IRS-Fachgespräch: Der Einfluss des Standortes auf die Sicherheitsmaßnahmen in der Reaktoranlage, München, 29.10.1965, IRS, Köln, 1965.

Ganzkörperdosis pro Jahr durch äußere Bestrahlung 25 rem, Jod-131 Schilddrüse 300 rem – für Bevölkerungsgruppe werdende Mütter und Kinder 25 rem, Strontium-89 Knochen 15 rem, Strontium-90 Knochen 1,5 rem/a, Cäsium-137 Ganzkörper 10 rem, Evakuierung der Bevölkerung 3 rem.

BA B 138-194, 17. RSK-Sitzung vom 17.11.1961, S. 5–7, vgl. auch BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 27. RSK-Sitzung, 12.08.1964, S. 7–8.

Dr.-Ing. Otto H. Groos, Leiter des Referats Sicherheit atomtechnischer Anlagen.

Groos, Otto H.: Aufgaben der Behörden bei Reaktorstandorten in dichtbesiedelten Gebieten, 1. IRS-Fachgespräch, a. a. O., S. 2.

Seipel, Heinz G.: Dynamische Belastungen eines Containments bei einem schweren Reaktorunfall, 1. IRS Fachgespräch, a. a. O., S. 1–6.

Aus Tietze, A.: Welchen Einfluss hat die Ausführung eines Doppelcontainments auf die Ausbreitung radioaktiver Edelgase nach einem Reaktorunfall?, ebenda, S. 6.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 48. RSK-Sitzung, 12.12.1968, S. 14.

Krug, Hans-Heinrich: Siemens und Kernenergie, Siemens KWU, 1998, S. 69.

BA B 138-3448, Ergebnisprotokoll 46. RSK-Sitzung, 02.07.1968, S. 22.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 48. RSK-Sitzung, 12.02.1968, S. 7–8.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 56. RSK-Sitzung, 12.01.1970, S. 12.

BA B 106-75332, Ergebnisprotokoll 143. RSK-Sitzung, 21.03.1979, S. 7 f.

BA B 106-75332, Ergebnisprotokoll 143. RSK-Sitzung, 21.03.1979, Anlage 1, S. 1–8.

Russell, C. R.: Reactor Safeguards, Pergamon Press, 1962, S. 98 f.

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Russell, C. R., a. a. O., S. 20.

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Heinrich Mandel, (1919–1979), Dr.-Ing. Dr. phil. Dr. h. c. mult., Maschineningenieur und Physiker, Honorarprofessor für Reaktortechnik der RWTH Aachen 1963, DAtK 1956, RWE-Vorstand 1966, Präsidium Kerntechnischer Ausschuss 1972, Präs. DAtF 1973, Präs. Weltenergiekonferenz 1977, größter Erfolg: Bau des KKW Biblis, des damals größten Kernkraftwerks der Welt.

Müller, Wolfgang D.: Geschichte der Kernenergie in der Bundesrepublik Deutschland, Schäffer Verlag, Stuttgart, 1990, S. 362.

Mandel, Heinrich: Planung des Versuchsatomkraftwerks Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 25 f.

Nucleonics Reactor File No. 15, ERR Elk River, Nucleonics, Vol. 21, No. 7, Juli 1963, S. 37 ff.

Körber, A.: Besondere bautechnische Aufgaben für das KWL, atw, Jg. 13, März 1968, S. 155–157.

Mandel, Heinrich: Planung des Versuchsatomkraftwerks Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 26.

BA B 138-194, Ergebnisprotokoll 10. RSK-Sitzung, 09.11.1959, S. 6 f.

Versuchsatomkraftwerk Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 23.

Mandel, Heinrich: Planung des Versuchsatomkraftwerks Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 25–29.

Ebenda, S. 28.

Chemische Analyse: 0,18 % C, 0,55 % Si, 0,83 % Mn, 0,03 % P, 0,03 % S, 0,15 % Ti, 0,03 % Al.

Zastrow, E.: Werkstoffe im Versuchsatomkraftwerk Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 67.

Ellmer, M. und Kornbichler, H.: Gestaltung und Errichtung des Versuchsatomkraftwerks Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 30–41.

Börnke, F.: Die bauliche Entwicklung des Versuchsatomkraftwerks Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 61–65.

Börnke, F.: Die bauliche Entwicklung des Versuchsatomkraftwerks Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 63.

Versuchsatomkraftwerk Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 24.

Ellmer, M. und Kornbichler, H.: Gestaltung und Errichtung des Versuchsatomkraftwerks Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 36.

Versuchsatomkraftwerk Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 24.

Fendler, H. G. und Knopf, K.: Strahlenschutz am Versuchsatomkraftwerk Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 50–56.

Kühnel, R.: The 15 MW BWR at Kahl, Nuclear Engineering, Februar 1961, S. 56–65.

Börnke, F.: Die bauliche Entwicklung des Versuchsatomkraftwerks Kahl, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 64 f.

BA B 138-194, Ergebnisprotokoll 8. RSK-Sitzung, 08.04.1959, S. 6.

BA B 138-194, Ergebnisprotokoll 9. RSK-Sitzung, 19.06.1959, S. 3–5.

BA B 138-194, Ergebnisprotokoll RSK-Sondersitzung, 09.09.1960, S. 4.

BA B 138-3446, Ergebnisprotokoll 15. RSK-Sitzung, 09.01.1961, S. 2 f.

BA B 138-3446, Ergebnisprotokoll 16. RSK-Sitzung, 21.06.1961, S. 7.

Reaktor in Kahl mit voller Leistung, atw, Jg. 7, Januar 1962, S. 39.

BA B 138-3446, Ergebnisprotokoll 17. RSK-Sitzung, 17.11.1961, S. 2.

Joachim Radkaus Darstellung der „Hilflosigkeit der RSK“ gegenüber Atomindustrie und Energiewirtschaft (s. Radkau, J.: Aufstieg und Krise der deutschen Atomwirtschaft 1945–1975, Rowohlt, 1983, S. 404 f) sowie seine Meinung, VAK habe gegen Bedenken der RSK durchgesetzt werden müssen (s. Radkau, J.: Mandel, in: Historische Kommission bei der Bayerischen Akademie der Wissenschaften (Hg.): Neue Deutsche Biographie, Bd. 16, Duncker & Humblot, Berlin, 1990, S. 9 f), können anhand der RSK-Sitzungsprotokolle nicht nachvollzogen werden.

Rösch, H. und Vogel, G.: Die Genehmigungsverfahren, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 41–46.

Hlubek, W.: Erfahrungen beim Bau und Betrieb des Versuchsatomkraftwerks Kahl, atw, Jg. 30, Dezember 1985, S. 614–623.

Pachl, L.: Sechs Jahre Erfahrungen mit Stilllegung und Rückbau des VAK, atw, Jg. 36, Dezember 1991, S. 571–573.

Informationskreis KernEnergie: kernenergie.​de/​Lexikon/​VAK.

Mandel, H.: Das Atomkraftwerksprojekt der Kernkraftwerk RWE-Bayernwerk GmbH, atw, Jg. 7, November 1962, S. 533–535.

Mandel, H.: Kernkraftwerk Gundremmingen – seine Stellung in der deutschen Atomwirtschaft, atw, Jg. 10, November 1965, S. 564 f.

Kernkraftwerk Gundremmingen/Donau Inbetriebnahme 1966, atw, Jg. 13, Januar 1968, S. A 5.

Weckesser, A.: Vom VAK zum KRB Gundremmingen, atw, Jg. 10, November 1965, S. 565–567.

Ringeis, W. K., Strasser, W. und Peuster, K.: Aufbau der Gesamtanlage Kernkraftwerk Gundremmingen, atw, Jg. 10, November 1965, S. 575–587.

Haußmann, H.: Reaktor-Umschließungsgebäude, atw, Jg. 10, November 1965, S. 611–615.

Ebenda, S. 611.

Andersen, A.: Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl, in: Stahlbau Handbuch, Bd. 2, Köln, 1986, S. 1224.

Haußmann, H., a. a. O., S. 612.

Chemische Analyse: 0,18 % C, 1,5 % Mn, 0,55 % Ni, 0,18 % V.

KRB im Aufbau, atw, Jg. 10, November 1965, S. 589.

Haußmann, H., a. a. O., S. 612.

BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 27. RSK-Sitzung, 12.08.1964, S. 3 f.

Haußmann, H., a. a. O., S. 613–615.

Ebenda, S. 615.

BA B 138-3446, Ergebnisprotokoll 24. RSK-Sitzung, 28.06.1963, S. 3–5.

Weckesser, A. et al.: Inbetriebnahme des Kernkraftwerks Gundremmingen, atw, Jg. 12, Juli 1967, S. 348–351.

BA B 138-3446, Ergebnisprotokoll 20. RSK-Sitzung, 16.08.1962, S. 7.

BA B 138-3448, Ergebnisprotokoll 40. RSK-Sitzung, 19.04.1967, S. 6.

BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 34. RSK-Sitzung, 18.03.1966, S. 8 f.

BA B 138-3448, Ergebnisprotokoll 40. RSK-Sitzung, 19.04.1967, S. 4.

Betriebsergebnisse der deutschen Kernkraftwerke 1977, KRB Gundremmingen (250 MW), atw, Jg. 23, September 1978, S. 148 f.

Brief des Bayerischen Staatsministeriums für Landesentwicklung und Umweltfragen (StMLU), München, an den Bundesminister des Innern, Bonn, vom 16.05.1977, StMLU-AZ 9202-VI/21 Bundesminister des Innern, Bonn, 13071.

Kußmaul, K. und Uetz, H.: Gutachterliche Stellungnahme zu den Schäden an den Hauptumwälzschleifen Kernkraftwerk Gundremmingen (KRB I), abgegeben im Auftrag des TÜV Bayern e. V., Juni 1978, D 1 KSW 01 – Le/La. A. Nr. 2588 vom 30.05.1978, 12 Textseiten, 6 Tafeln, 30 Bilder.

Keller, W.: Siedewasserreaktoren in der Bundesrepublik Deutschland, atw, Jg. 29, Dezember 1984, S. 614 f.

Deublein, O.: Entstehung und Bedeutung des Kernkraftwerks Lingen, atw, Jg. 13, März 1968, S. 138–141.

Jaerschky, R.: Die Inbetriebnahme des KWL, atw, Jg. 13, März 1968, S. 142–145.

Schmoczer, R.: Aufbau der Gesamtanlage KWL, atw, Jg. 13, März 1968, S. 146–155.

Heißdampfreaktor, s. Bd. 2 Abschn. 2.5.7.

Kornbichler, H.: Sicherheitstechnik bei Kernkraftwerken mit Siedewasserreaktoren, atw, Jg. 13, Januar 1968, S. 50–53.

Kornbichler H.: Fortschritte bei den wassergekühlten Reaktoren – 2. Siedewasser-Reaktoren, atw, Jg. 15, September/Oktober 1970, S. 473–476.

Gersten, W.: Kernkraftwerk Würgassen – Gesamtkonzeption und technische Daten, atw, Jg. 17, Februar 1972, S. 87–97.

Ringeis, W. K.: Das 670-MW-Kernkraftwerk Würgassen mit AEG-Siedewasserreaktor (II), atw, Jg. 13, Februar 1968, S. 95–98.

Voigt, O. und Koch, E.: Störfallursachen und Problemlösungen, atw, Jg. 18, Dezember 1973, S. 584–587.

Ringeis, W. K.: Das 670-MW-Kernkraftwerk Würgassen mit AEG-Siedewasserreaktor, atw, Jg. 13, Januar 1968, S. 40–49.

Baumgartl, B. J. und von Braunmühl, H.: Das 900-MW-Kernkraftwerk Isar mit AEG-Siedewasserreaktor, atw, Jg. 17, Mai 1972, S. 273.

Der Störfall im Kernkraftwerk Würgassen, atw, Jg. 18, Dezember 1973, S. 584–592.

Vgl. BMFT-Forschungsvorhaben: IRS-F-17 (November 1973), Projekte RS 78/RS 78A, Kondensationsvorgänge bei dem Einblasen von Wasserdampf und Dampf-Wasser-Luft-Gemisch in eine Wasservorlage, Auftragnehmer KWU AG Frankfurt, Projektleiter Dipl.-Ing. Gräbener, Dr. Sobottka, Laufzeit 01.09.1972 bis 30.06.1974, Gesamtkosten 3,24 Mio. DM, S. 75 f – dieses Projekt umfasste 1973/74 Untersuchungen im Großversuchsstand GKM – Großkraftwerk Mannheim. IRS-F-17 (November 1973), Projekt PNS 4211, Dynamische Beanspruchung von LWR-Druckabbausystemen, Auftragnehmer PNS GfK Karlsruhe, Projektleiter E. Wolf, R. A. Müller, Laufzeit Jan. 1972 bis Dez. 1976, S. 77. IRS-F-23 (März 1975), Projekt RS 78 B, Theoretische Arbeiten zum Druckabbausystem (Kondensation IV, Teil 1), Auftragnehmer KWU AG Frankfurt, Projektleiter Dr. Sobottka, Laufzeit 15.10.1974 bis 31.03.1976, Gesamtkosten 0,62 Mio. DM, S. 105 f. IRS-F-33 (Dezember 1976), Projekte RS 78 D/RS 78 E, Kondensation V, Teil 1 und Teil 2, Auftragnehmer KWU AG Karlstein, Projektleiter Dr. Simon, Laufzeit 01.04.1976 bis 30.09.1977, Gesamtkosten 2,91 Mio. DM, S. 97–111. GRS-F-74 (März 1979), Projekt RS 263, Analytische Tätigkeiten der GRS im Rahmen des Reaktorsicherheitsforschungsprogramms des BMFT, Dynamisches Verhalten von Fluid und Struktur in Druckabbausystemen, Auftragnehmer GRS mbH Köln, Projektleiter Dr. W. Ch. Müller, Laufzeit 01.07.1977 bis 31.12.1979, Finanzmittel 1,39 Mio. DM.

Krieg, R., Göller, B. und Hailfinger, G.: Dynamic Stresses in Spherical Containments with Pressure Suppression System During Steam Condensation, Nuclear Engineering and Design, Vol. 64, 1981, S. 203–223.

Chemische Zusammensetzung in %: max. 0,20 C, 0,20–0,50 Si, 1,00–1,50 Mn, max. 0,035 P, max. 0,035 S, 0,10–0,30 Mo, 0,10 V.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 23. Sitzung RSK-UA RDB, 12.07.1974, S. 6–8.

AMPA Ku 172, Kraftwerk Union AG: Ergänzung zu Bericht KWU/R2-3062, Ullrich, W.: Verstärkung der Kondensationskammer, Ausführung der Deckblechschweißnähte, Frankfurt, 09.07.1974.

AMPA Ku 3, KWU/RS 15/Dr. Fi/Hk vom 16.09.1974: Druckabbausystem Philippsburg, Bericht zur 97. RSK-Sitzung am 19.09.1974, S. 23.

AMPA Ku 3, KWU/RS 15/Dr. Fi/Hk vom 16.09.1974: Druckabbausystem Philippsburg, Bericht zur 97. RSK-Sitzung am 19.09.1974, S. 29.

AMPA Ku 151, Bilger, H.: Persönliche schriftliche Mitteilung von Dr. Hartmut Bilger vom 22.07.2009. Dipl.-Phys. Dr. Hartmut Bilger, 1964–1969 Max-Planck-Institut für Metallforschung, Institut für Physik Stuttgart bzw. Kernforschungszentrum Grenoble (CENG), 1969 EVS, 1976–1982 Projektleiter KKP-1, 1994 bis August 2000 Vorstandsmitglied EVS bzw. EnBW Energie Baden-Württemberg, 1999 Vorstandsvorsitzender EnBW Regional AG.

Eckert, G.: Die wesentlichen Nachbesserungen der SWR-Kraftwerke der Baulinie 69, atw, Jg. 29, Dezember 1984, S. 639–644.

Kornbichler, H. und Ringeis, W.: Das 800-MW-Kernkraftwerk Brunsbüttel, atw, Jg. 15, April 1970, S. 191–202.

Baumgartl, B. J. und von Braunmühl, H.: Das 900-MW-Kernkraftwerk Isar mit AEG-Siedewasserreaktor, atw, Jg. 17, Mai 1972, S. 269–273.

Bechtold, E., Köth, D. und Hüttl, A.: Das 700-MW-Gemeinschaftskernkraftwerk Tullnerfeld, atw, Jg. 17, März 1972, S. 146–153.

Hüttl, A. und Moll, W.: Das 900-MW-Kernkraftwerk Philippsburg mit AEG-Siedewasserreaktor, atw, Jg. 15, Juli 1970, S. 320–323.

Banz, P., Lange-Stalinski, K. und Mitschel, H.: Das 1300-MW-Kernkraftwerk Krümmel, atw, Jg. 20, Februar 1975, S. 66–73.

Banz, P., Lange-Stalinski, K. und Zimmermann, A.: Das Kernkraftwerk Krümmel geht in Betrieb, atw, Jg. 29, Januar 1984, S. 19–28.

Banz, P., Lange-Stalinski, K. und Zimmermann, A.: Das Kernkraftwerk Krümmel geht in Betrieb, atw, Jg. 29, Januar 1984, S. 22.

Hüttl, A. J.: Betriebserfahrungen mit Siedewasserreaktor-Kernkraftwerken, atw, Jg. 29, Oktober 1984, S. 634–638.

Albert, N. und Bilger, H.: Inerting system and pressure relief system with filtered venting in KWU BWRs, Proceedings of an international symposium on severe accidents in nuclear power plants, IAEA, Vienna, 1988, vol. 2, S. 629–642.

Voigt, O.: Weiterentwicklung des Siedewasserreaktors in der BRD, atw, Jg. 17, September/Oktober 1972, S. 488–491.

Haußmann, H., Gaßner, K.-H., Frisch, J. und Kuhne, H.: Das Kernkraftwerk Gundremmingen B und C, atw, Jg. 29, Dezember 1984, S. 616–628.

Ebenda, S. 621 ff.

BA B 106-75310, Ergebnisprotokoll 92. RSK-Sitzung, 20.03.1974, S. 6–9.

Bilger, H., Hartel, W. und Ringeis, W.: Neue Leichtwasserreaktorkonzepte mit passiven Sicherheitseigenschaften, VGB Kraftwerkstechnik, 74, 1994, Heft 2, S. 103–108.

Vortrag von KWU-Vorstand Adolf Hüttl auf dem Plenartag der Jahrestagung Kerntechnik ’96 im Mai 1996 in Mannheim, vgl. atw-Bericht: CO₂-Minderungsziel nur mit Kernenergie zu erreichen, atw, Jg. 41, Juni 1996, S. 394.

Mohrbach, L.: Notwendigkeit einer neuen Industriekultur, atw, Jg. 40, Dezember 1995, S. 772.

Brettschuh, W. und Meseth, J.: SWR 1000 vor Angebotsreife, atw, Jg. 45, Juni 2000, S. 369–373.

Brettschuh, W. und Wagner, K.: Das Sicherheitskonzept des SWR 1000, atw, Jg. 44, Januar 1999, S. 23–27.

Fabian, H., Pamme, H. und Schmaltz, H.: Neue Qualität in der Sicherheitskonzeption des SWR 1000, atw, Jg. 44, Januar 1999, S. 12–18.

Brettschuh, W. und Meseth, J.: SWR 1000 vor Angebotsreife, atw, Jg. 45, Juni 2000, S. 372.

Brettschuh, W. und Wagner, K.: Das Sicherheitskonzept des SWR 1000, atw, Jg. 44, Januar 1999, S. 27.

Fabian, H., Pamme, H. und Schmaltz, H.: Neue Qualität in der Sicherheitskonzeption des SWR 1000, atw, Jg. 44, Januar 1999, S. 13.

Schaffrath, A., Hicken, E. F., Jaegers, H. und Prasser, H.-H.: Operation conditions of the emergency condenser of the SWR 1000, Nuclear Engineering and Design, Vol. 188, 1999, S. 303–318.

Brettschuh, W.: SWR 1000: AREVA’s Advanced, Medium-Sized Boiling Water Reactor With Passive Safety Features, Conference „New nuclear power plant technologies“, 08.03.2007, Budapest.

Brandl, J.: Der Mehrzweck-Forschungsreaktor (MZFR), atw, Jg. 8, April 1963, S. 257–259.

Sparhuber, R.: Inbetriebsetzung und Anfangsbetrieb des MZFR, atw, Jg. 13, März 1968, S. 130–134.

Aisch, D. und Petersen, G.: Sicherheitshülle mit Anlage zur Druckentlastung, atw, Jg. 10, Juli/August 1965, S. 359–360.

Andersen, A.: Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl, in: Stahlbau Handbuch, Bd. 2, Stahlbau-Verlagsgesell. Köln, 1986, S. 1224.

Klee, O.: Bauwerke des Mehrzweck-Forschungsreaktors im Kernforschungszentrum Karlsruhe, Nuclear Engineering and Design, Vol. 3, 1966, S. 95–104.

Aisch, D. und Petersen, G.: Sicherheitshülle mit Anlage zur Druckentlastung, atw, Jg. 10, Juli/August 1965, S. 360.

Vgl. AMUBW 3415.8 A III, MZFR, Unterlagen zu Druckentlastungssystemen.

AMPA Ku 167, Persönliche schriftliche Mitteilung von Dr. Wolfgang Keller vom 03.09.2009. Wolfgang Keller (geb. 1928), Physikstudium, Wiss. Assistent am Lehrstuhl Technische Mechanik und Wärmelehre der Fakultät Maschinenbau der TH Stuttgart, 1956 Dr.-Ing., Studium „Nuclear Science“ Pennsylvania State University und ANL, 1962 Leiter Reaktorprojekte bei Siemens RE, 1967 Leiter RE, 1976 Mitglied Vorstand KWU, später Siemens AG, Aufsichtsrat u. a. bei Interatom und ALKEM, 1972 Mitglied Präsidium des KTA.

Dipl.-Ing. Diethelm Knödler, Tätigkeiten bei BBC und Escher Wyss, 1957 RE bei SSW, 1960 abgeordnet zum Kernforschungszentrum AECL in Chalk River (Kanada), November 1961 und Frühjahr 1962 Besichtigungen von Yankee Rowe, Fermi-1, Dresden, Indian Point und San Onofre, 1963 Koordinator für Technologie-Transfer zwischen Westinghouse und Siemens, zahlreiche Aufenthalte in Pittsburgh, 1980 Leiter Hauptbereich KWU-Reaktortechnik.

AMPA Ku 167, Persönliche schriftliche Mitteilung von Diethelm Knödler vom 25.07.2009, S. 2.

KBWP erteilt Projektierungsauftrag für OMR-Kraftwerk, atw, Jg. 6, April 1961, S. 247.

Kernkraftwerk Baden-Württemberg Planungsgesellschaft mbH gegründet, atw, Jg. 5, Dezember 1960, S. 591.

Dipl.-Ing. Reinhard Kallenbach (1917–2000), technischer Geschäftsführer der Kernkraftwerk Obrigheim GmbH 1964–1968, KWO-Aufsichtsratsvorsitzender 1970–1982, Mitglied im Vorstand der EVS 1970–1982, Mitglied 1975–1982 und Vorsitzender 1980–1982 des Präsidiums des Kerntechnischen Ausschusses.

Blakely, J. P.: Action on Reactor and Other Projects Undergoing Regulatory Review or Consideration: Piqua (Docket 115-2), Nuclear Safety, Vol. 9, No. 3, Mai–Juni 1968, S. 294 f.

Blakely, J. P.: Action on Reactor and Other Projects Undergoing Regulatory Review: Piqua Nuclear Power Facility (Docket 115-2), Nuclear Safety, Vol. 7, No. 3, Frühjahr 1966, S. 392.

Rosenthal, M. W.: Operating Experience with the OMRE, Nuclear Safety, Vol. 2, No. 2, Dezember 1960, S. 75–81.

AMPA Ku 167, Kernkraftwerk Baden-Württemberg Planungsgesellschaft mbH: Niederschrift über die Sitzung des Ständigen Ausschusses am 15.05.1963, S. 5–7.

AMPA Ku 167, KBWP-Geschäftsführung: Bericht über den Stand der Verhandlungen zur Durchführung des Projekts für die „doppelt gesicherte“ Kernkraftwerksanlage vom 01.07.1963, S. 1.

AMPA Ku 167, KBWP-Geschäftsführung: Übersicht über das von KBWP verfolgte Zweitprojekt, 30.07.1963, S. 1.

AMPA Ku 167, KBWP: Niederschrift über die Sitzung des Ständigen Ausschusses am 21.10.1963, S. 10–12.

AMPA Ku 167, KBWP: Technische Referate über die Projekte der KBWP, 19.09.1963, S. 14–16.

AMPA Ku 167, KBWP: Aktennotiz betr. Reaktorgebäude-Vergleich, Druckwasserreaktor SSW, 10.05.1963, S. 1–8.

AMPA Ku 167, Persönliche schriftliche Mitteilung von Diethelm Knödler vom 25.07.2009, S. 3.

AMPA Ku 167, Persönliche schriftliche Mitteilung von Dr. Wolfgang Keller vom 03.09.2009.

Kallenbach, R.: Kernkraftwerk Obrigheim – die Konzeption des Bauherrn, atw, Jg. 10, Juni 1965, S. 271.

AMPA Ku 167, Persönliche Mitteilung (s. Gesprächsnotiz) vom 4. und 6. April 2009 von Dr. Herbert Schenk, der damals KBWP-Mitarbeiter und Beauftragter der Geschäftsführung und ab 1968 technischer Geschäftsführer der KWO GmbH (als Nachfolger von Kallenbach) war.

AMPA Ku 167, Persönliche schriftliche Mitteilung von Diethelm Knödler vom 25.07.2009, S. 1.

Mitglieder des Ständigen Ausschusses waren die Vertreter der Gesellschafter EVS, Badenwerk, TWS, Kraftübertragungswerke Rheinfelden, Neckarwerke Esslingen, Stadtwerke Karlsruhe sowie des Württ. Portland-Cement-Werks. Dazu kamen die KBWP-Geschäftsführung und die Beauftragten der KBWP-Geschäftsführung. Als Gäste nahmen weitere Vertreter der Energiewirtschaft sowie des Wirtschaftsministeriums Baden-Württemberg teil.

AMPA Ku 167, KBWP: Niederschrift über die Sitzung des Ständigen Ausschusses am 21.10.1963 bei der EVS in Stuttgart, S. 3–15.

AMPA Ku 167, Persönliche schriftliche Mitteilung von Diethelm Knödler vom 25.07.2009, S. 4.

Kallenbach, R.: Kernkraftwerk Obrigheim – die Konzeption des Bauherrn, atw, Jg. 10, Juni 1965, S. 266–271.

AMPA Ku 167, Persönliche schriftliche Mitteilung von Dr. Wolfgang Keller vom 03.09.2009.

AMPA Ku 167, Persönliche schriftliche Mitteilung von Diethelm Knödler vom 25.07.2009, S. 5.

Kallenbach, R.: Kernkraftwerk Obrigheim – die Konzeption des Bauherrn, atw, Jg. 10, Juni 1965, S. 266 f.

Frewer, H., Held, Chr. und Keller, W.: Planung und Projektierung des 300-MW-Kernkraftwerks Obrigheim, atw, Jg. 10, Juni 1965, S. 272–282.

Schenk, H.: Das Kernkraftwerk Obrigheim, atw, Jg. 13, Dezember 1968, S. 594 f.

Breitwieser, W., Kirchweger, K., Martin, A. und Wegmann, A.: Das Inbetriebnahmeprogramm des KWO bis zur ersten Kritikalität, atw, Jg. 13, Dezember 1968, S. 607–612.

Ebenda, S. 613.

AMPA Ku 167, Siemens AG: Sicherheitsbericht 300-MW_el-Kernkraftwerk Obrigheim mit Druckwasserreaktor, Abb. 3.8–1 Reaktorgebäude, Schnitt A-A. Längsschnitt, Juni 1967.

Karwat, H.: The Influence of Activity Release and Removal Effects on the Escape of Fission Products from a Double Containment System, Nuclear Structural Engineering, Vol. 2, 1965, S. 315–322.

Lepie, G. M. und Martin, A. H.: Obrigheim, The KWO Nuclear Power Station with a Siemens PWR, Nuclear Engineering, Vol. 12, No. 131, April 1967, S. 278–285.

BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 29. RSK-Sitzung, 22.04.1965, S. 6 f.

BA B 138-3447, Ergebnisprotokoll 36. RSK-Sitzung, 06.09.1966, S. 6.

Siemens-Schuckertwerke AG: Sicherheitsbericht KBWP 240-MW_el-Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor, Bd. 1, Text, März 1964 ergänzt auf Stand Januar 1965, Abschn. 7.2a, S. 1–5.

Siemens-Schuckertwerke AG: Sicherheitsbericht KBWP 240-MW_el-Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor, Bd. 1, Text, März 1964 ergänzt auf Stand Januar 1965, Abschn. 7.3a, S. 2.

Chemische Zusammensetzung in %: 0,16 C, 0,40 Si, 1,10–1,60 Mn, max. 0,025 P, max. 0,025 S, 0,10 V.

Siemens AG: Sicherheitsbericht 300-MW_el-Kernkraftwerk Obrigheim mit Druckwasserreaktor, Bd. 1, Beschreibung, Juni 1967, Abschn. 3.8, S. 246 f.

Ebenda, Zeichnung 1 TS 117 Ka 135332 b.

Ebenda, Abschn. 3.9a, S. 2 f.

AMPA Ku 168, Siemens/KWU: Arbeitsbericht S 33/91/0002, Sicherheitseinschluss KWO, Abb. 2.2-2.

Ebenda, Abb. 2.2-1.

AMPA Ku 167, Siemens AG/KWU: Bericht zum Sicherheitsstatus KWO, April 1991, Bd. 2, S. 2.5.1-2 bis 2.5.2-5.

atw berichtet: KWO Kernkraftwerk Obrigheim, atw, Jg. 13, Dezember 1968, S. 614.

Krug, Hans-Heinrich: Siemens und Kernenergie, 1998, S. 58.

Lepie, G. M. und Martin, A. H.: Obrigheim, The KWO Nuclear Power Station with a Siemens PWR, Nuclear Engineering, Vol. 12, No. 131, April 1967, S. 278.

Frewer, H., Held, Chr. und Keller, W.: Planung und Projektierung des 300-MW-Kernkraftwerks Obrigheim, atw, Jg. 10, Juni 1965, S. 279.

AMPA Ku 167, Siemens AG/KWU: Bericht zum Sicherheitsstatus KWO, April 1991, Bd. 2, Abb. 2.5.2/4.

Ebenda, Abb. 2.5.2/3.

AMPA Ku 167, Siemens AG/KWU: Bericht zum Sicherheitsstatus KWO, April 1991, Bd. 2, S. 2.5.1–7.

AMPA Ku 167, Wirtschaftsministerium Baden-Württemberg: Erste Änderung der Ersten Teilerrichtungsgenehmigung für das Kernkraftwerk Obrigheim, Stuttgart, 27.09.1965, S. 1–3.

Lepie, G. M. und Martin, A. H.: Obrigheim, The KWO Nuclear Power Station with a Siemens PWR, Nuclear Engineering, Vol. 12, No. 131, April 1967, S. 284.

Siemens-Schuckertwerke AG: Sicherheitsbericht KBWP 240-MW_el-Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor, Bd. 1, Text, März 1964 ergänzt auf Stand Januar 1965, Abschn. 3.9a, S. 5.

AMPA Ku 167, Siemens AG/KWU: Bericht zum Sicherheitsstatus KWO, April 1991, Bd. 2, Abschn. 2.5.4.2, S. 1 ff.

Siemens-Schuckertwerke AG: Sicherheitsbericht KBWP 240-MW_el-Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor, Bd. 1, Text, März 1964 ergänzt auf Stand Januar 1965, Abschn. 7.2a 1/65, S. 4 f.

AMPA Ku 167, Siemens AG/KWU: Bericht zum Sicherheitsstatus KWO, April 1991, Bd. 2, Abschn. 2.5.4.1, S. 1–4.

Frewer, H. und Keller, W.: Das 660-MW-Kernkraftwerk Stade mit Siemens-Druckwasserreaktor, atw, Jg. 12, Dezember 1967, S. 568–573.

Schubert, F. und Tschannerl, J.: Das 805-MW-Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar mit Siemens-Druckwasserreaktor, atw, Jg. 17, August 1972, S. 410–414.

Frühauf, H. und Lepie, G.: Aufbau der Gesamtanlage des Kernkraftwerks Biblis, atw, Jg. 19, August/September 1974, S. 408–419.

Eine Ausnahme machte das Kraftwerk Gösgen in der Schweiz, dessen SB aus der Vertikalachse der Betonhülle exzentrisch verschoben war, damit das Brennelement-Lagerbecken und das Brennelement-Trockenlager außerhalb des SB angeordnet werden konnten.

Emonts, H. und Schomer, E.: Das 1300-MW-Kernkraftwerk Unterweser mit Siemens-Druckwasserreaktor, atw, Jg. 18, Mai 1973, S. 226–231.

AMPA Ku 170, KWU/R 321/Sü, 18.06.1976, Auslegung der Druckwasserreaktor-Sicherheitsbehälter, S. 5.

Frühauf, H. und Lepie, G.: Aufbau der Gesamtanlage des Kernkraftwerks Biblis, atw, Jg. 19, August/September 1974, S. 419.

Fontana, M. H.: Containment of Power Reactors, Nuclear Safety, Vol. 2, No. 1, September 1960, S. 58.

AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 46. Sitzung RSK-UA RDB, 03.09.1976, S. 8.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 34. Sitzung RSK-UA RDB, 19.06.1975, S. 9.

AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 46. Sitzung RSK-UA RDB, 03.09.1976, S. 7–10.

Chemische Zusammensetzung des Stahls WStE 51 S in %: 0,21 C, 0,1–0,5 Si, 1,3–1,7 Mn, max. 0,035 P und S, 0,4–0,7 Ni, max. 0,2 V.

AMPA Ku 26, Ergebnisprotokoll 64. Sitzung RSK-UA RDB, 6.12. 1977, S. 13.

Chemische Zusammensetzung in %: 0,20 C, 0,40 Si, 1,20 bis 1,70 Mn, 0,035 P bzw. S, 0,55 Ni, 0,22 V.

BA B 106-75313, Ergebnisprotokoll der 99. RSK-Sitzung, 13.11.1974, S. 17 f.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 37. Sitzung RSK-UA RDB, 30.10.1975, S. 6 f.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 43. Sitzung RSK-UA RDB, 31.03.1976, S. 8 f.

AMPA Ku 25, Konstruktions- und Fertigungs-Merkmale des Sicherheitsbehälters, Tischvorlage für die 51. Sitzung des RSK-UA RDB am 11.11.1976 in Mülheim-Kärlich, S. 2–4 sowie Übersichts-Zeichnungen 950976 und 951183.

AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 49. Sitzung RSK-UA RDB, 20.10.1976, S. 6, 8 und 9.

AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 51. Sitzung RSK-UA RDB, 11.11.1976, S. 7.

AMPA Ku 170, Schreiben des Innenministeriums Baden-Württemberg vom 25.03.1976, AZ V 4518 Wyhl/61, S. 1–6.

AMPA Ku 170, Schreiben KWU vom 14.05.1976, R 32 Ul/pa., S. 1–5.

AMPA Ku 170, Schreiben KWU vom 14.05.1976 an den RSK-Vorsitzenden Prof. Dr. A. Birkhofer und die Mitglieder des RSK-UA RDB sowie den BMI, R 32 Ul/pa., S. 1–5.

AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 49. Sitzung RSK-UA RDB, 20.10.1976, S. 9–11.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 43. Sitzung RSK-UA RDB, 31.03.1976, S. 9.

Ewald, J.: Beurteilungsmöglichkeiten für FK-Baustähle, insbesondere im Hinblick auf spannungsarmgeglühte Schweißverbindungen, 2. MPA-Seminar, 29./30.06.1976, Stuttgart (10 S.).

Piel, K. H.: Werkstoffe für Sicherheitsbehälter, 2. MPA-Seminar, 29./30.06.1976, Stuttgart (18 S.).

(Soete, W.): Essai de traction statique sur grande éprouvette soudée avec default Wells. Laboratorium voor Weerstand van Materialen, Gent, 18.05.1967.

Blind, D. und Miyata, T.: Niedrigspannungsbrüche durch örtlich geschädigtes Schweißgut, 2. MPA-Seminar, 29./30.06.1976, Stuttgart (16 S.).

Sturm, D. und Julisch, P.: Großplattenversuche, 4. MPA-Seminar, „Bruchverhalten und Brucherscheinungen – Primärsystem und Sicherheitsbehälter“, Stuttgart, 04./05.10.1978, (24 S.).

Julisch, Peter: Beitrag zur Bestimmung des Tragverhaltens fehlerbehafteter, ferritischer Schweißkonstruktionen mit Hilfe von Großplatten-Zugversuchen, Diss. Universität Stuttgart 1990, Techn.-wiss. Berichte MPA Stuttgart 1990, Heft 90–02, Abb. 9, S. 32.

Ebenda, Abb. 27, S. 59.

Susukida, H., Satoh, M., Ubayashi, T. und Yoshida, K.: The Application of High Strength Steel to Containment Vessels, NUCLEX 75, 7.–8. Oktober 1975, Basel/Schweiz.

Yamaba, R., Okamoto, K., Moriyama, K. und Itoh, K.: Strength and Toughness of Newly Developed HT 60 Steel Plate Used for P.C.V., The 3rd German-Japanese Joint Seminar, Research of Structural Strength and NDE Problems in Nuclear Engineering, 29.–30.08.1985, Stuttgart, Vol. II, Beitrag II.2.10, 15 S.

Yamaba, R., Okayama, Y., Okamoto, K. und Nakao, H.: Development of Steel Plate with High Toughness for Primary Containment Vessel of Nuclear Reactor, The 5th German-Japanese Joint Seminar, Research of Structural Strength and NDE Problems in Nuclear Engineering, 11.–12.10.1990, München, Beitrag 2.1, 15 S.

BA B 106-75318, Ergebnisprotokoll 116. RSK-Sitzung, 15.09.1976, S. 27–30.

KTA 3401.1 Sicherheitstechnische Regeln des KTA, Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl, Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen, Fassung 9/88, Carl Heymanns Verlag, Köln (1. Fassung 6/80, BAnz Nr. 187a vom 07.10.1980).

Schröter, Hans-Jürgen: Die KTA-Regeln für den stählernen Reaktorsicherheitsbehälter, Stahlbau, Jg. 54, Heft 2, 1985, S. 46–52.

AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 64. Sitzung RSK-UA RDB, 06.12.1977, S. 9.

AMPA Ku 135, Gutachterliche Äußerung von Prof. Dr.-Ing. Karl Kußmaul zum Fragenkatalog des Innenministeriums Baden-Württemberg für die Zustimmung im Einzelfall zur Verwendung des Stahls TSB 370 für den Sicherheitsbehälter des Kernkraftwerks Philippsburg, Block 2 (KKP 2), MPA Stuttgart, 31.07.1979.

Clasen, H.-J., Fröhlich, H.-J. und Langetepe, G.: Die Errichtung des Kernkraftwerks Philippsburg Block 2, atw, Jg. 30, Februar 1985, S. 73.

Chemische Zusammensetzung, Richtwerte in %: 0,20 C, 0,45 Si, 1,5 Mn, 0,06 Al, 0,01 V, max. 0,04 P, max. 0,04 S.

AMPA Ku 135, Gutachtliche Stellungnahme zum Einsatz des wasservergüteten Feinkornbaustahls Aldur 50/65/D entsprechend 19 MnAl 6 V für die Sicherheitshülle des Kernkraftwerks Brokdorf, abgegeben im Auftrag des Technischen Überwachungsvereins Norddeutschland e. V., Hamburg, von Prof. Dr.-Ing. Karl Kußmaul, Stuttgart, 30.03.1981, S. 12.

Bericht des TÜV Baden: Stand der Begutachtung des Werkstoffs 15 MnNi 6 3, Erzeugnisform Blech, Nov. 1983, Federführung TÜV Baden.

Eine Zusammenfassung der Begutachtungsergebnisse und weitere detaillierte Angaben des Herstellers über chemische Zusammensetzung, Wärmebehandlung und Festigkeit/Zähigkeit sowie den Einsatz in verschiedenen Kernkraftwerken finden sich in: Piel, K. H.: State of experience in the application of the steal 15 MnNi 6 3 for containments and components of nuclear power stations, Nuclear Engineering and Design, Vol. 84, 1985, S. 241–251.

Zunächst wurden nur „Druckwellen aus chemischen Explosionen“ betrachtet. Bei der Erarbeitung der entsprechenden BMI-Richtlinie von 1976 (vgl. Abschn. 6.1.2) war erkannt worden, dass Gaswolkenexplosionen nach der Freisetzung von Kohlenwasserstoffgasen als Deflagrationen ablaufen und von Detonationen mit der Ausbildung von Stoßwellen (Berstdruckwellen aus katastrophalem Behälterversagen) unterschieden werden mussten.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 53. RSK-Sitzung, 13.10.1969, S. 5.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 18. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 02.11.1978, S. 8–10.

Vgl. beispielsweise AMPA Ku 161, Kraftwerk Union AG: Kernkraftwerk Grohnde, Anlagenbeschreibung, Bd. I, 8.4 Schutz vor Einwirkung Dritter, September 1983, S. 8–2 f.

BA B 138-3449, Ergebnisprotokoll 53. RSK-Sitzung, 13.10.1969, S. 4–6.

AMPA Ku 3, Unterlagen zur 98. RSK-Sitzung am 16.10.1974: RSK-Information 97/9 vom 10.09.1974.

BA B 106-75312, Ergebnisprotokoll 96. RSK-Sitzung, 17.07.1974, Anlage Kernkraftwerk Philippsburg I (und II), hier: Unabhängiger Sabotage- und Störfallschutz (USUS).

BA B 106-75312, Ergebnisprotokoll 97. RSK-Sitzung, 18.09.1974, S. 13 f.

Schröder, W.: Kernkraftwerk Grafenrheinfeld – Auslegung, technische Daten, Zusatzforderungen, atw, Jg. 27, Oktober 1982, S. 505–509.

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren 2. Ausgabe 24. Januar 1979: 22.2 (1) Notstandssystem, vgl. RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren 1. Ausgabe 24. Februar 1974: 5.4 (7) Schaltwarte und Hilfssteuereinrichtungen.

Kraftwerk Union AG: Sicherheitsbericht Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar Block II (GKN II) mit Druckwasserreaktor, elektrische Leistung 1300 MW, Bd. 1, März 1981, S. 2.4.12/1.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 9. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 29.01.1976, S. 6 f.

BMI-Forschungsvorhaben SR 268: Zusammenfassung der Einwirkungen von außen (EVA) zu einer integralen Auslegungsanforderung für kerntechnische Anlagen, GRS-F-131 (Mai 1984), 8. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1983, Lfd. Nr. 15, S. 1–4; GRS-F-140 (Juni 1985), 9. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1984, Lfd. Nr. 14, S. 1–3.

Koch, E. H.: Grundzüge der erdbebensicheren Auslegung von Kernkraftwerken, VGB Kraftwerkstechnik, Bd. 59, Heft 1, Januar 1979, S. 36–45.

Stevenson, J. D.: Current Summary of International Extreme Load Design Requirements for Nuclear Power Plant Facilities, Nuclear Engineering and Design, Vol. 60, 1980, S. 197–209.

KTA-Regel 2201: Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen, Fassung 6/75.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 13. Sitzung des RSK-UA Bautechnik, 01.12.1976, Anl. 1, S. 2–6.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 15. Sitzung des RSK-UA Bautechnik, 18.04.1978, S. 7 f.

Nach DIN 4149: 2005–04. Eine probabilistische Erdbebenzonenkarte für die Überschreitungsrate 10–4/a nach Ahorner und Rosenhauer wurde auf der Sondersitzung des RSK-UA Bautechnik über Auslegung von kerntechnischen Anlagen gegen Erdbeben vorgestellt, s. AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 33. Sitzung des RSK-UA Bautechnik, 30.10.1984, Anlage.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 21. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 23.05.1979, S. 5–9.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 13. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 01.12.1976, Anlagen.

KWU AG: Sicherheitsbericht Kernkraftwerk Philippsburg (KKP-2) mit Druckwasserreaktor, elektrische Leistung 1300 MW, Bd. 1, Februar 1984, S. 2.2.2–6.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 21. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 23.05.1979, S. 9–12.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 13. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 01.12.1976, Anlage 1, S. 8–10.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 19. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 20.02.1979, S. 5.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 15. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 18.04.1978, S. 4.

Institut für Bautechnik: Richtlinien für die Bemessung von Stahlbetonbauteilen von Kernkraftwerken für außergewöhnliche Belastungen (Erdbeben, äußere Explosionen, Flugzeugabsturz), Mitteilungen 6/1974, S. 175 f.

Ergänzende Bestimmungen zu den „Richtlinien für die Bemessung von Stahlbetonbauteilen von Kernkraftwerken für außergewöhnliche Belastungen (Erdbeben, äußere Explosionen, Flugzeugabsturz) – Fassung Juli 1974“, Mitteilungen IfBt 1/1976, S. 3–5.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 28. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 18.11.1983, S. 4–8.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 9. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 29.01.1976, S. 5.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 28. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 18.11.1983, S. 9.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 31. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 30.05.1984, S. 5–9.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 33. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 30.10.1984, Anlage: König und Heunisch, Beratende Ingenieure: Auslegung von kerntechnischen Anlagen gegen Erdbeben, S. 28–30 und S. 55 f.

KTA 2201.1, BAnz. Nr. 20a vom 30.01.1991.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 31. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 30.05.1984, S. 8 f.

Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Hauptband, Verlag TÜV Rheinland GmbH, Köln, 1979, S. 125–130.

Prof. Kußmaul, MPA Universität Stuttgart, hatte schon im April 1975 darauf hingewiesen, dass bei richtiger Werkstoffwahl, Herstellung und Prüfung das Versagen von Rohrleitungen und damit die Gleichzeitigkeit von Erdbeben und GAU ausgeschlossen werden könne, s. AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 5. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 05.05.1975, Anlage 2.

Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Phase B, Gesellschaft für Reaktorsicherheit, Verlag TÜV Rheinland GmbH, Köln, 1990, S. 488–492.

Ebenda, S. 528–547.

Der BMFT (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Phase B, a. a. O., S. 545.

Stevenson, J. D.: Survey of Extreme Load Design Regulatory Agency Licensing Requirements for Nuclear Power Plants, Nuclear Engineering and Design, Vol. 37, 1976, S. 3–22.

Stevenson, J. D.: Summary and Comparison of Current U.S. Regulatory Standards and Foreign Standards, Nuclear Engineering and Design, Vol. 79, 1984, S. 145–160.

Richardson, J. A.: Summary comparison of West European & U.S. licensing regulations for LWR’s, Nuclear Engineering International, Vol. 21, No. 239, Februar 1976, S. 32–41.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 53. RSK-Sitzung, 13.10.1969, S. 5.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 57. RSK-Sitzung, 13.02.1970, S. 7–9.

AMPA Ku 2, Ergebnisprotokoll 65. RSK-Sitzung, 23.06.1971, S. 17 f.

BA B 106-75318, Ergebnisprotokoll 114. RSK-Sitzung, 22./23.06.1976, S. 41.

BA B 106-75306, Ergebnisprotokoll 79. RSK-Sitzung, 20.12.1972, S. 21.

BA B 106-75307, Ergebnisprotokoll 5. Sitzung RSK-UA „BASF“, 15.03.1973, Anlage IRS AZ RSK/S/2-82/6 vom 20.03.1973, S. 2 f.

BA B 106-75307, Ergebnisprotokoll 83. RSK-Sitzung, 18.04.1973, S. 15.

BA B 106-75306, Ergebnisprotokoll 81. RSK-Sitzung, 21.02.1973, S. 8.

Drittler, K., Gruner, P. und Sütterlin, L.: Zur Auslegung kerntechnischer Anlagen gegen Einwirkungen von außen, Teilaspekt: Flugzeugabsturz, Zwischenbericht, IRS-W-7 (Dezember 1973).

W\({}_{28}=\) Würfeldruckfestigkeit des verwendeten Betons nach 28 Tagen in kp/cm².

Drittler, K. et al., a. a. O., S. 9.

Riera, J. D.: On the Stress Analysis of Structures Subjected to Aircraft Impact Forces, Nuclear Engineering and Design, Vol. 8, 1968, S. 415–426.

Chelapati, C. V., Kennedy, R. P. und Wall, I. B.: Probabilistic Assessment of Aircraft Hazard for Nuclear Power Plants, Nuclear Engineering and Design, Vol. 19, 1972, S. 333–364.

Drittler, K. et al., a. a. O., S. 12.

AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll 29. Sitzung RSK-UA Bautechnik, 07.11.1983, S. 5.

Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Phase B, Gesellschaft für Reaktorsicherheit, Verlag TÜV Rheinland GmbH, Köln, 1990, S. 494.

Heute: Deutsches Institut für Bautechnik (DIBt), Berlin, Anstalt des Öffentlichen Rechts, Zulassungsstelle für Bauprodukte und Bauarten, Bautechnisches Prüfamt.

BA B 106-75306, Ergebnisprotokoll 78. RSK-Sitzung, 15.11.1972, S. 6.

Institut für Bautechnik: Richtlinien für die Bemessung von Stahlbetonbauteilen von Kernkraftwerken für außergewöhnliche Belastungen (Erdbeben, äußere Explosionen, Flugzeugabsturz), Mitteilungen 6/1974, S. 175–181.

Stangenberg, F. und Zilch, K.: Erläuterungen zu den „Richtlinien für die Bemessung von Stahlbetonbauteilen von Kernkraftwerken für außergewöhnliche Belastungen (Erdbeben, äußere Explosionen, Flugzeugabsturz)“, Mitteilungen IfBt 1/1976, S. 3–11.

Ergänzende Bestimmungen zu den „Richtlinien für die Bemessung von Stahlbetonbauteilen von Kernkraftwerken für außergewöhnliche Belastungen (Erdbeben, äußere Explosionen, Flugzeugabsturz) – Fassung Juli 1974 –“, Mitteilungen IfBt 1/1976, S. 12.

Vgl. Kraftwerk Union AG: Sicherheitsbericht Kernkraftwerk Philippsburg (KKP-2) mit Druckwasserreaktor 3765 MW_th, Bd. 1 Text, September 1975, S. 2.0.1-3, und vgl. auch: Kraftwerk Union AG: Sicherheitsbericht Kernkraftwerk Philippsburg (KKP-II) mit Druckwasserreaktor, elektrische Leistung 1300 MW, Bd. 1, Februar 1984, S. 2.1.1-3.

Dietrich, R. und Fürste, W.: Beanspruchung und Bemessung von Kernkraftwerksgebäuden bei den äußeren Einwirkungen Flugzeugabsturz und Druckwelle, Techn. Mitt. Krupp – Forsch.-Ber., Bd. 31, 1973, H. 3, S. 99–112.

Böttcher, D.: Fehlentwicklungen bei nachträglicher Erhöhung der Sicherheits- und Qualitätsanforderungen, atw, Jg. 29, März 1984, S. 131–134.

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AMPA Ku 59, Ergebnisprotokoll der 23. Sitzung des RSK-UA Bautechnik, 13.03.1981, S. 4–6.

GRS-F-98 (Dezember 1980), SR 250, Fachliche Stellungnahme für die RSK zu einem von der KWU vorgeschlagenen Nachweiskonzept für die Auslegung von Kernkraftwerken gegen Flugzeugabsturz, Auftragnehmer Beratende Ingenieure König und Heunisch, Projektleiter Prof. Dr.-Ing. König, Laufzeit 01.07.–30.09.1980, lfd. Nr. 28, S. 1 f.

Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.): Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Phase B, Gesell. für Reaktorsicherheit, Verlag TÜV Rheinland GmbH, Köln, 1990, S. 518–524.

Vgl. Holl, Thomas: Mit der Vernebelung ist alles klar, FAZ Nr. 273, 23.11.2010, S. 4.

Landtag von Baden-Württemberg, Drucksache 14/4652 vom 18.06.2009, Stellungnahme des Umweltministeriums zu einem Antrag der Abg. Franz Untersteller u. a. Grüne, S. 5 f.

BA B 106-75304, Ergebnisprotokoll 61. RSK-Sitzung, 23.09.1970, S. 12–16.

AMPA Ku 2, Ergebnisprotokoll 64. RSK-Sitzung, 14.05.1971, S. 10.

AMPA Ku 2, Institut für Reaktorsicherheit: Berichte zur 65. RSK-Sitzung am 23.06.1971, zu Punkt 11 der T. O.: Kernkraftwerk Philippsburg 2, S. 8.

BA B 106-75306, Ergebnisprotokoll 81. RSK-Sitzung, 21.02.1973, S. 9 und Anlage.

BA B 106-75308, Ergebnisprotokoll 85. RSK-Sitzung, 20.06.1973, S. 11.

BMI UA II 4-513145: Schutz von Kernkraftwerken gegen Druckwellen aus chemischen Explosionen, Bonn, 19.03.1974, Anlage 1 zum Ergebnisprotokoll der 92. RSK-Sitzung am 20.03.1974, BA B 106-75310.

Bild entnommen GMBl 1976, Nr. 27, S. 443.

Bild entnommen GMBl 1976, Nr. 27, S. 444.

AMPA Ku 3, Tonbandniederschrift der Diskussion zu TOP 5.1 „Schutz von Kernkraftwerken gegen Druckwellen aus chemischen Explosionen“ der 99. Sitzung der RSK am 13.11.1974.

BA B 106-314, Ergebnisprotokoll 103. RSK-Sitzung, 19.03.1975, S. 16 f.

Richtlinie für den Schutz von Kernkraftwerken gegen Druckwellen aus chemischen Reaktionen durch Auslegung der Kernkraftwerke hinsichtlich ihrer Festigkeit und induzierter Schwingungen sowie durch Sicherheitsabstände: Bekanntmachung im GMBl 1976, Nr. 27, S. 442–445 zugleich auch im BAnz Jg. 28, Nr. 179, 22.09.1976.

Institut für Bautechnik: Richtlinien für die Bemessung von Stahlbetonbauteilen von Kernkraftwerken für außergewöhnliche Belastungen (Erdbeben, äußere Explosionen, Flugzeugabsturz), Mitteilungen 6/1974, S. 177 f.

Vgl. z. B. Kraftwerk Union AG: Sicherheitsbericht Gemeinschaftskernkraftwerk Neckar Block II (GKN II) mit Druckwasserreaktor, elektrische Leistung 1300 MW, März 1981, Bd. 1, S. 2.2.2.3-1.

BA B 106-314, Ergebnisprotokoll 104. RSK-Sitzung, 21.05.1975, S. 14 f.

BA B 106-313, Ergebnisprotokoll 102. RSK-Sitzung, 19.02.1975, S. 17.

BA B 106-315, Ergebnisprotokoll 106. RSK-Sitzung, 17.09.1975, S. 18.

BA B 106-75316, Ergebnisprotokoll 110. RSK-Sitzung, 18.02.1976, S. 23.

Verordnung über das Verfahren bei der Genehmigung von Anlagen nach § 7 des Atomgesetzes (Atomanlagen-Verordnung) vom 20. Mai 1960, BGBl. I S. 310.

AMPA Ku 169, Kraftwerk Union AG: Kernkraftwerk Grohnde, Anlagenbeschreibung, Bd. I, 8.4 Schutz vor Einwirkung Dritter, September 1983, S. 8–13.

Kolflat, A. und Chittenden, W. A.: A New Approach to the Design of Containment Shells for Atomic Power Plants, Proceedings of the American Power Conference, March 27–29, 1957, Vol. 19, S. 651–659.

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Kolflat, A. und Chittenden, W. A.: A New Approach to the Design of Containment Shells for Atomic Power Plants, Proceedings of the American Power Conference, March 27–29, 1957, Vol. 19, S. 652.

Ebenda, S. 659.

Kolflat, A.: Results of 1959 Nuclear Power Plant Containment Tests, Report SL-1800, März 1960, auch: Preprint Paper 10, Nuclear Engineering & Science Conference, April 4–7, 1960, New York, Engineers Joint Council, S. 13.

Ebenda, S. 2 f, Fig. No. 1, Fig. No. 11.

Seipel, H. G.: Dynamische Belastungen eines Containments bei einem schweren Reaktorunfall, Atomkernenergie, Jg. 11, Heft 9/10, 1966, S. 368.

Lieberman, J. A., Hamester, H. L. und Cybulski, P.: The nuclear safety research and development program in the United States, Proceedings of the Third International Conference on the Peaceful Uses of the Atomic Energy, Genf, 31.08.–09.09.1964, Vol. 13, P/282 USA, United Nations, New York, 1965, S. 6.

Vgl. Rogers, G. J.: Containment Systems Experiment, Nuclear Safety, Vol. 10, No. 3, Mai–Juni 1969, S. 263.

Rogers, G. J. et al.: Removal of Airborne Fission Products by Containment Sprays, Trans. Am. Nucl. Soc., Vol. 12, No. 1, 1969, S. 327 f.

Vgl. Fortschrittsberichte in NUCLEAR SAFETY, Vol. 7, No. 4, Sommer 1966, S. 503 f; Vol. 8, No. 3, Frühjahr 1967, S. 267 f; Vol. 8, No. 4, Sommer 1967, S. 399, 401; Vol. 8, No. 5, Sept.–Okt. 1967, S. 506 f; Vol. 8, No. 6, Nov.–Dez. 1967, S. 613 f; Vol. 9, No. 1, Jan.–Feb. 1968, S. 81 f; Vol. 9, No. 3, Mai–Juni 1968, S. 276 f; Vol. 9, No. 5, Sept.–Okt. 1968, S. 416; Vol. 10, No. 1, Jan.–Feb. 1969, S. 95; Vol. 10, No. 3, Mai–Juni 1969, S. 263; Vol. 11, No. 1, Jan.–Feb. 1970, S. 69 f; Vol. 11, No. 3, Mai–Juni 1970, S. 247 f; Vol. 11, No. 5, Sept.–Okt. 1970, S. 407 f.

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Vgl. Fortschrittsberichte in NUCLEAR SAFETY, Vol. 7, No. 4, Sommer 1966, S. 505; Vol. 8, No. 1, Herbst 1966, S. 87 f; Vol. 8, No. 2, Winter 1966–1967, S. 192; Vol. 8, No. 3, Frühjahr 1967, S. 267, 269; Vol. 8, No. 5, Sept.–Okt. 1967, S. 507; Vol. 10, No. 3, Mai–Juni 1969, S. 266.

Blakeley, J. P.: Action on Reactor and Other Projects Undergoing Regulatory Review or Consideration, Nuclear Safety, Vol. 9, No. 6, Nov.–Dez. 1968, S. 537.

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Vgl. Fortschrittsberichte in NUCLEAR SAFETY, Vol. 10, No. 1, Jan.–Feb. 1969, S. 101 f; Vol. 10, No. 3, Mai–Juni 1969, S. 267 f; Vol. 10, No. 5, Sept.–Okt. 1969, S. 455 f; Vol. 11, No. 1, Jan.–Feb. 1970, S. 77; Vol. 11, No. 3, Mai–Juni 1970, S. 254; Vol. 11, No. 5, Sept.–Okt. 1970, S. 414; Vol. 12, No. 1, Jan.–Feb. 1971, S. 51.

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Dipl.-Ing. Heinz G. Seipel wurde 1968 vom IRS in die National Reactor Testing Station in Idaho Falls, Idaho, USA, abgeordnet, wo er an der Vorbereitung der CVTR Containment Tests mitarbeitete.

Levy, S.: A Systems Approach to Containment Design in Nuclear Power Plants, in: Proceedings of a Symposium on the Containment and Siting of Nuclear Power Plants, 3–5 April, IAEA, Wien, 1967, S. 239.

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BMwF-Forschungsvorhaben RS-6, in: Übersicht über die vom Bundesministerium für wissenschaftliche Forschung geförderten Forschungsvorhaben auf dem Gebiet der Reaktorsicherheit, Stand 30.06.1968, Schriftenreihe Forschungsberichte des Instituts für Reaktorsicherheit, IRS-F-1, Köln, Juli 1968, S. 14 f.

IRS-F-3, Berichtszeitraum Januar bis Juni 1969, Projekt RS-6, S. 11–14.

Um die Reaktorsysteme während ihres Betriebs aus der Nähe beobachten und gewisse Wartungs- und Reparaturarbeiten sowie Vorbereitungen für Brennelement-Wechsel und Wiederkehrende Prüfungen während des Anlagenstillstands vornehmen zu können, hatten deutsche Kernkraftwerke während des Leistungsbetriebs begehbare Betriebsräume in Teilbereichen der Sicherheitsbehälter und Containments. Als in den 1970er-Jahren immer höhere Ansprüche an den Umgebungsschutz gestellt wurden, kam von Gewerkschafts- und Betriebsratsseite die Forderung auf, auch den Arbeitsschutz im Kernkraftwerk deutlich zu verbessern und die Zahl und Qualität der Personenschleusen, Fluchtwege und gesicherten Räume entsprechend zu erhöhen. Die in den 1980er-Jahren geführten Beratungen und Verhandlungen zwischen der Berufsgenossenschaft der Feinmechanik und Elektrotechnik, Köln, und den Gewerkschaften führten schließlich zu den berufsgenossenschaftlichen Vorschriften VBG 30 „Kernkraftwerke“ vom 1. Januar 1987, die hohe, überwiegend administrative Standards für den anlageninternen Strahlenschutz und für das Verhalten des Personals verbindlich festlegten.

IRS-F-10, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1972, Projekt At T 85a, S. 1–5.

GRS-F-74 (März 1979), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1978, Projekt RS 263, lfd. Nr. 78, S. 1–3.

IRS-F-1, Stand 30.06.1968, Projekt RS-24, S. 46 f.

IRS-F-4, Berichtszeitraum Juli bis Dezember 1969, Projekt RS 17, Laufzeit 3,5 Jahre, S. 25 f.

IRS-F-7, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1971, Projekt RS 52, Laufzeit 2 Jahre.

IRS-F-15 (Juli 1973), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1973, Projekt RS 93, Laufzeit 21 Monate, S. 63 f.

IRS-F-15 (Juli 1973), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1973, Projekt RS 67, Laufzeit 3 Jahre, S. 65.

IRS-F-17 (November 1973), Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1973, Projekt RS 78, Laufzeit 3 Jahre, S. 75 f.

IRS-F-19 (März 1974), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1973, Projekt RS 33, Laufzeit 4 Jahre, S. 79.

IRS-F-20 (Juli 1974), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1974, Projekt PNS 4311, Laufzeit 3 Jahre, S. 81 f.

Lageplan der Versuchsanlage in: Die Containment-Versuchsanlage, Detailbericht BF-RS 50–21-1, Battelle-Institut e. V. Frankfurt/M, Oktober 1978, S. C8.

IRS-F-10, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1972, Projekt RS 50 „Untersuchung der Vorgänge in einem mehrfach unterteilten Containment beim Bruch einer Kühlmittelleitung wassergekühlter Reaktoren“, Auftragnehmer Battelle-Institut Ffm, Arbeitsbeginn 04.05.1971, S. 1–4.

IRS-F-16 (August 1973), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1973, Projekt RS 50, S. 61 f.

Kanzleiter, T.: Modellcontainment-Versuche, Abschlussbericht RF-RS 50–01, Battelle-Institut e. V. Frankfurt/M, Dezember 1980, Bild 2.2, S. B2.

Battelle-Institut: Die Containment-Versuchsanlage, Detailbericht BF-RS 50–21-1, Frankfurt/M, Oktober 1978, S. 72.

Ebenda, S. 68.

IRS-F-11, Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1972, Projekt RS 50, S. 1–3.

Kanzleiter, T.: Modellcontainment-Versuche, Abschlussbericht RF-RS 50–01, Battelle-Institut e. V. Frankfurt/M, Dezember 1980, Bild 2.1, S. B1.

IRS-F-25 (Mai 1975), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1975, S. 71–74.

IRS-F-28 (März 1976), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1976, S. 121–123.

IRS-F-30 (Juni 1976), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1976, S. 87–89.

IRS-F-27 (Dezember 1975), Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1975, S. 77–80.

Kanzleiter, T.: Modellcontainment-Versuche, Abschlussbericht RF-RS 50-01, Battelle-Institut e. V. Frankfurt/M, Dezember 1980, S. B46.

GRS-F-40 (Juni 1977), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1977, S. 147–150.

Kanzleiter, T.: Modellcontainment-Versuche, Abschlussbericht RF-RS 50-01, Battelle-Institut e. V. Frankfurt/M, Dezember 1980, S. 136–146.

Ebenda, Abb. 4.4.5, S. B69.

IRS-F-31 (September 1976), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1976, S. 111–113.

Kanzleiter, T. F.: Experimental Investigations of Pressure and Temperature Loads on a Containment after a Loss-of-Coolant Accident, Nuclear Engineering and Design, Vol. 38, 1976, S. 159–167.

Kanzleiter, T.: Modellcontainment-Versuche, Abschlussbericht RF-RS 50-01, Battelle-Institut e. V. Frankfurt/M, Dezember 1980, S. 147–149.

GRS-F-79 (Juni 1979), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1979, Projekt RS 50, lfd. Nr. 70, S. 1–3.

GRS-F-79 (Juni 1979), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1979, Projekt RS 343, Abstellung zur USNRC zur Kooperation auf dem Containmentgebiet, Auftragnehmer GRS, Projektleiter Dr. G. Mansfeld, Laufzeit 01.09.1978 bis 31.08.1979, Finanzmittel 0,18 Mio. DM, lfd. Nr. 69, S. 1–5.

Kanzleiter, T. F.: Hydrogen Deflagration Experiments Performed in a Multi-Compartment Containment, in: Kußmaul, Karl F. (Hg.): Transactions of the 12^th International Conference on Structural Mechanics in Reactortechnologies, 15.–20.08.1993, Stuttgart, Vol. U: Severe Containment Loading and Core Melt, Elsevier, Amsterdam, 1993, S. 61–78.

Kanzleiter, T. und Seidler, M.: Katalytische Rekombinatoren zum Abbau von Wasserstoff, atw, Jg. 40, Juni 1995, S. 392–396.

Heck, R., Kelber, G., Schmidt, K.-E. und Zimmer, H.-J.: Hydrogen Reduction Following Severe Accidents, atw, Jg. 38, Dezember 1993, S. 850–853.

Ferroni, F., Collins, P. und Schiel, L.: Containmentschutz mit Wasserstoffrekombinatoren, atw, Jg. 39, Juli 1994, S. 513 f.

Fineschi, F., Bazzichi, M. und Carcassi, M.: A study on the hydrogen recombination rates of catalytic recombiners and deliberate ignition, Nuclear Engineering and Design, Vol. 166, 1996, S. 481–494.

Gergely, P. und White, R. N.: Research Needs for Design of Concrete Containment Structures, Nuclear Engineering and Design, Vol. 69, 1982, S. 183–186.

AMPA Ku 74, Ergebnisprotokoll 1. Sitzung RSK-UA Sicherheitsforschung, 16.09.1976.

AMPA Ku 74, Ergebnisprotokoll 12. Sitzung RSK-UA Sicherheitsforschung, 15.06.1979, Anlagen.

AMPA Ku 74, Ergebnisprotokoll 15. Sitzung RSK-UA Sicherheitsforschung, 04.07.1980, Anhang.

Kröger, W., Altes, J. und Schwarzer, K.: Underground Siting of Nuclear Power Plants with Emphasis on the ’cut-and-cover’ Technique, Nuclear Engineering and Design, Vol. 38, 1976, S. 207–227.

AMPA Ku 74, Das Sudienprojekt „Unterirdische Bauweise von Kernkraftwerken“ des Bundesministers des Innern, 2. Zwischenbericht für den Innenausschuss des Deutschen Bundestags, Stand 23.09.1979, Anlage zum Ergebnisprotokoll der 13. Sitzung des RSK-UA Sicherheitsforschung, 12.11.1979.

AMPA Ku 74, Entwurf: Zusammenfassung und ergänzende Kommentare zur RSK-Stellungnahme der 143. Sitzung, Anlage 3 zum Ergebnisprotokoll der 14. Sitzung des RSK-UA Sicherheitsforschung, 18.12.1979.

AMPA Ku 74, Entwurf: Zusammenfassung und ergänzende Kommentare zur RSK-Stellungnahme der 143. Sitzung, Anlage 3 zum Ergebnisprotokoll der 14. Sitzung des RSK-UA Sicherheitsforschung, 18.12.1979, S. 10.

BA B 106-75332, Ergebnisprotokoll 143. RSK-Sitzung, 21.03.1979, Anlage 1.

Vgl. auch Buchhardt, F.: Some Comments on the Concept of ,Underground Siting of Nuclear Power Plants‘ – A Critical Review of the Recently Elaborated Numerous Studies, Nuclear Engineering and Design, Vol. 59, 1980, S. 217–230.

AMPA Ku 74, Ergebnisprotokoll 13. Sitzung RSK-UA Sicherheitsforschung, 12.11.1979, S. 7.

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Browzin, B. S. und Shao, L. C.: Structural and Mechanical Engineering Research of the U.S. Nuclear Regulatory Commission, Nuclear Engineering and Design, Vol. 59, 1980, S. 3–13.

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IRS-F-19 (März 1974), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1973, Vorhaben RS 102-6, Entstehung chemischer Explosionen und deren Wirkung auf sicherheitstechnisch wichtige Reaktorkomponenten, Laufzeit 01.09.1973 bis 31.12.1976, Projektleiter Dr. Pförtner, Dipl.-Ing. G. Hoffmann.

IRS-F-19 (März 1974), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1973, Vorhaben RS 102-9, Beugung von Druckwellen um Reaktorgebäude, Laufzeit 01.09.1973 bis 31.12.1976, Projektleiter G. Hoffmann.

IRS-F-26 (August 1975), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1975, S. 187–193.

IRS-F-27 (Dezember 1975), Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1975, S. 143–147.

IRS-F-20 (Juli 1974), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1974, S. 137 f.

IRS-F-26 (August 1975), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1975, S. 188.

IRS-F-27 (Dezember 1975), Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1975, S. 143 f.

IRS-F-33 (Dezember 1976), Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1976, S. 179–181.

IRS-F-31 (September 1976), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1976, S. 219–223.

GRS-F-35 (März 1977), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1976, S. 261–267.

IRS-F-31 (September 1976), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1976, S. 220.

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IRS-F-25 (Mai 1975), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1975, S. 139 f.

IRS-F-23 (März 1975), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1974, S. 188.

IRS-F-31 (September 1976), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1976, S. 225–228.

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GRS-F-103 (März 1981), 5. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1980, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.12.1980, SR 101, lfd. Nr. 41, S. 1–3.

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GRS-F-102 (März 1981), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1980, RS 150 444, lfd. Nr. 54, S. 1–3.

GRS-F-1114 (März 1982), Berichtszeitraum 01.07.–31.12. 1981, RS 150 444, S. 1–3.

GRS-F-103 (März 1981), 5. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1980, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.12.1980, SR 0247, lfd. Nr. 40, S. 1–3.

GRS-F-113 (März 1982), 6. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1981, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.12.1981, SR 0247, lfd. Nr. 38, S. 1–4.

GRS-F-102 (März 1981), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1980, RS 150 459, lfd. Nr. 53.1, S. 1 f.

GRS-F-123 (Mai 1983), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1982, RS 150 459, S. 1–7.

GRS-F-103 (März 1981), 5. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1980, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.12.1980, SR 245, lfd. Nr. 36, S. 1–4.

GRS-F-113 (März 1982), 6. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1981, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.12.1981, SR 245, lfd. Nr. 36, S. 1–3.

GRS-F-123 (Mai 1983), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1982, RS 150 520, S. 1 f.

GRS-F-141 (Mai 1985), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1984, RS 150 520, S. 1–3.

GRS-F-149 (Juni 1986), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1985, RS 150 666, S. 1–16.

GRS-F-148 (Mai 1986), 10. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1985, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.12.1985, SR 0349, lfd. Nr. 12, S. 1–3.

GRS-F-148 (Mai 1986), 10. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1985, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.12.1985, SR 355, lfd. Nr. 13, S. 1–3.

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IRS-F-13, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1972, Studie über die wirtschaftlichen Auswirkungen des Schutzes von Kernkraftwerken gegen Einwirkungen von außen, Projekt RS 65, Laufzeit 01.02.1972–31.05.1973, Projektleiter Dr. rer. nat. Glupe, S. 61 f.

IRS-F-16 (August 1973), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1973, RS 65, S. 147–149.

IRS-F-16, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1972, RS 65, S. 77 f.

IRS-F-23 (März 1975), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1974, Untersuchungen der Widerstandsfähigkeit von Betonstrukturen gegen Flugzeugabsturz, RS 149, Auftragnehmer BWB, Projektleiter RBDir. Weymar, Laufzeit 01.04.1974–31.12.1979, Gesamtkosten 2,54 Mio. DM, S. 193–195.

IRS-F-27 (Dezember 1975), Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1975, Grenztragfähigkeit von Stahlbetonplatten bei hohen Belastungsgeschwindigkeiten (z. B. Flugzeugabsturz), RS 165, Auftragnehmer Fa. Hochtief AG, Ffm, Projektleiter Dr. Jonas, H. Riech, Laufzeit 01.04.1975–30.09.1981, Gesamtkosten 1,64 Mio. DM, S. 159–163.

IRS-F-22 (Dezember 1974), Konzeptstudie „Dimensionierung von Stahlbetonbauteilen des äußeren Containments von Kernkraftwerken unter der Wirkung von Flugkörpern“, RS 116, Auftragnehmer Hochtief AG, Projektleiter Dr. Jonas, Laufzeit 01.02.–11.10.1974, S. 119–121.

GRS-F-35 (März 1977), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1976, RS 165 und RS 149, S. 273–278.

GRS-F-36 (April 1977), projects RS 165 and RS 149, S. 244.

GRS-F-45 (Nov. 1977), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1977, RS 165 und RS 149, S. 153–158.

IRS-F-33 (Dez. 1976), Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1976, RS 165 und RS 149, S. 187–193.

IRS-F-33 (Dez. 1976), Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1976, RS 165 und RS 149, S. 190.

GRS-F-45 (Nov. 1977), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1977, RS 165 und RS 149, S. 153–158.

GRS-F-66 (Sept. 1978), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1978, RS 165 und RS 149, S. 206–209.

GRS-F-45 (Nov. 1977), Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1977, RS 165 und RS 149, S. 154 f.

GRS-F-74 (März. 1979), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1978, RS 165 (und RS 149), lfd. Nr. 54 S. 1–3.

GRS-F-79 (Juni 1979), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1979, RS 165 (und RS 149), lfd. Nr. 47, S. 1–3.

GRS-F-88 (März 1980), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, RS 165 (und RS 149), lfd. Nr. 75, S. 1–3.

GRS-F-74 (März 1979), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1978, RS 165 (und RS 149), lfd. Nr. 54, S. 1–3.

GRS-F-88 (März 1980), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, Projekt 150408, lfd. Nr. 76, S. 1–3.

GRS-F-141 (Mai 1985), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1984, Projekt 150408, S. 1–3.

GRS-F-88 (März 1980), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, Projekt 150410, lfd. Nr. 77, S. 1–3.

GRS-F-123 (Mai 1983), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1982, Projekt 150410, S. 1–3.

GRS-F-102 (März 1981), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1980, Projekt RS 467, lfd. Nr. 55.

GRS-F-132 (April 1984), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1983, Projekt 150408 (u. 150467), S. 2.

GRS-F-88 (März 1980), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, Projekt 150437, lfd. Nr. 79, S. 1–3.

GRS-F-102 (März 1981), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1980, Projekt 150437, lfd. Nr. 60, S. 1–3.

GRS-F-74 (März 1979), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1978, RS 337, Grenztragfähigkeit von Stahlbetonbalken bei großer Belastungsgeschwindigkeit, Auftragnehmer Institut für Beton und Stahlbeton Universität Karlsruhe, Projektleiter Dr. Henseleit, Laufzeit 01.05.1978 bis 31.05.1979, Finanzmittel 0,33 Mio. DM, lfd. Nr. 56, S. 1–3.

GRS-F-63 (Sept. 1978), Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1978, Projekt RS 121, Auftragnehmer BAM – Fachgruppe Tragfähigkeit der Baukonstruktionen, Projektleiter Brandes, Struck, Laufzeit 01.10.1977 bis 31.12.1984, Finanzmittel 1,47 Mio. DM, S. 139–143.

GRS-F-141 (Mai 1985), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1984, Projekt 1500121 (RS 121), S. 1–3.

Ebenda, S. 1–3.

GRS-F-102 (März 1981), Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1980, Projekt 150460, Energieaufnahmevermögen von Stahlbetonbauteilen bei Stoßeinwirkung, Auftragnehmer BAM, Projektleiter Brandes, Laufzeit 01.06.1980 bis 30.06.1985, Finanzmittel 0,48 Mio. DM, lfd. Nr. 62, S. 1–3.

GRS-F-141 (Mai 1985), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1984, Projekt 150460, S. 1–3.

GRS-F-123 (Mai 1983), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1982, Projekt 150460, S. 3.

GRS-F-141 (Mai 1985), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1984, Projekt 150460, S. 3.

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Versuchsdaten im Überblick: GRS-F-123 (Mai 1983), Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1982, Projekt 150408 (und RS 467), S. 5.

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Hennies, Hans-Henning, Dr. rer. nat., Honorarprofessor Univ. Karlsruhe, Mitglied Vorstand KfK, Vorstandsbereich Reaktorentwicklung.

AMPA Ku 151, Krieg: Persönliche schriftl. Mitteilung von Dr.-Ing. Rolf Krieg vom 09.01.2003, S. 5.

AMPA Ku 151, Keßler: Keßler, G.: Das neue Sicherheitskonzept für zukünftige LWR (eine persönliche Erinnerung), persönliche schriftliche Mitteilung von Prof. Keßler vom 21.05.2003, S. 2.

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Bei der Spannungsrisskorrosion wirken mechanische Zugspannungen und elektrolytische Korrosion zusammen.

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GRS-F-119, September 1982, Berichtszeitraum 01.01.1982 bis 30.06.1982, BMFT-Projekt 150 320, Rissstoppverhalten, Auftragnehmer KWU Erlangen, Projektleiter R. Steinbuch, Laufzeit 01.08.1978 bis 30.09.1982, bewilligte Mittel 3,8 Mio. DM.

Kastner, W., Lochner, H., Rippel, R., Bartholomé, G., Keim, E. und Gerscha, A.: Forschungsprogramm Reaktorsicherheit, Abschlussbericht Fördervorhaben BMFT 150 320, Untersuchungen zur instabilen Rissausbreitung und zum Rissstoppverhalten, Kraftwerk Union, Reaktorentwicklung, Technisches Berichtswesen, R 914/83/018, Erlangen, Juni 1983.

GRS-F-142, Mai 1985, Berichtszeitraum 01.01.1984 bis 31.12.1984, BMFT-Projekt RS 477, Analytische Tätigkeiten – Bruchvorgänge in Behältern und Rohrleitungen, Auftragnehmer GRS, Köln, Projektleiter Dr. Höfler, Laufzeit 01.05.1980 bis 31.12.1985.

Blind, D. und Schick, M.: Absicherungsprogramm zum Integrationsnachweis von Bauteilen, Zusammenfassender Bericht mit Bewertung, MPA-Auftrags-Nr. 940 500, MPA Stuttgart, Februar 1989, 15 S., 47 Beilagen.

Julisch, P., Sturm, D. und Wiedemann, J.: Exclusion of rupture for welded piping systems of power stations by component test and failure approaches, Nuclear Engineering and Design, Vol. 158, 1995, S. 191–201.

GRS-F-2/1992, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1992, BMFT-Projekt 1500 825, Rissverhalten bei dynamischer Beanspruchung, Auftragnehmer MPA Stuttgart, Projektleiter Prof. K. Kußmaul, Laufzeit 01.11.1989 bis 31.03.1993, bewilligte Mittel 3,7 Mio. DM.

Kussmaul, K., Klenk, A., Link, T. und Schüle, M.: Dynamic material properties and their application to components, Nuclear Engineering and Design, Vol. 174, 1997, S. 219–235.

Kastner, W., Lochner, H., Rippel, R., Bartholomé, G., Keim, E. und Gerscha, A.: Forschungsprogramm Reaktorsicherheit, Abschlussbericht Fördervorhaben BMFT 150 320, Untersuchungen zur instabilen Rissausbreitung und zum Rissstoppverhalten, Kraftwerk Union, Reaktorentwicklung, Technisches Berichtswesen, R 914/83/018, Erlangen, Juni 1983, Abb. 9.

Bartholomé, G., Kastner, W. und Zeitner, W.: Experimental and Theoretical Investigations of KWU on Leak-Before-Break Behaviour and its Application on Excluding of Breaks in Nuclear Piping of KWU-Plants, Nuclear Engineering and Design, Vol. 94 (3), 1986, S. 269–280.

Kussmaul, Karl und Sturm, Dietmar: Piping Research in the Federal Republic of Germany, Recent Results and Plans, LBB Research Programs, in: Proceedings of the Seminar On Leak-Before-Break: International Policies And Supporting Research, held at Columbus, Ohio, 28.–30.10.1985, NUREG/CP-0077, S. 208 f.

Sturm, D., Stoppler, W. und Julisch, P.: Stand des Forschungsvorhabens Behälterversagen, 5. MPA-Seminar „Sicherheit und Prüfkonzeption für Komponenten und Systeme“, Stuttgart, 11.–12.10.1979, Vortrag Nr. 7, 23 S., 21 Abb.

Vgl. Kußmaul, K., Blind, D., Roos, E. und Sturm, D.: Leck-vor-Bruch-Verhalten von Rohrleitungen, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 70, Juli 1990, S. 553–565.

Sturm, D., Stoppler, W., Julisch, P., Hippelein, K. und Muz, J.: Bruchauslösung und Bruchöffnung unter Leichtwasserreaktor-Betriebsbedingungen, 7. MPA-Seminar, „Zähbruchkonzepte“, Stuttgart, 08.–09.10.1981, 10 S., 31 Abb.

Vgl. Sturm, D., Stoppler, W., Julisch, P., Hippelein, K. und Muz, J.: Fracture initiation and fracture opening under light water reactor conditions, Nuclear Engineering and Design, Vol. 72, 1982, S. 81–95.

Bartholomé, G., Steinbuch, R. und Wellein, R.: Ausschluss des doppelendigen Rundabrisses der Hauptkühlmittelleitung, 7. MPA-Seminar, „Zähbruchkonzepte“, Stuttgart, 08.–09.10.1981, 12 S., 14 Abb.

Vgl. Bartholomé, G., Steinbuch, R. und Wellein, R.: Preclusion of double-ended circumferential rupture of the main coolant line, Nuclear Engineering and Design, Vol. 72 (1), 1982, S. 97–105.

Höller, P.: New Procedures in Nondestructive Testing, Proceedings of the German-U.S. Workshop Fraunhofer-Institut, Saarbrücken, 30. August–3. September 1982, Springer-Verlag, 1983, 604 S. 369 Abb.

Bartholomé, G., Steinbuch, R. und Wellein, R.: Ausschluss des doppelendigen Rundabrisses der Hauptkühlmittelleitung, 7. MPA-Seminar, „Zähbruchkonzepte“, Stuttgart, 08.–09.10.1981, 12 S., 14 Abb.

Kussmaul, K., Stoppler, W., Sturm, D. und Julisch, P.: Ruling-Out of Fractures in Pressure Boundary Pipings, Proceedings, Part 1: Experimental studies and their interpretation, International Symposium on Reliability of Reactor Pressure Components, Stuttgart 21.–25.03.1983, IAEA-SM-269/7, Wien, 1983, S. 211–235.

Bartholomé, G., Kastner, W., Keim, E. und Wellein: Preclusion of Failure of the Pressure Retaining Coolant System, Part 2: Application on Coolant Pipe of the Primary System, International Symposium on Reliability of Reactor Pressure Components, Stuttgart 21.–25.03.1983, IAEA-SM-269/7, Wien, 1983, S. 237–254.

Creswell, S. L.: Leak before break, HM NII’s present view, in: Proceedings of the Seminar On Leak-Before-Break: International Policies And Supporting Research, Held at Columbus, Ohio, 28.–30.10.1985, NUREG/CP-0077, S. 19 f.

Barrachin, B., Bouche, D. und Jamet, P.: French Regulatory Practice and Reflections on the Leak-Before-Break Concept, in: Proceedings of the Seminar On Leak-Before-Break: International Policies And Supporting Research, Held at Columbus, Ohio, 28.–30.10.1985, NUREG/CP-0077, S. 49–56.

Höller, P., Hübschen, G. und Salzburger, H. J.: Ultraschall-Prüfung der innenoberflächennahen Zonen an Stutzen, Behältern und Rohren von außen, 10. MPA-Seminar, 10.–13.10.1984, Bd. 1, Vortrag 19, 13 S., 23 Abb.

Schiedermaier, J. et al.: Absicherungsprogramm zum Integritätsnachweis von Bauteilen, Einzelvorhaben „Bauteilversuche“, Bericht 940 500 300, MPA Stuttgart, Februar 1989.

Blind, D. und Schick, M.: Absicherungsprogramm zum Integrationsnachweis von Bauteilen, Zusammenfassender Bericht mit Bewertung, MPA-Auftrags-Nr. 940 500, MPA Stuttgart, Februar 1989, S. 2–5.

Julisch, P., Sturm, D. und Wiedemann, J.: Exclusion of rupture for welded piping systems of power stations by component tests and failure approaches, Nuclear Engineering and Design, Vol. 158, 1995, S. 191–201.

Kußmaul, K., Klenk, A. und Schüle, M.: Rißverhalten bei dynamischer Beanspruchung, Forschungsvorhaben 1500 825, Abschlussbericht, MPA-Auftrags-Nr. 8710 02 000, Stuttgart, Mai 1994.

Kussmaul, K., Klenk, A., Link, T. und Schüle, M.: Dynamic material properties and their application to components, Nuclear Engineering and Design, Vol. 174, 1997, S. 219–235.

Schulz, H.: Current Position and Actual Licensing Decisions on Leak-Before-Break in the Federal Republic of Germany, in: Proceedings of the CSNI Specialist Meeting in Nuclear Reactor Piping, Held at Monterey, California, Sept. 1–2, 1983, NUREG/CP-0051, CSNI Report No. 82, S. 505–522.

USNRC: Proceedings of the Seminar On Leak-Before-Break: International Policies And Supporting Research, 28.–30.10.1985, Columbus, Ohio, NUREG/CP-0077, 335 S.

Kussmaul, K. und Sturm, D.: Piping Research in the Federal Republic of Germany – Recent Results and Plans – LBB Research Programs, in: Proceedings of the Seminar On Leak-Before-Break: International Policies And Supporting Research, 28.–30.10.1985, Columbus, Ohio, NUREG/CP-0077, S. 194–255.

USNRC: Proceedings of the Seminar On Leak-Before-Break: International Policies And Supporting Research, 28.–30.10.1985, Columbus, Ohio, NUREG/CP-0077, S. v–viii, S. 319.

Herter, K.-H., Kerner, A. et al.: Bruchannahmen für die druckführende Umschließung von Leichtwasserreaktoren, ILK-Auftrags-Nr. ILK 38/04 Krüger, MPA-Nr. 8333 000 000, Stuttgart, 15.10.2004, 73 S.

Hoffmann, H., Ilg, U., Mayinger, W. et al.: Das Integritätskonzept für Rohrleitungen sowie Leck- und Bruchpostulate in deutschen Kernkraftwerken, VGB Power-Tech, Jg. 87, Heft 7/2007, S. 78–91.

Ilg, U., König, G. et al.: Development of an Integrated Fatigue Assessment Concept for Ensuring Long Term Operation, 36. MPA-Seminar, 07.–08.10.2010, Stuttgart, 20 S.

BA B 106-75324, Ergebnisprotokoll 131. RSK-Sitzung, 14./15.02.1978, S. 20 f.

BA B 106-75325, Ergebnisprotokoll 132. RSK-Sitzung, 05.03.1978.

Im Pilgerschrittverfahren mit hin- und hergehenden Bewegungen gewalzte Rohre.

Kußmaul, K., Blind, D. und Jansky, J.: Rissbildungen in Speisewasserleitungen von Leichtwasserreaktoren, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 64, Heft 12, Dezember 1984, S. 1115–1129.

Eckert, G.: Die wesentlichen Nachrüstungen der SWR-Kraftwerke der Baulinie 69, atw, Jg. 29, Dezember 1984, S. 641.

BA B106-75326, Ergebnisprotokoll 134. RSK-Sitzung, 17.05.1978, S. 10–12.

Kussmaul, K., Blind, D., Bilger, H., Eckert, G. et al.: Experience in the Replacement of Safety Related Piping in German Boiling Water Reactors, Int. J. Pressure Vessels & Piping, Vol. 25, 1986, S. 111–138.

Eckert, G.: Die wesentlichen Nachrüstungen der SWR-Kraftwerke der Baulinie 69, atw, Jg. 29, Dezember 1984, S. 639–644.

Kußmaul, K.: Gutachtliche Stellungnahme über die Änderung der Fönanschlüsse im Kernkraftwerk Brunsbüttel (KKB), abgegeben im Auftrag des Sozialministeriums des Landes Schleswig-Holstein, Geschäftszeichen IX 354-416-799 710 vom 29.06.1978, Stuttgart, Januar 1979, 7 S., 10 Beilagen.

Fönanschlüsse dienen beim Kaltfahren der Maschine zum Ansaugen von Kaltluft und beim „Fönbetrieb“ zum Abblasen der über den Kondensator eingebrachten Warmluft.

BA B 106-87893, Ergebnisprotokoll 192. RSK-Sitzung, 25.01.1984, S. 7–9.

BA B 106-87894, Ergebnisprotokoll 194. RSK-Sitzung, 21.03.1984, S. 12–14.

Jansky, J., Blind, D. und Katzenmaier, G.: Erkenntnisse aus einem Rohrabriss an der HDR-Versuchsanlage unter Betriebsbedingungen mit Einfluss von hohem Sauerstoffgehalt, MPA Stuttgart, 1984, S. 4 f.

MPA-Dokumentation und Interpretation des HDR-Rundrisses, Vorlage zur RSK-Sitzung vom 22.02.1984, Stuttgart, 16.02.1984, S. 19.

Ebenda, S. 20.

Jansky, J., Blind, D. und Katzenmaier, G.: Erkenntnisse aus einem Rohrabriss an der HDR-Versuchsanlage unter Betriebsbedingungen mit Einfluss von hohem Sauerstoffgehalt, MPA Stuttgart, 1984, S. 19.

BA B 106-87894, Ergebnisprotokoll 194. RSK-Sitzung, 21.03.1984, S. 13.

Okrent, David, Nuclear Reactor Safety, Univ. of Wisconsin Press, 1981, S. 86–89.

Faksimile des Briefs in: ACRS-Report on the Integrity of Reactor Vessels for Light-Water Power Reactors, WASH 1285, Januar 1974, S. VII–VIII.

ACRS Qualms on Possible Vessel Failure Startle Industry: NUCLEONICS, Vol. 24, No. 1, Januar 1966, S. 17 f.

WASH-1146, Water Reactor Safety Program Plan, Water Reactor Safety Program Office, Idaho Falls, Idaho, Februar 1970, S. ii.

WASH-1146, a. a. O., S. III-23–III-43.

WASH-1146, a. a. O., S. III-44–III-59.

Ebenda, S. ii.

WASH-1285, Report on the Integrity of Reactor Vessels for Light-Water Power Reactors, National Technical Information Service, U.S. Department of Commerce, Springfield, Va., Januar 1974, S. 51 f.

Whitman, G. D.: Historical Summary of the Heavy-Section Steel Technology Program and Some Related Activities in Light-Water Reactor Pressure Vessel Safety Research, NUREG/CR-4489, ONRL-6259, 1986, S. 141 f.

Vgl. WASH-1285, a. a. O., S. 51.

Cottrell, Sir Alan (Howard), Prof. of Physical Metallurgy, Univ. of Birmingham, Deputy Head of Metallurgy Division, Atomic Energy Research Establishment, 1962–1965 Member UKAEA, 1976 Vice President Royal Society.

AMPA Ku 146, Cottrell, A.: Fracture of steel pressure vessels, submitted to the Select Committee on Science and Technology, 22.01.1974.

Hall, John: British MPs do not like US reactor plan, Nature, Vol. 247, February 22 1974, S. 499 f.

Vgl. Kollert, Roland (Hg.): Risse in Fessenheim – Dokumente zur Reaktorunsicherheit, Arbeitsgruppe Fessenheim der Badisch-Elsässischen Bürgerinitiative, Freiburg, 1980, S. 49 f.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 20. Sitzung RSK-UA RDB, 22.04.1974, S. 4 f.

BA B 106-75310, Ergebnisprotokoll 93. RSK-Sitzung, 22.05.1974, S. 17–19.

Marshall, Walter Charles (1932–1996), Lord Marshall of Goring and South Stoke, 1968–1975 Director, UK Atomic Energy Research Establishment Harwell, 1975 Deputy Chairman UKAEA, Chief Scientist, Department of Energy, 1987 Chairman Central Electricity Generating Board.

AMPA Ku 146, United Kingdom Atomic Energy Authority: An Assessment of the Integrity of PWR Pressure Vessels, Report by a Study Group under the chairmanship of Dr. W. Marshall, C.B.E., F.R. S. 01.10.1976.

Ebenda, S. 152–156.

AMPA Ku 146, Der Bundesminister des Innern: Schreiben vom 29.10.1976, RS I 2–518 042–V 4/2.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 55. RSK-Sitzung, 28.11.1969, S. 8 und S. 13.

Ebenda, S. 23.

Ebenda, S. 29.

Vermutlich besteht ein Zusammenhang mit dem Lindackers-Vortrag vor der RWTH Aachen am 08.01.1970, s. Abschn. 4.​5.​6.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 56. RSK-Sitzung, 12.01.1970, S. 8.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 56. RSK-Sitzung, 12.01.1970, S. 16 f.

BA B 106-75303, Ergebnisprotokoll 59. RSK-Sitzung, 05.05.1970, S. 10.

Kernkraft-Projekte zurückgestellt: Frankfurter Allgemeine Zeitung, Nr. 189, 18.08.1970, S. 13.

AMPA Ku 151, Seipel: Persönliche schriftliche Mitteilung vom 02.12.2006 von Dipl.-Ing. Heinz Seipel, S. 1.

IRS-F-7, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1971, At T 85a/10a.

IRS-F-9, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1971, At T 85a/10a.

BA B 106-75307, Ergebnisprotokoll 83. RSK-Sitzung, 18.04.1973, S. 9–16.

BA B 106-75309, Ergebnisprotokoll 89. RSK-Sitzung, 12.12.1973, S. 5–7.

BA B 106-75309, Ergebnisprotokoll 90. RSK-Sitzung, 23.01.1974, S. 8–10.

Vgl. Berichte der RSK-Geschäftsstelle in: IRS (bzw. GRS) -Jahresberichte, Köln, 1972–1976.

AMPA Ku 58, Kraftwerk Union AG: Sicherheitsbericht BASF-Kernkraftwerk Nord mit Druckwasserreaktor 385 MW_el, Prozessdampferzeugung 500 kg/s, 18 bar, 265 \({}^{\circ}\)C, Bd. 3, Zeichnungen, Mai 1976, Abb. 2.7/11.

AMPA Ku 53, Ergebnisprotokoll 3. Sitzung RSK-UA Druckwasserreaktoren und 18. Sitzung RSK-UA BASF, 10.12.1975, Beratungsunterlagen.

AMPA Ku 55, Kraftwerk Union AG: Sicherheitsbericht Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor 385 MW_el, Prozessdampferzeugung 500 kg/s, 18 bar, 265 \({}^{\circ}\)C für BASF AG Ludwigshafen, Bd. 1, August 1975, Zeichnung Nr. 2.2/9.

AMPA Ku 54, KWU AG R 232, Berstsicherung für RDB, Blatt 2, ORE 07-5855, 24.03.1975.

IRS-F-14, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1972, RS 53, S. 68.

IRS-F-19, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1973, RS 53, März 1974, S. 113.

IRS-F-16, Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1973, RS 104, August 1973, S. 131 f.

IRS-F-33, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1976, RS 104, Dezember 1976, S. 149.

GRS-F-34, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1976, RS 104, Februar 1977, S. 208.

IRS-F-19, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1973, RS 108, März 1974, S. 117.

GRS-F-40, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1977, RS 108, Juni 1977, S. 184.

IRS-F-27, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1975, RS 157, Dezember 1975, S. 121 f.

IRS-F-28, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1975, RS 157, März 1976, S. 195 f.

Dieser Betrag ist die Summe der Aufwändungen für die Einzelprojekte, siehe IRS-Forschungsberichte.

AMPA Ku 53, Dübe, R., Spähn, H. et al. von BASF sowie Gruber, P., Vasoukis, G. et al. von KWU: Pressure Vessel Model Fracture and Core Barrel Model Integrity, ELCALAP-Seminar, 1975.

AMPA Ku 52, Ergebnisprotokoll 12. Sitzung RSK-UA BASF, 09.06.1975, S. 7 f.

AMPA Ku 52, Ergebnisprotokoll 13. Sitzung RSK-UA BASF, 09.07.1975, S. 5–9.

AMPA Ku 52, KWU AG: Zusammenstellung der untersuchten Bruchformen, 27.06.1975, Stellungnahme zur 13. Sitzung des RSK-UA BASF.

AMPA Ku 53, Ergebnisprotokoll 19. Sitzung RSK-UA BASF, 28.02.1976, S. 8.

AMPA Ku 57, KWU AG: Sicherheitsbericht Kernkraftwerk mit Druckwasserreaktor 385 MW_el, Prozessdampferzeugung 500 kg/s, 18 bar, 265 \({}^{\circ}\)C für BASF AG Ludwigshafen, Bd. 3, Zeichnungen, August 1975, Abb. 2.2/4.

IRS-F-21, Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1974, RS 108, September 1974, S. 125 f.

IRS-F-26, Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1975, RS 108, August 1975, S. 153 f.

AMPA Ku 54, KWU AG R 232, Berstsicherung für RDB, Blatt 1, ORE 07– 58556, 08.04.1975.

IRS-F-21, Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1974, RS 108, September 1974, S. 125.

IRS-F-23, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1974, RS 108, März 1975, S. 157.

IRS-F-30, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1976, RS 108, Juni 1976, S. 124.

AMPA Ku 54, KWU AG R 232, Berstsicherung für RDB, Blatt 1, ORE 07–58556, 08.04.1975.

IRS-F-32, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1976, RS 108, Oktober 1976, S. 150–152.

AMPA Ku 52, TÜV Rheinland Stellungnahme zum RSK-Fragenkatalog vom 23.01.1974, Beratungsunterlage für die 17. Sitzung RSK-UA BASF, 14.10.1975, September 1975, S. 1.1–8 und 1.2–5.

AMPA Ku 54, RSK-Geschäftsstelle im IRS: Entwurf einer Empfehlung, RSK-Information 21/1–22/4, 31.03.1976, S. 1 f.

BA B 106-75317, Ergebnisprotokoll 111. RSK-Sitzung, 17.03.1976, S. 7–10.

BA B 106-75317, Ergebnisprotokoll 112. RSK-Sitzung, 28.04.1976, S. 18 f.

BA B 106-75317, Ergebnisprotokoll 112. RSK-Sitzung, 28.04.1976, S. 18.

AMPA Ku 6, Ergebnisprotokoll 118. RSK-Sitzung, 10.10.1976, S. 7–9.

Ebenda, S. 8.

Buchanan, J. R.: Hanford Reactor Incidents, NUCLEAR SAFETY, Vol. 4, No. 1, September 1962, S. 103–107.

Vgl. Colomb, A. L. und Sims, T. M.: ORR Fuel Failure Incident, NUCLEAR SAFETY, Vol. 5, No. 2, Winter 1963–1964, S. 203.

LITR war ein mit Leichtwasser gekühlter und moderierter Tankreaktor der maximalen Wärmeleistung von 3 MW_th und ging 1950 in Betrieb. Er hatte plattenförmige Brennelemente aus insgesamt 3 kg angereichertem Uran, eingehüllt in Aluminium.

Webster, C. C.: Water-Loss Tests in Water-Cooled and -Moderated Research Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 8, No. 6, Nov.–Dez. 1967, S. 591.

Graham, Richard H. und Boyer, D. Glenn: AEC Steps Up Reactor Safety Experiments, NUCLEONICS, Vol. 14, No. 3, März 1956, S. 45.

Vgl. Harris, Tedric A.: Analysis of the Coolant Expansion Due to a Loss-of-Coolant Accident in a Pressurized Water Nuclear Power Plant, NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING, Vol. 3, 1959, S. 238–244.

Levy, Salomon: The important role of thermal hydraulics in 50 years of nuclear power applications, Nuclear Engineering and Design, Vol. 149, 1994, S. 1–10.

Tong, L. S. und Bennett, G. L.: NRC Water-Reactor Safety-Research Program, NUCLEAR SAFETY, Vol. 18, No. 1, Jan.–Feb. 1977, S. 12.

Der Blowdown ist der Ausströmvorgang des Kühlmittels aus der druckführenden Umschließung und beginnt mit der Entstehung des Lecks bzw. des Abrisses einer Kühlmittelleitung. Er ist bei einem großen Leck bei Erreichen des im Containment herrschenden Drucks abgeschlossen. Der Reaktorkern geht dabei trocken.

Das Wiederauffüllen beginnt bei Ende oder kurz vor dem Ende des Blowdown und ist beendet, wenn das eingespeiste Notkühlwasser den Boden des Reaktordruckbehälters bis zu den unteren Enden der Brennstäbe aufgefüllt hat.

Das Fluten des Kerns beginnt bei Ende des Wiederauffüllens und ist beendet, wenn der Kern vollständig mit Wasser bedeckt ist und die Temperaturen der Brennstäbe ihr niedriges Langzeitniveau erreicht haben.

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