nach oben

Erschienen in:

2018 | OriginalPaper | Buchkapitel

1. Die Sicherheit des Reaktordruckbehälters (RDB) von Druckwasserreaktoren

verfasst von : Paul Laufs

Erschienen in: Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke 2

Verlag: Springer Berlin Heidelberg

Einloggen

Aktivieren Sie unsere intelligente Suche, um passende Fachinhalte oder Patente zu finden.

search-config

KI-gestützte Suche

Aus

Zusammenfassung

Kap. 1 behandelt die Integrität der druckführenden Umschließung von Druckwasserreaktoren und stellt zunächst den konventionellen Kesselbau, dessen Regelwerke sowie schwere Schadensfälle dar. Die Anforderungen an die Vollwandbehälter aus Schmiedestücken für Großkraftwerke und die Probleme ihrer Herstellung werden erörtert. Alternative Druckbehälter aus Spannbeton, Mehrlagen-Stahlblechen, Elektroschlacke-Schmelzen und Viellagen-Auftragsschweißung sowie vorgespannten verrippten Gussblöcken werden mit ihren Vor- und Nachteilen vorgestellt. Die in den USA verwendeten Werkstoffe und Konstruktionen für geschmiedete Vollwandbehälter werden anhand der historischen Reaktoranlagen erläutert. Die den amerikanischen Vorbildern folgenden jedoch wesentlich weiterentwickelten deutschen Reaktordruckbehälter und deren Werkstoffe der 1. bis 4. Generation werden vermittels der realisierten Bauvorhaben im Einzelnen beschrieben. Reaktordruckbehälter russischer Bauart werden ebenfalls gezeigt.

Sie haben noch keine Lizenz? Dann Informieren Sie sich jetzt über unsere Produkte:

Springer Professional "Wirtschaft+Technik"

Online-Abonnement

Mit Springer Professional "Wirtschaft+Technik" erhalten Sie Zugriff auf:

über 102.000 Bücher
über 537 Zeitschriften

aus folgenden Fachgebieten:

Automobil + Motoren
Bauwesen + Immobilien
Business IT + Informatik
Elektrotechnik + Elektronik
Energie + Nachhaltigkeit
Finance + Banking
Management + Führung
Marketing + Vertrieb
Maschinenbau + Werkstoffe
Versicherung + Risiko

Jetzt Wissensvorsprung sichern!

Jetzt informieren

Springer Professional "Technik"

Online-Abonnement

Mit Springer Professional "Technik" erhalten Sie Zugriff auf:

über 67.000 Bücher
über 390 Zeitschriften

aus folgenden Fachgebieten:

Automobil + Motoren
Bauwesen + Immobilien
Business IT + Informatik
Elektrotechnik + Elektronik
Energie + Nachhaltigkeit
Maschinenbau + Werkstoffe

Jetzt Wissensvorsprung sichern!

Jetzt informieren

Springer Professional "Wirtschaft"

Online-Abonnement

Mit Springer Professional "Wirtschaft" erhalten Sie Zugriff auf:

über 67.000 Bücher
über 340 Zeitschriften

aus folgenden Fachgebieten:

Bauwesen + Immobilien
Business IT + Informatik
Finance + Banking
Management + Führung
Marketing + Vertrieb
Versicherung + Risiko

Jetzt Wissensvorsprung sichern!

Jetzt informieren

Nächstes Kapitel Forschungen zur Qualitätssicherung und Quantifizierung des Sicherheitsabstands für druckführende Umschließungen

Sonnenberg, Gerhard S.: Hundert Jahre Sicherheit, Beiträge zur technischen und administrativen Entwicklung des Dampfkesselwesens in Deutschland 1810–1910, Verein Deutscher Ingenieure, Technikgeschichte in Einzeldarstellungen, Nr. 6, VDI Verlag, Düsseldorf, 1968.

Burke, John G.: Bursting Boilers and the Federal Power, Technology and Culture, Vol. 7, No. 1, Winter 1966, S. 1–23.

Sonnenberg, Gerhard S., a. a. O., S. 90 ff.

Eggert H.: Die Geschichte der Technischen Überwachung, in: 50 Jahre Technische Überwachung im Ruhrbergbau, Technischer Überwachungs-Verein Essen, 1950, S. 14 ff.

Siehe auch: Paturi, Felix R.: 125 Jahre Sicherheit in der Technik, TÜV Bayern Holding AG, München, 1995, S. 15 ff.

Eine ausführliche zusammenfassende Darstellung gibt Wiesenack, Günter:CR1611 Wesen und Geschichte der Technischen Überwachungs-Vereine, Carl Heymanns Verlag, Köln, 1971.

Wiesenack, Günter: Wesen und Geschichte der Technischen Überwachungs-Vereine, Carl Heymanns Verlag, Köln, 1971, S. 18.

Sonnenberg, Gerhard S., a. a. O., S. 250.

König, Wolfgang: Künstler und Strichezieher, Konstruktions- und Technikkulturen im deutschen, britischen, amerikanischen und französischen Maschinenbau zwischen 1850 und 1930, suhrkamp taschenbuch wissenschaft, Frankfurt/M, 1997.

Vgl. Hoffmann, Werner E.: Die Organisation der Technischen Überwachung in der Bundesrepublik Deutschland, Droste, Düsseldorf, 1980, S. 29 f.

Wellinger, Karl und Kußmaul, Karl: 50 Jahre Werkstofftechnologie im Kraftwerksbau und -betrieb, Mitteilungen der Vereinigung der Großkesselbetreiber, Heft 5, 50. Jg., Oktober 1970, S. 356–362.

60 Jahre VGB, Jubiläumsschrift der VGB Technischen Vereinigung der Großkraftwerksbetreiber e. V., Essen, 1980, S. 11 ff.

Kiencke, Richard: Die deutsche Normung. Geschichte, Wesen, Organisation, Berlin/Krefeld-Uerdingen, 1949, S. 10.

Wiesenack, Günter, a. a. O., S. 32.

Sonnenberg, Siegfried G., a. a. O., S. 294 f.

Richtlinie 96/61/EG des Rates vom 24. September 1996 über die integrierte Vermeidung und Verminderung der Umweltverschmutzung, Artikel 2, Anhang IV, ABl. EG Nr. L 257, 10.10.1996.

Bach, Carl von: Vorwort in Baumann, R.: Die Grundlagen der deutschen Material- und Bauvorschriften für Dampfkessel, Julius Springer Verlag, Berlin, 1912, S. 2 f.

Baumann R., ebenda, S. 89 und 129.

Ebenda, S. 50–55.

Weber, Franz: Zur Geschichte der deutschen Dampfkessel-Bestimmungen, VDI Information, Nr. 8, Juni 1963, S. 6–11.

Verordnung über die Anlegung von Dampfkesseln vom 14.12.1923, Reichsgesetzblatt, Teil I, Nr. 131, 22.12.1923, S. 1229.

Hoffmann, Werner E.: Ein Blick zurück, in: Deutscher Dampfkesselausschuss (DDA) (Hg.): 50 Jahre DDA, Essen, November 1973, S. 25–32.

Dampfkesselverordnung vom 08.09.1965, BGBl. I S. 1300.

Hoffmann, Werner E.: Die Arbeitsgemeinschaft Druckbehälter (AD), Technische Überwachung, 18, Juli/August 1977, S. 233. Heisl, U.: Sicherheit und Schutz in europäischen technischen Normen am Beispiel von Druckanlagen, in: Lindackers, K. H. (Hg.): Sicherheitsaspekte technischer Standards, Springer-Verlag, Berlin/Heidelberg, 1992, S. 59.

Der Dampfkessel im Vorschriftenwerk, in: Deutscher Dampfkesselausschuss (DDA) (Hg.), a. a. O., S. 65–71.

Hoffmann, Werner E.: Der DDA heute, in: Deutscher Dampfkesselausschuss (DDA) (Hg.), a. a. O., S. 56 f.

Hoffmann, Werner E.: Die Arbeitsgemeinschaft Druckbehälter (AD), a. a. O., S. 230.

Weber, Franz, a. a. O., S. 15.

Vgl. AD-Merkblatt B2 in Auszügen abgebildet in: Werkstoff- und Bauvorschriften für Landdampfkessel, Carl Heymanns Verlag, Berlin, 1947, S. 171–174.

Werkstoff- und Bauvorschriften für Landdampfkessel, Carl Heymanns Verlag, Berlin, 1947.

Werkstoff- und Bauvorschriften für Dampfkessel, Carl Heymanns Verlag, Köln und Berlin, 1953 (unveränderter Nachdruck 1955).

Hoffmann, Werner E.: Die Arbeitsgemeinschaft Druckbehälter (AD), Technische Überwachung, Bd. 18, Juli/August 1977, S. 230.

Verordnung über ortsbewegliche Behälter und Füllanlagen für Druckgase vom 20.06.1968 (Druckgasverordnung), BGBl. I S. 730.

Fitting, Karl: Die Harmonisierung sicherheitstechnischer Vorschriften in der Europäischen Gemeinschaft und ihre Auswirkungen auf die Arbeit der Technischen Überwachungsorganisationen, Technische Überwachung, Bd. 17, Oktober 1976, S. 335.

Hoffmann, Werner E.: Die Arbeitsgemeinschaft Druckbehälter (AD), a. a. O., S. 229 und 231.

Marburger, Peter: Rechtliche und organisatorische Aspekte der technischen Normung auf nationaler und europäischer Ebene, in: Lindackers, K. H. (Hg.): Sicherheitsaspekte technischer Standards, Springer-Verlag, Berlin/Heidelberg, 1992, S. 175–233.

Rahmenrichtlinie 76/767/EWG, ABl. EG Nr. L 262 vom 27.09.1976, S. 153.

Verordnung über Druckbehälter, Druckgasbehälter und Füllanlagen (Druckbehälterverordnung) vom 27. Februar 1980, BGBl. I S. 173.

Richtlinie 97/23/EG vom 29.05.1997, ABl. EG Nr. L 181 S. 1 vom 09.07.1997.

Harlow, J. H.: The ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Mechanical Engineering, Vol. 81, No. 7, Juli 1959, S. 56–58.

Bernstein, Martin D.: Design Criteria for Boilers and Pressure Vessels in the USA, Proceedings of the Sixth International Conference on Pressure Vessel Technology, Peking, 1988, S. 111–137.

Stegmeyer, R. und Herter, K.-H.: Festigkeitsberechnung Reaktordruckbehälter – Vergleich AD/TRD zu ASME-Code –, 14. Technischer Bericht im Forschungsprogramm „Erstellung einer Materialsammlung über kerntechnische Regeln und Richtlinien für Werkstoffe, Berechnung und Prüfung unter Berücksichtigung der sicherheitstechnischen Erfordernisse für das Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren (Konstruktionswerkstoffe und Bauteile für Kernkraftwerke)“, BMI – TB – SR 163, Mai 1984.

Ebenda, S. 36 f.

Schwaigerer, Siegfried: Festigkeitsberechnung im Dampfkessel-, Behälter- und Rohrleitungsbau, Springer Verlag, Berlin, Heidelberg, New York, 1978.

Stegmeyer, R. und Herter, K.-H., a. a. O., S. 46 f.

Götz, Moritz: Sicherheit und Sicherheitsbeiwert bei Dampfkesseln und Druckbehältern, Technische Überwachung, Bd. 9, Nr. 11, November 1968, S. 383–391.

Siebel, E., Schwaigerer, S. und Kopf, E.: Berechnung dickwandiger Hohlzylinder, Die Wärme, Jg. 65, Nr. 51/52, Dezember 1942, S. 442.

Vgl. Wellinger, K. und Kußmaul, K.: Stähle im Kesselbau, Brennstoff-Wärme-Kraft, Jg. 19, Nr. 2, 1967, S. 53–65.

Kußmaul, K. und Blind, D.: Werkstoffungänzen und Werkstofffehler in Grobblechen, Bänder Bleche Rohre, Jg. 10, Nr. 12, 1969, S. 728–736.

Kesseltrommeln im Kraftwerksbereich haben die Aufgabe, den Dampf aus den Dampferzeugern vom Wasser zu trennen und in die Überhitzerstufen zu leiten, sowie das Speisewasser auf die Kesselfallrohre zu verteilen.

USAEC: Report on the Integrity of Reactor Vessels for Light Water Power Reactors, WASH-1285, Januar 1974, autorisierter Nachdruck in: Nuclear Engineering and Design, 28, 1974, S. 147–195.

Smith, T. A. und Warwick, R. G.: A survey of defects in pressure vessels built to high standards of construction and its relevance to nuclear primary circuits, International Journal of Pressure Vessel & Piping, Vol. 2, 1974, S. 283–322.

Holt, A. B.: The Probability of Catastrophic Failure of Reactor Primary System Components, Nuclear Engineering and Design, 28, 1974, S. 239–251.

Kußmaul, K.: Widerstandsfähigkeit von Schweißkonstruktionen im Behälter- und Rohrleitungsbau unter besonderer Berücksichtigung von Fehlern in den Schweißverbindungen, Schweißen und Schneiden, Jg. 22, Heft 12, 1970, S. 509–514.

Schoch, W.: Bericht über die aufgetretenen Schäden an Kesseltrommeln, Mitteilungen der VGB, Heft 101, April 1966, S. 70–85.

Kußmaul, K.: Beobachtungen an Hochleistungs-Kesseltrommeln, Mitteilungen der VGB, Jg. 49, Heft 2, April 1969, S. 113–122.

Holt, A. B., a. a. O., S. 243.

Vgl. Case History: Brittle Fracture of a Thick-walled Pressure Vessel: Nuclear Engineering, Mai 1966, S. 368.

Brittle fracture of a thick walled pressure vessel, BWRA (British Welding Research Association) – Bulletin, Vol. 7, No. 6, Juni 1966, S. 149–178.

Schnetzler, Otto W.: Gutachten zur Berstsicherheit von Reaktordruckbehältern in Druckwasserreaktoren, Mai 1977, GLA Abt. 471, Zug. 1979-36, Nr. 37.

AMPA Ku 153, Report on the Brittle Fracture of a High-Pressure Boiler Drum at Cockenzie Power Station, Board of Inquiry, South of Scotland Electricity Board, Januar 1967.

Vgl. Cockenzie: brittle fracture failure: Engineering, 2. Juni 1967, S. 885–888.

Vgl. Nichols, R. W.: Prevention of Catastrophic Failure in Steel Pressure Circuit Components, Nuclear Engineering, Mai 1966, S. 369–373.

Piehl, K.-H.: Untersuchungen über das Versagen einer Kesseltrommel bei der Druckprobe, Mitteilungen der VGB, 50, Heft 4, August 1970, S. 304–314.

Kußmaul, K.: Verfügbarkeits- und Sicherheitsaspekte bei geschweißten Bauteilen und größeren Wanddicken für Energieerzeugungsanlagen, Der Maschinenschaden, Jg. 45, 1972, S. 231–242.

Chemische Zusammensetzung in %: 0,18 C, 0,30 Si, 1,5 Mn, 0,25 P, 0,25 S, 0,55 Ni, 0,18 V.

Kußmaul, K.: Gutachten im Wyhl-Prozess vom 02.03.1979 für den 10. Senat des Verwaltungsgerichtshofs Baden-Württemberg in Mannheim, Anhang Blatt 5, AMUBW 3481.1.12 IV.

Kesselexplosion fordert acht Tote, Stuttgarter Zeitung, Nr. 31, 08.02.1971, S. 16.

AMPA Ku 134: Prüfbericht M 32801 der MPA Stuttgart vom 20.10.1972, S. 5, S. 12–14.

Feinkorn-Baustahl der Henrichshütte mit gewährleisteter Warmstreckgrenze BHW 33, chemische Zusammensetzung lt. Werkstoffblatt 158, Januar 1968, entspricht P460NH und EN 10028-3, in %: ≤ 0,20 C, ≤ 0,40 Si, 1,20/1,70 Mn, ≤ 0,035 P, ≤ 0,035 S, 0,40/0,70 Ni, 0,12/0,22 V.

MPA Stuttgart: BMI-Forschungsprogramm SR 10, 5. Technischer Bericht (Fehleratlas II), April 1978, Beilage 13.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 40. Sitzung RSK-UA RDB, 20.01.1976, S. 8.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 40. Sitzung RSK-UA RDB, 20.01.1976, S. 9 f.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 45. Sitzung RSK-UA RDB, 09.06.1976, S. 9–16.

MPA Stuttgart: BMI-Forschungsprogramm SR 10, 5. Technischer Bericht (Fehleratlas II), April 1978, S. 13–17.

MPA Stuttgart: BMI-Forschungsprogramm SR 10, 15. Technischer Bericht: Katastrophales Versagen von Druckbehältern im Betrieb ohne Leck vor Bruch, Fall 5, Mai 1985.

AMPA Ku 157, Kußmaul, K. und Schellhammer, W.: Gutachten zu den Schäden Speisewasserbehälter Kernkraftwerk Biblis, Block A, August 1976.

Kußmaul, K. und Ewald, J.: Die Bewertung der Sprödbruchneigung von Feinkorn- und kaltzähen Baustählen im Vergleich zu herkömmlichen und bruchmechanischen Prüfkriterien, Angewandte Bruchmechanik, Symposium am 15. und 16. März 1976, Bad Neuenahr, Verlag TÜV Rheinland GmbH, Köln, 1976.

Kußmaul, K. und Issler, L.: Forschung und Entwicklung auf den Gebieten Werkstoff und Festigkeit, in: Tagungsband, Fachseminar 1979 der Fachgruppe Reaktorsicherheit der Kerntechnischen Gesellschaft e. V. „Integrität und Festigkeit druckführender Reaktorkomponenten“, 27. und 28. September 1979 in Düsseldorf, Kerntechnische Gesellschaft e. V., Bonn, S. 124–128.

Kußmaul, K.: Verwendung hochfester Stähle – pro und contra, in: Die Qualität von Kernkraftwerken aus amerikanischer und deutscher Sicht, 2. Internationale Tagung des Technischen Überwachungs-Vereins Rheinland e. V. und der Firma Babcock & Wilcox Company am 28. September 1978 in Köln, Verlag TÜV Rheinland GmbH, Köln, 1979, S. 169–198.

Ebenda, S. 178.

Vgl. Kußmaul, K. und Schick, M.: Werkstoffeigenschaften, in: Tagungsband, Fachseminar 1979 der Fachgruppe Reaktorsicherheit der Kerntechnischen Gesellschaft e. V. „Integrität und Festigkeit druckführender Reaktorkomponenten“, 27. und 28. September 1979 in Düsseldorf, Kerntechnische Gesellschaft e. V., Bonn, S. 81–110.

AMPA Ku 5, Ergebnisprotokoll 109. RSK-Sitzung, 21.01.1976, S. 21.

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 45. Sitzung RSK-UA RDB, 09.06.1976. S. 13.

BA B 106-87874, Ergebnisprotokoll 115. RSK-Sitzung, 28.08.1976, S. 9.

Adamsky, F.-J. und Teichmann, H. D.: Betriebserfahrungen mit Speisewasserbehältern, VGB Kraftwerkstechnik 57, November 1977, S. 756–773.

AMPA Ku 26, Ergebnisprotokoll 81. Sitzung RSK-UA RDB, 29.03.1979, S. 5–11.

MPA Stuttgart: BMI-Forschungsprogramm SR 10, 11. Technischer Bericht (Fehleratlas III), Februar 1981, Beilage 76.

MPA Stuttgart: BMI-Forschungsprogramm SR 10, 11. Technischer Bericht (Fehleratlas III), Februar 1981.

Watanabe, Y.: Explosion eines Reaktionsgefäßes bei Dichteprüfung, Der Maschinenschaden, 56, Heft 3, 1983, S. 98–99.

Berger, C. et al.: Untersuchungen an einer geborstenen Niederdruckwelle, VGB Kraftwerkstechnik, 69, Heft 2, Februar 1989, S. 235–236.

Merz, A. und Reifenhäuser, R.: Der Turbinenschaden im Kraftwerk Irsching, VGB Kraftwerkstechnik, 69, Heft 3, März 1989, S. 255–259.

Gaines, A. L. und Porse, L.: Problems in the design and construction of large reactor vessels, Proceedings of the Third International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, 31.08.–09.09.1964, Vol. 8, P/227 USA, United Nations, New York, 1965, S. 464–470.

Die entsprechenden Dokumente der Gutehoffnungshütte Sterkrade AG Oberhausen und der Klöckner Werke AG Georgsmarienwerk Osnabrück befinden sich seit 2006 im Archiv der E.ON Anlagenservice GmbH Gelsenkirchen, Kopien in AMPA Ku 180.

Hochstein, Fritz: Beitrag zur Herstellung schwerer Schmiedestücke aus Stahl, metallurgisch bedingte Eigenschaften und neuere Prüfkriterien, Stahl und Eisen, 95. Jg., Nr. 17, 1975, S. 777–784.

Austel, W. und Maidorn, Chr.: Schwankungsbreite der chemischen Analyse, Seigerungen und Werkstofftrennungen in Schmiedestücken, 1. MPA-Seminar, Stuttgart, 05.11.1975, S. 6.

Tix, Arthur: Betriebliche Anwendung der Stahlentgasung im Vakuum, besonders bei großen Schmiedeblöcken, Stahl und Eisen, 76. Jg., Nr. 2, 26. Januar 1956, S. 61–68.

Hochstein, F. und Maidorn, Chr.: Seigerungen in schweren Schmiedeblöcken, 4. MPA-Seminar, Stuttgart, 04./05.10.1978, S. 14.

Schmollgruber, Friedrich: Verfahrenswege zur Herstellung großer Schmiedestücke und deren qualitativen und wirtschaftlichen Auswirkungen, Dissertation, Aachen, 1974, S. 20.

100

Hochstein, F. und Maidorn, Chr.: Seigerungen in schweren Schmiedeblöcken, 4. MPA-Seminar, Stuttgart, 04./05.10.1978, S. 10.

101

Demonstrations-Rohblock, Klöckner-Werke, Osnabrück, 1977, Forschungsvorhaben SR0076 des Bundesministeriums des Innern: „Untersuchung des Seigerungsverhaltens des Reaktorstahls 20 MnMoNi 5 5 an einem 150-t-Block“, Laufzeit 10.09.1977–31.12.1979, GRS-F-89, März 1980, lfd. Nr. 9.

102

Maidorn, Christian: Erstarrungsverlauf und Seigerung in schweren Schmiedeblöcken unter besonderer Berücksichtigung des Stahls 20 MnMoNi 5 5, Dissertation, Stuttgart, Techn.-Wiss. Ber. MPA Stuttgart, Heft 83-04, 1983.

103

Cerjak, Horst: Entwicklungen auf dem Gebiet der Werkstofftechnik, Berg- und Hüttenmännische Monatshefte, 126. Jg., Heft 11, 1981, S. 473–479.

104

AMPA Ku 151, Clausmeyer: Persönliche Mitteilung von Prof. Dr.-Ing. Horst Clausmeyer vom 24.04.2003. Clausmeyer war ehem. Dir. der Gutehoffnungshütte Sterkrade AG und RSK-Mitglied 1989–1994.

105

BA B 106-75304, Ergebnisprotokoll 61. RSK-Sitzung, 23.09.1970, S. 7.

106

Kußmaul, K. und Stoppler, W.: Temperaturführung bei und nach dem Schweißen, VGB Kraftwerkstechnik, 58. JG., Heft 11, Nov. 1978, S. 835–847.

107

AMPA Ku 154, Kußmaul, Karl: Gutachterliche Stellungnahme zur Einhaltung der Basissicherheit … Kernkraftwerk Krümmel, Stuttgart, Sept. 2001, Anlage 54.

108

Vgl. AMPA Ku 180.

109

Lohrmann, Gert R.: Über das Schweißen des Druckgefäßes für das 1146-MW_e-Kernkraftwerk Biblis A, Schweißen und Schneiden, Jg. 25, Heft 9, 1973, S. 371–374.

110

atw, Jg. 17, April 1972, S. 214, Baubeginn August 1972, Inbetriebnahme September 1979 (s. atw, Jg. 25, April 1980, S. 201).

111

Schmiedering mit Seigerungen und Trennungen, in: BMI-TB SR 10, Fehleratlas für Druckbehälter und Dampferzeuger, MPA Stuttgart, Nov. 1975, Beilage 5, S. 5.

112

Ultraschallabnahmeprüfung des Herstellers vom 05.01.1972, Abb. 2.43, in: BMFT Forschungsvorhaben Komponentensicherheit RS 304 A, TWB 1/1, Bd. 1, Schmelzen KS 01 bis KS 07, KS 02.

113

Fehleratlas für Druckbehälter und Dampferzeuger, MPA Stuttgart, BMI-TB SR10, November 1975, Beilagen 8, 9, 11 und 12.

114

AMPA KS 02/1, Maidorn, Chr., Klöckner Werke, Aktennotiz vom 22.11.1974.

115

Onodera, S., Kawaguchi, S., Tsukada, H., Moritani, H., Suzuki, K. und Sato, I.: Manufacturing of Ultra-Large Diameter 20 MnMoNi 5 5 Steel Forgings for Reactor Pressure Vessels and Their Properties, 9. MPA-Seminar, Stuttgart, 13./14.10.1983, S. 12.

116

Sasaki, Tomoharu, Kukihara, Iku, Murai, Etsuo, Tanaka, Yasuhiko und Suzuki, Koumei: Manufacturing and Properties of Closure Head Forging Integrated with Flange for PWR Reactor Pressure Vessel, 29. MPA-Seminar, Stuttgart, 09./10.10.2003, S. 54.10.

117

Tanaka, Yasuhiko, Ishiguro, Tohru, Iwadate, Tadao und Tsukada, Hisashi: Development of High-Quality Large Scale Forgings for Energy Service, JSW Technical Review, No. 17, 1999, S. 3.

118

Onodera, S., Kawaguchi, S. et al., a. a. O., S. 19.

119

Tanaka, Yasuhiko et al., a. a. O., S. 2.

120

Iida, Yoshiharu, Yamatomo, Takemi, Matsuno, Jun-ichi, Yamaura, Shigeyoshi und Aso, Kazuo: Development of Hollow Steel Ingot for Large Forgings, Kawasaki Steel Technical Report No. 3, September 1981, S. 26–33.

121

Ebenda, S. 27.

122

Takada, Masaki, Wanaka, Hiroshige, Aso, Kazuo, Arakawa, Yukio, Mino, Hiroyaki und Nanba, Akihiko: Outline of 4400 t Press and Manufacture of Large Forged Steel Shell Rings, Kawasaki Steel Technical Report No. 7, März 1983, S. 16–26.

123

Ebenda, S. 16.

124

Takada, Masaki et al., a. a. O., S. 20.

125

Takada, Masaki et al., a. a. O., S. 17.

126

Tanaka, Yasuhiko, Ishiguro, Tohru et al., a. a. O., S. 13.

127

Koepcke, W.: Bemerkung zu den Problemen der Spannbeton-Reaktordruckbehälter, Der Bauingenieur 38, Heft 3, 1963, S. 110 f.

128

Becker, G. et al.: Temperaturabhängiges Verhalten der Vorspannsysteme bei vorgespannten Reaktordruckbehältern, Jahrestagung Kerntechnik ’88, INFORUM, Bonn, Mai 1988, S. 499–502.

129

Stünkel, D., Bremer F., Ruf, R. und Schilling, F. E.: Stand und Entwicklung der Reaktordruckgefäße, atw, Jg. 19, November 1974, S. 532.

130

Taylor, R. S. und Williams, A. J.: The design of prestressed concrete pressure vessels, with particular reference to Wylfa, Proceedings of the Third International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Genf, 31.08. bis 09.09.1964, United Nations, New York, Vol. 8, P/141 UK, S. 446.

131

Lamiral, Georges et al.: La caissons en béton précontraint des réacteurs français de la filière uranium naturel – graphite – gaz carbonique, Proceedings of the Third International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, 1964, a. a. O., Vol. 8, P/52 France, S. 422–430.

132

Ebenda, S. 424.

133

Brown, A. Houghton et al.: The design and construction of prestressed concrete pressure vessels with particular reference to Oldbury nuclear power station, Proceedings of the Third International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, 1964, a. a. O., Vol. 8, P/140 UK, S. 433–443.

134

Taylor, R. S. und Williams, A. J., a. a. O., S. 446–454.

135

Marsh, Roland O. und Melese, Gilbert B.: Prestressed Concrete Pressure Vessels, NUCLEONICS, Vol. 23, No. 9, September 1965, S. 63–67.

136

Vgl. Calendar of Procedural Steps for Operational Approval of U. S. Power and/or Experimental Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 17, No. 1, Jan.-Febr. 1976, S. 130.

137

Technische Einzelheiten in: Wessman, G. L. und Moffette, T. R.: Safety-Design Bases of the HTGR, NUCLEAR SAFETY, Vol. 14, No. 6, Nov.–Dez. 1973, S. 618–634.

138

BMwF-Forschungsvorhaben RS-2, Januar 1964, Laufzeit 5 Jahre, geplante Finanzmittel 1,43 Mio DM, 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. 8–11.

139

Dorner, Heinrich und Gruhl, Harald: Spannbeton-Reaktordruckbehälter für 100 atü Innendruck, Technische Überwachung 7, Nr. 1, Januar 1966, S. 10–16.

140

Ebenda, S. 13.

141

Bericht des Instituts für Baukonstruktion und Festigkeit, Prof. Koepcke und Prof. Pilny, Techn. Univ. Berlin: Behälter des konstruktiven Ingenieurbaus in der Kerntechnik, in: IRS-F-3, Januar 1970, S. 5.

142

IRS-F-1, a. a. O., S. 9.

143

RS 2, Vertragsbeginn 1. Januar 1969, Laufzeit 39 Monate, vertragliche Gesamtkosten 1,43 Mio DM.

144

IRS Forschungsbetreuung, Projektinformation zu Vorhaben RS 2, in: IRS-F-6, Dezember 1971.

145

IRS Forschungsbetreuung, Projektinformation zu Vorhaben RS 2, in: IRS-F-7, März 1972.

146

AMPA Ku 89, Schreiben des Deutschen Ausschusses für Stahlbeton vom 30.06.1975 zur Unterrichtung der RSK.

147

Schierenbeck, Julius: Wickelverfahren zur Herstellung von Synthese-Hochdruckhohlkörpern, Brennstoff-Chemie, Bd. 31, Nr. 23/24, 1950, S. 375.

148

Class, J. und Maier, A. F.: Bauarten von Hochdruckhohlkörpern in Mehrteil- insbesondere Mehrlagen-Konstruktionen, Chemie-Ingenieur-Technik, 24. Jg., Nr. 4, 1952, S. 184–198.

149

Entnommen aus: Tschiersch, R.: Der Mehrlagenbehälter, Der Stahlbau 4/1976, S. 109.

150

Ebenda, S. 110.

151

Entnommen aus: Bornscheuer, F. W.: Vorgespannte Mehrlagen-Hochdruckbehälter, Der Stahlbau 9/1961, S. 265.

152

Vgl. Diskussionsbeitrag von Dipl.-Ing. K. Kreckel, Ruhrstahlapparatebau GmbH-Hattingen, in: Kolloquium über Arbeiten zur Entwicklung von Reaktordruckgefäßen aus Stahl, KFA Jülich, 22. April 1968, IRS-T-17 (1969), S. 55.

153

Schierenbeck, Julius, a. a. O., S. 375–381.

154

Ebenda, S. 375.

155

Ebenda, S. 376.

156

Vorübergehend in Berlin (1941 bis 1945).

157

Siebel, Erich und Schwaigerer, Siegfried: Hochdruckbehälter für die chemische Industrie, Die Technik, Bd. 1, Nr. 3, September 1946, S. 114–118.

158

Siebel, Erich, Schwaigerer, Siegfried und Kopf, E.: Berechnung dickwandiger Hohlzylinder, Die Wärme, 65. Jg., Nr. 51/52, Dezember 1942, S. 440.

159

Ebenda, S. 443.

160

Siebel, Erich und Schwaigerer, Siegfried: Hochdruckbehälter für die chemische Industrie, 1946, a. a. O., S. 115.

161

Siebel, Erich und Schwaigerer, Siegfried: Die Beanspruchung gewickelter Behälter, Chemie-Ingenieur-Technik, 24. Jg., Nr. 41, 1952, S. 199–203.

162

Vgl. Korndorf, B. A.: Hochdrucktechnik in der Chemie, VEB Verlag Technik Berlin, 1956, S. 355.

163

Entnommen aus: Tschiersch, R., a. a. O., S. 109.

164

Uno, Tsukumo und Iwasaki, Yasuhiro: Neuartige hochbelastbare Druckbehälter, Die Technische Überwachung, 10, Nr. 7, Juli 1969, S. 205–210.

165

Ebenda, S. 206.

166

Tietze, A.: Mehrlagenbehälter, in: Kolloquium über Arbeiten zur Entwicklung von Reaktordruckgefäßen aus Stahl, KFA Jülich, 22. April 1968, Tagungsbericht, IRS-T-17 (1969), S. 10 f.

167

Silver, E. G.: SPERT Program, Status Report, NUCLEAR SAFETY, Vol. 4, No. 2, Dezember 1962, S. 50–55.

168

Silver, E. G.: SPERT Program, Status Report, SPERT III, NUCLEAR SAFETY, Vol. 5, No. 2, Winter 1963–1964, S. 154.

169

ACRS-Zustimmung September 1959, Baugenehmigung Februar 1960, Betriebsgenehmigung November 1961, erste Kritikalität April 1962, vgl. Calendar of Legal Steps in Licensing U. S. Power Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 3, No. 2, Dezember 1961, S. 79 sowie Howard, D. E.: Operating Experience at Saxton, NUCLEAR SAFETY, Vol. 5, No. 3, 1964, S. 270.

170

Cottrell, William B.: Current Events, Saxton Nuclear Experimental Corporation, NUCLEAR SAFETY, Vol. 2, No. 3, März 1961, S. 71.

171

Katz, Leonard R., Goldsmith, Edward A. und Maurin, Joseph J.: Multilayer Shell Makes Saxton Vessel 10 % Cheaper, NUCLEONICS, Vol. 20, No. 6, Juni 1962, S. 88–93.

172

Powell, E. U., Hetrick, D. E. und Kilpatrick, James N.: The Saxton Experimental Power Reactor, NUCLEAR ENGINEERING, Oktober 1962, S. 393–397.

173

Ebenda, S. 396.

174

Saxton Nuclear Reactor, NUCLEAR SAFETY, Vol. 7, No. 1, Herbst 1965, S. 131.

175

Casto, W. R.: Radioactive Gases Leak from Faulty Regulating Valve, in: Safety-Related Occurrencies in June-July 1970, NUCLEAR SAFETY, Vol. 11, No. 6, Nov.–Dez. 1970, S. 500.

176

At T 97, Dezember 1963, Laufzeit 5 Jahre, Fördermittel 600.000 DM.

177

At T 121, März 1964, Laufzeit 4 Jahre, Fördermittel 256.000 DM.

178

EURATOM-Forschungsvorhaben 037-64-TEED.

179

Vgl. Kreckel, K.: Bau und Prüfung eines Groß-Druckbehälters in Mehrlagenbauweise, in: Übersicht über die vom Bundesministerium für wissenschaftliche Forschung geförderten Forschungsvorhaben auf dem Gebiet der Reaktorsicherheit, IRS-F-1, Juli 1968, S. 3.

180

Ebenda, S. 5.

181

Möller, M.: Bau und Prüfung eines Reaktordruckbehälters in Mehrlagenbauweise, Rheinstahl AG Maschinenbau, Apparatebau, Forschungsbericht Kernforschung, Bundesministerium für Forschung und Technologie, BMFT-FB K, November 1975, S. 16–23.

182

Kreckel, K.: Forschungsvorhaben Mehrlagenbehälter, in: Kolloquium über Arbeiten zur Entwicklung von Reaktordruckbehältern aus Stahl, KFA Jülich, 22. April 1968, IRS-T-17 (1969), S. 22 ff.

183

Möller, M., a. a. O., S. 52 f.

Ebenda, S. 53–61.

Ebenda, S. 70–73.

Ebenda, S. 3.

Persönliche mündliche Mitteilung am 09.09.2004 von Dr.-Ing. K.-H. Piehl, damaliger Direktor der Rheinstahl Hüttenwerk AG, Henrichshütte, Hattingen.

188

Jorde, Joachim: Große Druckbehälter aus Stahl in Mehrlagenbauweise, Technische Überwachung 10, Nr. 7, 1969, S. 212–214.

189

Bretfeld, H., Jorde, J., Müller, R. und Spandick, W.: Sicherheitstechnischer Vergleich von Reaktordruckbehältern (LWR) verschiedener Bauweise, RS 117, Untersuchungsbericht Nr. UB 1046/74, Krupp Forschungsinstitut, Essen, 1974, S. 19.

190

Jorde, J., Müller, R., Schulte, D. und Bretfeld, H.: Entwicklung großer Stahlbehälter in Mehrlagenbauweise, Kerntechnik, 10. Jg., No. 4, 1968, S. 198–207.

191

Jorde, Joachim: Große Druckbehälter aus Stahl in Mehrlagenbauweise, a. a. O., S. 214.

192

Bretfeld, H., Jorde, J. et al., a. a. O., S. 27.

193

Ebenda, S. 131 f.

194

Tagungsbericht IRS-T-17 (1969).

195

Trumpfheller, Rudolf, Dipl.-Phys., Dr.-Ing. E. h., Dir. Rheinisch-Westfälischer TÜV, 1971–1989 Mitglied RSK und Leiter RSK-Ausschuss Reaktordruckbehälter bzw. Druckführende Komponenten.

196

Tagungsbericht IRS-T-17 (1969), S. 56–58.

197

Tagungsbericht IRS-T-17 (1969), S. 54 f.

198

Bretfeld, H. et al., a. a. O., S. 138.

199

Der Bundesminister für Forschung und Technologie richtete im April 1973 den Sachverständigenkreis Werkstoffe und Festigkeit ein, um sich von ihm zu projektbezogenen Fragen bei der Abwicklung des Forschungsprogramms Reaktorsicherheit beraten zu lassen.

200

Ergebnisprotokoll 10. Sitzung SK W+F, 20.10.1975, AMPA, Ku 89.

201

Paton, B. E. (Hg.): Elektro-Schlacke-Schweißung, VEB Verlag Technik, Berlin, 1957.

202

Verfahren, bei dem der Lichtbogen unter einer Schicht aus mineralischem Pulver brennt und die fortlaufend zugeführte Elektrode den Grundwerkstoff und teilweise das Schweißpulver aufschmilzt.

203

Woloschkiewitsch, G. Z.: Das elektrische Schlackenschweißen, Schweißtechnik, 4. Jg., Heft 6, VEB Verlag Technik, Berlin, Juni 1954, S. 177–180.

204

Makara, A. M.: Thermische Vorgänge, in: Paton, B. E. (Hg.), a. a. O., S. 20.

205

Podgaezki, W. W.: Pulver für Elektro-Schlacke-Schweißung, in: Paton, B. E. (Hg.), a. a. O., S. 33–35.

206

Medowar, B. I.: Elektrischer Blockguss, in: Paton, B. E. (Hg.), a. a. O., S. 163–166.

207

Gilde, Werner: Schweiß- und Schneidtechnik bei der Herstellung metallurgischer Erzeugnisse, Neue Hütte, 5. Jg., Heft 4, April 1960, S. 232–237.

208

Welding.Com 2004, Hobart Institute of Welding Technology, Troy, Ohio, USA.

209

Richling, Wilfried: Das Elektro-Schlacken-Umschmelzen – ein neues Verfahren zur Herstellung von Stahlblöcken hoher Qualität, Neue Hütte, 6. Jg., Heft 9, September 1961, S. 565–572.

210

Paton, B. E., Medovar, B. I., Boiko, G. A. Und Saienko, V. Ya.: Electroslag technology in the fabrication of nuclear power engineering products, DVS-Berichte, Bd. 75, Düsseldorf, 1982, S. 108–113.

211

Löwenkamp, Hubert, Choudhury, Alok, Jauch, Rudolf und Regnitter, Friedhelm: Umschmelzen von Schmiedeblöcken nach dem Elektroschlacke-Umschmelzverfahren und dem Vakuum-Lichtbogenofenverfahren, Stahl und Eisen, 93. Jg., Nr. 14, 5. Juli 1973, S. 625–635.

212

Hopkins Process Upgrades Metals For Critical Uses: STEEL, Vol. 145, 24. August 1959, S. 94 f.

213

Welding.Com 2004, Hobart Institute of Welding Technology, Troy, Ohio, USA.

214

An All Electroslag Welded Vessel?: IRON AGE, Vol. 205, 5. Februar 1970, S. 68 f.

215

Ebenda, S. 68.

216

Irving, R. R.: Why Not Combine Melting, Fabrication, IRON AGE, Vol. 207, 11. März 1971, S. 53–55.

217

Vgl. Heat Resisting Steel Tube Produced by Newly Developed „Weld Forming Process“: Mitsubishi Heavy Industries, Technical Review, Vol. 8, No. 2, Ser. No. 21, Juni 1971, S. 81 f.

218

Holzgruber, Wolfgang und Pöckinger, Erwin: Metallurgische und verfahrenstechnische Grundlagen des Elektroschlacke-Umschmelzens von Stahl, Stahl und Eisen, 88. Jg., Nr. 12, 13. Juni 1968, S. 638–648.

219

Wahlster, Manfred und Choudhury, Alok: Einfluss des Umschmelzens nach Sonderverfahren auf Gefüge und einige Eigenschaften von Stählen, Stahl und Eisen, 88. Jg., Nr. 22, 31. Oktober 1968, S. 1193–1202 und 1480.

220

Klingelhöfer, Hans-Jürgen und Mathis, Peter: Ein Beitrag zur Metallurgie des Elektro-Schlacke-Umschmelzverfahrens, Archiv für das Eisenhüttenwesen, 42. Jg., Heft 5, Mai 1971, S. 299–306.

221

Jauch, Rudolf, Choudhury, Alok, Löwenkamp, Hubert und Regnitter, Friedhelm: Herstellung großer Schmiedeblöcke nach dem Elektro-Schlacke-Umschmelzverfahren, Stahl und Eisen, 95. Jg., Nr. 9, 24. April 1975, S. 408–413.

222

Miska, Horst und Wahlster, Manfred: Verhalten des Schwefels während des Elektro-Schlacke-Umschmelzens, Archiv für das Eisenhüttenwesen, 44. Jg., Nr. 2, Februar 1973, S. 81–85.

223

Miska, Horst und Wahlster, Manfred: Verhalten des Sauerstoffs beim Elektro-Schlacke-Umschmelzen, Archiv für das Eisenhüttenwesen, 44. Jg., Nr. 1, Januar 1973, S. 19–25.

224

Erdmann-Jesnitzer, Friedrich und Prosenc, Viktor: Untersuchungen über den Einfluss von Keimbildnern auf die Gefügeausbildung und das Seigerungsverhalten beim Elektro-Schlacke-Umschmelzen von Stahl, Archiv für das Eisenhüttenwesen, 47. Jg., Nr. 6, Juni 1976, S. 367–372.

225

Willner, Lutz: Bestimmung optimaler Führungsgrößen für den Elektro-Schlacke-Umschmelzprozess, Stahl und Eisen, 96. Jg., Nr. 20, 7. Oktober 1976, S. 952–957.

226

Choudhury, Alok, Jauch, Rudolf und Löwenkamp, Hubert: Primärstruktur und Innenbeschaffenheit herkömmlicher und nach dem Elektro-Schlacke-Umschmelzverfahren hergestellter Blöcke mit einem Durchmesser von 2000 und 2300 mm, Stahl und Eisen, 96. Jg., Nr. 20, 7. Oktober 1976, S. 946–951.

227

Jauch, Rudolf, Choudhury, Alok et al., a. a. O., S. 409.

228

Schmollgruber, Friedrich, a. a. O., S. 97.

229

Ebenda, S. 95.

230

Austel, W. und Maidorn, Chr.: MHKW-Verfahren für schwere Schmiedestücke, 3. MPA-Seminar, Stuttgart, 14./15.09.1977, S. 3.

231

Schmollgruber, Friedrich, a. a. O., S. 98.

232

Austel, W. und Maidorn, Chr., a. a. O., S. 14.

233

Schmollgruber, Friedrich, a. a. O., S. 98.

234

Sperl, Heinz und Steffen, Rolf: Das MHKW-Verfahren zur Erzeugung schwerer Schmiedestücke, Stahl und Eisen, 85. Jg., Nr. 26, 18. Dezember 1975, S. 1297 f.

235

Austel, W. und Maidorn, Chr., a. a. O., S. 17.

236

Das 300-MW-Prototyp-Kernkraftwerk mit Kugelhaufen-THTR, atw, 14. Jg., März 1969, S. 118.

237

Hennings, U. und Schmiedel, F.: Auslegung und Konstruktion des THTR-Prototyp-Kraftwerks, atw, 14. Jg., März 1969, S. 118–121.

238

Die Realisierung des THTR-300 gestaltete sich jedoch äußerst schwierig: 1. Teilerrichtungs-Genehmigung im Mai 1971, erste Stromerzeugung am 16.11.1985, Übergabe an den Betreiber am 01.06.1987. Im Zeitraum 1974 bis 1982 kam es zu einer Vielzahl von planerischen Änderungen am Gesamtkonzept und Anpassungen an den Stand von Wissenschaft und Technik. vgl. Bäumer, R.: THTR-300-Erfahrungen mit fortschrittlicher Technologie, atw, 34. Jg., Mai 1989, S. 222–227.

239

Schilling, F. E. und Beine, B.: The Prestressed Cast Iron Reactor Vessel (PCIPV), Nuclear Engineering and Design, 25, 1973, S. 315–319.

240

Beine, B., Gross, H. und Schilling, F. E.: The Prestressed Cast Iron Pressure Vessel (PCIV): Its Applicability for Gas- and Water-Cooled Nuclear Power Reactors and for the Burst Protections: Second International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMIRT), Berlin, 10.–14. September 1973, Abdruck in: Nuclear Engineering and Design, 28, 1974, S. 387–399.

241

Beine, B., Gross, H. und Schilling, F. E., a. a. O., S. 394.

242

Vgl. Böhm, B. et al.: Untersuchung über die Realisierbarkeit eines vorgespannten gusseisernen Reaktordruckbehälters, Studie des Batelle Instituts e. V., Frankfurt/M, September 1973.

243

Schilling, F. E, und Beine, B., a. a. O., S. 319.

244

Beine, B., Gross, H. und Schilling, F. E., a. a. O., S. 390.

245

Bounin, Dieter: Der Vorgespannte Guss-Druckbehälter VGD – das neue Konzept für Großbehälter, konstruieren+gießen, 12. Jg., Nr. 4, 1987, S. 21–34.

246

Vgl. Class, J. und Maier, A. F.: Bauarten von Hochdruck-Hohlkörpern in Mehrteil- insbesondere Mehrlagen-Konstruktionen, Chemie-Ingenieur-Technik, 24. Jg., Nr. 4, 1952, S. 187 f.

247

Hartner-Seberich, R.: Leichte Flaschen für gasförmige Treibstoffe, Brennstoff-Chemie, Bd. 16, Nr. 18, 1935, S. 352–354.

248

Voigt, Jürgen: Auslegung und konstruktive Gestaltung eines aus Stahlguss-Segmenten aufgebauten Druckbehälters für einen Kugelhaufen-Hochtemperaturreaktor mit einer thermischen Leistung von 3000 MW, Diss., RWTH Aachen, 1978, S. 42–48.

249

Bounin, Dieter, a. a. O., S. 22.

250

AMPA Ku 89, Siempelkamp Gießerei KG, Abteilung Reaktortechnik: Studie über einen Vergleich zwischen einem Stahldruckbehälter herkömmlicher Bauweise und einem vorgespannten Guss-Druckbehälter unter besonderer Beachtung der sicherheitstechnisch relevanten Gesichtspunkte, Krefeld, Januar 1975, S. 80.

251

AMPA Ku 89, Siempelkamp Gießerei KG, a. a. O., S. 47–76.

252

Ebenda, Abb. 1.

253

Beine, B., Gross, H. und Schilling, F. E., a. a. O., S. 398.

254

Beine, B.: Prestressed Cast Iron Pressure Vessel (PCIV) VGD-S, 7th SMIRT Conference, Chicago, 22.–26. August 1983, Paper H 1/5.

255

Bounin, Dieter, a. a. O., S. 24.

256

Ebenda, S. 21.

257

Ebenda, S. 34.

258

Phlippen, Peter-Wilhelm: Technische Konzepte für Anlagen zur passiv sicheren Kernenergienutzung, Habilitationsschrift, RWTH Aachen, 1991, S. 18.

259

Vgl. Weisbrodt, Isidor: Das Hochtemperaturreaktor-Modul-Konzept der KWU-Gruppe für den Wärmemarkt, Energiewirtschaftliche Tagesfragen, 32. Jg., Heft 10, 1982, S. 825–829.

260

Beine, B., Kaminski, V. und von Lensa, W.: Integrated Design of Prestressed Cast-Iron Pressure Vessel and Passive Heat Remove System for the Reactor Cell of a 200MWTH Modular Reactor, Energy, Vol. 16, No. 1/2, 1991, S. 337–344.

261

Kugeler, Kurt, Sappok, Manfred und Wolf, Lothar: Development on an Inactive Heat Removal System for High Temperature Reactors, Jahrestagung Kerntechnik ’91, 14.–16. Mai, Bonn, Tagungsbericht, INFORUM, Bonn, 1991, S. 120.

262

Beine, Burkhard: Large Scale Test Setup for the Passive Heat Removal System and the Prestressed Cast-Iron Pressure Vessel of a 200 MW Thermal Modular High Temperature Reactor, Third International Seminar on Small and Medium-Sized Nuclear Reactors, IAEA Wien und Nuclear Power Corp. Bombay, 26.–28. August 1991, Neu-Delhi, Indien.

263

Beine, Burkhard, Warnke, Ernst Peter und Voß, Wolfgang: Abschlussbericht: Versuchsstand zum Nachweis der inaktiven Nachwärmeabfuhr eines Modulreaktors mit vorgespanntem Gussdruckbehälter, BMFT Projekt Nr. 03 SGR 2027, Siempelkamp Giesserei GmbH & Co., Mai 1993.

264

Kugeler, Kurt: Gibt es den katastrophenfreien Kernreaktor?: Physikalische Blätter, 57, Nr. 11, 2001, S. 1–6.

265

Voigt, Jürgen, a. a. O., S. 1 f.

266

Wagner, Uwe: Vorgespannter Stahlgussdruckbehälter als Primärkreisumschließung für Hochtemperaturreaktoren kleiner und mittlerer Leistung, Diss., Univ. GH Duisburg, 1989, S. 105 f.

267

Stoltz, Arnim: Untersuchungen zur konstruktiven Gestaltung und Auslegung eines vorgespannten Stahlgussdruckbehälters für den HTR-Modul, Diss., RWTH Aachen, 1991, S. 134–140.

268

Nach: Phlippen, Peter-Wilhelm, a. a. O., S. 116.

269

Steinwarz, Wolfgang, Bounin, Dieter et al.: Abschlussbericht: Theoretische Untersuchungen und Großversuche zum Nachweis der Wirkungsweise und Wirksamkeit von Reaktorsicherheitselementen, BMFT Projekt Nr. 15NU0957, Siempelkamp Nuklear- und Umwelttechnik GmbH & Co., September 1997.

270

Fröhling, Werner, Bounin, Dieter, Steinwarz, Wolfgang, Böttcher, Andreas, Geiß, Manfred und Trauth, Martin: Vorgespannte Guss-Druckbehälter (VGD) als berstsichere Druckbehälter für innovative Anwendungen in der Kerntechnik, Schriften des Forschungszentrums Jülich, Reihe Energietechnik, Bd. 14, 2000.

271

„Auslegung und Konstruktion eines VGD für einen SWR-1000“, in: Fröhling, Werner, Bounin, Dieter, Steinwarz, Wolfgang et al., a. a. O., S. 151–177.

272

Böttcher, Andreas: Konstruktion und Berechnung eines vorgespannten Druckbehälters mit internem Corecatcher für Druckwasserreaktoren, Diss. RWTH Aachen, 1998.

273

Ebenda, S. 175.

274

Böttcher, Andreas, a. a. O., S. 60 f.

275

Ebenda, S. 27.

276

Steinwarz, Wolfgang, Bounin, Dieter et al.: Abschlussbericht, a. a. O., S. 33–37.

277

Töpfer, Klaus: Kernenergie und Umwelt, atw, Jg. 38, Juli 1993, S. 502.

278

Streffer, Christian, Gethmann, Carl Friedrich, Heinloth, Klaus, Rumpff, Klaus und Witt, Andreas: Ethische Probleme einer langfristigen globalen Energieversorgung, Walter de Gruyter, Berlin, New York, 2005, S. 131–135.

279

Vgl. Kerkmann, Michael: Beitrag zur Leistungssteigerung und Qualitätsverbesserung beim Unterpulver-Ein- und Mehrdrahtschweißen durch kontinuierliche Metallpulverzugabe, Diss., RWTH Aachen, 1985.

280

Jorde, J., Müller, R., Schulte, D. und Bretfeld, H.: Entwicklung großer Stahlbehälter in Mehrlagenbauweise, Kerntechnik, 10. Jg., No. 4, 1968, S. 198–207.

281

Müller, R.: Das formgebende Auftragschweißen als Fertigungsverfahren für große Werkstücke aus dem Behälterbau, Technische Mitteilungen Krupp Forschungsberichte, Bd. 29, H. 2, 1971, S. 73–88.

282

Formgebendes Schweißen zur Fertigung großer Ringe, technica, 27. Jg., 15/16, 1978, S. 1232.

283

Jorde, J., Müller, R. et al., a. a. O., 1968, S. 203.

284

Ebenda, S. 204.

285

Müller, R., a. a. O., S. 76.

286

Ebenda, S. 84–88.

287

Müller, R., a. a. O., S. 77–81.

288

Formgebendes Schweißen zur Fertigung großer Ringe: technica, 27. JG., 15/16, 1978, S. 1232.

289

Luckow, H. und Plantikow, U.: Formgebendes Schweißen von Behälterschüssen und Kalotten, Fachberichte Hüttenpraxis Metallweiterverarbeitung, Vol. 20, No. 10, 1982, S. 858.

290

Große-Wördemann, Josef: Bereitstellung schwerer Halbzeuge durch formgebendes Schweißen, Die Materialprüfung, 22. Jg., No. 4, April 1980, S. 168–173.

291

Luckow, H. und Plantikow, U., a. a. O., S. 859.

292

Schoch, Friedrich-Wilhelm: Eigenschaften formgeschweißter Großbauteile, Werkstoffuntersuchungen an einem 72 t Versuchskörper aus Schweißgut 10 MnMoNi 5 5, Diss., Stuttgart, 1984, Techn.-wiss. Ber. MPA Stuttgart (1984), Heft 84-02, S. 19.

293

Ebenda, S. 134.

294

Kussmaul, K., Schoch, F.-W., und Luckow, H.: High Quality Large Components ‘Shape Welded’ by a SAW Process, WELDING JOURNAL, September 1983, S. 19.

295

Luckow, H. und Plantikow, U., a. a. O., S. 858.

296

Ebenda, S. 860.

297

Schoch, F.-W., a. a. O., S. 21 und S. 231.

298

Vgl. Große-Wördemann, Josef, a. a. O., S. 170.

299

Schoch, F.-W., a. a. O., S. 22–24.

300

Ebenda, S. 73–81.

301

Kußmaul, K., Schoch, F.-W. und Luckow, H., a. a. O., S. 24.

302

Britsch, H.: Optimierung des sensorgeführten Engspaltschweißens durch Rechnersimulation. Techn.-Wiss. Bericht der MPA Stuttgart, Heft 96-03, 1996, Univ. Stuttgart Diss. 1996.

303

Eigenspannungsmessungen im Zusammenhang mit dem Schaden an dem formgeschmolzenen VEBA-Behälter DC 2101 aus Werkstoff 10 CrMo 9 10: MPA-Prüfungsbericht für Thyssen Schwerkomponenten GmbH 941 004, Dr. Koc/W vom 03.10.1968.

304

Kußmaul, K., Schoch, F.-W., und Luckow, H., a. a. O.

305

Schulte, Friedrich: Amerikanische Dampfkesselanlagen, Archiv für Wärmewirtschaft und Dampfkesselbau, Jg. 14, Februar 1933, S. 35–39.

306

Ulrich, Max: Festigkeitseigenschaften amerikanischer Kesselbleche von 10 bis 60 mm Stärke, Mitteilungen der VGB, Nr. 24, 1929, S. 3–15.

307

Ulrich, Max: Die Werkstoffe von Höchstdruckkesseln, Sonderdruck 25/37 des Hauses der Technik, Essen, aus Techn. Mitteilungen, Heft 15, 01.08.1937, S. 6 und 14–15.

308

Ulrich, Max: Auswertung der Abnahmeuntersuchungen der MPA Stuttgart an Werkstoffen und Kesselteilen für Höchstdruckkessel, Mitteilungen der VGB, Heft 65, 30.12.1937, S. 371–384.

309

Wigner, E. P.: Theoretical Physics in the Metallurgical Laboratory of Chicago, Journal of Applied Physics, Vol. 17, No. 11, November 1946, S. 857–863.

310

Davidson, Ward F.: Some Design Problems for Nuclear Power Plants, NUCLEONICS, Vol. 5, November 1949, S. 4–13.

311

Berggren, R. G.: Neutron irridation effects in steels, Studies at Oak Ridge National Laboratory, in: Steels for reactor pressure circuits, Report of a symposium held in London on 30.11.–02.12.1960 by The Iron and Steel Institute for the British Nuclear Energy Conference, The Iron and Steel Institute, Special Report No. 69, London, 1961, S. 370–381.

312

Evans, George E.: Materials, NUCLEONICS, Vol. 11, No. 6, Juni 1953, S. 18–23.

313

Sutton, C. R. und Leeser, D. O.: How Radiation Affects Structural Materials, The Iron Age, 19.08.1954, S. 128–131 (Part I) und 26.08.1954, S. 97–100 (Part II).

314

Mong, B. A. und Douglass, R. M.: Reactor Vessels, NUCLEONICS, Vol. 13, No. 6, Juni 1955, S. 66–69.

315

List of Organizations Producing Standards Directly Involving Safety in the Use of Nuclear Energy, NUCLEAR SAFETY, Vol. 1, No. 3, März 1960, S. 17.

316

ASTM A 302 B chemische Zusammensetzung: C 0,2–0,25 %, Mn 1,3–1,4 %, Mo 0,47–0,64 %, Si 0,23–0,30 %, Cu max. 0,40 %, P max. 0,035 %, S max. 0,040 % und Ni- und Cr-Anteile von etwa 0,2 %.

317

ASTM A 212 B chemische Zusammensetzung nach 1949 Book of ASTM Standards, Part 1, Ferrous Metals, Philadelphia, Pa., 1950, S. 397: C max. 0,31–0,35 % (abhängig von der Plattendicke), Mn max. 0,90 %, P max. 0,035–0,040 %, S max. 0,04–0,05 %, Si 0,15–0,30 %.

318

Whitman, G. D.: Technology of Steel Pressure Vessels for Water-Cooled Nuclear Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 8, No. 5, September-Oktober 1967, S. 429–442.

319

Ebenda, S. 431.

320

ASTM A 336 chemische Zusammensetzung: C 0,19 %, Mn 0,65 %, Si 0,26 %, P 0,011 %, S 0,014 %, Ni 0,79 %, Cr 0,40 %, Mo 0,64 %, Cu 0,12 %.

321

Porse, L.: Reactor Pressure Vessel: design – fabrication – testing, NUCLEAR ENGINEERING, Vol. 12, No. 133, Juni 1967, S. 444–448.

322

ASTM A 508 Cl. 2 chemische Zusammensetzung: C max. 0,27 %, Si 0,15–0,35 %, Mn 0,5–0,9 %, P max. 0,025 %, S max. 0,025 %, Cr 0,25–0,45 %, Mo 0,55–0,70 %, Ni 0,50–0,90 %, Cu max. 0,18 % V max. 0,05 %.

323

Whitman, G. D., a. a. O., S. 431, 432.

324

Sterne, R. H. Jr. und Steele, L. E.: Steels for Commercial Nuclear Power Reactor Pressure Vessels, Nuclear Engineering and Design, 10, 1969, S. 259–307.

325

Holl, Jack M.: Argonne National Laboratory, a. a. O., S. 98.

326

Kintner, E. E.: Die Wiege der Atomschiffe: Die Entstehung des Nautilus-Reaktorprototyps, atw, Jg. 4, November 1959, S. 463–467.

327

Reynolds, C. A.: Die fünf neuesten Reaktoren für industrielle Kernenergie, Atomkernenergie, Jg. 1, 1956, S. 10 f.

328

Whitman, G. D.: Technology of Steel Pressure Vessels for Water-Cooled Nuclear Reactors, NUCLEAR SAFETY, Vol. 8, No. 5, September-Oktober 1967, S. 439.

329

Westinghouse Gets Contract to Build Full-Scale Power Reactor by 1957, Rickover to Supervise Project, NUCLEONICS, Vol. 11, Dezember 1953, S. 70.

330

Hewlett, Richard G. und Holl, Jack M.: Atoms for Peace and War, University of California Press, 1989, S. 196–228, S. 419–422.

331

Die elektrische Leistung des Shippingport-Reaktors wurde später bis auf 150 MW_el erhöht.

332

Rickover, Hyman G.: Rickover Speaks of Shippingport, in: PWR, The Significance of Shippingport, A NUCLEONICS Special Report, NUCLEONICS, Vol. 16, No. 4, April 1958, S. 54.

333

Simpson, John W. und Shaw, M.: Description of the Pressurized Water Reactor (PWR) Power Plant at Shippingport, Pa., Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Geneva, 8–20 August 1955, Vol. III, P/815 USA, United Nations, New York, 1955, S. 214.

334

335

PWR Engineering the Reactor Plant, in: Reactors on the Line, NUCLEONICS Reactor File No. 5, PWR, NUCLEONICS, Vol. 16, No. 4, April 1958, S. 57.

336

Theoretisch ist bei gleichem Innendruck die Spannung in einer Kugelschale halb so hoch wie in einer Zylinderwand.

337

Roberts, J. O.: Shippingport Story, Nuclear Engineering, September 1961, S. 393 f.

338

Indian Point, Nuclear Engineering, Oktober 1961, S. 413–423.

339

Ebenda, S. 415.

340

Reactor File No. 14, Indian Point on the Line, NUCLEONICS, Vol. 21, No. 4, April 1963.

341

Die Wand der halbkugelförmigen Bodenkalotte könnte wegen der nur halb so hohen Spannung auch nur halb so dick wie die Zylinderwand sein, ist jedoch gleich stark.

342

Yankee-Atomkraftwerk im Bau, atw, Jg. 3, März 1958, S. 127 f.

343

Reactor File No. 9, Yankee on the Line: NUCLEONICS, Vol. 19, No. 3, März 1961.

344

Kaslow, J. F.: Yankee Operating Experience, NUCLEAR SAFETY, Vol. 4, No. 1, September 1962, S. 96–103.

345

SELNI Atomkraftwerk kritisch: atw, Jg. 9, Juli 1964, S. 345.

346

Castelli, F.: Betriebserfahrungen mit den italienischen Atomkraftwerken, atw, Jg. 12, Februar 1967, S. 80–83.

347

Fortschritte bei SELNI: atw, Jg. 6, Juni 1961, S. 343.

348

AMPA Ku 82, Mager, T. R., Meyer, T. A. und Meeuwis, O., Westinghouse: Fracture Mechanics Evaluation of the Trino Vercellese Reactor Vessel Following a Postulated Coolant Pipe Break, Januar 1976, S. 116.

349

Kußmaul, K. F.: Gutachten im Auftrag von ENEL: Expert Opinion on the Integrity of the Trino Reactor Pressure Vessel, Stuttgart, März 1984, 60 S., 130 Bilder und Tafeln.

350

Kußmaul, K.: Der Integritätsnachweis für strahlenversprödete Reaktordruckbehälter, VGB Kraftwerkstechnik 62, H. 12, Dez. 1982, S. 1060–1076, vgl. auch die MPA-Beiträge in ASTM STP 819, ASTM Publication Code No. PCN 04-819000-35, Nov. 1983.

351

Connecticut Yankee plant Atomkraftwerk Haddam Neck: atw, Jg. 8, Januar 1963, S. 35.

352

Buchanan, J. R.: Action on Reactor Projects by Licensing and Regulating Bodies, NUCLEAR SAFETY, Vol. 4, No. 4, Juni 1963, S. 157–166.

353

Action on Reactor Projects Undergoing Regulatory Review: Connecticut Yankee Reactor, NUCLEAR SAFETY, Vol. 6, No. 1, Fall 1964, S. 98 f.

354

Kilpatrick, J. N. und Beal, F. S.: Connecticut Yankee, A description of the Westinghouse PWR at Haddam Neck, Nuclear Engineering, Juni 1965, S. 216–220.

355

Haddam Neck Plant UFSAR (USNRC Sicherheitsbericht), Fassung vom Mai 1987, Sammlung GRS, Köln.

356

Dorner, H.: Druckgefäße und Primärkomponenten von Druckwasserreaktoren, atw, Jg. 15, September/Oktober 1970, S. 463–468.

357

Ruf, R.: Konstruktiver Aufbau und sicherheitstechnische Gesichtspunkte für den Primärkreislauf von großen Druckwasserreaktoren, Neue Technik NTB, 4/1970, S. 135–141.

358

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

359

Kußmaul, K.: Der Integrationsnachweis für strahlenversprödete Reaktordruckbehälter, VGB Kraftwerkstechnik, 62. Jg., Heft 12, Dezember 1982, S. 1060–1076.

360

Da die vorliegende Arbeit sich in erster Linie mit Druckwasserreaktoren befasst, wird VAK nicht im Einzelnen dargestellt, sondern nur im Zusammenhang mit Reaktorbaustählen erwähnt.

361

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

362

19 MnMo 5 5 ist ein Stahl mit den Bestandteilen: 0,19 % Kohlenstoff, 1/4·5 % = 1,25 % Mangan und 1/10 · 5 % = 0,5 % Molybdän. Zur Werkstoffbezeichnungsweise s. Wellinger, Karl, Gimmel, Paul und Bodenstein, Manfred: Werkstofftabellen der Metalle, Alfred Kröner Verlag, Stuttgart, 1972, S. A13.

363

Franzl, R., Henseler, H., Heusler, H. und Menke, L.: Druckgefäß, Kondensatunterkühler, Rohrleitungen, atw, Jg. 6, Januar 1961, S. 74.

364

Finkelnburg, Wolfgang: Der MZFR – ein Markstein der deutschen Reaktorentwicklung, atw, Jg. 10, Juli/August 1965, S. 330 f.

365

AMUBW 3415.8, Siemens AG: Sicherheitsbericht Mehrzweck-Forschungsreaktor, Band I, Fassung Juli 1968, S. 81.

366

BA B 138-305/306, MZFR Teil III Technische Beschreibung, S. 130.

367

Nucleonics Reactor File No. 11, Savannah Under Way, NUCLEONICS, Vol. 20, No. 7, Juli 1962.

368

Weidauer, R.: Die erste Atlantiküberquerung der „Savannah“, atw, Jg. 9, Oktober 1964, S. 485.

369

Schüler, R., Weisbrodt, I. und Wiebe, W.: Die nukleare Antriebsanlage für die „Otto Hahn“, atw, Jg. 10, Mai 1965, S. 227–240.

370

Betriebsergebnisse der N.S. „Otto Hahn“ 1978, atw, Jg. 24, Oktober 1979, S. 489.

371

Chemische Analyse (jeweils Höchstwerte): 0,17 % C, 0,35 % Si, 1,50 % Mn, 0,020 % P, 0,020 % S, 0,20 % Cr, 0,40 % Mo, 1,10 % Ni, 0,16 % V, 0,10 % Al, 0,20 % Cu, 0,020 % Co, 0,010 N; vgl. AMPA Ku 100, Prüfbericht 935 182, Tafel 1.

372

Ahlf, J., Florin, C. und Schmelzer, F.: Bestrahlungsuntersuchung am FDR-Druckbehälterstahl der „Otto Hahn“, Atomkernenergie (ATKE), 13. Jg., 1968, H. 3, S. 199–204.

373

AMPA Ku 100, Kammerich-Reisholz GmbH: Werkzeugnis zum Werkstoff 15 MnMoNiV 5 3 vom 05.02.1975.

374

Schoch, W.: Stähle für Temperaturen unter 400 \({}^{\circ}\)C, VGB-Werkstofftagung 1969, S. 32.

375

AMPA Ku 100, MPA Stuttgart: Prüfungsbericht vom 01.10.1976, Blatt 13–15.

376

Kußmaul, K.: Verwendung hochfester Stähle – pro und contra, in: Die Qualität von Kernkraftwerken aus amerikanischer und deutscher Sicht, 2. Internationale Tagung des Technischen Überwachungs-Vereins Rheinland e. V. und der Firma Babcock & Wilcox Company, USA, am 28. September 1978 in Köln, Verlag TÜV Rheinland, Köln, 1979, S. 178.

377

Vgl. 1967 Book of ASTM Standards, Specification for Quenched and Tempered Vacuum Treated Carbon and Alloy Steel Forgings for Pressure Vessel (A 508), S. 725.

378

Siemens Arbeitsbericht KWU NT1/99/089, Erlangen, 20.12.1999, S. 4.

379

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

380

Gundremmingen erzeugt Strom: atw, Jg. 11, Dezember 1966, S. 569.

381

Stäbler, K.: Planung der Inbetriebnahme, atw, Jg. 10, November 1965, S. 574.

382

Ringeis, W. K., Strasser, W. und Peuster, K.: Aufbau der Gesamtanlage, atw, Jg. 10, November 1965, S. 577.

383

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

384

AKWO 01940097167/0017, Siemens-Schuckertwerke: Lieferumfang und technische Abnahmebedingungen für Kernkraftwerk Obrigheim, 01.11.1964, Anl.-Teil: Reaktordruckbehälter, 4. Werkstoffe, S. 1 f.

385

AKWO 01920000354, Siemens AG: Sicherheitsbericht KWO, Band 1, Teil 3, Juni 1967, S. 57.

386

Knödler, D., Ruf, R. und Weisser, E.: Besonderheiten beim Bau des KWO-Reaktordruckgefäßes, atw, Jg. 13, Dezember 1968, S. 626 f.

387

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

388

Dorner, H. und Ruf, R.: Hauptkomponenten des KKS-Reaktors, atw, Jg. 16, November 1971, S. 603–605.

389

Debray, W. und Cerjak, H.: Werkstoffeigenschaften des Stahles 22 NiMoCr 3 7 für Reaktorkomponenten, VGB Werkstofftagung 1971, S. 14.

390

Ebenda, S. 13–15.

391

Dorner, H. und Ruf, R.: Hauptkomponenten des KKS-Reaktors, atw, Jg. 16, Nov. 1971, S. 603.

392

Ulrich, Max: Die Werkstoffe von Höchstdruckkesseln, a. a. O., S. 14.

393

Chemische Analyse in Masse-% für Biblis-A (vgl. Debray, W. und Cerjak, H., a. a. O., S. 14): 0,17–0,25 C, 0,10–0,35 Si, 0,5–1,00 Mn, ≤ 0,015 P, ≤ 0,015 S, ≤ 0,018 Cu, ≤ 0,050 Al, 0,25–0,50 Cr, 0,55–0,80 Mo, 0,50–1,00 Ni, ≤ 0,05 V, ≤ 0,020 Co, ≤ 0,020 Ta.

394

Krug, Hans-Heinrich: Siemens und Kernenergie, Siemens/KWU, 1998, S. 154.

395

Ebenda, S. 114.

396

Huttach, A., Putschögl, G. und Ritter, M.: Die Nuklearanlage des Kernkraftwerks Biblis, atw, Jg. 19, August/September 1974, S. 422 f.

397

Krug, Hans-Heinrich: Siemens und Kernenergie, Siemens/KWU, 1998, S. 107.

398

Chemische Analyse für KWB-C (vgl. AMPA KU 154, Kußmaul, K.: Krümmel-Gutachten, Anlage 66) in Masse-%: ≤ 0,20 C, 0,20 Si (Richtwert), 0,85 Mn (Richtwert), ≤ 0,008 P, ≤ 0,008 S, ≤ 0,10 Cu, 0,010–0,040 Al, ≤ 0,40 Cr, ≤ 0,58 Mo, 1,20 Ni (Richtwert), ≤ 0,01 V, ≤ 0,030 Co.

399

Krug, Hans-Heinrich: Siemens und Kernenergie, Siemens/KWU, 1998, S. 154.

400

Siemens Arbeitsbericht KWU NT 1/99/089, Erlangen, 20.12.1999, S. 7.

401

Krug, Hans-Heinrich: Siemens und Kernenergie, Siemens/KWU, 1998, S. 150–154; vgl. AMPA Ku 180.

402

Ziegler, A.: Weiterentwicklung und Aussichten der D₂O-Druckkessel-Reaktoren, atw, Jg. 10, Juli/August 1965, S. 391.

403

Dorner, H.: Reaktordruckgefäß und Einbauten-Konstruktion, atw, Jg. 10, Juli/August 1965, S. 348–351.

404

Wawersik, Heinrich: Über die Fertigung des Reaktordruckgefäßes für den 50-MW_el-Mehrzweckforschungsreaktor (MZFR) Karlsruhe, Energie und Technik, 1965, Heft 4, S. 150–153.

405

Wawersik, Heinrich: Über die Fertigung des Reaktordruckgefäßes für den 50-MW_el-Mehrzweckforschungsreaktor (MZFR) Karlsruhe, Energie und Technik, 1965, Heft 4, S. 151.

406

AMUBW 3415.8, Siemens AG: Sicherheitsbericht Mehrzweckforschungsreaktor (MZFR) Band IV, Juli 1968.

407

Dorner, Heinrich: Reaktordruckbehälter, Siemens-Zeitschrift 42, 1968, Beiheft „Kernkrafttechnik“, S. 50–60 (Diss. TH Graz).

408

Dorner, Heinrich: Druckgefäße und Primärkomponenten von Druckwasserreaktoren, atw, Jg. 15, September/Oktober 1970, S. 465.

409

Vgl. AMPA Ku 86, IRS Forschungsbetreuung Projektinformation: Vorhaben konstruktive und rechnerische Entwicklungsarbeiten an Druckbehältern in Stahlbauweise RS 35, März 1971.

410

KTA 3201.2: Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren, Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung, Anlage B, Rechnerische Methoden, 10/80, BAnz Nr. 152a vom 18.08.1981.

411

In Zylindern unter Innendruck sind die Umfangsspannungen in der Zylinderwand, die von den Längsschweißnähten aufgenommen werden müssen, doppelt so hoch wie die Längsspannungen, die in den Rundnähten wirken. Das Auftreten und Nichterkennen von Fehlern an und in den Schweißnähten ist wahrscheinlicher als im ungestörten Grundwerkstoff. Vom Konstruktionsgrundsatz, Längsnähte im Zylindermantel zu vermeiden, gibt es zwei Abweichungen, s. Abschn. 1.1.4.

412

Krug, Hans-Heinrich: Siemens und Kernenergie, a. a. O., S. 91.

413

Ebenda, S. 136.

414

Kußmaul, K.: Fortschritte und Entwicklung beim Einsatz hochzäher und hochfester Werkstoffe, VGB-Ehrenkolloquium „Werkstofftechnik und Betriebserfahrungen“, Mannheim, 19. Juni 1985, Sonderheft, Verlag VGB Technische Vereinigung der Großkraftwerksbetreiber, 1985, S. 20.

415

Onodera, S.: Improved Quality of Heavy Steels and their Welds as Related to the Integrity of RPCs, in: Reliability of Reactor Pressure Components, Proceedings of an International Symposium of Reliability of Reactor Pressure Components, organized by the International Atomic Energy Agency, held in Stuttgart, 21–25 March 1983, IAEA, Wien, November 1983, S. 113.

416

Europäische Atomgemeinschaft – EURATOM und Gesellschaft für Kernenergieverwertung in Schiffbau und Schiffahrt mbH – GKSS: Kernenergie-Forschungsschiff „Otto Hahn“, Jahresbericht 1965, EUR 3066 d, Brüssel, 1966, S. 26–30.

417

418

419

Vgl. Nucleonics Reactor File No. 11, Savannah Under Way, NUCLEONICS, Vol. 20, No. 7, Juli 1962.

420

Jahns, W.: Auslegung und Eigenschaften des fortschrittlichen Druckwasserreaktors (FDR) für das deutsche Kernenergie-Forschungsschiff, Kerntechnik, Jg. 6, Heft 7/8, 1964, S. 324–332.

421

AMPA Ku 100, MPA Stuttgart: Prüfungsbericht Nr. 935182, 07.04.1976, Anlage 1.

422

AMPA Ku 25, RSK-UA RDB, Ergebnisprotokoll 57. Sitzung, 03.05.1977, S. 8.

423

Andler, M., Bünemann, D. und Hedemann, H.-J.: Die Weiterentwicklung des FDR, atw, Jg. 13, Juni 1968, S. 322–324.

424

AMPA Ku 40, NCS 80-Sicherheitsbericht, S. 673, 6.6-2.

425

BA B106-75312, Ergebnisprotokoll 97. RSK-Sitzung, 18.09.1974, S. 17.

426

AMPA Ku 40, INTERATOM: NCS 80, Beschreibung der neuen Anordnung der Umwälzpumpen im Primärsystem, 02.09.1974.

427

AMPA Ku 24, RSK-UA RDB, Ergebnisprotokoll 26. Sitzung, 10.10.1974, S. 8 f.

428

Schenk, H., Mayr, A. und Pickel, E.: Ergebnisse der US-Prüfungen am Reaktordruckgefäß des Kernkraftwerks Obrigheim, atw, Jg. 16, August/September 1971, S. 453.

429

AMPA Ku 158, Klöckner-Werke AG: Reaktordruckbehälter, Zeichnung Nr. K2/0.02.02, 19.07.1966.

430

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

431

AMPA Ku 158, Klöckner-Werke AG: Reaktordruckbehälter, Zeichnung Nr. K2/0.02.02, 19.07.1966.

432

Ebenda.

433

Kussmaul, Karl: Specific Problems of Reactor Pressure Vessels Related to Irradiation Effects, in: Steele, Lendell E. (Hg.): Radiation Embrittlement and Surveillance of Nuclear Reactor Pressure Vessels: An International Study, A Conference sponsored by IAEA and ASTM, Vienna, 19–21 Oct. 1981, ASTM Special Technical Publication 819, Philadelphia, Pa., 1983, S. 86–99.

434

Bartsch, R. und Wenk, M.: Safety against brittle fracture of the reactor pressure vessel in the nuclear power plant Obrigheim, Nuclear Engineering and Design, 198, 2000, S. 100 f.

435

Kußmaul, K.: Der Integritätsnachweis für strahlenversprödete Reaktordruckbehälter, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 62, Heft 12, Dezember 1982, S. 1061.

436

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, 2. Ausgabe vom 24.01.1979, Ziff. 4.1.2.6.

437

Mandel, H.: Der Bauentschluss für das Kernkraftwerk Biblis, atw, Jg. 14, September/Oktober 1969, S. 453–455.

438

Keller, W.: Fortschritte bei den wassergekühlten Reaktoren – 1. Druckwasserreaktoren, atw, Jg. 15, September/Oktober 1970, S. 469.

439

Huttach, A., Putschögl, G. und Ritter, M.: Die Nuklearanlage des Kernkraftwerks Biblis, atw, Jg. 19, August/September 1974, S. 422.

440

Schaumburger, R.: Das 1300-MW-Kernkraftwerk Biblis B mit Siemens-Druckwasserreaktor, atw, Jg. 17, November 1972, S. 553.

441

442

Widart, J.: Integral Design of Reactor Pressure Vessels, in: Nichols, R. W.: Trends in Reactor Pressure Vessel and Circuit Development, Proceedings of the IAEA Specialists Meeting on „Trends in Reactor Pressure Vessel and Circuit Development“ held 5–8 March 1979 in Madrid, Applied Science Publishers Ltd, London, 1980, S. 221–230.

443

Mülheim-Kärlich 1250 MW DWR, atw, Jg. 18, April 1973, S. 187.

444

Peter, F.: Die Gesamtanlage des RWE-Kernkraftwerks Mülheim-Kärlich, atw, Jg. 20, Mai 1975, S. 246–258.

445

AMPA Ku 160, RDB Mülheim-Kärlich, MPA-Bericht 937830.

446

Vannoy, W. M.: Reliability Experience of Nuclear Power Stations, in: Die Qualität von Kernkraftwerken aus amerikanischer und deutscher Sicht, 2. Internationale Tagung des Technischen Überwachungs-Vereins Rheinland e. V. und der Firma Babcock & Wilcox Company, USA, am 28. September 1978 in Köln, Verlag TÜV Rheinland GmbH, Köln, 1979, S. 30–61.

447

Simon, M.: Fertigstellung des Kraftwerks Mülheim-Kärlich, atw, Jg. 31, 1986, S. 373–379.

448

BBC/BBR: Aktualisierte Anlagenbeschreibung (Ergänzender Sicherheitsbericht) zum Kernkraftwerk Mülheim-Kärlich 1300 MW_el mit Druckwasserreaktor, Band 2, Ausgabe Juli 1980, Abb. 2.6.1-9.

449

BA B 106-75309, Ergebnisprotokoll 90. RSK-Sitzung, 23.01.1974, S. 17–19.

450

AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll RSK-UA RDB, 54. Sitzung, 11.02.1977, S. 8–10.

451

Clasen, H.-J., Fröhlich, H.-J. und Langetepe, G.: Die Errichtung des Kernkraftwerks Philippsburg Block 2, atw, Jg. 30, Februar 1985, S. 70–79.

452

AMPA Ku 151, Persönliche schriftliche Mitteilung des ehemaligen, für die Kernenergieaufsicht in der baden-württembergischen Landesregierung zuständigen Ministerialdirigenten Dr. Dietmar Keil vom 17.10.2006.

453

KWU AG: Sicherheitsbericht Kernkraftwerk Philippsburg (KKP-2) mit Druckwasserreaktor elektrische Leistung 1300 MW, Band 2, Februar 1984, Reaktordruckbehälter 2.6.2.1/1.

454

455

Meyer, R., Kroll, P., Schulz, K. D., Skrock, K.-H. und Volkmann, B.: Betriebserfahrungen mit den Reaktoranlagen WWER-440/W-230, atw, Jg. 36, April 1991, S. 180–187.

456

Birkhofer, A.: Zum Stand der Sicherheitsbeurteilung osteuropäischer Kernkraftwerke, atw, Jg. 36, Juni 1991, S. 188–191.

457

Der Bautyp W-213 folgte W-230 nach, obwohl die niedrigere Zahl eine andere Reihenfolge vermuten lässt.

458

AMPA Ku 15, Ergebnisprotokoll der 261. RSK-Sitzung, 24.04.1991, S. 10–12.

459

Gorski, K. und Ivanow, M.: Das Kernkraftwerk „Bruno Leuschner“ Greifswald, Kernenergie, Jg. 17, Heft 7, 1974, S. 200–222.

460

IAEA Nuclear Energy Series: Integrity of Reactor Pressure Vessels in Nuclear Power Plants: Assessment of Irradiation Embrittlement Effects in Reactor Pressure Vessel Steels, IAEA Technical Report No. NP-T-3.11, Wien, 2009, S. 17.

461

Chemische Zusammensetzung in Gew.%: C 0,13–0,18, Mn 0,30–0,60, Si 0,17–0,37, P max. 0,025, S max. 0,025, Cr 2,5–3,0, Ni max. 0,40, Mo 0,60–0,80, V 0,25–0,35.

462

Heuser, F.-W., Janke, R. und Kelm, P.: Sicherheitsbeurteilung von Kernkraftwerken mit WWER-Reaktoren, atw, Jg. 38, Juni 1993, S. 426–436.

463

Meyer, R., Kroll, P., Schulz, K. D., Skrock, K.-H. und Volkmann, B.: Betriebserfahrungen mit den Reaktoranlagen WWER-440/W-230, atw, Jg. 36, April 1991, S. 185.

464

Persönliche Mitteilung von Prof. Karl Kußmaul.

465

Pelli, Reijo und Törrenen, Karl: State-of-the-art review on thermal annealing, European Network on Ageing Materials Evaluation and Studies (AMES), VTT Manufacturing Technology, Espoo, Finland, März 1995, 41 S.

466

Weeks, J., R.: Embrittlement and Annealing of VVER Pressure Vessels, Brookhaven National Laboratory, BNL-43164, DE 90000031, 1988.

467

U. S. NRC, 10 CFR 50.66, Requirements for thermal annealing of the reactor pressure vessel.

468

Abschließende Feststellung des Leiters der Sofia-Konferenz Karl Kußmaul, in: Preface, IAEA Workshop on Kozloduy Unit 1 Reactor Pressure Vessel Integrity, 21–23 May 1977, Sofia, Bulgaria, Nuclear Engineering and Design, Vol. 191/3, 1999, S. v–vi.

469

Schomer, E.: WWER-Modernisierung, atw, Jg. 38, Juni 1993, S. 433–436.

470

Werner, H.: Druckführende Komponenten des WWER, Auslegung, Werkstoffe, Betriebserfahrungen, Forschungsprogramm SR 471 im Auftrag des Bundesministers für Forschung und Technologie, 20. Technischer Bericht, MPA-Auftrags-Nr. 8711 00 000, Stuttgart, Juni 1991.

471

Kussmaul, K.: Integrity of Mechanical Components, Materials, Design, Inspection, Service, in: Proceedings, Quadripartite Meeting of the National Advisory Committees of France, Germany, Japan, USA: Safety Options for Future Pressurized Water Reactors, Luynes, Frankreich, 11.–15.10.1993, Abb. 22 und 31.

472

Böhmert, J., Viehrig, H.-W. und Richter, H.: Irradiation Response of VVER Pressure Vessel Steels: First Results of the Rheinsberg Irradiation Programme, Forschungszentrum Rossendorf, wiss.-techn. Berichte, FZR-284, Annual Report 1999, Institute of Safety Research, Febr. 2000, S. 71–76.

Titel: Die Sicherheit des Reaktordruckbehälters (RDB) von Druckwasserreaktoren
verfasst von: Paul Laufs
Verlag: Springer Berlin Heidelberg
Buch: Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke 2
Print ISBN: 978-3-662-54163-0

Electronic ISBN: 978-3-662-54164-7

Copyright-Jahr: 2018
DOI: https://doi.org/10.1007/978-3-662-54164-7_1

Springer Professional

Zusammenfassung

Bitte loggen Sie sich ein, um Zugang zu Ihrer Lizenz zu erhalten.

Sie haben noch keine Lizenz? Dann Informieren Sie sich jetzt über unsere Produkte:

Springer Professional "Wirtschaft+Technik"

Springer Professional "Technik"

Springer Professional "Wirtschaft"