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Erschienen in:

2018 | OriginalPaper | Buchkapitel

2. Forschungen zur Qualitätssicherung und Quantifizierung des Sicherheitsabstands für druckführende Umschließungen

verfasst von : Paul Laufs

Erschienen in: Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke 2

Verlag: Springer Berlin Heidelberg

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Zusammenfassung

Kap. 2 präsentiert die über Jahrzehnte hinweg vorangetriebenen internationalen und deutschen Forschungen zur Qualitätssicherung und Quantifizierung der Sicherheitsreserven druckführender Umschließungen vor allem von Druckwasserreaktoren. Zu den dargestellten frühen internationalen Vorhaben gehören das amerikanische “Heavy-Section Steel Technology Program“ (1967-2005) und die Fünfjahresprogramme der EURATOM-Forschungsvorhaben (seit 1958). Die einschlägigen deutschen Forschungen sind überwiegend mit der Materialprüfungsanstalt der Universität Stuttgart verbunden, die bei der Erforschung und Optimierung der eingesetzten Reaktorbaustähle eine führende Rolle innehatte, insbesondere bei der Analyse von Schweißsicherheit und Rissunempfindlichkeit abhängig von der chemischen Zusammensetzung (Gehalte von Legierungs-, Begleit- und Spurenelementen). Erstmals werden hier Ergebnisse von Schweißsimulationsversuchen publiziert, die u. a. den Einfluss des Aluminiumgehalts aufzeigen. Die von der Bundesregierung geförderten Forschungsvorhaben u. a. das Sofort- und das Dringlichkeitsprogramm 22 NiMoCr 3 7, das Sofortprogramm 20 MnMoNi 5 5, das große Forschungsvorhaben Komponentensicherheit Phase I und II, das Forschungsvorhaben Großbehälter, das Heißdampfreaktor-Sicherheitsprogramm, die Phänomenologischen Behälterberstversuche, die Reaktordruckbehälter-Notkühlsimulationen sowie die Bestrahlungsversuche werden mit den notwendigen Einzelheiten beschrieben.

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Vorheriges Kapitel Die Sicherheit des Reaktordruckbehälters (RDB) von Druckwasserreaktoren

Nächstes Kapitel Die Basissicherheit und das Basissicherheitskonzept für die druckführende Umschließung

Whitman, G. D.: Proposed State-of-the-Art Review of Reactor Pressure Vessel Technology, NUCLEAR SAFETY, Vol. 7, No. 4, Sommer 1966, S. 436.

Witt, F. J.: The Heavy Section Steel Technology Program, Nuclear Engineering and Design, Vol. 8, 1968, S. 22–38.

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, ORNL-6259, 1986, S. 5.

Ebenda, S. 7–9.

Blakely, J. P.: AEC Administrative Activities, NUCLEAR SAFETY, Vol. 8, No. 3, Frühjahr 1967, S. 278.

Wechsler, M. S.: Radiation Damage to Pressure Vessel Steels, NUCLEAR SAFETY, Vol. 8, No. 5, September–Oktober 1967, S. 461–469.

Witt, F. J.: Introduction: HSST Program Investigations, Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 1–3.

Savolainen, A. W. und Whetsel, H. B.: Progress Summary of Nuclear Safety Research and Development Projects, NUCLEAR SAFETY, Vol. 10, No. 2, März-April 1969, S. 186 bzw. Vol. 10, No. 6, November-Dezember 1969, S. 537.

Klausnitzer, E.: Fracture Toughness Tests on Forgings from 22 NiMoCr 3 7, Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 172.

Sievers, G.: State of Cooperative Efforts between the HSST Program and the Pressure Vessel Steel Irradiation Program of Verein Deutscher Eisenhüttenleute (VDEh), Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 174 f.

Eine Übersicht bietet der Statusbericht Reaktordruckbehälter Bd. 3, IRS Bericht SB 4, Köln, Dezember 1976.

AMPA Ku 174: Japan HSST I, Inka-tr-80/6, Oktober 1978, S. 1–9.

Canonico, D. A. und Berggren, R. G.: Tensile and Impact Properties of Thick-Section Plate and Weldments, Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 4–15.

Mager, T. R.: Fracture Toughness of Steel Plate and Weldment Material, Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 76–90.

Loss, F. J.: Effect of Mechanical Constraint of the Fracture Characteristics of Thick-Section Steel, Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 16–31.

Crosely, P. B. und Ripling, E. J.: Crack Arrest Toughness of Pressure Vessel Steel, Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 32–45.

Berggren, R. G. und Stelzman, W. J.: Radiation Strengthening and Embrittlement in Heavy-Section Plate and Welds, Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 103–115.

Hawthorne, J. R.: Postirradiation Dynamic Tear and Charpy-V Performance of 12-in. Thick A 533-B Steel Plates and Weld Metal, Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 116–130.

Witt, F. J. und Whitman, G. D.: Fracture Investigations and Status of the Heavy-Section Steel Technology Program, NUCLEAR SAFETY, Vol. 12, No. 5, September–Oktober 1971, S. 523–529.

The Welding Research Council: pvrc/mpc task group on fracture toughness properties for nuclear components, final report, Library of Congress Catalog Number 77-88087, 1977, S. 7.

Ebenda, S. 6.

Merkle, J. G., Whitman, G. D. und Bryan, R. H.: Relation of Intermediate-Sized Pressure Vessel Tests to LWR Safety, NUCLEAR SAFETY, Vol. 17, No. 4, Juli–August 1976, S. 447–463.

Sheldon, M.: Progress Summary of Nuclear Safety Research and Development Projects, NUCLEAR SAFETY, Vol. 13, No. 6, November-Dezember 1972, S. 496.

Sheldon, M.: Progress Summary of Nuclear Safety Research and Development Projects, NUCLEAR SAFETY, Vol. 14, No. 6, November-Dezember 1973, S. 673.

Witt, F. J, und Mager, T. R.: Fracture Toughness K_Icd Values at Temperatures up to 550 \({}^{\circ}\)F for ASTM A 533 Grade B, Class 1 Steel, Nuclear Engineering and Design, Vol. 17, 1971, S. 91–102.

Pressure Vessel Integrity: So Far, the Evidence is Very Reassuring, NUCLEONICS WEEK, 05.09.1974, S. 2.

Merkle, J. G., Whitman, G. D. Und Bryan, R. H., a. a. O., S. 461.

AMPA Ku 154, Kußmaul, K.: Gutachterliche Stellungnahme zur Einhaltung der Basissicherheit im Rahmen des Basissicherheitskonzepts für den Ist-Zustand des RDB im Kernkraftwerk Krümmel, Stuttgart, September 2001, Anlagen 30–32.

Die Besucher waren: K. Smith, Dr. P. Murray und Dr. H. Goretzki vom WRL-E, A. Klein, Westinghouse (Pittsburgh, Pa.), Prof. A. Pense, Lehigh Univ. und ORNL Consultant sowie Dr. D. Canonico, ORNL.

Canonico, D.: Report of Foreign Travel to Germany, ORNL Central Files Number 75-1-55, 08.01.1975, S. 1–23.

Schellhammer, Wolfgang: Über die Ursachen von Relaxations- und Heißrissbildung in der Wärmeeinflusszone der Feinkornbaustähle 22 NiMoCr 3 7 und 20 MnMoNi 5 5, Techn.-Wiss. Bericht MPA Stuttgart, Heft 78-01, 1978, Schweißnaht Nr. 55, S. 63, 73 und 85, Univ. Stuttgart Diss. 1978.

Cottrell, Wm. B., Hobson, D. O. und Whitman, G. D.: Water-Reactor Safety-Research Information Meeting, NUCLEAR SAFETY, Vol. 16, N0. 1, Januar–Februar 1975, S. 20.

Whitman, G. D.: Historical Summary of the HSST Program and Some Related Activities in Light-Water Reactor Pressure Vessel Safety Research, NUREG/CR-4489, ORNL-6259, 1986, S. 15–17.

Pugh, C. E., Naus, D. J., Bass, B. R. und Keeney-Walker, J.: Crack Arrest Behaviour of Reactor Pressure Vessel Steels at High Temperatures, in: Kussmaul, K. (Hg.): Fracture Mechanics Verification by Large-Scale Testing, IAEA Specialists Meeting on Large-Scale Testing, EGF/ESIS Publication 8, Mechanical Engineering Publications Limited, London, 1991, S. 357–380.

Gillot, Rainer: Experimentelle und numerische Untersuchungen zum Rissstopp-Verhalten von Stählen und Gusseisenwerkstoffen, Technisch-wissenschaftliche Berichte der MPA Stuttgart, Heft 88-03, 1988, Univ. Stuttgart Diss. 1988.

Elenz, Thomas: Experimentelle und numerische Untersuchungen von instabiler Rissausbreitung und Rissstopp beim schnellen Bruch von zugbelasteten Platten, Technisch-wissenschaftliche Berichte der MPA Stuttgart, Heft 92-03, 1992, Univ. Stuttgart Diss. 1992.

Kanazawa, T. S., Machida, S., Teramoto, T. und Yoshinari, H.: Study on Fast Fracture and Crack Arrest, Experimental Mechanics, Vol. 21, Februar 1981, S. 78–88.

Robertson, T. S.: Propagation of Brittle Fracture in Steel, J. Iron Steel Inst., 175, 1953, S. 361–374.

Machida, S., Yoshinari, H. und Kanazawa, T. S.: Some Recent Experimental Work in Japan on Fast Fracture and Crack Arrest, Engineering Fracture Mechanics, Vol. 23, No. 1, 1986, S. 251–264.

Euratom an der Arbeit, atw, Jg. 7, August/September 1962, S. 93–99.

Ehrhardt, Carl A.: Der Entwurf des zweiten Fünfjahresprogramms der Euratom, atw, Jg. 7, März 1962, S. 180–181.

Euratom und die Atomindustrie, atw, Jg. 7, August/September 1962, S. 383.

Soete, W. und Dechaene, R.: Présentation de la machine EURATOM de 4000 tonnes pour essais de traction et essais Robertson, EURATOM Report EUR 3121. d, f, e.

Dechaene, R. und Sebille, J.: Results of Robertson Tests on Welded Plates, EURATOM Report EUR 3121. d, f, e.

Entwicklung eines hochwarmfesten Stahles für Atomreaktor-Druckbehälter, Thyssen-Röhrenwerke AG – Mülheim/Ruhr, Dr. K. Born und Dipl.-Ing. Baumgardt, Vorhaben-Nr. At T 129, September 1966, IRS-F-1, Juli 1968, S. 28–32.

Euratom-Forschungsprogramm 042 – 65 – 10 TEED: Entwicklung, Bau und Prüfung eines Reaktordruckbehälters, Schlussbericht Teile I und II, April 1972.

Born, K.: Werkstoffzähigkeit und Bauteilsicherheit, VGB-Werkstofftagung 1969, S. 8.

Schoch, W.: Stähle für Temperaturen unter 400 \({}^{\circ}\)C, VGB-Werkstofftagung 1969, S. 31.

Chemische Zusammensetzung in %: C max. 0,16; Si 0,25–0,50; Mn 1,45–1,65; P, S max. 0,02; Ni 1,20–1,40; Mo 0,50–0,60; Nb ca. 0,02; Cr max. 0,30; Al 0,02–0,06; N ca. 0,012.

Born, K.: Die Entwicklung eines Sonderstahles für Atomreaktor-Druckbehälter, Kolloquium über Arbeiten zur Entwicklung von Reaktordruckgefäßen aus Stahl, KFA Jülich, 22.04.1968, Tagungsbericht IRS-T-17, 1969, S. 86–106.

Born, K. und Haarmann, K.: Einfluss einer dreistufigen Vergütung auf die mechanischen Eigenschaften niedriglegierter schweißbarer Baustähle, Archiv des Eisenhüttenwesens, Jg. 40, Heft 1, 1969, S. 57–66.

Euratom-Forschungsprogramm 042 – 65 – 10 TEED, Schlussbericht Teil II, S. 17 und 25–58.

Euratom-Forschungsprogramm 042 – 65 – 10 TEED, Schlussbericht Teil I, S. 47.

AMPA Ku 81, Nach Abstimmung mit allen Beteiligten: Schenkungsvertrag zwischen Mannesmannröhren-Werke AG, Düsseldorf und MPA Stuttgart vom 25.01.1972.

Institut für Reaktorsicherheit der Technischen Überwachungsvereine e. V., Schnellbericht IRS-T-8, Köln, 1966.

Kramer, Heinz: Nuklearpolitik in Westeuropa und die Forschungspolitik der Euratom, Carl Heymanns Verlag, Köln/Berlin, 1976, S. 119 ff.

AMPA Ku 105, Seipel, H. G.: Review of Nuclear Safety Research in the Federal Republic of Germany, in: Comissão Nacional de Energia Nuclear (Hg.): Proceedings of the Brazilian-German Symposium on Nuclear Reactor Safety, 16.–20.06.1980, Rio de Janeiro, Bd. I, S. 322 f.

IRS-F-1, Juli 1968, RS-16, S. 36–38, Forschungs- und Entwicklungsarbeiten über die im Falle einer plötzlichen Druckentlastung im Kessel und in der Hauptdampfleitung eines Siedewasserreaktors auftretenden Vorgänge, Battelle Institut, Frankfurt, März 1967, Laufzeit 2,5 Jahre.

Wellinger, K. und Sturm, D.: Festigkeitsverhalten von Kugelbehältern unter Innendruck, Schweißen und Schneiden, Jg. 20, Heft 2, 1968, S. 79–80.

IRS-F-1, Juli 1968, S. 20.

IRS-F-1, Juli 1968, At T 132, S. 20–22, Untersuchungen über das Innendruckverhalten von Metallhohlkörpern, MPA Stuttgart, März 1966, Laufzeit 2 Jahre.

Vgl. Massey, Andrew: Technocrats and Nuclear Politics, Avebury, Aldershot, 1988.

Robertson, T. S.: Propagation of Brittle Fracture in Steel, J. Iron Steel Inst., 175, 1953, S. 361–374.

Pellini, W. S.: Principles of Structural Integrity Technology, Office of Naval Research, Arlington, 1976, S. 102–105.

Vgl. Julisch, P.: Beitrag zur Bestimmung des Tragverhaltens fehlerbehafteter, ferritischer Schweißkonstruktionen mit Hilfe von Großplatten-Zugversuchen, Techn.-wiss. Bericht MPA Stuttgart, Heft 90-02, 1990, S. 32–34, Univ. Stuttgart Diss. 1990.

Wells, A. A.: Application of Fracture Mechanics at and Beyond Yielding, British Welding Journal, November 1963, S. 563–570.

Burdekin, F. M. und Stone, D. E. W.: The Crack Opening Displacement Approach to Fracture Mechanics in Yielding Materials, Journal of Strain Analysis, Vol. 1, No. 2, 1966, S. 145–153.

Griffith, A. A.: The phenomenon of rupture and flow in solids, Philosophical Transactions of the Royal Society, Vol. A 221, 1. Januar 1921, S. 163–198.

Irwin, G. R.: Fracture, Handbuch der Physik, Vol. VI, Springer Verlag, 1958, S. 551–590.

Wells, A. A.: Unstable crack propagation in metals: Cleavage and fast fracture, Proceedings, Crack Propagation Symposion, Cranfield, 1961, S. 210–230.

Cottrell, A. H.: Theoretical aspects of radiation damage and brittle fracture in steel pressure vessels, Steels for Reactor Pressure Circuits, ISl Special Report 69 (1961), S. 281–296.

Harrison, J. D., Dawes, M. G., Archer, G. L. und Kamath, M. S.: The COD Approach and its Application to Welded Structures, in: Landes, J. D., Begley, J. A. und Clarke, G. A. (Hg.): Elastic-Plastic Fracture, American Society for Testing and Materials, ASTM STP 668, 1979, S. 606–631.

Kamath, M. S.: The COD Design Curve: An Assessment of Validity Using Wide Plate Tests, International Journal on Pressure Vessel and Piping, Vol. 9, 1981, S. 79–105.

Garwood, S. J.: Crack Propagation Toughness of Structural Steels at Temperatures Above the Brittle-Ductile Transition Temperature, Final Contract Report 3545/8/79, März 1979, The Welding Institute, Abington Hall, Abington, Cambridge.

AMPA Ku 101, Beschreibung der britischen Untersuchungen in: MPA Stuttgart: Forschungsantrag Innendruckschwellenversuche an einer ausgebauten Kesseltrommel des Kraftwerks Heyden bei Lahde/Weser, 10.11.1969.

IRS-F-1, Juli 1968, RS-22, S. 41–42, Festigkeitsuntersuchungen an dick- und dünnwandigen zylindrischen Hohlkörpern mit künstlich erzeugten Fehlstellen, MPA Stuttgart, März 1968, Laufzeit 2 Jahre.

AMPA Ku 101, Aktennotiz über die Besprechung im Kraftwerk Heyden am 24.11.1967.

AMPA Ku 101, MPA Stuttgart: Forschungsantrag Innendruckschwellversuche an einer ausgebauten Kesseltrommel des Kraftwerks Heyden bei Lahde/Weser, 10.11.1969.

IRS-F-1, Juli 1968, RS-26, S. 44 f, Festigkeitsuntersuchungen an Kugelbehältern mit künstlich erzeugten Durchbrüchen, MPA Stuttgart zusammen mit der UKAEA, März 1968, Laufzeit 1 Jahr.

Der geniale Schöpfer dieser Bauweise Peter Rice berichtet in seiner Werkbeschreibung „An Engineer Imagines“ (S. 41): Our search for a solution (to the question why the Beaubourg castings had failed) led us to Stuttgart University, where Professor Kussmaul at the Institute for Materials had used the fracture mechanics method. His experience had come as part of the German nuclear programme …

IRS-F-2, Berichtszeitraum Juli-Dezember 1968, RS-27, S. 34–36, Entwicklung von zerstörungsfreien Prüfverfahren zur Fehlersuche in dickwandigen Behältern, MAN-Nürnberg, Dr. H. J. Meyer, A. und J. Krautkrämer-Köln, TÜV-Essen, Dipl.-Phys. R. Trumpfheller, Februar 1968, Laufzeit 3 Jahre.

AMPA Ku 151, Lindackers: Persönliche schriftliche Mitteilung des Teilnehmers und Referenten auf dem BNES-Symposium Prof. Dr. Karl-Heinz Lindackers vom 03.04.2003.

AMPA Ku 151, Lindackers, Karl-Heinz: Die Bedeutung des Reaktordruckbehälters für die Sicherheit in der Umgebung von Kernkraftwerken, Kolloquium TÜV Rheinland, 23.06.1969, Köln, Manuskript, S. 6.

Ebenda, S. 7 f.

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

Ende November 1965 schrieb das USACRS der USAEC einen Aufsehen erregenden Brief, in dem Schutzmaßnahmen gegen das RDB-Bersten empfohlen wurden (s. Bd. 1 Abschn. 6.6.2).

AMUBW 3410.4.5 A I, Kurzprotokoll der 1. RSK-Ad-hoc-Ausschusssitzung „Reaktordruckbehälter“ am 7. 11. 1969, S. 3.

AMUBW 3410.4.5 A I, Anlage zu den Kurzprotokollen der ersten vier Sitzungen des RSK-Ad-hoc-Ausschusses RDB.

AMUBW 3410.4.5 A I, Kurzprotokoll des 2. RSK-Ad-hoc-Ausschusses RDB am 25.11.1969, S. 3–6.

Es handelte sich um Reaktorwerkstoffproben, die unter Zugspannung so in den RDB eingehängt werden, dass sie während des Betriebs einem größeren Neutronenfluss ausgesetzt sind als der RDB selbst.

AMUBW 3410.4.5 A I, Kurzprotokoll des 3. RSK-Ad-hoc-Ausschusses RDB am 23.01.1970, S. 6.

AMUBW 3410.4.5 A I, Kurzprotokoll der 4. RSK-Ad-hoc-Ausschusses RDB am 04.02.1970, S. 10–12.

AMPA Ku 124, Kußmaul, K.: Ausführungen zu Punkt 1 der Tagesordnung für die Sitzung des Unterausschusses „Forschung“ der Reaktor-Sicherheitskommission am 09.03.1970 in Stuttgart (Niederschrift in Kurzfassung vom 18.03.1970).

Ebenda, S. 2–4.

AMPA Ku 124, Protokoll zur RSK-Sitzung, Unterausschuss „Forschung“, am 09.03.1970 in der MPA Stuttgart, 11.03.1970, S. 1–3.

IRS-F – 5, Forschungsprojekt RS-46: Statusbericht über laufende und geplante Forschungsarbeiten auf dem Gebiet der Druckbehälter, Laufzeit 01.05.1970 bis 31.07.1971, Köln, März 1971, S. 54.

Persönliche Mitteilung von Prof. Dr.-Ing. Karl Kußmaul.

AMPA Ku 150, MPA Stuttgart: Forschung auf dem Kernreaktor-Druckbehälterwesen, Statusbericht (Entwurf) erstellt im Auftrag des Bundesministeriums für Bildung und Wissenschaft Bonn, (MPA-Statusbericht), Stand Frühjahr 1971, Juni 1971, S. 3.

AMPA Ku 124, Brief von F. J. Witt an Karl Kußmaul vom 07.10.1971.

100

MPA-Statusbericht, a. a. O., S. 40–41.

101

Central Nuclear Atucha (CNA) der staatlichen Comisión de Energía Atómica (CNEA), 345 MW_el, schwerwassermoderierter Natururanreaktor, Hersteller Siemens/KWU.

102

MPA-Statusbericht, a. a. O., S. 89, Anhang 4.1, Tafel 9.

103

Anhang 4.2, Tafel 8 aus dem MPA-Statusbericht S. 88.

104

MPA-Statusbericht, a. a. O., S. 14 f.

105

Ebenda, S. 4.

106

Pellini, W. S.: Evolution of Engineering Principles for Fracture-Safe Design of Steel Structures, Naval Research Laboratory, NRL Report 6957, Washington, September 1969, 100 S.

107

Pellini, W. S.: Principles of Structural Integrity Technology, Office of Naval Research, Arlington, Va., 1976, 311 S.

108

Puzak, Peter P., Eschbacher, Earl W. und Pellini, William S.: Initiation and Propagation of Brittle Fracture in Structural Steels, Welding Journal, Welding Research Supplement, Dezember 1952, S. 561-s bis 581-s.

109

Puzak, P. P., Schuster, M. E. und Pellini, W. S.: Crack-Starter Tests of Ship Fracture and Project Steels, Welding Journal, Welding Research Supplement, Oktober 1954, S. 481-s bis 495-s.

110

Pellini, W. S.: Evolution of Engineering Principles for Fracture-Safe Design of Steel Structures, Naval Research Laboratory, NRL Report 6957, Washington, September 1969, S. 4.

111

Die Kerbschlagarbeit als Maß für die Zähigkeit wird mit einem Pendelschlagwerk bestimmt (DIN EN 10 045-1). Die heute übliche Probenform wurde bereits Anfang des 20. Jahrhunderts entwickelt und nach dem französischen Metallurgen Georges Charpy (1865–1945) als Charpy V-Probe bezeichnet.

112

Pellini, W. S. und Puzak, P. P.: Practical Considerations in Applying Laboratory Fracture Test Criteria to the Fracture-Safe Design of Pressure Vessels, Journal of Engineering for Power, Transactions of the ASME, Oktober 1964, S. 429–443.

113

Pellini, W. S.: Evolution of Engineering Principles for Fracture-Safe Design of Steel Structures, Naval Research Laboratory, NRL Report 6957, Washington, September 1969, S. 13.

114

Pellini, W. S.: Evolution of Engineering Principles for Fracture-Safe Design of Steel Structures, Naval Research Laboratory, NRL Report 6957, Washington, September 1969, S. 14–19.

115

Forschungsvorhaben Komponentensicherheit, RS 304 A, Einzelvorhaben 07, Herstellungszustand, TWB 07/2 Fallgewichtsversuch und instrumentierter Kerbschlagbiegeversuch, MPA Stuttgart, Feb. 1983.

116

Robertson, T. S.: Propagation of Brittle Fracture in Steel, Journal of the Iron and Steel Institute, Vol. 175, 1953, S. 361–374.

117

Pellini, W. S.: Evolution of Engineering Principles for Fracture-Safe Design of Steel Structures, Naval Research Laboratory, NRL Report 6957, Washington, September 1969, S. 22.

118

Siehe beispielsweise:1) Gillot, Rainer: Experimentelle und numerische Untersuchungen zum Rissstopp-Verhalten von Stählen und Gusseisenwerkstoffen, Technisch-wissenschaftliche Berichte der MPA Stuttgart, Heft 88-03, 1988, Univ. Stuttgart Diss. 1988. 2) Elenz, Thomas: Experimentelle und numerische Untersuchungen von instabiler Rissausbreitung und Rissstopp beim schnellen Bruch von zugbelasteten Platten, Technisch-wissenschaftliche Berichte der MPA Stuttgart, Heft 92-03, 1992, Univ. Stuttgart Diss. 1992. 3) Pugh, C. E., Naus, D. J., Bass, B. R. und Keeney-Walker, J.: Crack Arrest Behaviour of Reactor Pressure Vessel Steels at High Temperatures, in: Kussmaul, K. (Hg.): Fracture Mechanics Verification by Large-Scale Testing, IAEA Specialists Meeting on Large-Scale Testing, EGF/ESIS Publication 8, Mechanical Engineering Publications Limited, London, 1991, S. 357–380.

119

120

Wessel, E. T. und Mager, T. R.: The Fracture Mechanics Approach to Reliability in Nuclear Pressure Vessels, in: Wechsler, M. S. (Hg.): The Technology of Pressure-Retaining Steel Components, Proceedings of the Symposium Vail Village, Colorado, Sept. 21–23, 1970, Nuclear Metallurgy, Vol. 16, 1970, S. 119–152.

121

Irwin, G. R., Krafft, J. M., Paris, P. C. und Wells, A. A.: Basic Aspects of Crack Growth and Fracture, NRL Report 6598, Nov. 1967.

122

Pellini, W. S.: Evolution of Engineering Principles for Fracture-Safe Design of Steel Structures, Naval Research Laboratory, NRL Report 6957, Washington, September 1969.

123

Vgl. Elenz, Thomas: Experimentelle und numerische Untersuchungen von instabiler Rissausbreitung und Rissstopp beim schnellen Bruch von zugbelasteten Platten, Technisch-wissenschaftliche Berichte der MPA Stuttgart, Heft 92-03, 1992, Univ. Stuttgart Diss. 1992, S. 28 f.

124

Wechsler, M. S. (Hg.): The Technology of Pressure-Retaining Steel Components, Proceedings of the Symposium Vail Village, Colorado, Sept. 21–23, 1970, Nuclear Metallurgy, Vol. 16, 1970.

125

Whitman, G. D. und Witt, F. J.: Heavy Steel Technology Program, in: Wechsler, M. S. (Hg.): The Technology of Pressure-Retaining Steel Components, Proceedings of the Symposium Vail Village, Colorado, Sept. 21–23, 1970, Nuclear Metallurgy, Vol. 16, 1970, S. 1–19.

126

127

Landerman, Edgar et al. in: ASTM STP 426, 1967, S. 260–277.

128

AMPA Ku 124, Aktenvermerk Trumpfheller, Rheinisch-Westfälischer TÜV, vom 24.11.1971.

129

Stellungnahme und Begleitbrief AEG-TELEFUNKEN, Fachbereich Kernreaktoren, vom 08.10.1971.

130

Stellungnahme und Begleitbrief AEG-TELEFUNKEN, a. a. O., S. 2 f.

131

MPA-Statusbericht, a. a. O., S. 38.

132

AEG-Stellungnahme, a. a. O., S. 10.

133

AEG-Stellungnahme, a. a. O., S. 11.

134

AMPA Ku 124, IRS Forschungsbetreuung: Ergebnis-Protokoll der Aussprache am 22.10.1971 über den Statusbericht der MPA „Forschungen auf dem Kernreaktor-Druckbehälterwesen“.

135

Mitglieder des Redaktionsausschusses: Dahl RWTH Aachen, Kellermann IRS/RSK, Kußmaul MPA Stuttgart, Latzko Univ. Delft, Schenk KWO, Trumpfheller TÜV Essen/RSK, Ziegler BMBW.

136

AMPA Ku 124, Einladungsschreiben vom 05.06.1972 der IRS-FB.

137

IRS-Bericht SB 4, Statusbericht Reaktordruckbehälter, Bd. 1: Zusammenfassung und Ergebnisse (129 Seiten) Dezember 1973, Bd. 2: Ausführliche Darstellung der Technik von Reaktordruckbehältern (505 Seiten) Dezember 1976, Bd. 3: Darstellung der wesentlichen Ergebnisse des Heavy Section Steel Technology Program (73 Seiten) Dezember 1976.

138

AMPA Ku 71, Auflistung der von UPR betroffenen Objekte, Materialien des AK UPR.

139

Cerjak, H. und Debray, W.: Erfahrungen mit austenitischen Schweißplattierungen an Kernreaktorkomponenten, VGB-Werkstofftagung 1971, Düsseldorf, 30.11.1971, S. 23–31.

140

AMPA Ku 71, Siemens AG, Erlangen, 14.07.1970, Laborbericht Nr. 89/70: Mehrlagen-Austenitplattierung für CNA-Moderatorkühler, Verfahrensproben Babcock.

141

AMPA Ku 71, Siemens AG, Erlangen, Aktenvermerk RT 71/753 332/Bé, 23.11.1970, Bartholomé, G.: CNA-Dampferzeuger Untersuchungsprogramm.

142

AMPA Ku 71, Siemens AG, Bericht Nr. 72/71 vom 22.02.1971: Protokoll zum Informations- und Diskussionsgespräch über Unterplattierungsrisse bei Reaktorkomponenten.

143

AMPA Ku 71: Clausmeyer (GHH), Florin (Reisholz), Hartz (AEG), Korff (Stoomwezen), Kußmaul (MPA), Isken (TÜV Baden), Peter (TÜV Rheinland), Rumpf (TÜV Bayern), Schlegel (TÜV Rheinland) und Trumpfheller (TÜV Essen), vgl. Protokolle der Sitzungen AK UPR.

144

AMPA Ku 71, Siemens AG, Protokoll der 1. Sitzung AK UPR vom 17.02.1971 in Erlangen, 01.03.1971.

145

AMPA Ku 71, Siemens AG, Protokoll zur 2. Sitzung AK UPR vom 24.02.1971 in der MPA Stuttgart, 23.04.1971.

146

Vgl. AMPA Ku 71, Siemens AG, Protokoll zur 6. Sitzung AK UPR vom 17./18.01.1972 in Bad König, S. 4.

147

AMPA Ku 71, Siemens AG, Protokoll zur 3. Sitzung AK UPR vom 03.05.1971 in Erlangen, 05.05.1971.

148

AMPA Ku 71, Siemens AG, Protokoll zur 3. Sitzung AK UPR vom 03.05.1971 in Erlangen, 05.05.1971, S. 5.

149

Der Bundesminister für Forschung und Technologie förderte das Forschungsvorhaben RS 91 „Schweißversuche zum Plattieren von Reaktordruckgefäßen“ zur Eigenspannungsermittlung in Schweißplattierungen mit Zeitstand- und Relaxationsversuchen; Auftragnehmer AEG und KWU; Laufzeit 01.12.1972 bis 30.06.1975, vgl. IRS-F-15 (Juli 1973) S. 159–161 und IRS-F-26 (August 1975) S. 229–230.

150

AMPA Ku 71, Siemens AG, Protokoll zur 4. Sitzung AK UPR vom 08./09.06.1971 in Starnberg, 11.06.1971.

151

BA B 106-75305, 65. RSK-Sitzung vom 23.06.1971, S. 10 f.

152

Ebenda, S. 11; das Protokoll der Diskussion im Ad-hoc-Ausschuss RDB wurde jedoch nicht in das RSK-Protokoll übernommen.

153

MPA-Statusbericht, Stand Frühjahr 1971, Juni 1971, S. 19.

154

AMPA Ku 71, Siemens AG, Aktenvermerk Nr. 23/72 Az RT 71/401 315/Rr vom 01.03.1972.

155

AMPA Ku 71, Siemens AG: Protokoll der 15. Sitzung des AK UPR vom 09.05.1973 in Stuttgart, 15.05.1973.

156

AMPA Ku 179.

157

Templeman, John: Labor Union Revelation of Cracks in Reactors Stir Furor in France, Nucleonics Week, 27.09.1979, S. 3 f.

158

Unruhe über Risse in Reaktoren (1979) Badische Zeitung, Nr. 231, 05.10.1979, S. 1.

159

Vgl. Martenstein, Harald: Apokalyptische Vision einer KKW-Explosion, Badische Zeitung, Nr. 268, 19.11.1979, S. 12.

160

Bettge, Ulla: Spontane Anti-KKW-Demonstration, Badische Zeitung, Nr. 277, 30.11.1979, S. 28, s. auch S. 14.

161

Bildberichterstattung: Badische Zeitung, Nr. 64, 15./16.03.1980, S. 13.

162

Sorge um die Sicherheit, 2000 demonstrieren für KKW-Katastrophenschutz: Badische Zeitung, Nr. 74, 27.03.1980, S. 19.

163

Risse im AKW Fessenheim, offener Brief an den Regierungspräsidenten Nothhelfer: Badische Zeitung, Nr. 64, 15./16.03.1980, S. 39.

164

AMPA Ku 148, Sahl, W.: Aktennotiz BMI RS – 510 216/10 vom 06.04.1981.

165

Koppelstätter, Horst: Keine Haarspaltereien um die Haarrisse, Badische Neueste Nachrichten, Nr. 60, 13.03.1981, S. 9.

166

AMPA Ku 177: Kußmaul, K. und Issler, L.: Die Bruchsicherheit des Reaktordruckbehälters von Leichtwasserreaktoren, fachtechnische Stellungnahme zur Unterplattierungsrissbildung in französischen Reaktordruckbehältern, Stuttgart, Juli 1981, S. 54.

167

AMPA Ku 153, Salcher, Horst, E.ON Kernkraftwerk Stade, Schreiben vom 23.09.2003.

168

AMPA Ku 150, MPA-Statusbericht: Forschungen auf dem Kernreaktor-Druckbehälterwesen, Stand Frühjahr 1971, S. 40–41.

169

Vgl. Wellinger, K., Kraegeloh, E., Kußmaul, K. und Sturm, D.: Die Bruchgefahr bei Reaktordruckbehältern und Rohrleitungen, Nuclear Engineering and Design, Vol. 20, 1972, S. 220–221, eingegangen 16.08.1971.

170

AMPA Ku 70, Trumpfheller, R.: Zusammenstellung über die während der Fertigung einiger Kraftwerkskomponenten aus 22 NiMoCr 3 7 im Bereich der Schweißnaht festgestellten Fehler, Anlage zum Schreiben RWTÜV Dir II 186/71 vom 06.04.1973.

171

Schliffprobe aus Meridiannaht 1, MPA-Bericht M 934050 a, Bild-Dokument 4909.

172

Die Makrorisse im RDB von Philippsburg 1 ließen sich leicht feststellen und sachgemäß ausbessern. Der KKP-1-RDB wurde unter verschärften Gutachterbedingungen bzw. Auflagen der Genehmigungsbehörde nach dem Stand von Wissenschaft und Technik fortlaufend überprüft.

173

AMUBW 3410.4.5 A I, Mück, Günther H., Rheinisch-Westfälischer Technischer Überwachungsverein e. V.: Zusammenfassende Darstellung der Schweißprobleme beim 22 NiMoCr 3 7, Fassung vom 17.04.1973, S. 5.

174

Trumpfheller, R.: Zusammenstellung vom 06.04.1973, a. a. O.

175

Edwin I. Hatch Nuclear Power Plant, Unit 1, Ga., Georgia Power Comp., 786 MW_el, SWR, General Electric, kommerzieller Betrieb ab Oktober 1974.

176

BA B 106-75306, Niederschrift 79. RSK-Sitzung, 20.12.1972, S. 13.

177

AMPA Ku 85, Trumpfheller, Rudolf: Niederschrift des Vortrags über „Werkstoff-Fragen des Kernreaktorbaus“ vor dem VdTÜV-Arbeitskreis „Erfahrungsaustausch TÜV-Eigenüberwacher“ am 20.12.1974, Frankfurt-Höchst.

178

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 17. Sitzung RSK-UA RDB, 15.01.1974, S. 7.

179

Vgl. auch Untersuchungsbericht der MPA Stuttgart, in: Kaes, H.: Berichte über Schäden, Mitteilungen der VGB, Heft 73, August 1961, S. 305–307.

180

Faber, Guy und Maggi, Caro M.: Rissbildung in ausscheidungshärtenden Werkstoffen beim Glühen nach dem Schweißen, Archiv für das Eisenhüttenwesen, Jg. 36, Heft 7, Juli 1965, S. 497–500.

181

Trumpfheller, Rudolf: Niederschrift des Vortrags über „Werkstoff-Fragen des Kernreaktorbaus“, a. a. O., S. 2.

182

AMPA Ku 71.

183

AMPA Ku 155, Siemens AG: Bericht 19/1971: Entwurf eines Untersuchungsprogramms zum Nachweis der Ungefährlichkeit von Rissen im Bereich von Schweißnähten aus dem Werkstoff 22 NiMoCr 3 7, 08.04.1971.

184

Schellhammer, Wolfgang et al., MPA Stuttgart: Forschungsprogramm „Zentrale Auswertung von Herstellungsfehlern und Schäden im Hinblick auf druckführende Anlagenteile von Kernkraftwerken“ SR 10, 1. Technischer Bericht, Projekt Tangentialschliffprogramm 22 NiMoCr 3 7, Januar 1976, Beilage 32.

185

Mück, Günther H.: Zusammenfassende Darstellung, a. a. O., S. 4.

186

AMPA Ku 139, vgl. Schreiben des ehemaligen USAEC/USNRC-Chief, Materials Engineering Branch, und späteren Nuclear Safety Attaché der United States Mission to the United Nations System Organizations in Vienna, Charles Z. Serpan, Jr., vom 14.09.1998.

187

AMUBW 3410.4.5 A I, MPA-Stellungnahme: Schweißprobleme am Druckbehältermaterial 22 NiMoCr 3 7-Sofortprogramm, 28.02.1973, S. 2.

188

MPA-Statusbericht, a. a. O., S. 19–24.

189

AMPA Ku 124, IRS Forschungsbetreuung: Ergebnis-Protokoll der Aussprache am 22.10.1971 in Bonn über den Statusbericht der MPA „Forschungen auf dem Kernreaktor-Druckbehälterwesen.“.

190

Vgl. MPA-Statusbericht, a. a. O., S. 6–9.

191

Vgl. AMUBW 3410.4.5 A I, MPA-Stellungnahme: Schweißprobleme an Druckbehältermaterial 22 NiMoCr 3 7, 28.02.1973, Beilage 6 b: Siemens AG Reaktortechnik: Sicherheitstechnisches Forschungsprogramm auf dem Gebiet Druckwasserreaktor, Unterprogramm Versuche an simulierten Proben, Januar 1973.

192

Persönliche Mitteilung von Prof. Dr. Karl Kußmaul.

193

AMPA Ku 37, Trumpfheller, R.: Kommentare zur Tagesordnung der 1. RSK-UA-Sitzung „Reaktordruckbehälter“, Köln, 01.12.1971, S. 2 f.

194

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll RSK-UA RDB vom 08.12.1971, S. 5.

195

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll RSK-UA RDB vom 29.06.1972, S. 4–6.

196

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll der 5. Sitzung RSK-UA RDB vom 08.09.1972, S. 3 f.

197

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll der 6. Sitzung RSK-UA RDB vom 02.10.1972, S. 3.

198

BA B 106-75306, Ergebnisprotokoll der 77. RSK-Sitzung vom 18.10.1972, S. 6.

199

IRS-Forschungsberichte, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1972, IRS-F-14, Köln, 1973, S. 96–99.

200

AMPA Ku 127, Siemens AG: Zusammenstellung der Versuche zum Sofortprogramm RS 84, Erlangen, 12.09.1973.

201

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll der 15. Sitzung des RSK-UA RDB, 14.09.1973, S. 4–7.

202

AMPA Ku 3, Ergebnisprotokoll 86. RSK-Sitzung, 19.09.1973, S. 8.

203

AMPA Ku 127, Dorner H. et al., Siemens AG: Sicherheitstechnische Beurteilung der Nebennahtrisse (NNR) im Rahmen des Sofortprogramms, Erlangen, 12.10.1972.

204

AMPA Ku 38, Kraftwerk Union und MPA Stuttgart: Sofortprogramm, 2,8 m-Naht, erweiterte Simulation: Gemeinsame Stellungnahme der KWU und der MPA Stuttgart, 18.01.1974.

205

AMPA Ku 124, Diskussionsbeitrag Debray (Siemens) in: IRS Forschungsbetreuung: Ergebnis-Protokoll der Aussprache am 22.10.1971 in Bonn über den Statusbericht der MPA „Forschungen auf dem Kernreaktor-Druckbehälterwesen“, S. 14.

206

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 17. Sitzung RSK-UA RDB, 15.01.1974, S. 4–7.

207

MPA Stuttgart: Abschlussbericht BMFT-TB RS 101 „Dringlichkeitsprogramm 22 NiMoCr 3 7“, Juli 1977, S. 3.

208

MPA Stuttgart: Abschlussbericht BMFT-TB RS 101, a. a. O., Beilage 4.

209

IRS-F-14, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1972, S. 163–167.

210

IRS-F-31, Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1976, September 1976, S. 263.

211

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 13. Sitzung des RSK-UA RDB, 19.06.1973, S. 4.

212

Julisch, Peter et al., MPA Stuttgart: BMFT-TB RS 101, 3. Technischer Bericht, Projekt „Behälter in Zwischengröße“ ZB 1, Dezember 1975, Beilage 9.

213

MPA Stuttgart Dokumente 3194 und 3344 (RS 101, 1973).

214

Julisch, Peter et al., MPA Stuttgart: BMFT-TB RS 101, a. a. O., S. 4.

215

Ebenda, Beilage 12.

216

Das Leck-vor-Bruch-Verhalten bedeutet ein stabiles Risswachstum in der Behälterwand bis zur Außenwand mit einem sich öffnenden Leck ohne spontanes Versagen durch instabiles Risswachstum.

217

Sturm, Dietmar et al., MPA Stuttgart: BMFT-TB RS 101, Projekt „Einschweißen von Ronden in Reaktordruckbehälterring“ (S-UP-Ro), 1. Technischer Bericht, Oktober 1973, S. 6–15.

218

Kußmaul, K. und Stoppler, W.: Temperaturführung bei und nach dem Schweißen, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 58, November 1978, S. 841.

219

Sturm, Dietmar et al., MPA Stuttgart: BMFT-TB RS 101, Projekt „Einschweißen von Ronden in Reaktordruckbehälterring“ (S-UP-Ro), 3. Technischer Bericht, Bd. 2, Dezember 1975, S. 1–4.

220

Ebenda, Beilage 29.

221

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

222

Ewald, Jürgen et al., MPA Stuttgart: Forschungsprogramm „Reaktordruckbehälter“, Dringlichkeitsprogramm 22 NiMoCr 3 7, RS 101, 3. Technischer Bericht, Bd. 4, Projekt „Simulationsproben“ (Si-SSi), (Si-G/R), Dezember 1975, Beilage 8, S. 61.

223

Ewald, Jürgen et al., MPA Stuttgart: Forschungsprogramm „Reaktordruckbehälter“, Dringlichkeitsprogramm 22 NiMoCr 3 7, RS 101, 3. Technischer Bericht, Bd. 1, Projekt „Simulationsproben“ (Si-SSi), (Si-G/R), Dezember 1975, S. 5–13.

224

Kußmaul, K. und Stoppler, W., a. a. O., S. 847.

225

226

227

Schellhammer, Wolfgang: 1. TB BMI-Forschungsprogramm SR 10, Januar 1976, S. 15–26.

228

229

Der Autor ist Herrn Dr.-Ing. Manfred Schick für die Erarbeitung und Bereitstellung der hier erstmals publizierten Sachverhalte dankbar.

230

AMPA Ku 180, Maier, G. und M. Schick: Technisch-wissenschaftlicher Bericht (Manuskript 10.07.1989/12.02.1998): Schweißsimulation. Interne Auswertungen, Materialprüfungsanstalt (MPA), Universität Stuttgart.

231

Faber, G. und C. M. Maggi: Rissbildung in ausscheidungshärtenden Werkstoffen beim Glühen nach dem Schweißen. Archiv für das Eisenhüttenwesen 36. Jahrg. H.J – Juli 1965.

232

Blind, D., W. Dietrich, K. Herz und H. M. Pham: Beitrag zur Klärung der Ursachen der Relaxationsversprödung und Relaxationsrissbildung an niedriglegierten hochfesten Feinkornbaustählen. BMI-Forschungsprogramm SR10, 8. Techn. Bericht. November 1978.

233

Murray, J. D.: Stress-relief cracking in carbon and low alloy steels. British Welding Journal, August 1967.

234

McMahon, C. J.: Temper Brittleness – An Interpretive Review. Temper Embrittlement in Steel Symposium Okt. 1967. ASTM Publication STP 407.

235

Drinnen, R. L. and Harris, P.: Factors Affecting Stress-Relief-Cracking in Cr-Mo-V Steels. GEC Power Engineering Ltd. Rep. No. TP/R12, 106 Nov. 1970, Trafford Park, Manchester.

236

Kußmaul, K., J. Ewald, G. Maier und W. Schellhammer: Maßnahmen und Prüfkonzepte zur weiteren Verbesserung der Qualität von Reaktordruckbehältern für Leichtwasserkernkraftwerke. VGB Kraftwerkstechnik 58, Heft 6, Juni 1978.

237

Boniszewski, T.: Metallurgical Aspects of Reheat Cracking of Weldments in Ferritic Steels. Heat-Treatment Aspects of Metal Joining Processes, ISI 1972.

238

Ruge, J. und B. Kemmann: Einfluss von Aluminium und Stickstoff auf die Relaxationsbehinderung schweißsimulierter warmfester Feinkornbaustähle beim Spannungsarmglühen. Steel Research 56 (1985) No. 6, pp. 347–358.

239

Schick, M., R. Sinz, D. Blind, K. Forch und W. Witte: Beitrag zur Beurteilung der Zähigkeit und schweißtechnischen Verarbeitungssicherheit des Stahles 15NiCuMoNb5. VGB Kraftwerkstechnik 67 (1987) H. 9, S. 901–916.

240

Kußmaul, K.: Die Gewährleistung der Umschließung. Atomwirtschaft-Atomtechnik Jahrg. XXIII Nr. 7/8 (1978), S. 354–361.

241

Kußmaul, K. und E. Krägeloh: Stand und Weiterentwicklung der Sicherheitsanalyse. 1. MPA-Seminar „Sicherheit der druckführenden Umschließung von LWR“, 5. Nov. 1975.

242

243

GRS-F-38, Fortschrittsbericht 1976, Berichte über die vom Bundesminister des Innern finanzierten Aufträge auf dem Gebiet der Sicherheit kerntechnischer Anlagen, Mai 1977, S. 19–21.

244

GRS-F-182, November 1990, 14. Jahresbericht über SR-Vorhaben 1989, Lfd. Nr. 6, S. 1.

245

Die Auger-Elektronen-Spektroskopie kann mittels der „Auger-Sonde“ zur semiquantitativen Bestimmung der chemischen Zusammensetzung der obersten Schichten eines Materials verwendet werden. Beim Auger-Meitner-Effekt handelt es sich um den strahlungslosen Übergang eines durch Röntgenstrahlen angeregten Atoms, wobei ein Elektron (das Auger-Elektron) emittiert wird und das Atom in den Grundzustand zurückkehrt.

246

Kußmaul, K., Blind, D. und Ewald, J.: Methoden zum Nachweis und zur Untersuchung von Korngrenzenschwächungen und Nebennahtrissigkeit an Schweißnähten von Druckbehältern, in: BMI-Vorhaben SR 10, 1. Technischer Bericht, Januar 1976, Anhang A 4, S. 2–26.

247

Ebenda, S. 24.

248

Der MPA-Mitarbeiter Dr.-Ing. H. Werner besorgte die Zusammenstellung und Bearbeitung der Fehleratlanten.

249

MPA Stuttgart: 5. Technischer Bericht des BMI-Forschungsprogramms SR 10, Fehleratlas II, April 1978, Beilage 1.

250

MPA Stuttgart, Fehleratlas II, a. a. O., Beilage 31.

251

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

252

Ebenda, S. 11.

253

GRS-F-38, a. a. O., S. 21.

254

GRS-F-103, März 1981, 5. Jahresbericht 1980 über SR-Vorhaben, Lfd. Nr. 17, S. 3.

255

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 26. Sitzung RSK-UA RDB, 10.10.1974, S. 5.

256

AMPA Ku 85, BMI-Telegramm vom 11.12.1975.

257

AMPA Ku 85, BMI Unterabteilung RS I: Ergebnisprotokoll des Krisengesprächs zur Vorratsfertigung von Reaktordruckbehältern vom 16.12.1975, 21.01.1976, S. 1.

258

Am Krisengespräch nahmen die Herren Cerjak, Debray, Orth, Rösler und Ruf teil.

259

BMI Unterabteilung RS I: Ergebnisprotokoll des Krisengesprächs, a. a. O., S. 5–7.

260

BMI Unterabteilung RS I: Ergebnisprotokoll des Krisengesprächs, a. a. O., S. 4.

261

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll der 39. Sitzung RSK-UA RDB, 14.01.1976, S. 9.

262

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll der 41. Sitzung RSK-UA RDB, 04.02.1976, S 21 f, vgl. auch AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll der 42. Sitzung RSK-UA RDB, 03.03.1976, S. 15.

263

Arbeitskreis Umweltschutz an der Uni Freiburg: Wyhl-Prozess-Info Nr. 7, Reaktorsicherheit, Februar 1977.

264

BA B 106-75321, Ergebnisprotokoll 122. RSK-Sitzung, 16.03.1977, S. 11.

265

AMPA Ku 86, Ergebnisprotokoll 1. Sitzung SK W+F, 15.06.1973, S. 6.

266

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 26. Sitzung RSK-UA RDB, 10.10.1974, S. 5 f.

267

AMPA Ku 88, Chakraborty, A. K.: Gegenüberstellung einiger Werkstoffeigenschaften der Stähle 20 MnMoNi 5 5 (SA 533 Grade B Class 1) und 22 NiMoCr 3 7 (SA 508 Class 2) und ihre Eignung als Reaktordruckbehälterwerkstoffe, IRS Interner Bericht Nr. 70, Köln, November 1974.

268

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 37. Sitzung RSK-UA RDB, 30.10.1975, S. 5.

269

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 38. Sitzung RSK-UA RDB, 26.11.1975, S. 11 f.

270

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 39. Sitzung RSK-UA RDB, 14.01.1976, S. 7–9.

271

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 41. Sitzung RSK-UA RDB, 04.02.1976, S. 21 f.

272

AMPA Ku 5, Ergebnisprotokoll 110. RSK-Sitzung, 18.02.1976, S. 33 f, vgl. auch BA B 106-75316.

273

AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 52. Sitzung RSK-UA RDB, 07.12.1976, S. 5–8.

274

AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 54. Sitzung RSK-UA RDB, 11.02.1977, S. 11–13.

275

KTA 3201.1, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren, Teil 1, Werkstoffe und Erzeugnisformen, Fassung 6/98, Anhang A1, S. 99–103, erste Fassung: 11/82, BAnz. Nr. 68a vom 12. April 1983.

276

KTA 3201.3, Anhang A, Erweiterte Querschliff- und Mehrstufen-Tangentialschliffuntersuchungen, Fassung 6/98, BAnz. Nr. 129 vom 13.07.2000 und Nr. 136 vom 22.07.2000, S. 116–118.

277

KTA 3201.1, Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren, Teil 1, Werkstoffe und Erzeugnisformen, Fassung 6/98, Anhang A1, S. 102.

278

Roos, Eberhard: Erweiterte experimentelle und theoretische Untersuchungen zur Quantifizierung des Zähbruchverhaltens am Beispiel des Werkstoffs 20 MnMoNi 5 5, Techn.-wiss. Berichte MPA Stuttgart, Heft 82-01, 1982.

279

AMPA Ku 92, FKS-Untersuchungsübersicht, Beilagen, 19. Sitzung SK W+F, 13.08.1978.

280

Föhl, Jürgen et al., MPA Stuttgart: FKS RS 304 A, Technisch-Wissenschaftlicher Bericht TWB 5/2: Beschreibung der Werkstoffe KS 12 und KS 15 20 MnMoNi 5 5, unbestrahlter Ausgangszustand, August 1982.

281

IRS (Hg.): Forschungsprogramm Reaktorsicherheit des BMBW, Köln, November 1972.

282

Das deutsche Forschungsprogramm Reaktorsicherheit, atw, Jg. 17, September/Oktober 1972, S. 494–496.

283

Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg.) Viertes Atomprogramm der Bundesrepublik Deutschland für die Jahre 1973 bis 1976, Druck und Verlagsanstalt Neue Presse GmbH, Coburg, S. 75 f.

284

Der Bundesminister für Forschung und Technologie (Hg) Zur friedlichen Nutzung der Kernenergie, eine Dokumentation der Bundesregierung, Bonn, 1977, S. 356–367.

285

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. 137.

286

Der Bundesminister für Forschung und Technologie: Programm Forschung zur Sicherheit von Leichtwasserreaktoren 1977–1980, Bonn, 1978, ISBN 3-88135-065-9, S. 16–21.

287

IRS-F-19, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1973, März 1974, Projekt-Nr. RS 89, S. 213 f.

288

IRS-F-26, Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1975, August 1975, Projekt-Nr. RS 89, S. 263–265.

289

IRS-F-19, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1973, März 1974, Projekt-Nr. RS 102–18, S. 215 f.

290

GRS-F-123, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1982, Mai 1983, Projekt-Nr. RS 255, S. 1–3.

291

IRS-F-19, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1973, März 1974, Projekt-Nr. RS 102–18, S. 217–219.

292

GRS-F-55, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1977, April 1978, Projekt-Nr. RS 102–18, S. 456–458.

293

GRS-F-88, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, März 1980, Projekt-Nr. RS 150321, Lfd. Nr. 178, S. 1–3.

294

IRS-F-25, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1975, Mai 1975, Projekt-Nr. RS 102–18, S. 203–205.

295

GRS-F-55, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1977, April 1978, Projekt-Nr. RS 102–18, S. 458 f.

296

IRS-F-33, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1976, Dezember 1976, Projekt-Nr. RS 191, S. 225–228.

297

GRS-F-96, Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1980, September 1980, Projekt-Nr. RS 191A, S. 155 f.

298

IRS-F-33, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1976, Dezember 1976, Projekt-Nr. RS 193, S. 229–232.

299

GRS-F-88, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, März 1980, Projekt-Nr. 150332, Lfd.Nr. 193, S. 1 f.

300

GRS-F-35, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1976, März 1977, Projekt-Nr. RS 102–18, S. 335.

301

GRS-F-40, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1977, Juni 1977, Projekt-Nr. RS 102–18, S. 268–270.

302

GRS-F-55, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1977, April 1978, Projekt-Nr. RS 102–18, S. 460 f.

303

IRS-F-23, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1974, März 1975, Projekt-Nr. RS 102–20, S. 273–275.

304

GRS-F-114, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1981, März 1982, Projekt-Nr. 150423, S. 1–3.

305

IRS-F-23, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1974, März 1975, Projekt-Nr. RS 132, S. 269–272.

306

GRS-F-66, Berichtszeitraum 01.04. bis 30.06.1978, September 1978, Projekt-Nr. RS 132, S. 417–422.

307

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren vom 24.04.1974, BAnz Nr. 144 vom 07.08.1974, Ziff. 4.1.4.4.1 Prüftechnik.

308

Sokoloff, S. J.: Zur Frage der Fortpflanzung ultra-akustischer Schwingungen in verschiedenen Körpern, Elektrische Nachrichten-Technik E.N.T., Bd. 6, Heft 11, 1929, S. 454–461.

309

Sokoloff, S. J.: Über die praktische Ausnutzung der Beugung des Lichts an Ultraschallquellen, Physikalische Zeitschrift, Bd. 36, 1935, S. 142–144.

310

Kruse, Fritz: Zur Werkstoffprüfung mittels Ultraschall, Akustische Zeitschrift, Jg. 4, Mai 1939, S. 153–168.

311

Kruse, Fritz: Untersuchungen über Schallvorgänge in festen Körpern bei Anwendung frequenzmodulierten Ultraschalls, Akustische Zeitschrift, Jg. 6, Mai 1941, S. 137–149.

312

Firestone, Floyd A.: The Supersonic Reflectoscope, an Instrument for Inspecting the Interior of Solid Parts by Means of Sound Waves, The Journal of the Acoustical Society of America, Vol. 17, No. 3, Januar 1946, S. 287–299.

313

Firestone, Floyd A.: Tricks With The Supersonic Reflectoscope, Non-Destructive Testing, Vol. 7, No. 2, 1948, S. 5–19.

314

Desch, C. H., Sproule, D. O. und Dawson, W. J.: The detection of cracks in steel by means of supersonic waves, The Journal of the Iron and Steel Institute, Vol. 153, 1946, S. 320.

315

Ebenda, S. 323 und Tafeln XXI, XXIII und XXIV.

316

Schinn, Rudolf und Wolff, Ursula: Einige Ergebnisse der Überschallprüfung schwerer Schmiedestücke mit dem Impulsecho-Verfahren, Stahl und Eisen, Jg. 72, Nr. 12, Juni 1952, S. 695–702.

317

Erdmann, Donald C.: Ultrasonic Inspection Using Automatic Recording and Frequency Modulated Flaw Detectors, Nondestructive Testing, Vol. 11, No. 8, November-Dezember 1953, S. 27–31.

318

Krächter, Hans, Krautkrämer, Josef und Krautkrämer, Herbert: Schweißnahtprüfung mit Ultraschall, Schweißen und Schneiden, Jg. 5, Heft 8, 1953, S. 305–314.

319

Lucas, Gerhard und Lutsch, Adolf: Bestimmung der Seigerungszonen im Gussblock einer Aluminium-Magnesium-Silizium-Legierung mit dem Ultraschall-Reflexionsverfahren, Zeitschrift für Metallkunde, Jg. 45, 1954, S. 158–160.

320

Bierwirth, Günter: Zerstörungsfreie Prüfung von Gussstücken durch Ultraschall, GIESSEREI, Jg. 44, Heft 17, August 1957, S. 477–485.

321

Trumpfheller, Rudolf und Meyer, Hans-Jürgen: Experiences in ultrasonic testing of welds in heavy steel structures, International Institute of Welding, Colloquium of Commission V, Delft, 9.–16.07.1966, Doc. V-315–66/OE, S. 6.

322

Trumpfheller, Rudolf: Geschichte des Leistungsnachweises in der ZfP, Deutsche Gesellschaft für Zerstörungsfreie Prüfung: Leistungsnachweis bei ZfP-Methoden, Seminar 04./05.11.1993 in Berlin, Berichtsband 38, S. 12 f.

323

Ballard, D. W.: A Critical Survey of the General Limitations of the Nondestructive Testing Field, Nondestructive Testing, Vol. 16, Nr. 2, 1958, S. 103–112.

324

Trumpfheller, Rudolf: Zerstörungsfreies Prüfen an Behältern und Rohrleitungen in der Kerntechnik, Schweißen und Schneiden, Jg. 23, Heft 4, 1971, S. 138–140.

325

Dorner, H., Hartz, K. und Trumpfheller, R.: Technik und Ökonomie der Fertigungskontrolle großer Reaktorkomponenten, atw, Jg. 17, September/Oktober 1972, S. 524–527.

326

AMPA Ku 151, persönliche schriftliche Mitteilung von Dr. Rudolf Trumpfheller vom 14.02.2003, Anlage mit Angaben für die Historische Kommission der Deutschen Gesellschaft für Zerstörungsfreie Prüfung vom 08.11.2001, S. 2A.

327

Rudolf Trumpfheller war beim Rheinisch-Westfälischen TÜV Leiter der Abteilung „Zerstörungsfreie Prüfung“ und Stellvertretender Vorsitzender der „Deutschen Gesellschaft für Zerstörungsfreie Prüfung“.

328

AMUBW 3410.4.5 A I, Ergebnisprotokoll über die 1. Sitzung des Ad-hoc-Ausschusses „Reaktordruckbehälter“ der Reaktor-Sicherheitskommission am 07.11.1969, S. 4 f.

329

IRS-F-2, Berichtszeitraum Juli bis Dezember 1968, Juni 1969, Projekt-Nr. RS 27, S. 34–36.

330

IRS-F-33, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1976, Dezember 1976, Projekt-Nr. RS 2703, S. 292–294.

331

GRS-F-132, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1983, April 1984, Projekt-Nr. 150 2704 A, S. 1–3.

332

Kussmaul, K.: German Basis Safety Concept rules out possibility of catastrophic failure, Nuclear Engineering International, Dezember 1984, S. 43.

333

AMPA Ku 151, Persönliche schriftliche Mitteilung von Dr. Rudolf Trumpfheller vom 22.12.2003: Von deutscher Seite waren es Hans-Jürgen Meyer und Rudolf Trumpfheller, von holländischer Seite war es Arie de Sterke vom Röntgentechnischen Dienst Rotterdam.

334

AMPA Ku 151, persönliche schriftliche Mitteilung von Dr.-Ing. Rudolf Trumpfheller vom 12.03.2003, S. 9.

335

AMPA Ku 37, Ergebnisprotokoll 2. Sitzung des Aktionskomitees für wiederkehrende Prüfungen an drucktragenden Teilen wassergekühlter Reaktoren vom 13.04.1972, S. 1.

336

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 1. Sitzung RSK-UA RDB, 08.12.1971, S. 3–5.

337

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 2. Sitzung RSK-UA RDB, 11.01.1972, S. 10–12.

338

BA B 106-75307, Ergebnisprotokoll 83. RSK-Sitzung, 18.04.1973, S. 6.

339

BAnz Nr. 144 vom 07.08.1974, Ziff. 4.1.4.4 Zerstörungsfreie Wiederholungsprüfungen am Reaktordruckbehälter: 4.1.4.4.1 Prüftechnik, 4.1.4.4.2 Anforderungen an den Prüfumfang, 4.1.4.4.3 Prüfintervalle.

340

Trumpfheller, Rudolf: Geschichte des Leistungsnachweises in der ZfP. Deutsche Gesellschaft für Zerstörungsfreie Prüfung: Leistungsnachweis bei ZfP-Methoden, Seminar 04./05.11.1993 in Berlin, Berichtsband 38, S. 14.

341

Trumpfheller, Rudolf: Abnahmeprüfungen an Schweißnähten nach dem Ultraschallprüfverfahren, Schweißen und Schneiden, Jg. 18, Heft 6, 1966, S. 268–279.

342

AMUBW 3410.4.5 A I, Richtlinie über die zerstörungsfreien Prüfungen bei der Herstellung von Reaktordruckbehältern aus Stahl, RW TÜV Essen, Vorlage Mai 1972, Materialien zur Sitzung des RSK-UA RDB am 29.06.1972.

343

AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 2. Sitzung RSK-UA RDB, 11.01.1972, S. 5 f.

344

IRS-F-28, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1975, März 1976, Projekt-Nr. RS 102-16/1, S. 323–332.

345

GRS-F-88, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, März 1980, Projekt-Nr. 150439, Lfd. Nr. 194, S. 1–3.

346

IRS (Hg.): Forschungsprogramm Reaktorsicherheit des BMBW, Köln, November 1972, S. 50.

347

Der Bundesminister für Bildung und Wissenschaft: 4. Atomprogramm der Bundesrepublik Deutschland für die Jahre 1973–1976, Entwurf, Bonn, 06.12.1972, S. 137.

348

AMPA Ku 86, MPA Stuttgart: Demonstrationsprogramm Sicherheit Reaktordruckbehälter, 06.08.1973, Unterlage zur 5. Sitzung SK W+F (Sachverständigenkreis Werkstoffe und Festigkeit), 07.05.1974.

349

AMPA Ku 86, IRS Forschungsbetreuung: Forschungsprogramm Reaktordruckbehälter, Stand 06.05.1974, Unterlage zur 5. Sitzung SK W+F, 07.05.1974.

350

Lehr, Günter: Zusammenarbeit von Wirtschaft, Wissenschaft und Staat – dargestellt am Beispiel des vierten Atomprogramms und des Rahmenprogramms Energieforschung, Schweißen und Schneiden, Jg. 27, Heft 2, 1975, S. 45–49.

351

Vgl. AMPA Ku 86, Schreiben der KWU an BMFT, KR 4 (RZR)/Te./Rh., 16.10.1974.

352

AMPA Ku 88, Ergebnisprotokoll 8. Sitzung SK W+F, 18.03.1975, S. 6.

353

AMPA Ku 85, BMI Unterabteilung RS I: Ergebnisprotokoll des Krisengesprächs zur Vorratsfertigung von Reaktordruckbehältern vom 16.12.1975, 21.01.1976, S. 4.

354

Forschungsberichte IRS-F-28, März 1976, S. 307.

355

Forschungsberichte IRS-F-30, Juni 1976, S. 217.

356

Forschungsberichte IRS-F-31, September 1976, S. 285.

357

MPA Stuttgart: FKS Zusammenfassung der Detailspezifikation, RS 192, Mai 1977, S. 6.

358

AMPA Ku 90, Konsortialvertrag vom 07.09.1977.

359

AMPA Ku 90, Rahmenvereinbarung vom 07.09.1977, § 9, Aufgaben der MPA.

360

Forschungsberichte GRS-F-55, April 1978, S. 360.

361

Bennett, G. L., Spano, A. H. und Szawlewicz, S. A.: NRC International Agreements on Reactor Safety Research, NUCLEAR SAFETY, Vol. 18, No. 5, September–Oktober 1977, S. 589–595.

362

Seipel, H. G., Lummerzheim, D. und Rittig, D.: German Light-Water-Reactor Safety-Research Program, NUCLEAR SAFETY, Vol. 18, No. 6, November-Dezember 1977, S. 727–756.

363

Langer (KWU), Hoffmann u. Lehmann (BBR Mannheim), Dr.-Ing. Neubauer (RWTÜV), Wallraff (FRASER) und Dr.-Ing. Deuster (IZFP).

364

Persönliche Mitteilung Prof. Dr. Karl Kußmaul.

365

MPA Stuttgart: FKS Zusammenfassung der Detailspezifikation, RS 192, Mai 1977, S. 37.

366

Ebenda, S. 40.

367

Forschungsberichte GRS-F-55, April 1978, S. 360.

368

MPA Stuttgart: FKS Zusammenfassung der Detailspezifikation, RS 192, Mai 1977, S. 43.

369

Kußmaul, K.: Die Gewährleistung der Umschließung, atw, Jg. 23, Juli/August 1978, S. 354–361.

370

AMPA Ku 94, MPA Stuttgart: Vorlage für 23. Sitzung SK W+F, 27.03.1980, Beilage 2.2.

371

MPA Stuttgart: FKS RS 304, Technisch-Wissenschaftlicher Bericht 1/1, August 1981, Abb. 1.3.

372

AMPA Ku 94, MPA Stuttgart: Vorlage für 23. Sitzung SK W+F, 27.03.1980, Beilage 2.4.

373

Kußmaul, K.: Aufgaben, Ziele und erste Ergebnisse des Forschungsprogramms Komponentensicherheit, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 60, Heft 6, Juni 1980, S. 438–449.

374

IRS (Hg.): Forschungsprogramm Reaktorsicherheit, a. a. O., S. 14.

375

Ebenda, S. 11 f.

376

Vgl. Mayinger, F.: Sicherheitsforschung in der Bundesrepublik Deutschland, atw, Jg. 19, Juni 1974, S. 288–295.

377

BA B 196-03930, IRS: Sachverständigenkreise, Arbeitsgruppen, Köln, November 1972, S. 3–6.

378

AMPA Ku 86, IRS Forschungsbetreuung: Anlage zum Forschungsprogramm Reaktordruckbehälter, Stand 06.05.1974, Unterlage zur 5. Sitzung SK W+F, 07.05.1974.

379

AMPA Ku 90, Rahmenvereinbarung, § 9.

380

Vgl. AMPA Ku 88, IRS (Forschungsbetreuung): Zuordnung beantragter und laufender Forschungsvorhaben zum Forschungsprogramm Reaktordruckbehälter, Köln, 13.11.1974.

381

Vgl. AMPA Ku 90, Ergebnisprotokoll 11. Sitzung SK W+F, 17.02.1976.

382

AMPA Ku 90, Rahmenvereinbarung vom 07.09.1977, § 9, Aufgaben der MPA.

383

Vgl. Naumann, Friedrich (Hrsg.): Carl Julius von Bach (1847–1931), Verlag Konrad Wittwer, Stuttgart, 1998, S. 95–150, S. 259–307.

384

Blasberg, Cornelia: Robert Musil in Stuttgart, Spuren 7, Deutsche Schillergesellschaft Marbach/N, 2. Auflage, 1993, S. 5.

385

Musils Lebenslauf anlässlich seiner Promotion an der Philosophischen Fakultät der Friedrich-Wilhelms-Universität zu Berlin am 14.03.1908, in: Musil, Robert: Beitrag zur Beurteilung der Lehren Machs und Studien zur Technik und Psychotechnik, Rowohlt, 1980, S. 139.

386

Verfügung des Ministeriums des Innern über die Dampfkessel vom 27. Juli 1911, Regierungsblatt für das Königreich Württemberg, Stuttgart, 12.08.1911, Nr. 19, § 39, Abs. II, S. 270.

387

Ebenda, § 39 Abs. I und Anlage A, S. 299.

388

Zur Geschichte der MPA Stuttgart siehe: Blind, Dieter: Geschichte der Staatlichen Materialprüfungsanstalt an der Universität Stuttgart, Stuttgart, 1971.

389

Blind, Dieter und Werner, Gerhard: 100 Jahre Materialprüfung in Stuttgart, „Wechselwirkungen“, Jahrbuch 1984 der Universität Stuttgart, S. 65–75.

390

Roos, Eberhard: Grundlagen und notwendige Voraussetzungen zur Anwendung der Risswiderstandskurve in der Sicherheitsanalyse angerissener Bauteile, Fortschrittsberichte VDI, Reihe 18, Nr. 122, Düsseldorf, 1993.

391

Roos, Eberhard, Demler, Thomas, Eisele, Ulrich und Gillot, Rainer: Fracture mechanics safety assessment based on mechanics of materials, steel research 61, No. 4, 1990, S. 172–180.

392

Wissenschaftsrat: Stellungnahme zur außeruniversitären Materialwissenschaft, 1996, (Hg.): Wissenschaftsrat, Köln, ISBN 3-923203-62-4, S. 242–246.

393

Vgl. Kußmaul, K. F.: Das Bachsche Erbe, In: Naumann, Friedrich (Hg.): Carl Julius von Bach (1847–1931), Verlag Konrad Wittwer, Stuttgart, 1998, S. 95–153.

394

AMPA Ku 105, Zusammenarbeitsvertrag, Fassung vom 22.04.1994.

395

AMPA Ku 105, Agreement on Academic Exchange and Cooperation, 24.07.1997.

396

AMPA Ku 105, siehe Bestellungsschreiben.

397

Health & Safety Executive, London: Seminar sponsered by HMNII at MPA Stuttgart, 18.10.1982.

398

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.

399

Kussmaul, K. F. (Hg.): Fracture Mechanics Verification by Large-Scale Testing, EGF/ESIS Publication 8, Mechanical Engineering Publication Ltd., London, 1991, S. 448.

400

Kussmaul, K. F., McDiarmid, D. L. und Socie, D. F. (Hrsg.): Fatigue under Biaxial and Multiaxial Loading, ESIS Publication 10, Mechanical Engineering Publication Ltd., London, 1991, S. 480.

401

Kussmaul, K. (Hg.): IAEA Workshop on Kozloduy Unit 1 Pressure Vessel Integrity, Sofia, Bulgaria, 21–23 May 1997, Nuclear Engineering and Design, Topical Issue, Vol. 191, No. 3, 1999, S. 285–373.

402

Kußmaul K.: Das Bachsche Erbe, In: Naumann, F. (Hg.): Carl Julius von Bach (1847–1931), Verlag Konrad Wittwer, Stuttgart, 1998, S. 95–137.

403

Vgl. Demler, Thomas: Untersuchungen zum Einfluss der Beanspruchungsgeschwindigkeit auf das Festigkeits- und Zähigkeitsverhalten von Feinkornbaustählen, Diss., Universität Stuttgart, 1990.

404

Staats-Anzeiger für Württemberg, No. 44, 21.02.1884, S. 289: Bekanntmachung, betreffend die Einrichtung einer Materialprüfungsanstalt am Polytechnikum Stuttgart.

405

Bach, C.: Mein Lebensweg und meine Tätigkeit, Verlag Julius Springer, Berlin, 1926, S. 29–32.

406

Zitiert nach: Wellinger, K. und Kußmaul, K.: 50 Jahre Werkstofftechnologie im Kraftwerksbau und -betrieb, Mitteilungen der VGB, Jg. 50, H. 5, Oktober 1970, S. 356.

407

Persönliche Mitteilung von Prof. Dr. Karl Kußmaul.

408

AMPA Ku 105, Protokoll zur Besprechung beim Kultusministerium Baden-Württemberg am 17.09.1974 zum Thema Forschungsprojekt Reaktordruckbehälter – Einbindung der MPA Stuttgart, S. 2 f.

409

Ebenda, S. 6.

410

AMPA Ku 178, FRASER, FKS Forschungsvorhaben Komponentensicherheit. Organisations-Handbuch zur Projektabwicklung, Stand 31.12.1978.

411

AMPA Ku 105, BMFT-Schreiben vom 18.03.1974 an den Direktor der MPA Stuttgart, Prof. Dr. Karl Wellinger.

412

AMPA Ku 105, Protokoll zur Besprechung beim Kultusministerium Baden-Württemberg am 17.09.1974 zum Thema Forschungsprojekt Reaktordruckbehälter – Einbindung der MPA Stuttgart, S. 2.

413

AMPA Ku 105, Schreiben BMI UA II 2 – 510 321 – SR 10, MDgt. W. Sahl an Prof. Karl Wellinger, 24. April 1974.

414

AMPA Ku 105, Protokoll zur Besprechung beim Kultusministerium Baden-Württemberg am 17.09.1974 zum Thema Forschungsprojekt Reaktordruckbehälter – Einbindung der MPA Stuttgart, S. 3, 5 und 6.

415

Vgl. GRS-Fortschrittsberichte GRS-F-55 (April 1978), S. 360 und GRS-F-141 (Mai 1985), FV 150 304B, S. 1.

416

MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben Komponentensicherheit, Fortschreibung Phase II, FKS-II Grobspezifikation, Stuttgart, November 1983, S. 2–8.

417

Kußmaul, K.: Aufgaben, Ziele und erste Ergebnisse …, a. a. O., S. 438.

418

AMPA Ku 92, 19. Sitzung SK W+F, 13.10.1978, Bericht 1978.

419

Ebenda, Beilage 5/1.

420

MPA Stuttgart: FKS Fortschreibung Phase II, Grobspezifikation, November 1983, Anhang Blatt 1 und 2.

421

AMPA Ku 94, 23. Sitzung SK W+F, 27.03.1980, Vorlage.

422

AMPA Ku 92, 19. Sitzung SK W+F, 13.10.1978, Anhang 6: Untersuchungsübersicht KS 02, Beilage 5/3.

423

AMPA Ku 94, 23. Sitzung SK W+F, 27.03.1980, Beilage 1.2.

424

Sinz, R. et al., MPA Stuttgart: FKS RS 304 A, Abschlussbericht A, Werkstoffe und Schweißverbindungen, Dezember 1983, S. 11 und Abb. 3.4.

425

Elenz, T., Gillot, R., Stumpfrock, L. et al., MPA Stuttgart: Experimentelle und numerische Untersuchungen zum Verhalten eines niedrigzähen Behälterwerkstoffs …, Forschungsvorhaben BMFT-FKZ 150 0787, Abschlussbericht, Stuttgart, Dezember 1992, S. 71.

426

Stumpfrock, L., Eisele, U. et al.: Untersuchungen zur Auswirkung der Plattierung auf das Verhalten von kleinen Fehlern im Grundwerkstoff bei gekoppelter thermischer und mechanischer Belastung, Abschlussbericht, RS-Forschung Vorhaben Nr. 1501065, Berichtsdatum 12/2000, Berichtsnr. 880 400 000, MPA Universität Stuttgart, S 131.

427

AMPA Ku 154, Kußmaul, Karl: Gutachterliche Stellungnahme zur Einhaltung der Basissicherheit Kernkraftwerk Krümmel, Stuttgart, Sept. 2001, Anlage 70.

428

Siehe Anhang A.12: Zerstörungsfreie Prüfverfahren, in: MPA Stuttgart: FKS RS 304 A, Abschlussbericht B, Prüf- und Versuchstechnik, Oktober 1983, Abb. 2.2.

429

Siehe Anhang A.13: Metallkundliche Prüfverfahren im FKS, In: MPA Stuttgart: FKS RS 304 A, Abschlussbericht B, Prüf- und Versuchstechnik, Oktober 1983, Abb. 4.1.

430

MPA Stuttgart: FKS RS 192, Zusammenfassung der Detailspezifikation, Mai 1977, S. 34.

431

Ebenda, S. 45.

432

GRS-F-132, Fortschrittsbericht 01.07. bis 31.12.1983, Projekt Nr. 150 304 A, S. 1–4.

433

MPA Stuttgart: FKS RS 304 A, Abschlussbericht A, Werkstoffe und Schweißverbindungen, Dezember 1983, Abb. 2.4.

434

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. 7–38.

435

Rösler, U. und Debray, W.: Meilensteine auf dem Weg der kerntechnischen Entwicklung, VGB-Ehrenkolloquium „Werkstofftechnik und Betriebserfahrungen“, Mannheim, 19. Juni 1985, Sonderheft, Verlag VGB Technische Vereinigung der Großkraftwerksbetreiber, 1985, S. 7–38.

436

MPA Stuttgart: FKS RS 304 A, Abschlussbericht A, Werkstoffe und Schweißverbindungen, Dezember 1983, S. 5.

437

MPA Stuttgart: FKS Fortschreibung Phase II, Grobspezifikation, November 1983, Beilage 1.

438

MPA Stuttgart: FKS Fortschreibung Phase II, Grobspezifikation, November 1983, S. 3.

439

Katerbau, Karl-Heinz et al., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben 1500 304B Komponentensicherheit (Phase II), Metallkundliche Untersuchungen, Abschlussbericht, Stuttgart, Februar 1990, S. 58–60.

440

Roos, Eberhard et al., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben 1500 304B Komponentensicherheit (Phase II), zusammenfassende Bewertung des Vorhabens, Abschlussbericht, Mai 1991, S. 5.

441

Buller, Paulus et al., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben 1500 304B Komponentensicherheit (Phase II), Korrosionsuntersuchungen, Abschlussbericht, Stuttgart, Oktober 1989, S. 62–66.

442

Roos, Eberhard et al., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben 1500 304B Komponentensicherheit (Phase II), zusammenfassende Bewertung des Vorhabens, Abschlussbericht, Mai 1991, S. 76.

443

Kußmaul, K.: Aufgaben, Ziele und erste Ergebnisse des Forschungsprogramms Komponentensicherheit, VGB Kraftwerkstechnik, 60. Jg., Heft 6, Juni 1980, S. 445.

444

IAEA International Symposium, organized in co-operation with the Materialprüfungsanstalt Stuttgart (MPA) der Universität Stuttgart, 21–25th March 1983, IAEA, Wien, 1983.

445

Kussmaul, K. (Hg.): Fracture Mechanics Verification by Large-Scale Testing, IAEA Specialists Meeting held on 25–27th May 1988 at the Staatliche Materialprüfungsanstalt University of Stuttgart, FRG, EGF/ESIS Publication 8, Mechanical Engineering Publication Limited, London, 1991.

446

Kussmaul, K. F., McDiasmid, D. L. und Socie, D. F. (Hg.): Fatigue under Biaxial and Multiaxial Loading, Third International Conference held on 3–6th April 1989 in Stuttgart, FRG, ESIS Publication 10, Mechanical Engineering Publication Limited, London, 1991.

447

Kußmaul, K.: The History, in: McAllister, S. (Hg.): The Added Value of EPERC, EPERC Bulletin No. 1, EUR 17722 EN, The European Commission, Directorate General, Joint Research Center, Petten, Netherlands, 1998, S. 6–8.

448

Vgl. Forschungsvereinigung Schweißen und Schneiden e. V. im DVS: Tätigkeitsbericht, Berichtszeitraum Juni 1975–1976, Düsseldorf, 1976, S. 14–24.

449

Nachrichten des Monats: Kernkraftwerk Philippsburg-2 mit Siedewasserreaktor bestellt, atw, Jg. 16, März 1971, S. 101.

450

Keine Einsprüche gegen KKP-2, atw, Jg. 16, November 1971, S. 553.

451

Während der Inbetriebnahmeprüfungen kam es wegen eines unbeabsichtigt geöffneten Ventils zu Druckpulsationen, welche die Kondensationskammer leckschlugen, vgl. KWW: Störung bei der Inbetriebnahme, atw, Jg. 17, Mai 1972, S. 227. Nach Beendigung der Reparatur- und Umbauarbeiten ging KWW im November 1972 wieder in Betrieb, vgl. KWW wieder in Betrieb, atw, Jg. 17, Dezember 1972, S. 587 f.

452

Baugenehmigung für KKP-2, atw, Jg. 19, Oktober 1974, S. 454.

453

KKP-2: Jetzt 1250-MW-DWR statt 900 MW_el-SWR, atw, Jg. 20, Juli/August 1975, S. 313 f.

454

Sturm, D., Doll, W., Großgut, W. und Deuster, G.: Grobspezifikation des Forschungsvorhabens Großbehälter FV-GB sowie Dringlichkeitsprogramm Großbehälter DP-GB, MPA Stuttgart, Oktober 1980, S. 8.

455

GRS Fortschrittsbericht GRS-F-66, Berichtszeitraum 14. bis 30.06.1978, Projektnummer RS 245, S. 383 f.

456

Sturm, D., Doll, W., Großgut, W., Maier, H.-J. und Deuster, G.: Stand des „Forschungsvorhabens Großbehälter“. in: 5. MPA-Seminar, Stuttgart, 11./12. Oktober 1979, Vortragsnummer 8, S. 7.

457

Ebenda, S. 9.

458

Sturm, D., Doll, W., Großgut, W. und Deuster, G.: Grobspezifikation des Forschungsvorhabens Großbehälter FV-GB sowie Dringlichkeitsprogramm Großbehälter DP-GB, MPA Stuttgart, Oktober 1980, S. 1–4.

459

Persönliche Mitteilung von Prof. Dr.-Ing. Karl Kußmaul.

460

Sturm, D., Doll, W., Großgut, W., Maier, H.-J. und Deuster, G.: Stand des „Forschungsvorhabens Großbehälter“, In: 5. MPA-Seminar, Stuttgart, 11./12. Oktober 1979, Vortragsnummer 8, S. 3.

461

GRS Fortschrittsbericht GRS-F-93, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1980, Projektnummer RS 245, lfd. Nr. 104, S. 2 f.

462

GRS Fortschrittsbericht GRS-F-102, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1980, Projektnummer RS 245, lfd. Nr. 115, S. 1.

463

GRS Fortschrittsbericht GRS-F-123, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.126.1982, Mai 1983, Projektnummer 150 2704 A, S. 2 f.

464

Siehe Anhang A.14: schematische Darstellung des Zentralmastmanipulators Bauart MAN aus: Sturm, D. et al.: Vorprojekt Großbehälter, Grobspezifikation FV GB, a. a. O., Abb. 5.3–5.4.

465

Maier, H.-J. et al., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben Großbehälter, Abschlussbericht: Mantelschuss 4 und Stutzenkanten, Aufbau eines Dokumentationssystems, Anpassung von UMAN II und UNSPO an Großbehälter und EDV, Februar 1986, S. 1–3.

466

Amplituden-Laufzeit-Ortskurven (ALOK), Synthetic Aperture Focusing Technique (SAFT), SAFT in Kombination mit Holografie (HOLOSAFT), Gruppenstrahler (Phased Array) und Elektromagnetisch angeregter Ultraschall (EMUS).

467

GRS Fortschrittsbericht GRS-F-156, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1986, Mai 1987, Projektnummer 150716, S. 1–3.

468

Das Fraunhofer-Institut für Zerstörungsfreie Prüfverfahren, Saarbrücken, publizierte vom November 1980 bis Juni 1989 zum FV GB 14 Berichte über Ultraschalluntersuchungen am MPA-GB u. a. mit Vergleichen zwischen herkömmlichen und fortgeschrittenen Verfahren. Im Juni 1989 erfolgte der Abschlussbericht: Deuster, G. et al., FhG: Zerstörungsfreie Prüfungen am Großbehälter, Abschlussbericht, 28.06.1989, FhG-Bericht-Nr. 890227-TW.

469

GRS Fortschrittsbericht GRS-F-156, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1986, Mai 1987, Projektnummer 1500725, S. 1–3.

470

Maier, H.-J. et al., MPA Stuttgart: WTZ mit der DDR: Untersuchungen an Großbehälter für praxisrelevante Prüfverfahren, zur Bewertung der Leistungsfähigkeit der wiederkehrenden Prüfungen an KKW-Komponenten, 4. Teilbericht: Zerstörungsfreie Ringversuche am MPA-Großbehälter, Mai 1993, S. 35–37.

471

AMPA Ku 154, Kußmaul, K.: Gutachterliche Stellungnahme, Kernkraftwerk Krümmel, Stuttgart, September 2001, S. 33 f.

472

473

Nach der bayerischen Gebietsreform vom 01.07.1975 Ortsteil von Karlstein.

474

Kornbichler, Heinz: Der Heißdampfreaktor in Großwelzheim, atw, Jg. 10, Juni 1965, S. 286–291.

475

Höchel, J. und Fricke, W.: Besonderheiten bei Entwicklung und Fertigung der HDR-Brennelemente, atw, Jg. 14., November 1969, S. 549–555.

476

Malcher, L. und Kot, C. A.: HDR Phase II Vibrational Experiments, Nuclear Engineering and Design, Vol. 108, 1988, S. 23–36.

477

HDR: Wiederinbetriebnahme wird noch geprüft: atw, Jg. 18, April 1973, S. 146 f.

478

HDR wird endgültig stillgelegt: atw, Jg. 18, August/September 1973, S. 366.

479

Seipel, Heinz G.: Perspektiven zum Anfang der Phase II des HDR-Sicherheitsprogramms, in: 7. Statusbericht des Projektes HDR-Sicherheitsprogramm. PHDR-Arbeitsbericht 05.18/83, 14.12.1983, S. I-1 f.

480

Sicherheitsforschung am HDR: atw, Jg. 19, Juni 1974, S. 270.

481

HDR für Sicherheitstest: atw, Jg. 19, Juni 1974, S. 50.

482

IRS-Forschungsberichte, IRS-F-23, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1974, März 1975, S. 315 f.

483

Katzenmeier, G., Kussmaul, K., Diem, H. und Roos, E.: The HDR-Project-Validation Tests for Structural Integrity Assessment of LWR-Components, SMIRT Post Conference Seminar No. 2: Assuring Structural Integrity of Steel Reactor Pressure Boundary Components, Taiwan, August 1991, S. 1.2.53, vgl. PHDR-Arbeitsbericht Nr. 05.53/91, Kernforschungszentrum Karlsruhe, Dezember 1991, S. 141–261.

484

Kußmaul, K. et al.: Die Beanspruchung des Druckbehälters unter Betriebs- und Störfallbedingungen, HDR-Sicherheitsprogramm, 6. Statusbericht, Dezember 1982, S. 8.

485

Katzenmeier, G. und Müller-Dietsche, W.: Großversuche am ehemaligen Kernkraftwerk HDR, atw, Jg. 36, März 1991, S. 134–137.

486

Persönliche Mitteilung von Dr.-Ing. Gustav Katzenmeier vom 13.09.2005.

487

HDR-Sicherheitsprogramm, Gesamtprogramm Phase II, Stand Januar 1984, Kernforschungszentrum Karlsruhe, PHDR Arbeitsbericht 05.19/84.

488

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-172, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1988, Juni 1989, Projektnummer 1500123D, S. 1.

489

Vgl. GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-55, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1977, April 1978, S. 556–558.

490

Vgl. GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-141, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1984, Mai 1985, Projektnummer 150123 C, S. 2 f.

491

Katzenmeier, G. und Müller-Dietsche, W.: Bilanz der Großversuche an der HDR-Anlage zur Anlagensicherheit bei Störfall- und Betriebslasten, 20. MPA-Seminar, 06./07.10.1994, MPA Stuttgart, Bd. 1, Vortrag 2, S. 2.3 f.

492

Bombera, O. und Junker, B.: Zusammenstellung der Berichte zum HDR-Sicherheitsprogramm Phase I, II, III, PHDR-Arbeitsbericht 05.057/94, Kernforschungszentrum Karlsruhe, März 1994.

493

Katzenmeier, G.: Zielsetzung und Stand des Einzelvorhabens 2000: „Druckbehälter- und Rohrleitungsuntersuchungen“, 2. Statusbericht, PHDR-Arbeitsbericht 05.01/78, KFK, 24.10.1978, S. 2–42 Abb. 3.2.

494

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-55, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1977, April 1978, Projektnummer RS 0123 A und B, S. 4 f.

495

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-96, Berichtszeitraum 01.04. bis 31.06.1980, September 1980, Projektnummer RS 123 B, S. 175.

496

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-141, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1984, Mai 1985, Projektnummer RS 150 123 C, S. 4–6.

497

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-188, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1990, August 1991, Projektnummer 1500 123 D, S. 4–7.

498

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-2/1991, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1991, August 1991, Projektnummer 1500 123 D, S. 5.

499

IRS-Forschungsbericht IRS-F-27, Berichtszeitraum 01.07. bis 30.09.1975, Dezember 1975, S. 327.

500

Steinhilber, H.: Das Schwingverhalten von Reaktorgebäude, Druckbehälter und Rohrleitungen während der Versuche auf niedriger Anregungsstufe, Vergleich von Mess- und Rechenergebnissen, HDR-Sicherheitsprogramm, 2. Statusbericht, 24.10.1978, S. 4–14.

501

5. Statusbericht des Projekts HDR-Sicherheitsprogramm des Kernforschungszentrums Karlsruhe, PHDR-Arbeitsbericht 05.8/81, 10. Dezember 1981, S. 4–18.

502

Issler, L. et al., MPA Stuttgart: Die Beanspruchung von Druckbehältern und Rohrleitungssystemen bei kalten und warmen Druckproben, Erdbeben- und Blowdown-Versuchen, HDR-Sicherheitsprogramm, 2. Statusbericht, 24.10.1978, S. 2–18.

503

Freund, H. U., Schumann, St., Wegener, H. und Müller, K.: HDR concrete dismantling experiments with explosive charges, Nuclear Engineering and Design, Vol. 135, 1992, S. 395–402.

504

Steinhilber, H., a. a. O., S. 4-17 bis 4-23.

505

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-88, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, März 1980, Projektnummer RS 123 B, lfd. Nr. 210, S. 4–6.

506

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-96, Berichtszeitraum 01.04. bis 31.06.1980, September 1980, Projektnummer RS 123 B, lfd. Nr. 175, S. 5 f.

507

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-107, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1981, Juni 1981, Projektnummer RS 123 B, lfd. Nr. 119, S. 3.

508

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-74, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1978, März 1979, Projektnummer RS 0123 B, S. 141.

509

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-119, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.06.1982, September 1981, Projektnummer RS 123 B, S. 4.

510

HDR-Sicherheitsprogramm, Gesamtprogramm Phase II, Stand Januar 1984, PHDR Arbeitsbericht 05.19/84, Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1984, S. 142–146.

511

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-153, Berichtszeitraum 01.01. bis 30.06.1986, November 1986, Projektnummer 150 123 C, S. 4.

512

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-156, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1986, Mai 1987, Projektnummer 150 123 C, S. 4.

513

Malcher, L. und Kot, C. A., a. a. O., S. 31–36.

514

Wenzel, H. H.: Kernkraftwerks-Komponenten halten auch das stärkste Erdbeben aus, atw, Jg. 34, März 1989, S. 128.

515

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-169, Berichtszeitraum 01.01. bis 30.06.1988, Oktober 1988, Projektnummer 150 123 C, S. 4–6.

516

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-164, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1987, Juni 1988, Projektnummer 150 123 C, S. 5 f.

517

Steele, R., Jr. und Arendts, J. G.: Performance of a Piping System and Equipment in the HDR Simulated Seismic Experiments, Nuclear Engineering and Design, Vol. 115, 1989, S. 339–347.

518

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, 1. Ausgabe vom 24.04.1974, Ziff. 2.7.1 Flugzeugabsturz, max. Stoßlast 11 Gp, Stoßzeit 70 ms, Auftrefffläche 7 m² kreisförmig, Auftreffwinkel normal zur Tangentialebene im Auftreffpunkt.

519

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-137, Berichtszeitraum 01.01. bis 30.06.1984, September 1984, Projektnummer 150 123 C, S. 4.

520

Katzenmeier, G., Kußmaul, K., Diem, H. und Roos, E., a. a. O., S. 1.2.91.

521

HDR-Sicherheitsprogramm, Gesamtprogramm Phase II, Stand Januar 1984, PHDR-Arbeitsbericht 05.19/84, Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1984, S. II 4-12 bis II 4-13.

522

Katzenmeier, G., Kußmaul, K., Diem, H. und Roos, E., a. a. O., S. 1.2.26.

523

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-145, Berichtszeitraum 01.01. bis 30.06.1985, Oktober 1985, Projektnummer 150 123 C, S. 4.

524

Katzenmeier, G., Kußmaul, K., Diem, H. und Roos, E., a. a. O., S. 1.2.28.

525

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-88, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, März 1980, Projektnummer RS 123 B, lfd. Nr. 210, S. 3.

526

527

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-107, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1981, Juni 1981, Projektnummer RS 123 B, lfd. Nr. 119, S. 2–4.

528

Kußmaul, K.: Ergebnisse Einzelvorhaben 2000: Beanspruchungs- und Versagensuntersuchungen am Druckbehälter und an Rohrleitungen. 7. Statusbericht PHDR, Beitrag Nr. III, Kernforschungszentrum Karlsruhe, Dezember 1983, III-1 bis III-54.

529

Ebenda, S. III-11.

530

531

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-160, Berichtszeitraum 01.01. bis 30.06.1987, Oktober 1987, Projektnummer 150 123 C, S. 3 f.

532

Kußmaul, K., Roos, E., Diem, H., Katzenmeier, G., Klein, M., Neubrech, G. E. und Wolf, L.: Cyclic and transient thermal loading of the HDR reactor pressure vessel with respect to crack initiation and crack propagation, Nuclear Engineering and Design, 124, 1990, S. 162–165.

533

Katzenmeier, G., Kußmaul, K., Diem, H. und Roos, E., a. a. O., S. 1.2.39 f.

534

Kühlewind, Hans Werner: HDR: Demontage und Beseitigung, atw, Jg. 43, November 1998, S. 676–678.

535

Valencia, Luis: Vom HDR zur grünen Wiese, atw, Jg. 43, November 1998, S. 684–688.

536

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-164, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1987, Juni 1988, Projektnummer 150 279, S. 1.

537

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-66, Berichtszeitraum 01.04. bis 31.06.1978, September 1978, S. 394–396.

538

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-74, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1978, März 1979, Projektnummer RS 279, Lfd. Nr. 104, S. 2.

539

Vgl. Kußmaul, K.: Das Bachsche Erbe, a. a. O., S. 101.

540

Sturm, D., Stoppler, W. und Julisch, P.: Stand des Forschungsvorhabens Behälterversagen, 5. MPA-Seminar, 11./12.10.1979, MPA Stuttgart, Vortragsnummer 7, S. 3 und 11.

541

Sturm, D., Stoppler, W. et al., MPA Stuttgart: Forschungsprogramm „Phänomenologische Behälterberstversuche“, Abschlussbericht Phase I, MPA Stuttgart, Juli 1985, Vorwort.

542

Sturm, D. et al., MPA Stuttgart: Bruchauslösung und Bruchöffnung unter Leichtwasserreaktor-Betriebsbedingungen, 7. MPA-Seminar, 08./09.10.1981, Stuttgart, Vortragsnummer 8, S. 16.

543

Sturm, D., Stoppler, W. und Julisch, P.: Stand des Forschungsvorhabens Behälterversagen. 5. MPA-Seminar, 11./12.10.1979, MPA Stuttgart, Vortragsnummer 7, S. 4–7.

544

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-88, Berichtszeitraum 01.10. bis 31.12.1979, März 1980, Projektnummer RS 279, Lfd. Nr. 156, S. 2 f.

545

Sturm, D. et al., MPA Stuttgart: Bruchauslösung und Bruchöffnung unter Leichtwasserreaktor-Betriebsbedingungen, 7. MPA-Seminar, 08./09.10.1981, Stuttgart, Vortragsnummer 8, S. 20.

546

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-93, Berichtszeitraum 01.01. bis 31.03.1980, Juni 1980, Projektnummer RS 279, Lfd. Nr. 112, S. 2 f.

547

Sturm, D., Stoppler, W. et al., MPA Stuttgart: Forschungsprogramm „Phänomenologische Behälterberstversuche“, Abschlussbericht Phase I, MPA Stuttgart, Juli 1985, Kap. 2, Beilage 4.

548

Sturm, D., MPA Stuttgart: Forschungsprogramm „Phänomenologische Behälterversuche“. RS 279, 1. Technischer Zwischenbericht, Oktober 1980, Abb. 2.2.

549

Ebenda, Abb. 2.4.

550

Ebenda, Abb. 4.10.

551

Sturm, D., Stoppler, W., Julisch, P., Hipplein, K. und Muz, J.: Fracture Initiation and Fracture Opening under Light Water Reactor Conditions, Nuclear Engineering and Design, Vol. 72, 1982, S. 81–95.

552

Hippelein, K. W. et al., MPA Stuttgart: Forschungsprogramm „Phänomenologische Behälterberstversuche“. Abschlussbericht Phase I, Juli 1985, Kap. 2, Beilage 5.

553

Ebenda, Zusammenfassung.

554

Hippelein, K. et al., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben „Phänomenologische Behälterberstversuche“ (Phase II), Forschungsbericht, Dezember 1987, Kap. 1, S. 2 f.

555

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-149, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1985, Juni 1986, Projektnummer 150 279, S. 3.

556

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-153, Berichtszeitraum 01.01. bis 30.06.1986, November 1986, Projektnummer 150 279, S. 2 f.

557

Hippelein, K. et al., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben „Phänomenologische Behälterberstversuche“ (Phase II), Forschungsbericht, Dezember 1987, Kap. 2, S. 1.

558

GRS-Fortschrittsbericht, GRS-F-164, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1987, Juni 1988, Projektnummer 150 279, S. 2 f.

559

Sturm, Dietmar, Stoppler, Waldemar, Hippelein, Karl et al., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben 1500 279, Phänomenologische Behälterberstversuche, Abschlussbericht, Stuttgart, November 1989, Kap. 8, Beilage 8.4.

560

Ebenda, S. 6 f.

561

Hippelein, K. et al., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben „Phänomenologische Behälterberstversuche“ (Phase II), Forschungsbericht, Dezember 1987, S. 5–7.

562

Bartholomé, G., Steinbuch, R. und Wellein, R.: Preclusion of Double-Ended Circumferential Rupture of the Main Coolant Line, Nuclear Engineering and Design, Vol. 72, 1982, S. 97–105.

563

RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, 3. Ausgabe, 14. Oktober 1981, GRS, Köln, S. 21.1-1.

564

Doll, Wolfgang, Ehling, Walter, Huber, Hermann, Nguyen-Huy, Tan und Weber, Ulrich, MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben 1500 618 RDB-Notkühlsimulation, MPA-Forschungsbericht, Januar 1990, S. 31–73.

565

Projektnummer 1500 618: „Experimentelle und theoretische Bruchanalyse mit numerischen Methoden zur Behandlung einer Innendruckbelastung mit überlagerter Thermoschockbeanspruchung an Reaktordruckbehältern“.

566

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-128, Berichtszeitraum 01.01. bis 30.06.1983, September 1983, Projektnummer 1500 618, S. 1–3.

567

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-132, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1983, April 1984, Projektnummer 1500 618, S. 1–3.

568

Doll, Wolfgang et al., MPA Stuttgart, a. a. O., S. 75–80.

569

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-172, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1983, Juni 1989, Projektnummer 1500 618, S. 1.

570

Doll, Wolfgang et al., MPA Stuttgart, a. a. O., S. 6.

571

Ebenda, S. 2–5.

572

GRS-Fortschrittsbericht GRS-F-172, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1988, Juni 1989, Projektnummer 1500 787, S. 1–4.

573

GRS-Fortschrittsberichte GRS-F-172, (Juni 1989), 1500 787, S. 1 und GRS-F-2/1991, 1500 787, S. 1–4.

574

Elenz, T., Hädrich, H.-J., Huber, H., Nguyen-Huy, T., Stumpfrock, L. und Weber, U., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben BMFT-FKZ-1500787, Reaktorsicherheitsforschung, Experimentelle und numerische Untersuchungen zum Verhalten eines niedrigzähen Behälterwerkstoffs bei Risseinleitung, instabiler Rissausbreitung und Rissstopp bei überlagerten mechanischen und thermischen Beanspruchungen, Abschlussbericht, Stuttgart, Dezember 1992.

575

GRS-Fortschrittsberichte GRS-F-2/1992, (September 1993), 1500 946, S. 1–3 und GRS-F-2/1995, 1500 946, S. 1–3.

576

Gillot, R., Huber, H., Stumpfrock, L. und Weber, U., MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben BMFT-FKZ-1500946, Untersuchungen zu den Auswirkungen von Niederdrucktransienten bei simulierten Werkstoffzuständen, Abschlussbericht, Stuttgart, Dezember 1996.

577

GRS-Fortschrittsberichte GRS-F-2/1996, 1501065, S. 1–3 und GRS-F-2/2000, 1501065, S. 1–3.

578

Stumpfrock, Ludwig, Eisele, U., Huber, H., Merkert, G., Restemeyer, D., Seidenfuß, M. und Weber, U., MPA Stuttgart: Reaktorsicherheitsforschungs-Vorhaben Nr. 1501065, Untersuchungen zu Auswirkungen der Plattierung auf das Verhalten von kleinen Fehlern im Grundwerkstoff bei gekoppelter thermischer und mechanischer Belastung, Abschlussbericht, Stuttgart, Dez. 2000.

579

Bass, B. R., Pugh, C. E., Keeney, J., Schulz, H. und Sievers, J.: CSNI Project for Fracture Analyses of Large-Scale International Reference Experiments (Project FALSIRE), NUREG/CR-5997 (ORNL/TM-12307), Oak Ridge National Laboratory, December 1992, NEA/CSNI/R(94)12, GRS-108, April 1994.

580

Bass, B. R., Pugh, C. E., Keeney, J., Schulz, H. und Sievers, J.: CSNI Project for Fracture Analyses of Large-Scale International Reference Experiments (FALSIRE II), NUREG/CR-6460 (ORNL/TM-13207), Oak Ridge National Laboratory, April 1996, NEA/CSNI/R(96)12, GRS-130, November 1996.

581

Stumpfrock, L., Swan, D. I., Siegele, D., Taylor, N. G. et al.: NESC-II Final Report, Brittle crack initiation, propagation and arrest of shallow cracks in a clad vessel under PTS loading, NESCDOC MAN (02) 07, März 2003.

582

Sievers, Jürgen: Internationale Vergleichsanalysen zur Integrität von Reaktordruckbehältern (RPV PTS ICAS), atw, Jg. 45, 2000, S. 94–97, s. auch: Weiterentwicklung der Methodik zur Integritätsbewertung von Reaktordruckbehältern mit Verifizierung durch Analysen zu Großversuchen, Habilitationsschrift Universität Stuttgart, Mai 2001, S. 185.

583

Vgl. auch Sievers, J.: Weiterentwicklung der Methodik zur Integritätsbewertung von Reaktordruckbehältern mit Verifizierung durch Analysen zu Großversuchen, Habilitationsschrift Universität Stuttgart, Mai 2001.

584

Roos, E. und Stumpfrock, L.: Komponentenverhalten bei transienten thermischen Belastungen, 2. Workshop Kompetenzverbund Kerntechnik „Komponentensicherheit und Integritätsbewertung“, Tagungsband, Köln, 18.–19. September 2002.

585

Vgl. Abschn. 2.2.3 und Anhang A.6.4.

586

ASME-Paper No. 63-WA-100, vgl. Porse, L.: Reactor-Vessel Design Considering Radiation Effects, Journal of Basic Engineering, Transactions of the ASME, Dezember 1964, S. 743–749.

587

Porse, L.: Reactor-Vessel Design Considering Radiation Effects, Journal of Basic Engineering, Transactions of the ASME, Dezember 1964, S. 747.

588

AMPA Ku 87, KWU/R 213/Bartholomé: Versagensanalyse mit Berücksichtigung von Fehlstellen, Stand 01.05.1974, Erlangen, 03.05.1974, S. 2–6 und Abb. 1.1.

589

Vgl. IRS-Bericht SB 4, Statusbericht Reaktordruckbehälter, Bd. 1.1: Zusammenfassung und Ergebnisse, Dezember 1973, S. 44–47.

590

AMPA Ku 83, Klausnitzer E, SIEMENS AG, Erlangen, Abt. Werkstofftechnik: MZFR Karlsruhe, Überwachung der Strahlenversprödung des Kernreaktordruckbehälters, zusammenfassender Bericht, 31.03.1973, S. 15.

591

AKWO 01930105261, SIEMENS AG, Notiz betr. Bestrahlungsprogramm zur Bestimmung der Strahlenschädigung beim Betrieb des KWO-RDB, Erlangen, 05.06.1967, S. 9.

592

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 105–110.

593

Ebenda, S. 113.

594

Landtag von Baden-Württemberg, 11. Wahlperiode, Bericht und Beschlussempfehlung des Untersuchungsausschusses „Genehmigungsverfahren, sicherheitstechnische Auslegung, Aufsicht und Begutachtung im Zusammenhang mit dem Kernkraftwerk Obrigheim (KWO)“, 02.02.1996, Drs. 11/7005.

595

GRS-Fortschrittsberichte GRS-F-102 (März 1981), Projektnummer 150 485, Lfd. Nr. 121, S. 1 f und GRS-F-149 (Juni 1986), Projektnummer 150 485, S. 1 f.

596

Föhl, J. und Groß, K.-J., MPA Stuttgart: Forschungsprogramm Strahlenversprödung, RDB-Material, Kooperation BMFT/USNRC, BMFT-FB 1500 485, Stuttgart, Oktober 1986.

597

AMPA Ku 90, Zentrenvertrag.

598

GRS-Forschungsbericht GRS-F-110 (September 1981), Lfd. Nr. 81, S. 3.

599

GRS-Forschungsbericht GRS-F-119 (September 1982), GKSS-241, S. 3.

600

GRS-Forschungsbericht GRS-F-137 (September 1984), GKSS-241, S. 2.

601

GRS-Forschungsbericht GRS-F-141, Berichtszeitraum 01.07. bis 31.12.1984, Mai 1985, Projektnummer 150 304B, S. 1–5.

602

GRS-Forschungsbericht GRS-F-169, Berichtszeitraum 01.01. bis 30.06.1988, Oktober 1988, Projektnummer 150 304B, S. 2.

603

Die Großproben aus diesen Programmen wurden später in Forschungsvorhaben eingebracht, die von der Bundesregierung, der VGB und Framatome-ANP gefördert wurden (CARISMA) und teilweise über das Jahr 2005 hinaus noch liefen.

604

Föhl, Jürgen und Beyer, Heinrich, MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben Komponentensicherheit (FKS), Einfluss der Neutronenbestrahlung auf die Eigenschaftsänderungen der Werkstoffe von Reaktordruckbehältern für Leichtwasserreaktoren, Abschlussbericht, Stuttgart, Oktober 1996, S. 10 f.

605

Föhl, Jürgen und Beyer, Heinrich, MPA Stuttgart: Forschungsvorhaben Komponentensicherheit (FKS), Einfluss der Neutronenbestrahlung auf die Eigenschaftsänderungen der Werkstoffe von Reaktordruckbehältern für Leichtwasserreaktoren, Detaillierte Darstellung der Ergebnisse, Stuttgart, November 1996, Abb. 10.6.

606

Beyer, Heinrich: Bewertung von unbestrahlten und bestrahlten Reaktordruckbehälter-Werkstoffen auf der Basis derzeitiger Bruchmechanikkonzepte, Techn.-Wiss. Bericht der MPA Stuttgart, Heft 98/04, 1998, Univ. Stuttgart Diss. 1998.

Titel: Forschungen zur Qualitätssicherung und Quantifizierung des Sicherheitsabstands für druckführende Umschließungen
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_2

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