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Inhaltsangabe
1 Einleitung.- 1.1 Allgemeine Definition einer sicherheitstechnisch bedeutsamen Störung.- 1.2 Sicherheitssysteme.- 1.3 Allgemeine Einteilung der Störungen.- 1.4 Mehrstufenprinzip.- 1.5 Bisherige Erfahrung.- Literatur.- 2 Das Kernkraftwerk als System.- 2.1 Qualitative Grundlagen zur Gewährleistung der Zuverlässigkeit von Systemen.- 2.2 Quantitative Behandlung von Zuverlässigkeitsproblemen.- Literatur.- 3 Wichtige Untersysteme des Druckwasserreaktors.- 3.1 Reaktorkern und Einbauten des Reaktordruckbehälters.- 3.2 Druckführende Umschließung (Primärkreis).- 3.3 Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 3.4 Regelsystem.- 3.5 Notspeisewassersystem.- 3.6 Notkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem.- 3.7 Das Volumenregel- und Boreinspeisesystem.- 3.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 3.9 Das Reaktorschutzsystem.- 3.10 Notstandssystem.- 3.11 Reaktor-Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 4 Besondere Systemeigenschaften des Siedewasserreaktors.- 4.1 Reaktorkern und Druckbehältereinbauten.- 4.2 Druckführende Umschließung.- 4.3 Das Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 4.4 Das Regelsystem.- 4.5 Das Druckentlastungssystem.- 4.6 Das Not- und Nachkühlsystem.- 4.7 Das Reaktorschutzsystem.- 4.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 4.9 Der Reaktor-Sicherheitsbehälter.- 4.10 Das Notstandssystem.- Literatur.- 5 Sicherheitstechnische Besonderheiten des natriumgekühlten schnellen Reaktors.- 5.1 Die primäre Kühlmittelumschließung.- 5.2 Der Reaktorkern.- 5.3 Reaktorschutzsystem.- 5.4 Das Not- und Nachkühlsystem.- 5.5 Der Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 6 Transienten bei funktionierenden Sicherheitssystemen.- 6.1 Druckwasserreaktor.- 6.2 Siedewasserreaktor.- 6.3 Natriumgekühlter schneller Reaktor.- Literatur.- 7 Transienten ohne Schnellabschaltung (Reaktoren mit einfachenSchnellabschaltsystemen).- 7.1 Entwicklung der ATWS-Diskussion und bisherige Untersuchungen.- 7.2 Rechenprogramme.- 7.3 Kriterien für die Folgenbewertung.- 7.4 Ergebnisse für den Druckwasserreaktor.- 7.5 Ergebnisse für den Siedewasserreaktor.- Literatur.- 8 Verlust des Reaktorkühlmittels.- 8.1 Klassifikation von Störfallmöglichkeiten beim Leichtwasserreaktor.- 8.2 Überblick über die Phänomene beim Kühlmittelverluststörfall des Leichtwasserreaktors.- 8.3 Standardrechenmethoden am Beispiel des Druckwasserreaktors.- 8.4 Experimentelle Verifikation der ablaufenden Prozesse.- 8.5 Analyse des Kühlmittelverluststörfalls im Genehmigungsverfahren.- 8.6 Fortgeschrittene Analysemethoden...- 8.7 Containmentbelastung beim Kühlmittelverluststörfall.- Literatur.- 9 Einwirkungen von außen.- 9.1 Stürme und Tromben (Tornados), Flugzeugabsturz.- 9.2 Chemische Explosionen.- 9.3 Erdbeben.- Literatur.- 10 Zerstörung des Reaktorkerns.- 10.1 Kernschmelzunfall beim Leichtwasserreaktor.- 10.2 Kernzerlegung beim natriumgekühlten schnellen Reaktor.- Literatur.- 11 Sicherheitstechnisch bedeutsame Vorkommnisse an Kernkraftwerken.- Ergänzung: Beschreibung und vorläufige Auswertung des Vorfalls von Harrisburg.
1 Einleitung.- 1.1 Allgemeine Definition einer sicherheitstechnisch bedeutsamen Störung.- 1.2 Sicherheitssysteme.- 1.3 Allgemeine Einteilung der Störungen.- 1.4 Mehrstufenprinzip.- 1.5 Bisherige Erfahrung.- Literatur.- 2 Das Kernkraftwerk als System.- 2.1 Qualitative Grundlagen zur Gewährleistung der Zuverlässigkeit von Systemen.- 2.2 Quantitative Behandlung von Zuverlässigkeitsproblemen.- Literatur.- 3 Wichtige Untersysteme des Druckwasserreaktors.- 3.1 Reaktorkern und Einbauten des Reaktordruckbehälters.- 3.2 Druckführende Umschließung (Primärkreis).- 3.3 Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 3.4 Regelsystem.- 3.5 Notspeisewassersystem.- 3.6 Notkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem.- 3.7 Das Volumenregel- und Boreinspeisesystem.- 3.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 3.9 Das Reaktorschutzsystem.- 3.10 Notstandssystem.- 3.11 Reaktor-Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 4 Besondere Systemeigenschaften des Siedewasserreaktors.- 4.1 Reaktorkern und Druckbehältereinbauten.- 4.2 Druckführende Umschließung.- 4.3 Das Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 4.4 Das Regelsystem.- 4.5 Das Druckentlastungssystem.- 4.6 Das Not- und Nachkühlsystem.- 4.7 Das Reaktorschutzsystem.- 4.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 4.9 Der Reaktor-Sicherheitsbehälter.- 4.10 Das Notstandssystem.- Literatur.- 5 Sicherheitstechnische Besonderheiten des natriumgekühlten schnellen Reaktors.- 5.1 Die primäre Kühlmittelumschließung.- 5.2 Der Reaktorkern.- 5.3 Reaktorschutzsystem.- 5.4 Das Not- und Nachkühlsystem.- 5.5 Der Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 6 Transienten bei funktionierenden Sicherheitssystemen.- 6.1 Druckwasserreaktor.- 6.2 Siedewasserreaktor.- 6.3 Natriumgekühlter schneller Reaktor.- Literatur.- 7 Transienten ohne Schnellabschaltung (Reaktoren mit einfachenSchnellabschaltsystemen).- 7.1 Entwicklung der ATWS-Diskussion und bisherige Untersuchungen.- 7.2 Rechenprogramme.- 7.3 Kriterien für die Folgenbewertung.- 7.4 Ergebnisse für den Druckwasserreaktor.- 7.5 Ergebnisse für den Siedewasserreaktor.- Literatur.- 8 Verlust des Reaktorkühlmittels.- 8.1 Klassifikation von Störfallmöglichkeiten beim Leichtwasserreaktor.- 8.2 Überblick über die Phänomene beim Kühlmittelverluststörfall des Leichtwasserreaktors.- 8.3 Standardrechenmethoden am Beispiel des Druckwasserreaktors.- 8.4 Experimentelle Verifikation der ablaufenden Prozesse.- 8.5 Analyse des Kühlmittelverluststörfalls im Genehmigungsverfahren.- 8.6 Fortgeschrittene Analysemethoden...- 8.7 Containmentbelastung beim Kühlmittelverluststörfall.- Literatur.- 9 Einwirkungen von außen.- 9.1 Stürme und Tromben (Tornados), Flugzeugabsturz.- 9.2 Chemische Explosionen.- 9.3 Erdbeben.- Literatur.- 10 Zerstörung des Reaktorkerns.- 10.1 Kernschmelzunfall beim Leichtwasserreaktor.- 10.2 Kernzerlegung beim natriumgekühlten schnellen Reaktor.- Literatur.- 11 Sicherheitstechnisch bedeutsame Vorkommnisse an Kernkraftwerken.- Ergänzung: Beschreibung und vorläufige Auswertung des Vorfalls von Harrisburg.
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