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Reaktor-Sicherheitstechnik Sicherheitssysteme und Störfallanalyse für Leichtwasserreaktoren und Schnelle Brüter

59,99 €

inkl. gesetzl. MwSt., Versandkostenfrei

Beschreibung

Produktdetails

Einband

Taschenbuch

Erscheinungsdatum

26.11.2012

Abbildungen

X, mit 35 Abbildungen, schwarz-weiss Illustrationen

Verlag

Springer Berlin

Seitenzahl

294

Maße (L/B/H)

24,4/17/1,7 cm

Gewicht

535 g

Auflage

Softcover reprint of the original 1st edition 1979

Sprache

Deutsch

ISBN

978-3-642-50226-2

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Taschenbuch

Erscheinungsdatum

26.11.2012

Abbildungen

X, mit 35 Abbildungen, schwarz-weiss Illustrationen

Verlag

Springer Berlin

Seitenzahl

294

Maße (L/B/H)

24,4/17/1,7 cm

Gewicht

535 g

Auflage

Softcover reprint of the original 1st edition 1979

Sprache

Deutsch

ISBN

978-3-642-50226-2

Herstelleradresse

Springer-Verlag GmbH
Tiergartenstr. 17
69121 Heidelberg
DE

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  • 1 Einleitung.- 1.1 Allgemeine Definition einer sicherheitstechnisch bedeutsamen Störung.- 1.2 Sicherheitssysteme.- 1.3 Allgemeine Einteilung der Störungen.- 1.4 Mehrstufenprinzip.- 1.5 Bisherige Erfahrung.- Literatur.- 2 Das Kernkraftwerk als System.- 2.1 Qualitative Grundlagen zur Gewährleistung der Zuverlässigkeit von Systemen.- 2.1.1 Unterscheidung von Fehlertypen.- 2.1.2 Strategie zur Verhinderung und Beherrschung von Fehlern.- 2.2 Quantitative Behandlung von Zuverlässigkeitsproblemen.- 2.2.1 Verknüpfung von Systemverhalten und Komponentenverhalten durch Fehlerbäume.- 2.2.2 Wahrscheinlichkeiten in Systemen.- 2.2.3 Wahrscheinlichkeiten bei Komponenten.- 2.2.4 Unsicherheitsbereich von Wahrscheinlichkeiten.- 2.2.5 Bemerkungen über Störfallablaufdiagramme (event trees).- Literatur.- 3 Wichtige Untersysteme des Druckwasserreaktors.- 3.1 Reaktorkern und Einbauten des Reaktordruckbehälters.- 3.2 Druckführende Umschließung (Primärkreis).- 3.2.1 Aufbau des Reaktordruckbehälters.- 3.2.2 Versagenskriterien von Druckbehältern.- 3.2.3 Beeinflussung der Bruchzähigkeit und der Rißgröße durch Fertigung und Betrieb.- 3.2.4 Auslegung gegen sprödes Versagen.- 3.2.5 Qualitätssicherung und wiederkehrende Prüfungen.- 3.2.6 Wahrscheinlichkeitsbetrachtungen.- 3.3 Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 3.4 Regelsystem.- 3.5 Notspeisewassersystem.- 3.5.1 W-Notspeisewassersystem.- 3.5.2 KWU-Notspeisewassersystem.- 3.5.3 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.6 Notkühl- und Nachwärmeabfuhrsystem.- 3.6.1 W-Niederdruckteil.- 3.6.2 W-Hochdruckteil.- 3.6.3 KWU-Niederdrucksystem.- 3.6.4 KWU-Hochdrucksystem.- 3.6.5 Nachgeschaltete Kühlkreise.- 3.6.6 Unterschiede zwischen den KWU-und den W-Systemen.- 3.6.7 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.7 Das Volumenregel- und Boreinspeisesystem.- 3.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 3.8.1 KWU-Stromversorgung.- 3.8.2 W-Stromversorgung.- 3.8.3 Vergleichende Gesichtspunkte.- 3.8.4 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.9 Das Reaktorschutzsystem.- 3.9.1. Allgemeiner Aufbau.- 3.9.2 Diagnose von Störungen.- 3.9.3 Ergebnisse der Sicherheitsstudie.- 3.10 Notstandssystem.- 3.11 Reaktor-Sicherheitsbehälter.- 3.11.1 Sicherheitseinrichtungen im W-Sicherheitsbehälter.- 3.11.2 Unterschiede beim KWU-Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 4 Besondere Systemeigenschaften des Siedewasserreaktors.- 4.1 Reaktorkern und Druckbehältereinbauten.- 4.1.1 Allgemeine Anordnung.- 4.1.2 Reaktorkern.- 4.2 Druckführende Umschließung.- 4.3 Das Haupt-Wärmeabfuhrsystem.- 4.4 Das Regelsystem.- 4.5 Das Druckentlastungssystem.- 4.6 Das Not- und Nachkühlsystem.- 4.6.1 KWU-Anlagen.- 4.6.2 GE-Anlagen.- 4.6.3 Unterschiede zwischen KWU- und GE-Anlagen.- 4.7 Das Reaktorschutzsystem.- 4.8 Die Stromversorgung und das Notstromsystem.- 4.9 Der Reaktor-Sicherheitsbehälter.- 4.10 Das Notstandssystem.- Literatur.- 5 Sicherheitstechnische Besonderheiten des natriumgekühlten schnellen Reaktors.- 5.1 Die primäre Kühlmittelumschließung.- 5.1.1 Auslegung des Loop-Systems gegen Versagen.- 5.1.2 Auslegung des Pool-Systems gegen Versagen.- 5.1.3 Vergleich der Sicherheitseigenschaften von Loop und Pool.- 5.1.4 Materialverhalten.- 5.2 Der Reaktorkern.- 5.3 Reaktorschutzsystem.- 5.4 Das Not- und Nachkühlsystem.- 5.5 Der Sicherheitsbehälter.- Literatur.- 6 Transienten bei funktionierenden Sicherheitssystemen.- 6.1 Druckwasserreaktor.- 6.1.1 Überblick über Störungsauslöser (Vollständigkeit).- 6.1.2 Ablauf der Transientenereignisse.- 6.1.3 Schlußbemerkung.- 6.2 Siedewasserreaktor.- 6.2.1 Überblick über Störungsauslöser (Vollständigkeit).- 6.2.2 Ablauf der Transientenereignisse.- 6.2.3 Schlußbemerkung.- 6.3 Natriumgekühlter schneller Reaktor.- 6.3.1 Überblick über Störungsauslöser (Vollständigkeit).- 6.3.2 Signale und Aktionen.- 6.3.3 Zusammenfassende Betrachtung.- Literatur.- 7 Transienten ohne Schnellabschaltung (Reaktoren mit einfachen Schnellabschaltsystemen).- 7.1 Entwicklung der ATWS-Diskussion und bisherige Untersuchungen.- 7.2 Rechenprogramme.- 7.2.1 Druckwasserreaktor.- 7.2.2 Siedewasserreaktor.- 7.2.3 Verifikation der Rechenprogramme.- 7.3 Kriterien für die Folgenbewertung.- 7.4 Ergebnisse für den Druckwasserreaktor.- 7.4.1 Ereignisablauf.- 7.4.2 Zusammenfassung.- 7.5 Ergebnisse für den Siedewasserreaktor.- 7.5.1 Ereignisablauf.- 7.5.2 Zusammenfassung.- Literatur.- 8 Verlust des Reaktorkühlmittels.- 8.1 Klassifikation von Störfallmöglichkeiten beim Leichtwasserreaktor.- 8.2 Überblick über die Phänomene beim Kühlmittelverluststörfall des Leichtwasserreaktors.- 8.3 Standardrechenmethoden am Beispiel des Druckwasserreaktors.- 8.4 Experimentelle Verifikation der ablaufenden Prozesse.- 8.5 Analyse des Kühlmittelverluststörfalls im Genehmigungsverfahren.- 8.6 Fortgeschrittene Analysemethoden...- 8.7 Containmentbelastung beim Kühlmittelverluststörfall.- 8.7.1 Druckwasserreaktor.- 8.7.2 Siedewasserreaktor.- Literatur.- 9 Einwirkungen von außen.- 9.1 Stürme und Tromben (Tornados), Flugzeugabsturz.- 9.2 Chemische Explosionen.- 9.3 Erdbeben.- Literatur.- 10 Zerstörung des Reaktorkerns.- 10.1 Kernschmelzunfall beim Leichtwasserreaktor.- 10.1.1 Störfallablauf diagramm für die Einleitung des Kernschmelzens.- 10.1.2 Ablauf des Kernschmelzens.- 10.1.3 Gesamtergebnisse für den Leichtwasserreaktor.- 10.2 Kernzerlegung beim natriumgekühlten schnellen Reaktor.- 10.2.1 Ablaufdiagramm für den Kernzerlegungsstörfall.- 10.2.2 Der Ablauf des Durchsatzstörfalls ohne Schnellabschaltung.- 10.2.3 Diskussion und Bewertung der Schlüsselphänomene der Einleitungsphase.- 10.2.4 Analyse und Ergebnisse des Durchsatzstörfalls ohne Schnellabschaltung am Beispiel des SNR-300.- 10.2.5 Die Bedeutung der Dampfexplosion für den Ablauf des Kernzerlegungsstörfalls.- 10.2.6 Schlußfolgerungen für den natriumgekühlten schnellen Brutreaktor, Ausblick auf künftige Anlagen.- Literatur.- 11 Sicherheitstechnisch bedeutsame Vorkommnisse an Kernkraftwerken.- Ergänzung: Beschreibung und vorläufige Auswertung des Vorfalls von Harrisburg.