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Neue fortschrittliche Ansätze für Leichtwasserreaktoren

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Book cover Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke

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Zusammenfassung

Reaktor-Sicherheitsforschung begleitete die energetische Nutzung der Kernspaltung von Beginn an. Seit Anfang der 1970er Jahre wurde sie im Westen systematisch breit angelegt und intensiv betrieben; u. a. wurden umfassende Risikostudien zum Verhalten des Gesamtsystems bei Störungen in Teilsystemen durchgeführt (vgl. Kap. 7.2 und 7.3). Der schwere Störfall im amerikanischen Kernkraftwerk TMI-2 am 28. März 1979 hatte den amerikanischen, aber auch den internationalen, nicht zuletzt den deutschen Arbeiten Nachdruck verliehen, nicht weil außerhalb der USA überall unmittelbare Konsequenzen hätten gezogen werden müssen, sondern weil dieses Ereignis vor Augen geführt hatte, dass Unfälle jenseits der Auslegungsstörfälle durch Bedienungsfehler bei „nicht fehlerverzeihender“ Technik tatsächlich eintreten konnten. Unter dem Eindruck des Tschernobyl-Unglücks konzentrierten sich die Untersuchungen auf frühe Fehlererkennung und Vermeidung gefährlicher Anlagenzustände, aber auch die Arbeiten an neuen passiven und inhärenten Sicherheitssystemen wurden verstärkt und beschleunigt fortgesetzt. Alle Entwicklungsvorhaben hatten eine doppelte Zielsetzung: zum einen die wirtschaftliche Wettbewerbsfähigkeit zu verbessern sowie die Errichtungszeiten zu verkürzen und zum anderen erhöhte Sicherheitsanforderungen zu erfüllen.

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Notes

  1. 1.

    Taylor, J. J., Stahlkopf, K. E., Noble, D. M. und Dau, G. J.: LWR Development in the USA, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 19–22.

  2. 2.

    DeVine, J. C. Jr.: Conceptional benefits of passive nuclear power plants and their effect on component design, Nuclear Engineering and Design, Vol. 165, 1996, S. 299–305.

  3. 3.

    Stahlkopf, K. E., Noble, D. M., DeVine, J. C. Jr. und Sugnet, W. R.: The United States Advanced Light Water Reaktor (USALWR) Development Program, Transactions of the American Nuclear Society, Vol. 56, Supplement No. 1, 1988, S. 127–134.

  4. 4.

    Taylor, J. J.: Improved and Safer Nuclear Power, SCIENCE, Vol. 244, 21. April 1989, S. 318–325.

  5. 5.

    Yedidia, J. M. und Sugnet, W. R.: Utility requirements for advanced LWR passive plants, Nuclear Engineering and Design, Vol. 136, 1992, S. 187–193.

  6. 6.

    Rittig, D.: Sicherheitsaspekte künftiger Leichtwasserreaktoren, atw, Jg. 37, Juli 1992, S. 352–358.

  7. 7.

    Kabunov, L., Kupitz, J. und Goetzmann, C. A.: Advanced reactors: Safety and environment considerations, IAEA Bulletin, 2/1992, S. 32–36.

  8. 8.

    Schuppner, S. M. H.: The U. S. Nuclear Future: DOE Initiatives to Advance Nuclear Energy in the United States, atw, Jg. 47, März 2002, S. 158–161.

  9. 9.

    IAEA-TECDOC-479, Status of Advanced Technology and Design for Water Cooled Reactors: Light Water Reactors, Wien, Oktober 1988.

  10. 10.

    IAEA-TECDOC-968: Status of advanced light water cooled reactor designs 1996, IAEA, Wien, 1997, S. 1–576.

  11. 11.

    IAEA-TECDOC-1391: Status of advanced light water reactor designs 2004, IAEA, Wien, Mai 2004, S. 1–779.

  12. 12.

    Newman, R. E., Brunzell, P. und Ehlers, K.: Evolutionäre Druck- und Siedewasserreaktoren, atw, Jg. 39, Januar 1994, S. 41–46.

  13. 13.

    Longo, J., Matzie, R. A., Rec, J. R. und Schumacher, R. F.: Development of ALWR Design Features, atw, Jg. 41, April 1996, S. 260–263.

  14. 14.

    Wilkins, D. R., Duncan, J. D., Hucik, S. A. und Sweeney, J. I.: Future Directions in Boiling Water Reactor Design, Transactions of the American Nuclear Society, Vol. 56, Supplement No. 1, 1988, S. 104–111.

  15. 15.

    Redding, J. R.: The ABWR Goes On-Line, atw, Jg. 41, April 1996, S. 251–255.

  16. 16.

    Omoto, A., Tanabe, A. et al.: ABWR evolution program, Nuclear Engineering and Design, Vol. 144, Oktober 1993, S. 205–211.

  17. 17.

    Hida, T., Tominaga, K., Nagae, H. et al.: Study on Power Upgrade of an ABWR, Proceedings of the 8th International Conference on Nuclear Engineering, ICONE 8, 2.-4. April 2000, Baltimore, MD, USA, ICONE-8756, S. 1–7.

  18. 18.

    Tujikura, Y. et al.: Development of passive safety systems for Next Generation PWR in Japan, Nuclear Engineering and Design, Vol. 201, September 2000, S. 61–70.

  19. 19.

    Suzuki, H.: Design Features of Tsuruga-3 and - 4: The APWR Plant in Japan, Nuclear News, Vol. 45, No. 1, 2002, S. 35–39.

  20. 20.

    Haukeland, S. und Ivung, B.: ABB’s BWR 90 + -designed for beyond the 90s, Nuclear Engineering International, März 1998, S. 8–11.

  21. 21.

    Pedersen, T.: BWR 90 – the advanced BWR of the 1990s, Nuclear Engineering and Design, Vol. 180, März 1998, S. 53–66.

  22. 22.

    Ivung, B. und Öhlin, T.: The BWR 90 + Design – Safety Aspects, Proceedings of the 8th International Conference on Nuclear Engineering, ICONE 8, 2.-4. April 2000, Baltimore, MD, USA, ICONE-8757, S. 1–6.

  23. 23.

    Shiralkar, B. S. et al.: General Electric Company: „Thermal Hydraulic Aspects of the SBWR Design“, Nuclear Engineering and Design, Vol. 144, 1993, S. 213–222.

  24. 24.

    Rao, A. S. und Gonzalez, A.: ESBWR Program-Development of Passive Plant Technologies and Designs, Proceedings of the 8th International Conference on Nuclear Engineering, ICONE 8, 2.-4. April 2000, Baltimore, MD, USA, ICONE-8205, S. 1–9.

  25. 25.

    Rohde, M. et al.: Investigating the ESBWR stability with experimental and numerical tools: A comparative study, Nuclear Engineering and Design, Vol. 240, Februar 2002, S. 375–384.

  26. 26.

    Song, J. H., Kim, S. B. und Kim, H. D.: On some salient unresolved issues in severe accidents for advanced light water reactors, Nuclear Engineering and Design, Vol. 235, August 2005, S. 2055–2069.

  27. 27.

    Kim, H.-G., Kim, B.-S., Cho, S.-J. und Kim, Y.-H.: Advancing reactors, Nuclear Engineering International, Oktober 2005, S. 16–19.

  28. 28.

    Lunin, G. L., Voznesensky, V. A. et al.: Status and further development of nuclear power plants with WWER in Russia, Nuclear Engineering and Design, Vol. 173, Oktober 1997, S. 43–57.

  29. 29.

    Krynkov, A. M. und Nikolaev, Yu. A.: The properties of WWER-1000 type materials obtained on the basis of a surveillance program, Nuclear Engineering and Design, Vol. 195, Februar 2000, S. 143–148.

  30. 30.

    Havel, R.: Summary report on new regulatory codes and criteria and guidelines for WWER reactor coolant system integrity assessment, Nuclear Engineering and Design, Vol. 196, März 2000, S. 93–100.

  31. 31.

    Torgerson, D. F., Shalaby, B. A. und Pang, S.: CANDU technology for Generation III + and IV reactors, Nuclear Engineering and Design, Vol. 236, 2006, S. 1565–1572.

  32. 32.

    Fabian, T.: Driving the ACR licence, Nuclear Engineering International, November 2004, S. 18–21.

  33. 33.

    Cinotti, L. und Rizzo, F. L.: The Inherently Safe Immersed System (ISIS) reactor, Nuclear Engineering and Design, Vol. 143, September 1993, S. 295–300.

  34. 34.

    vgl. Fogelström, L. und Simon, M.: Entwicklungstendenzen bei Leichtwasserreaktoren, atw, Jg. 33, August/September 1988, S. 425.

  35. 35.

    Pedersen, Tor: PIUS: Status and perspectives, IAEA Bulletin, 3/1989, S. 25–29.

  36. 36.

    Pedersen, T.: PIUS – status and perspectives, Nuclear Engineering and Design, Vol. 136, 1992, S. 167–177.

  37. 37.

    IAEA-TECDOC-1391, Kap. 4.16, S. 402–417 und S. 772.

  38. 38.

    Duffey, R. B., Pioro, I., Zhou, X. et al.: Supercritical Water-Cooled Nuclear Reactors (SCWRs): Current and Future Concepts – Steam Cycle Options, Proceedings of the 16th International Conference on Nuclear Engineering, ICONE 16, 11.-15. 5. 2008, Orlando, Florida, USA, ICONE 16–48869, S. 1–9.

  39. 39.

    Konstantinov, L. V. und Kupitz, J.: The Status of Development of Small and Medium Sized Reactors, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 5–9.

  40. 40.

    Goetzmann, C.: Low Specific Capital Cost: The Design Problem of Small Reactors, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 11–18.

  41. 41.

    Gremm, O.: On the Safety Goal for Small Reactors, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 329–333.

  42. 42.

    Kröger, W.: Vorstellungen über Kernkraftwerke der nächsten Generation, atw, Jg. 33, Juli 1988, S. 392.

  43. 43.

    Schaffrath, A., Walter, D., Delmastro, D. et al.: Berechnung des Notkondensators des argentinischen Integralreaktors CAREM, atw, Jg. 48, Februar 2003, S. 111–115.

  44. 44.

    Mazzi, R.: CAREM: An Innovative-Integrated PWR, Proceedings of the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, Peking, 7.-12. August 2005, SMiRT 18-S01–2, S. 4407–4415.

  45. 45.

    Mazzi, R. und Brendstrup, C.: CAREM Project Development Activities, Proceedings of the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, Peking, 7.-12. August 2005, SMiRT 18-S01–3, S. 4416–4427.

  46. 46.

    Matzie, R. A., Longo, J. et al.: Design of the Safe Integral Reactor, Nuclear Engineering and Design, Vol. 136, 1992, S. 73–83.

  47. 47.

    IAEA-TECDOC-1391, Kap. 6.7, S. 620–641.

  48. 48.

    Hiraiwa, K., Yoshida, N. et al.: Core Concept for Long Operating Cycle Simplified BWR (LSBWR), in: Advanced Reactors with Innovative Fuels, Workshop Proceedings, Chester, United Kingdom, 22–24 Oct. 2001, NEA/OECD, Paris, 2002, S. 193–204.

  49. 49.

    Hart, R. S.: CANDU 300: The Economic Small Reactor, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 47–53.

  50. 50.

    Herzog, G., Dörfler, U. und Loos, F.: The PHWR of Siemens as Appropriate Type of the SMPR-Class, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 37–46.

  51. 51.

    Goetzmann, Claus: Low Specific Capital Cost: The Design Problem of Small Reactors, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 11–18.

  52. 52.

    Chang, M. H., Sim, S. K. und Lee, D. J.: SMART behavior under over-pressurizing accident conditions, Nuclear Engineering and Design, Vol. 199, Juni 2000, S. 187–196.

  53. 53.

    Chung, Y.-J., Kim, S. H. und Kim, H.-C.: Thermal hydraulic analysis of SMART for heat removal transients by a secondary system, Nuclear Engineering and Design, Vol. 225, Nov. 2003, S. 257–270.

  54. 54.

    Burgsmüller, P., Jacobi, A. Jr., Jaeger, J. F. et al.: The Swiss Heating Reactor (SHR) for District Heating of Small Communities, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 129–134.

  55. 55.

    Caira, M., Cumo, M., Naviglio, A. und Socrate, S.: MARS II: A Design Improvement to Reduce Construction Time and Cost, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 213–219.

  56. 56.

    Kataoka, Y. et al.: Conceptual Design and Safety Characteristics of a Natural-Circulation Boiling Water Reactor, Nuclear Technology, Vol. 91, 1990, S. 16–27.

  57. 57.

    IAEA-TECDOC-1391, Kap. 6.4, S. 699–714.

  58. 58.

    Hibi, K., Ono, H. und Kanagawa, T.: Integral modular water reactor (IMR) design, Nuclear Engineering and Design, Vol. 230, Mai 2004, S. 253–266.

  59. 59.

    Carelli, M. D. und Petrovic, B.: Here’s looking at IRIS, Nuclear Engineering International, März 2006, S. 12–17.

  60. 60.

    Carelli, M. D., Conway, L. E. et al.: The design and safety features of the IRIS reactor, Nuclear Engineering and Design, Vol. 230, Mai 2004, S. 151–167.

  61. 61.

    Franceschini, F. und Petrovic, B.: Advanced operational strategy for the IRIS reactor: Load follow through mechanical shim (MSHIM), Nuclear Engineering and Design, Vol. 238, Dezember 2008, S. 3240–3252.

  62. 62.

    Conway, L. E.: The Westinghouse AP600 passive safety system key to a safer, simpler PWR, Proceedings of the International Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, 1.-5. Mai 1988, Seattle, Wash., American Nuclear Society, 1988, S. 552–557.

  63. 63.

    Hall, A. und Sherbine, C. A.: PWRs with passive safety systems, Nuclear Energy, Vol. 30, April 1991, S. 95–103.

  64. 64.

    Wilkins, D. R., Duncan, J. D., Hucik, S. A. und Sweeney, J. I.: Future Directions in Boiling Water Reactor Design, Transactions of the American Nuclear Society, Vol. 56, Supplement No. 1, 1988, S. 109 f.

  65. 65.

    Duncan, J. D.: SBWR, A Simplified Boiling Water Reactor, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 73–77.

  66. 66.

    Conway, L. E., a. a. O., S. 552.

  67. 67.

    Tower, S. N., Schulz, T. L. und Vijuk, R. P.: Passive and Simplified System Features for the Advanced Westinghouse 600 MWel PWR, Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, 1988, S. 147–154.

  68. 68.

    Bruschi, H. J.: The Westinghouse AP600, atw, Jg. 41, April 1996, S. 256–259.

  69. 69.

    Winters, J. W.: AP600 – Ready to Build, AP1000 – Ready to License, atw, Jg. 47, Juni 2002, S. 378–382.

  70. 70.

    Schulz, T. L.: Westinghouse AP1000 advanced passive plant, Nuclear Engineering and Design, Vol. 236, 2006, S. 1547–1557.

  71. 71.

    Cummins, E. und Benitz, K.: Signifikante Vorteile des Safety-First-Konzepts bei Errichtung, Betrieb und Wartung des Westinghouse AP1000-Reaktors, atw, Jg. 49, Februar 2004, S. 78–80.

  72. 72.

    Botta, E. und Orsi, R.: Westinghouse AP1000 internal heating rate distribution calculation using a 3 D deterministic transport method, Nuclear Engineering and Design, Vol. 236, 2006, S. 1558–1564.

  73. 73.

    Schulz, T. L.: Westinghouse AP1000 advanced passive plant, Nuclear Engineering and Design, Vol. 236, 2006, S. 1553.

  74. 74.

    Tregoning, R. L. und Stevens, G. L.: U.S. Nuclear Regulatory Commission Plans for Commercial Power Plant Licensing and Assessment of Environmental Effects on Fatigue Lives of Critical Reactor Components, 37. MPA-Seminar 2011 ”Werkstoff- & Bauteilverhalten in der Energie- & Anlagentechnik”, Stuttgart, 6. 10. 2011.

  75. 75.

    Wikipedia: Westinghouse, AP1000.

  76. 76.

    Gräber, Ulrich: The Status Quo and Future of Nuclear Power in Germany and Worldwide, Presentation 1, 36. MPA-Seminar, 7.-8. Oktober 2010, Universität Stuttgart, S. 1.1–1.21.

  77. 77.

    Mayinger, F. und Birkhofer, A.: Neuere Entwicklungen in der Sicherheitsforschung und Sicherheitstechnik, Plenarvortrag auf der Jahrestagung Kerntechnik der KTG und des DAtF 1988, 19. 5. 1988, Travemünde, nicht im Tagungsbericht enthalten; siehe überarbeitete Fassung in: atw, August-September 1988, S. 426–434.

  78. 78.

    Märkl, H.: Sicherheitstechnische Ziele und Entwicklungstendenzen für die nächste Generation von LWR-Kernkraftwerken, in: VDI-Gesellschaft Energietechnik: Perspektiven der Kernenergie und CO2-Minderung, Tagung Aachen, 28./29. März 1990, VDI Berichte 822, VDI Verlag, Düsseldorf, 1990, S. 107–135.

  79. 79.

    Märkl, H.: Sicherheitstechnische Ziele und Entwicklungstendenzen für die nächste Generation von LWR-Kernkraftwerken, in: VDI-Gesellschaft Energietechnik: Perspektiven der Kernenergie und CO2-Minderung, Tagung Aachen, 28./29. März 1990, VDI Berichte 822, VDI Verlag, Düsseldorf, 1990, S. 130.

  80. 80.

    AMPA Ku 151, Krieg: Persönliche schriftliche Mitteilung von Dr.-Ing. Rolf Krieg vom 9. 1. 2003, S. 7, Krieg war langjähriger Leiter der Abteilung für technische Mechanik im Institut für Reaktorsicherheit des Forschungszentrums Karlsruhe.

  81. 81.

    Krieg, R.: Can the acceptance of nuclear reactors be raised by a simple, more transparent safety concept employing improved containments? Nuclear Engineering and Design, 140, 1993, S. 39–48.

  82. 82.

    BA B 295 – 18745, Ergebnisprotokoll 250. RSK-Sitzung, 24. 1. 1990, Anlage 4, S. A4–22.

  83. 83.

    Thorium-Hochtemperaturreaktor THTR 300 und die Hochtemperaturreaktorlinie, Entschließungsantrag der Fraktion der SPD, BT Drs. 11/806, 16. 9. 1987.

  84. 84.

    Rininsland, H., Bork, G., Fliege, A. et al.: Das Projekt Nukleare Sicherheit 1972–1986 – Ziele und Ergebnisse -, KfK-Nachr., Jg. 18, 3/86, 1986, S. 114–126.

  85. 85.

    vgl. Abschlusskolloquium des Projektes Nukleare Sicherheit, 10.-11. Juni 1986 in Karlsruhe, Berichtsband, KfK 4170, August 1986.

  86. 86.

    Ruess, F. und Vignon, D.: Die deutsch-französische Kooperation, atw, Jg. 35, August/September 1990, S. 394–396; Ruess und Vignon waren die NPI-Geschäftsführer für Vertrieb und Technik.

  87. 87.

    Bacher, Pierre und Bröcker, Bernhard: EPR – Der Standpunkt der Betreiber, CONTRÔLE, la revue de l’Autorité de sûreté nucléaire, Paris, No. 105, Juni 1995, S. 14–17.

  88. 88.

    Ruess, F. und Vignon, D., a. a. O., S. 395.

  89. 89.

    Projekt SWR-1000, vgl. Mohrbach, Ludger: Notwendigkeit einer neuen Energiekultur, atw, Jg. 40, Dezember 1995, S. 772.

  90. 90.

    Bürkle, Wulf: Weiterentwicklung von Leichtwasserreaktoren, atw, Jg. 37, August/September 1992, S. 404–409.

  91. 91.

    Verzicht auf Wiederaufarbeitung in Wackersdorf endgültig beschlossen: Frankfurter Allgemeine Zeitung, Nr. 129, 7. 6. 1989, S. 1 f.

  92. 92.

    Die deutsch-französische Kommission für Fragen der Sicherheit kerntechnischer Anlagen und des Strahlenschutzes wurde 1976 durch eine Vereinbarung zwischen dem Bundesinnenminister und dem französischen Industrieminister eingerichtet.

  93. 93.

    Hennenhöfer, Gerald und Lacoste, André-Claude: Die Zusammenarbeit zwischen den deutschen und französischen Sicherheitsbehörden, CONTRÔLE, No. 105, Juni 1995, S. 7–9.

  94. 94.

    AMPA Ku 15, Ergebnisprotokoll 266. RSK-Sitzung, 17./18. 12. 1991, S. 7.

  95. 95.

    Unterrichtung durch die Bundesregierung: Das energiepolitische Gesamtkonzept der Bundesregierung, Energiepolitik für das vereinte Deutschland, BT Drs. 12/1799, 11. 12. 1991, S. 32, 34 und 37.

  96. 96.

    Diese im Verlauf der Entwurfs- und Entwicklungsarbeiten wiederholt in die Zukunft verschobenen Daten wurden von Wulf Bürkle auf der Jahrestagung der Kerntechnischen Gesellschaft Anfang Mai 1992 in Karlsruhe vorgetragen, vgl. Bürkle, Wulf, a. a. O., S. 409.

  97. 97.

    AMPA Ku 16, Ergebnisprotokoll 281. RSK-Sitzung, 8. 12. 1993, S. 7–9.

  98. 98.

    Kuczera, Bernhard: Leichtwasserreaktor-Sicherheitsforschung, atw, Jg. 41, Dezember 1996, S. 787.

  99. 99.

    Baumgartl, B. J. und Bouteille, F.: Der Europäische Druckwasserreaktor, CONTRÔLE, No. 105, Juni 1995, S. 20.

  100. 100.

    Paavola, Mauno: A new Power Plant for Finland, atw, Jg. 47, März 2002, S. 162–166.

  101. 101.

    Pays, R.: The EPR Project Flamanville 3, atw, Jg. 51, Februar 2006, S. 86–88.

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Authors and Affiliations

  1. Universität Stuttgart, Bopserwaldstr. 44, 70184, Stuttgart, Deutschland

    Prof. Dr.-Ing. Paul Laufs

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Laufs, P. (2013). Neue fortschrittliche Ansätze für Leichtwasserreaktoren. In: Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke. Springer Vieweg, Berlin, Heidelberg. https://doi.org/10.1007/978-3-642-30655-6_12

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