Die Arbeitsberichte und Veroffentlichungen tiber Reaktorsicherheit ftillen heute ganze Bibliotheken. Es ist fiir den Anfanger, aber auch fiir den Fachmann auf einem begrenz ten Spezialgebiet unmoglich, sich in einer verniinftigen Zeit einen Gesamttiberblick zu verschaffen. Genau das aber erfordert der Umgang mit einem groBen System, wie es ein Kernkraftwerk darstellt, bei dem alle Teile starke Rtickwirkungen aufeinander aus tiben. Versucht man, spezielle Sicherheitsforderungen zu stellen und zu erfiillen, ohne immer das Ganze im Auge zu haben, kann man bose Dbenaschungen erleben und manchmal…mehr
Die Arbeitsberichte und Veroffentlichungen tiber Reaktorsicherheit ftillen heute ganze Bibliotheken. Es ist fiir den Anfanger, aber auch fiir den Fachmann auf einem begrenz ten Spezialgebiet unmoglich, sich in einer verniinftigen Zeit einen Gesamttiberblick zu verschaffen. Genau das aber erfordert der Umgang mit einem groBen System, wie es ein Kernkraftwerk darstellt, bei dem alle Teile starke Rtickwirkungen aufeinander aus tiben. Versucht man, spezielle Sicherheitsforderungen zu stellen und zu erfiillen, ohne immer das Ganze im Auge zu haben, kann man bose Dbenaschungen erleben und manchmal mehr Schaden als Nutzen stiften. Das vorliegende Buch ist der Versuch, hier eine Verbindung zu schaffen und die wichtigsten Probleme der Gesamtsicherheit darzustellen. 1m Interesse der Ktirze und der Lesbarkeit wurde vieles an nicht unbedingt erforderlichen Details fortgelassen; ich hoffe, daB die wichtigen Dinge und Grundgedanken, die mir aus meiner Tatigkeit in der Reaktorsicherheitskommission bedeutsam erscheinen, urn so klarer hervortreten. Der Spezialist sollte nicht erwarten, flir sein ureigenes Gebiet viel Neues zu finden; aber tiber Grundsatzfragen, Systeme anderer Hersteller, die Gesamtbewertung und insbeson dere die Einbettung seiner Arbeit in die benachbarten Gebiete wird er hoffentlich etwas lernen. Die Literaturangaben (auch hier war durch die Fiille des Stoffs eine Be grenzung notwendig) sind so ausgewiihlt, daB ein tieferes Eindringen ohne Schwierig keiten moglich sein sollte, wenn man das hier Dargestellte verstanden hat. Das Buch beschriinkt sich inhaltlich auf die Anlagentechnik und schlief,t die Behand lung von Freisetzungsmechanismen, Ausbreitung in der Umgebung, Dosisberechnung und Dosis-Wirkungsbeziehungen aus. Hiertiber wird in den Sicherheitsstudien (z. B.
Softcover reprint of the original 1st edition 1979
Seitenzahl: 308
Erscheinungstermin: 26. November 2012
Deutsch
Abmessung: 244mm x 170mm x 17mm
Gewicht: 535g
ISBN-13: 9783642502262
ISBN-10: 3642502261
Artikelnr.: 37478220
Herstellerkennzeichnung
Springer-Verlag GmbH
Tiergartenstr. 17
69121 Heidelberg
ProductSafety@springernature.com
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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