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Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke pp 943–964Cite as

Die Basissicherheit und das Basissicherheitskonzept für die druckführende Umschließung

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Zusammenfassung

Wissenschaft und Industrie begriffen die schweren Kesselschäden der 1960er Jahre als eine gewaltige Herausforderung. Es bestand ein uneingeschränkter Konsens darüber, dass die Integrität der Reaktordruckbehälter (RDB) unter keiner realistisch anzunehmenden Beanspruchung durch ein katastrophales Versagen gefährdet sein durfte. Die Fa. Siemens versuchte mit beträchtlichem Aufwand ihre Druckgefäßkonstruktionen einem idealen Modell anzunähern.

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Notes

  1. 1.

    Dorner, Heinrich: Druckgefäße und Primärkomponenten von Druckwasserreaktoren, atw, Jg. 15, September/Oktober 1970, S. 463–468.

  2. 2.

    ebenda, S. 465.

  3. 3.

    Der in Deutschland verwendete Begriff „Primärsicherheit“ führte in den USA als „primary safety“ zu Missverständnissen im Zusammenspiel mit „primary stress“ oder „primary circuit“, weshalb von Vertretern der MPA Stuttgart die Wortwahl „basic safety“ bevorzugt wurde: Persönliche Mitteilung von Prof. Dr. Karl Kußmaul.

  4. 4.

    Schoch, W.: Bericht über die aufgetretenen Schäden an Kesseltrommeln, Mitteilungen der VGB, Heft 101, April 1966, S. 70–84.

  5. 5.

    Kussmaul, K.: Resistance of Welded Constructions in Pressure Vessel and Piping Technology with Special Regard to Defects in Welded Joints, in: IIW Konferenz, Güteanforderungen an Schweißkonstruktionen, Öffentliche Sitzung, 12.-18. 7. 1970, Lausanne, Bd. A, S. 33–60, Abdruck auch in: Welding Research Abroad, Vol. XVII, No. 3, März 1971, S. 2–18, vgl. auch: Kußmaul, Karl: Widerstandsfähigkeit von Schweißkonstruktionen im Druckbehälter- und Rohrleitungsbau unter besonderer Berücksichtigung von Fehlern in den Schweißverbindungen, Schweißen und Schneiden, Jg. 22, Heft 12, 1970, S. 509–514.

  6. 6.

    BA B 106-75321, Ergebnisprotokoll 123. RSK-Sitzung, 20. 4. 1977, S. 6.

  7. 7.

    BA B 106-75321, Ergebnisprotokoll 123. RSK-Sitzung, 20. 4. 1977, S. 7.

  8. 8.

    Es handelte sich um das Manuskript eines Vortrags für die 4. SMIRT-Konferenz: Kussmaul, K., Ewald, J., Maier, G. und Schellhammer, W.: Enhancement of the Quality Level of Pressure Vessels Used in Nuclear Power Plants by Advanced Material, Fabrication and Testing Technologies, 4th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, 15.-19. 8. 1977, San Francisco, Cal., USA, Vol. G 1/b.

  9. 9.

    vgl. auch: Kußmaul, K., Ewald, J., Maier, G. und Schellhammer, W.: Maßnahmen und Prüfkonzepte zur weiteren Verbesserung der Qualität von Reaktordruckbehältern für Leichtwasserreaktoren, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 58, Heft 6, Juni 1978, S. 439–448.

  10. 10.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 56. Sitzung RSK-UA RDB, 30. 3. 1977, S. 13.

  11. 11.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 57. Sitzung RSK-UA RDB, 3. 5. 1977, S. 6 f und Anlage 1.

  12. 12.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 61. Sitzung RSK-UA RDB, 7./8. 9. 1977, S. 9–12.

  13. 13.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 62. Sitzung RSK-UA RDB, 11. 10. 1977, S. 4 f und Anhang 1.

  14. 14.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 63. Sitzung RSK-UA RDB, 15. 11. 1977, S. 7–11.

  15. 15.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 65. Sitzung RSK-UA RDB, 22. 12. 1977, S. 4 f.

  16. 16.

    AMPA Ku 111, RSK-Geschäftsstelle: Stellungnahme zur Sicherheit von Reaktordruckbehältern, 10. 11. 1977, Tischvorlage für RSK-UA RDB -Sitzung am 15. 11. 1977.

  17. 17.

    AMPA Ku 111, RSK-Geschäftsstelle: Zur Sicherheit von Reaktordruckbehältern gegen katastrophales Versagen (Thesenpapier), 18. 1. 1978.

  18. 18.

    AMPA Ku 151, Persönliche schriftliche Mitteilung von Dr. Rudolf Trumpfheller vom 14. 2. 2003, S. 2.

  19. 19.

    Die Thesen sind wörtlich, die Erläuterungen teilweise gekürzt wiedergegeben.

  20. 20.

    RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren, 2. Ausgabe, 24. Januar 1979, GRS, Köln.

  21. 21.

    BA B 106-75330, Ergebnisprotokoll 141. RSK-Sitzung, 24. 1. 1979, S. 12 f.

  22. 22.

    Die Detailspezifikationen waren insbesondere im RSK-UA RDB bzw. DB diskutiert worden: vgl. AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 62. Sitzung RSK-UA RDB, 11. 10. 1977, S. 4 f und Anhang 1, vgl. auch AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 75. Sitzung RSK-UA DB, 2. 11. 1978, S. 8 f.

  23. 23.

    Kussmaul, K.: German Basis Safety Concept rules out possibility of catastrophic failure, Nuclear Engineering International, Dezember 1984, S. 41.

  24. 24.

    AMPA Ku 31, Ergebnisprotokoll 22. Sitzung RSK-UA Leichtwasserreaktoren, 17. 1. 1979, S. 8 f.

  25. 25.

    BA B 106-75331, Ergebnisprotokoll 142. RSK-Sitzung, 21. 2. 1979, S. 8.

  26. 26.

    BA B 106-75332, Ergebnisprotokoll 143. RSK-Sitzung, 21. 3. 1979, S. 17 f.

  27. 27.

    AMPA Ku 8, Ergebnisprotokoll 145. RSK-Sitzung, 25. 4. 1979, S. 27.

  28. 28.

    BA B 106-75334, Anlage 2.

  29. 29.

    AMPA Ku 28, Ergebnisprotokoll 195. Sitzung RSK-UA Druckführende Komponenten, 4. 5. 1992, S. 7–9 und AMPA Ku 15, Ergebnisprotokoll 270. RSK-Sitzung, 17. 6. 1992, S. 12–14.

  30. 30.

    Stäbler, K.: Einführung in die Basissicherheit, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 60, Heft 6, Juni 1980, S. 433.

  31. 31.

    AMPA Ku 43, Ullrich, W. (KWU): Rahmenspezifikation Basissicherheit von druckführenden Komponenten, Behälter, Apparate, Rohrleitungen, Pumpen und Armaturen, 17. 10. 1978.

  32. 32.

    BA B 106-75331, Ergebnisprotokoll 142. RSK-Sitzung, 21. 2. 1979, S. 8.

  33. 33.

    BA B 106-75334, Anlagen 1 und 2 zum Ergebnisprotokoll 145. RSK-Sitzung, 25. 4. 1979.

  34. 34.

    AMPA Ku 43, Ullrich, W.: Das Konzept der Basissicherheit, 20. 3. 1990, Abb. 3.

  35. 35.

    RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren vom 24. 1. 1979, Anhang 2: Rahmenspezifikation Basissicherheit, Stand 25. 4. 1979: 1.2 Vorschriften für Konstruktionsdetalis, S. 8–12.

  36. 36.

    Kussmaul, K.: German Basis Safety Concept rules out possibility of catastrophic failure, Nuclear Engineering International, Dezember 1984, S. 42

  37. 37.

    Debray, W., Ullrich, W., Fischdick, H., Blind, D. und Schick, M.: Konstruktive, werkstofftechnische und prüftechnische Optimierung von Kernkraftwerkssystemen, Übersichtsvortrag vom DVM-Tag, 10. 10. 1979, Stuttgart, Materialprüfung, Jg. 22, Nr. 1, Januar 1980, S. 19.

  38. 38.

    Kußmaul, Karl: Setzt die Werkstofftechnik Grenzen in Bezug auf die Nutzungsdauer von Kernkraftwerken? „Jahrestagung Kerntechnik“ 94, 17.-19. 5. 1994, Stuttgart, S. 1–13.

  39. 39.

    Otte, H.-Jo., Müller, G. und Roth, W.: Erhöhung der Verfügbarkeit von Druckwasserreaktoren durch bessere Prüftechnik beim Reaktordruckbehälter, VGB Kongress „Kraftwerke 1997“, 23.-25. 9. 1997, Dresden, Vortragsband, S. 1–5.

  40. 40.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 71. Sitzung RSK-UA DB, 29. 6. 1978, S. 10–12

  41. 41.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 73. Sitzung RSK-UA DB, 6. 9. 1978, S. 5–8

  42. 42.

    Sicherheitstechnische Regeln des KTA, Carl Heymanns Verlag, Köln, 2005.

  43. 43.

    vgl. Kellermann, O., Krägeloh, E., Kussmaul, K. und Sturm, D.: Considerations about the Reliability of Nuclear Pressure Vessels, Status and Research Planning, 2nd International Conference on Pressure Vessel Technology, San Antonio, Texas, 1.-4. Oktober 1973, Part I, Design and Analyses, ASME 1973, S. 25–38.

  44. 44.

    Kussmaul, K.: Development in Nuclear Pressure Vessel and Circuit Technology in the Federal Republic of Germany, in: Steele, L. E., Stahlkopf, K. E. Und Larsson, L. H. (Hg.): Structural Integrity of Light Water Reactor Components, Proceedings of the 2nd International Seminar on “Assuring Structural Integrity of Steel Reactor Pressure Boundary Components”, Château de la Muette (OECD-NEA), Paris, 24.-25. 8. 1981, Applied Science Publishers, London und New York, 1982, S. 1–28.

  45. 45.

    Kußmaul, K.: Basissicherheit, in: Gräfen, Hubert (Hg.): Lexikon Werkstofftechnik, VDI-Verlag, Düsseldorf, 1991, S. 58, vgl. auch: Hiersig, Heinz M. (Hg.): Lexikon Produktionstechnik/Verfahrenstechnik, VDI-Verlag, Düsseldorf, 1995, S. 67–69.

  46. 46.

    Kussmaul, K.: German Basis Safety Concept rules out possibility of catastrophic failure, Nuclear Engineering International, Dezember 1984, S. 41–46.

  47. 47.

    vgl. Stäbler, K.: Einführung in die Basissicherheit, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 60, Heft 6, Juni 1980, S. 432.

  48. 48.

    vgl. Mappus, Stefan, Minister für Umwelt und Verkehr des Landes Baden-Württemberg: Grußwort anlässlich der Festveranstaltung 120 Jahre MPA Stuttgart, 8. 10. 2004, Festschrift, MPA Stuttgart, 2004.

  49. 49.

    Kußmaul, K., Blind, D., Roos, E. und Föhl, J.: Principles of the German Approach to Safety and Reliability of Light Water Nuclear Power Plants, Reactor Pressure Vessel and Piping, International Conference on Nuclear Power Plant Aging, Availability Factor and Reliability Analysis, 8.-12. Juli 1985, San Diego, USA.

  50. 50.

    Roos, E., Herter, K.-H., Otremba, F., Metzner, K.-J. und Bartonicek, J.: Allgemeines Integritätskonzept für druckführende Komponenten, 27. MPA-Seminar, 4./5. 10. 2001, Stuttgart, S. 1.1–1.16.

  51. 51.

    Roos, Eberhard, Diem, Harald, Herter, Karl-Heinz und Stumpfrock, Ludwig: Fracture mechanical assessment of pipes under quasistatic and cyclic loading, steel research No. 4, 1990, S. 181–187.

  52. 52.

    Roos, E., Schuler, X., Herter, K.-H. und Hienstorfer, W.: Bruchausschlussnachweise für Rohrleitungen – Stand der Wissenschaft und Technik, 31. MPA-Seminar in Verbindung mit der Fachtagung „Werkstoff- & Bauteilverhalten in der Energie- & Anlagentechnik“, 13./14. 10. 2005, Stuttgart, S. 5.1–5.19.

  53. 53.

    vgl. Vinzens, K., Laue, H. und Hosemann, B.: Strukturintegrität von Schnellen Brütern einschließlich Leck-vor-Bruch-Verhalten, 14. MPA-Seminar, 6.-7. Oktober 1988, Stuttgart, Bd. 1, S. 7.1–7.16.

  54. 54.

    vgl. HTR-Modul-Kraftwerksanlage, Sicherheitsbericht, SIEMENS/INTERATOM, Bd. 1, November 1988, S. 2.6-3, Hinweis auf KTA 3201 mit HTR-spezifischer Anpassung: Bruchausschluss und Leck-vor-Bruch-Postulat für die Druckbehältereinheit.

  55. 55.

    Aus dem Vorwort der RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren vom 24. 1. 1979.

  56. 56.

    Kußmaul, K.: Basissicherheit, in: Gräfen, Hubert (Hg.): Lexikon Werkstofftechnik, VDI-Verlag, Düsseldorf, 1991, S. 57.

  57. 57.

    Beispielsweise wurden für KKP-1 für den Betrieb vor der geplanten Nachrüstung die Wiederholungsprüfpläne überarbeitet und zusätzliche Überwachungsmaßnahmen vorgeschrieben, siehe AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 70. Sitzung RSK-UA RDB, 9. 6. 1978, S. 11–14 und BA B 106-75326, Ergebnisprotokoll 135. RSK-Sitzung, 21. 6. 1978, S. 25–29.

  58. 58.

    Der Bundesminister des Innern: Bekanntmachung von Sicherheitskriterien für Kernkraftwerke vom 21. 10. 1977, BAnz Nr. 206 vom 3. 11. 1977, S. 1–3.

  59. 59.

    AMPA Ku 105, Ministerialdirigent Pfaffelhuber, J.: Qualitätssicherung im Rahmen atomrechtlicher Genehmigungsverfahren: zur Rolle der beteiligten Stellen und Personen, in: „Basissicherheit – Umsetzung in die Praxis; Folgerungen“, VdTÜV-Symposium am 12.-13. 12. 1979 in Essen, S. 1–14.

  60. 60.

    AMPA Ku 9, Ergebnisprotokoll 161. RSK-Sitzung, 17. 12. 1980, S. 7 f: Entwurf E 9.80 RSK-Leitlinien für Siedewasserreaktoren, BA B 106–75349, 161. RSK-Sitzung, 17. 12. 1980, Beratungsunterlagen.

  61. 61.

    AMPA Ku 153, RSK-Information Nr. 213/3, RSK-Geschäftsstelle in der GRS, Köln, 5. 6. 1986.

  62. 62.

    Persönliche Mitteilungen von Prof. Dr. Karl Kußmaul und Dr. Wolfgang Keller, ehem. Vorstand Technik Siemens/KWU, vom 20. 2. 2006.

  63. 63.

    AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 29. Sitzung RSK-UA RDB, 9. 1. 1975, S. 7.

  64. 64.

    AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 36. Sitzung RSK-UA RDB, 13. 10. 1975, S. 11.

  65. 65.

    Chemische Zusammensetzung: 0,20 % C, 0,40 % Si, 1,2–1,7 % Mn, max. 0.025 % P, max. 0.025 % S, ≥ 0,7 Ni, 0,22 V.

  66. 66.

    Chemische Zusammensetzung in %: 0,20 C, 0,50 Si, 1,2–1,7 Mn, max. 0.035 P, max. 0.035 S, 0,7 Ni, 0,015 N, 0,14 V, + Al.

  67. 67.

    AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 29. Sitzung RSK-UA RDB, 9. 1. 1975, S. 7–9.

  68. 68.

    AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 28. Sitzung RSK-UA RDB, 10. 12. 1974, S. 9 f.

  69. 69.

    AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 30. Sitzung RSK-UA RDB, 14. 2. 1975, S. 6–8.

  70. 70.

    AMPA Ku 24, Ergebnisprotokoll 36. Sitzung RSK-UA RDB, 13. 10. 1975, S. 8–11.

  71. 71.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 56. Sitzung RSK-UA RDB, 30. 3. 1977, S. 8–10.

  72. 72.

    BA B 106–75331, Ergebnisprotokoll 142. RSK-Sitzung, 21. 2. 1979, S. 10–12.

  73. 73.

    Rieser, R., Knoerzer, G., Jaerschky, R. und Roettges, H.: Kernkraftwerk Isar 1 – Betriebserfahrungen, Vorbereitung und Durchführung der Umrüstung, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 62, Heft 11, November 1982, S. 918–920.

  74. 74.

    AMPA Ku 132, Schreiben der Kernkraftwerk Brunsbüttel GmbH vom 19. 11. 1979 an die MPA Stuttgart.

  75. 75.

    BA B 106-75318, Ergebnisprotokoll 116. RSK-Sitzung, 15. 9. 1976, S. 23–28.

  76. 76.

    BA B 106-75321, Ergebnisprotokoll 123. RSK-Sitzung, 20. 4. 1977, S. 16 f.

  77. 77.

    BA B 106-75322, Ergebnisprotokoll 125. RSK-Sitzung, 22. 6. 1977, S. 18–23.

  78. 78.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 68. Sitzung RSK-UA DB, 5. 4. 1978, S. 6–11.

  79. 79.

    BA B 106–75325, Ergebnisprotokoll 133. RSK-Sitzung, 19. 4. 1978, S. 16 f.

  80. 80.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 70. Sitzung RSK-UA DB, 9. 6. 1978, S. 11–16.

  81. 81.

    Stäbler, K. und Bilger, H.: Erfahrungen bei der Umrüstung des Kernkraftwerks Philippsburg, Block 1, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 62, Heft 5, Mai 1982, S. 339–346.

  82. 82.

    BA B 106-75326, Ergebnisprotokoll 134. RSK-Sitzung, 17. 5. 1978, S. 10–12.

  83. 83.

    AMPA Ku 126, MPA Stuttgart: Aktennotiz Nr. 937 600/1, Kernkraftwerk Brunsbüttel, Rohrleitungen aus Werkstoff 17 MnMoV 64 (WB 35) innerhalb der druckführenden Umschließung, Bericht Nr. 2, 31. 10. 1979, S. 5–7 und Anlagen 1–5.

  84. 84.

    AMPA Ku 126, KKB Speisewasserstutzen C1-C4, Zeichnung Nr. R 211E-11-5053, 30. 11. 1979.

  85. 85.

    AMPA Ku 25, Ergebnisprotokoll 67. Sitzung des RSK-UA Druckbehälter, 1. 3. 1978, S. 12

  86. 86.

    AMPA Ku 126, KKP-1-Umrüstung, Anschlussstück RDB, Zeichnung Nr. 3159804.A4013, 25. 1. 1980.

  87. 87.

    Rieser, R., Knoerzer, G., Jaerschky, R. und Roettges, H.: Kernkraftwerk Isar 1 – Betriebserfahrungen, Vorbereitung und Durchführung der Umrüstung, VGB Kraftwerkstechnik, Jg. 62, Heft 11, November 1982, S. 914–926.

  88. 88.

    ebenda, S. 914.

  89. 89.

    AMPA Ku 126, MPA Stuttgart: Zusammenstellung von Umrüstmaßnahmen, Stand 1989.

  90. 90.

    Die gefilterte SB-Druckentlastung selbst folgt nicht aus den Kriterien der Basissicherheit.

  91. 91.

    Kussmaul, K. und Blind, D.: Basis Safety – A Challenge to Nuclear Technology, IAEA Specialists Meeting on „Trends in Reactor Pressure Vessel and Circuit Development“, Madrid/Spanien, 5.-8. 3. 1979, Proceedings edited by Nichols, R. W., Applied Science Publishers, London, 1980, S. 1–16.

  92. 92.

    Kussmaul, K.: Developments in Nuclear Pressure Vessel and Circuit Technology in the Federal Republic of Germany, Proceedings of the 2nd International Seminar on „Assuring Structural Integrity of Steel Reactor Pressure Boundary Components“, OECD-NEA, Chateau de la Muette, Paris, 24th-25th August 1981, zusammen mit 6th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology, in: Steele, L. E., Stahlkopf, K. E. Und Larsson, L. H. (Hrsg.): Structural Integrity of Light Water Reactor Components, Applied Science Publishers, London und New York, 1982, S. 1–28.

  93. 93.

    GRS Jahresbericht 1998, Kapitel 8: Internationale Zusammenarbeit, Köln, 1999, S. 114.

  94. 94.

    Übereinkommen über nukleare Sicherheit, Bericht der Regierung der Bundesrepublik Deutschland für die erste Überprüfungstagung im April 1999, Bonn, Juli 1998, S. 130.

  95. 95.

    Massey, Andrew: Technocrats and Nuclear Politics, Avebury, Aldershot, 1988, S. 132–155.

  96. 96.

    Kussmaul, K.: Structural Integrity of the Primary Circuit, PROOF OF EVIDENCE, LPA/P/4A, 4B und 4C, April 1983, In: Department of Energy: Sizewell B Public Inquiry, Vol. 1–3, Report by Sir Frank Layfield, Her Majesty’s Stationery Office, Dezember 1986, London, 1987.

  97. 97.

    Department of Energy: Sizewell B Public Inquiry, Vol. 1 to 8, Report by Sir Frank Layfield, Her Majesty’s Stationery Office, Dezember 1986, London, 1987.

  98. 98.

    Department of Energy: Sizewell B Public Inquiry, Vol. 1 to 8, Report by Sir Frank Layfield, Her Majesty’s Stationery Office, Dezember 1986, London, 1987, Vol. 8, S. 19.

  99. 99.

    ebenda, Vol. 2, Chap. 21, S. 27.

  100. 100.

    ebenda, Vol. 2, Chap. 21, S. 8–29.

  101. 101.

    United Kingdom Nuclear Installation Inspectorate, oberste britische Aufsichtsbehörde über kerntechnische Anlagen.

  102. 102.

    Department of Energy: Sizewell B Public Inquiry, Vol. 1 to 8, Report by Sir Frank Layfield, Her Majesty’s Stationery Office, Dezember 1986, London, 1987, Vol. 2, Chap. 21, S. 27.

  103. 103.

    ebenda, Vol. 2, Chap. 21, S. 2.

  104. 104.

    Kussmaul, K.: German Basis Safety Concept rules out possibility of catastrophic failure, Nuclear Engineering International, Dezember 1984, S. 46.

  105. 105.

    Um die weitreichenden Aussagen zur Problematik der probabilistischen und deterministischen Sicherheitsanalysen und die Schlussfolgerungen zu dokumentieren, ist im Anhang 18-1–18-3 das Ergebnisprotokoll dieser Erörterung aus dem Inquiry-Bericht wiedergegeben.

  106. 106.

    Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Hauptband, Verlag TÜV Rheinland, Köln, 1979.

  107. 107.

    vgl. Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke, Phase B: GRS. Eine Untersuchung im Auftrag des Bundesministers für Forschung und Technologie, Verlag TÜV Rheinland, Köln, 1990, S. 6 f.

  108. 108.

    BA B 295-18744, Ergebnisprotokoll 238. RSK-Sitzung, 23. 11. 1988, Anlage 4: Abschlussbericht über die Ergebnisse der Sicherheitsüberprüfung der Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland durch die RSK, S. 9.

  109. 109.

    vgl. Bekanntmachung des Leitfadens zur Durchführung der Sicherheitsüberprüfung gemäß § 19a des Atomgesetzes -Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse- für Kernkraftwerke in der Bundesrepublik Deutschland vom 30. 8. 2005, BAnz. Nr. 207a vom 3. 11. 2005, S. 1.

  110. 110.

    Survey of European Leak-Before-Break Procedures and Requirements Related to the Structural Integrity of Nuclear Power Plants Components, Final Report, Revision 2, Contract with the European Commission, DG XI Study Contract B7-5200/97/000782/MAR/C2, April 2000.

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

    Prof. Dr.-Ing. Paul Laufs

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Laufs, P. (2013). Die Basissicherheit und das Basissicherheitskonzept für die druckführende Umschließung. In: Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke. Springer Vieweg, Berlin, Heidelberg. https://doi.org/10.1007/978-3-642-30655-6_11

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