Die Entwicklung der Sicherheitstechnik für Kernkraftwerke im politischen und technischen Umfeld der Bundesrepublik Deutschland seit dem Jahr 1955:
Gespeichert in:
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| Format: | Abschlussarbeit Buch |
| Sprache: | German |
| Veröffentlicht: |
Stuttgart
Universität Stuttgart
2006
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|
Inhaltsverzeichnis
| 1 Einleitung 9
1.1 Das Dampfkesselwesen als Musterfall 10
1.2 Die wissenschaftliche Deutung der Explosionsursachen 12
1.3 Die Umsetzung von Technik in Recht 14
i
i 1.4 Die Forderungen des Atomzeitalters 15
1.5 Problemstellung 18
1.6 Literatur und Quellen 21
2 Die Anfänge der Kernspaltung 27
2.1 Erste Erkenntnisse 27
2.1.1 Die grundlegende Entdeckung und ihre physikalische Deutung 27
2.1.2 Die Ursachen der Gefahren der Kernenergie 32
2.1.3 Erste Überlegungen zur Nutzung der Kernenergie 34
2.1.4 Wie nahe kam Deutschland an die Entwicklung atomarer Waffen? 36
2.2 Forschung und Erfahrungen in den USA 38
2.2.1 Der Anfang des amerikanischen Atombomben-Projekts 38
2.2.2 Das Plutonium-Projekt 40
2.2.3 Die Strahlenschutz-Problematik 42
2.2.4 CP-1, der erste Kernreaktor der Welt 44
2.2.5 Forschung in den Laboratorien Argonne und Clinton/Oak Ridge 45
2.2.6 Die Hanford-Plutonium-Fabriken und ihre Spaltprodukte 50
3 Die Anfänge der friedlichen Kernenergienutzung und ihre
Sicherheitsprobleme 53
3.1 Das amerikanische Atomgesetz von 1946 und seine Neufassung 1954 53
- 4 -
3.1.1 Das Reactor Safeguard Committee und die Frage der Reaktorsicherheit 54
3.1.2 Erste öffentliche Diskussionen über die Gefahren der friedlichen Atomenergie-
Nutzung 57
3.1.3 Die frühe amerikanische Standortpolitik 61
3.2 UN-Konferenz zur friedlichen Nutzung der Kernenergie 1955 und ihre Wirkung
in Deutschland 66
3.2.1 Hochstimmung für Atome für den Frieden 66
3.2.2 Gefahrenpotenzial und Reaktorsicherheit 68
3.2.3 Öffentliche Berichterstattung und Rezeption 72
4 Frühe Schadensereignisse, extreme Tests und Unfälle in Reaktoranlagen,
ihre öffentliche Wahrnehmung und ihre Folgen 75
4.1 Vereinigte Staaten 75
4.1.1 Erste amerikanische Resümees über Reaktorsicherheit 75
4.1.2 BORAX-1,1954 76
4.1.3 EBR-1, 1955 78
4.1.4 Der Brookhaven-Bericht WASH-740, 1957 80
4.1.5 SL-1, 1961 85
4.2 Kanada 88
4.3 Großbritannien 89
4.4 Sowjetunion 90
4.5 Erste öffentliche Risikodiskussionen in der Bundesrepublik 92
4.5.1 Wissenschaft und Politik zu Aspekten der Atomenergie 92
4.5.2 Die staatliche Organisation des wissenschaftlich-technischen Sachverstands 95
4.5.3 Das Kernforschungszentrum Karlsruhe 119
4.5.4 Die KfK-Debatte im Landtag von Baden-Württemberg 126
4.5.5 Anhaltenderwiderstand in Linkenheim und Friedrichstal 129
4.5.6 Der Standort BASF/Ludwigshafen 134
4.5.7 Der Standort Breisach/Wyhl und der Freiburger Wyhl-Prozess 137
4.6 DerRasmussen-ReportWASH-1400 169
-5-
4.7 Der Canvey-Island-Report, 1978 187
5 Die Suche nach der richtigen Sicherheits-Philosophie 192
5.1 Der Größte Anzunehmende Unfall (GAU) 192
5.1.1 Das Konzept des maximum credible accident (mca) in den USA 192
5.1.2 Internationale Kritik am mca-Konzept 197
5.1.3 Die Anwendung des MCA/GAU-Konzeptes in der Bundesrepublik 198
5.1.4 Die Auseinandersetzung um das MCA/GAU-Konzept und seine Weiter¬
entwicklung 205
5.2 Standortwahl und Reaktorsicherheitstechnik 210
5.2.1 Die Standortkriterien der USAEC und deren Kritik 210
5.2.2 Die deutsche Position 217
5.3 Das Konzept der Berstsicherheit von Druckwasserreaktoren (DWR) 221
5.3.1 Die Forderungen des ACRS 221
5.3.2 Cottrell-Memorandum und Marshall-Bericht 224
5.3.3 Projekt BASF-Kernkraftwerk 226
5.3.4 Der Mannheimer Wyhl-Prozess 239
6 Die Sicherheit des Reaktordruckbehälters (RDB) von
Druckwasserreaktoren 244
6.1 Die Regelwerke 244
6.1.1 Der konventionelle Kesselbau 244
6.1.2 Der nukleare Kesselbau 251
6.1.3 Schwere Schadensfälle und ihre Konsequenzen 253
6.1.4 Die Herausforderung der RDB für Großkraftwerke 268
6.2 Alternativen zu Vollwandbehältern aus Schmiedestücken 279
6.2.1 RDB aus Spannbeton 280
6.2.2 Mehrlagen-Stahlbehälter 287
6.2.3 Das Elektroschlacke-Umschmelzverfahren (MHKW) 304
6.2.4 Vorgespannte Guss-Druckbehälter (VGD) 311
6.2.5 Formgeschweißte Großbehälter 323
-6-
6.3 Das amerikanische RDB-Vorbild 331
6.3.1 Die ASTM-Reaktorwerkstoffe 332
6.3.2 Konstruktionsbeispiele Shippingport, Indian Point, Yankee Rowe, Trino, Haddam
Neck 337
6.4 Reaktordruckbehälter deutscher Anlagen 347
6.4.1 Die Reaktorbaustähle 347
6.4.2 RDB-Beispiele MZFR, Atucha-2, NS Otto Hahn, KWO, KWB-A, KMK, KKP-2 356
7 Forschungen zur Qualitätssicherung und Quantifizierung des
Sicherheitsabstands für druckführende Umschließungen 375
7.1 Frühe internationale Vorhaben und Kooperationen 375
7.1.1 Das amerikanische HSST-Programm 375
7.1.2 Die EURATOM-Forschungsprogramme 385
7.2 Anfänge deutscher Forschungsvorhaben Reaktordruckbehälter 390
7.2.1 Forschungsprojekte in den 1960er Jahren 390
7.2.2 RSK-Ad-hoc-Ausschuss RDB 392
7.2.3 Die MPA-Studie 1970/71 und der IRS-Statusbericht 1973/76 398
7.2.4 Das Aktionskomitee Unterplattierungsrisse (AK UPR) 1971 407
7.2.5 Das Sofortprogramm 22 NiMoCr 3 7, RS 84 416
7.2.6 Das Dringlichkeitsprogramm 22 NiMoCr 3 7, RS 101 428
7.2.7 Schadenphänomene/Fehleratlas 437
7.2.8 Die BMI-Krisensitzung 1975 443
7.2.9 Das Sofortprogramm 20 MnMoNi 5 5 447
7.3 Das BMFT-Projekt Qualitätssicherung 452
7.3.1 Die Anfänge der Ultraschall-Prüfung 454
7.3.2 Die Ultraschallprüfung der Druckführenden Umschließung 456
7.4 Das BMFT-Forschungsvorhaben Komponentensicherheit (FKS) 462
7.4.1 Die FKS-Zielsetzung 466
7.4.2 Die FKS-Organisationsstruktur 472
7.4.3 Die Stellung der MPA Stuttgart 475
7.4.4 Durchführung und Ergebnisse des FKS Phase I und II 482
7.4.5 Das Gesamtkonzept Komponentensicherheit 493
-7-
7.4.6 Das Forschungsvorhaben Großbehälter (FV-GB) 495
7.4.7 Das HDR-Sicherheitsprogramm 502
7.4.8 Phänomenologische Behälterberstversuche (BV) 517
7.4.9 RDB-Notkühlsimulationen (NKS) 526
7.4.10 Bestrahlung (BE) 531
8 Die Basissicherheit und das Basissicherheitskonzept für die
druckführende Umschließung 538
8.1 Die Vorgeschichte der Basissicherheit 538
8.1.1 Die Suche nach den Bedingungen der primären RDB-Berstsicherheit 538
8.1.2 Die Prozesse um die Kernkraftwerke Wyhl und Grafenrheinfeld 540
8.1.3 Das Thesenpapier 544
8.2 Die Übernahme der Basissicherheit in das Regelwerk 548
8.2.1 Die RSK-Leitlinien für DWR vom 24. 1. 1979 548
8.2.2 Die Anwendung der Basissicherheit auf die Äußeren Systeme 551
8.2.3 Die Rahmenspezifikation Basissicherheit 553
8.2.4 Die Basissicherheit im KTA-Regelwerk 556
8.3 Das Basissicherheitskonzept 558
8.3.1 Umrüstungen nach den Grundsätzen des Basissicherheitskonzepts 562
8.3.2 Internationale Beachtung 571
9 Die Reaktorkatastrophe von Tschernobyl 1986 und ihre Folgen 576
9.1 Der Unglücksreaktor RBMK-1000, Block 4 577
9.2 Ereignisablauf und Ursachen 586
9.3 Öffentliche Wahrnehmung und Schadensfolgen 595
9.3.1 Sowjetunion 595
9.3.2 Bundesrepublik Deutschland .598
9.4 Konsequenzen für die Reaktorsicherheit 610
9.4.1 Deutsche Aktivitäten 610
9.4.2 Das deutsch-französische Projekt EPR 631
-8-
10 Schlussbetrachtung 646
11 Abstract 651
12 Abkürzungen 656
13 Quellenverzeichnis 665
13.1 Archive 665
13.2 Literaturverzeichnis 666
14 Anhänge 701
15 Lebensdaten des Verfassers 717
16 Erklärung 718
|
| adam_txt |
-3-
|
Inhaltsverzeichnis
| 1 Einleitung 9
1.1 Das Dampfkesselwesen als Musterfall 10
1.2 Die wissenschaftliche Deutung der Explosionsursachen 12
1.3 Die Umsetzung von Technik in Recht 14
i
i 1.4 Die Forderungen des "Atomzeitalters" 15
1.5 Problemstellung 18
1.6 Literatur und Quellen 21
2 Die Anfänge der Kernspaltung 27
2.1 Erste Erkenntnisse 27
2.1.1 Die grundlegende Entdeckung und ihre physikalische Deutung 27
2.1.2 Die Ursachen der Gefahren der Kernenergie 32
2.1.3 Erste Überlegungen zur Nutzung der Kernenergie 34
2.1.4 Wie nahe kam Deutschland an die Entwicklung atomarer Waffen? 36
2.2 Forschung und Erfahrungen in den USA 38
2.2.1 Der Anfang des amerikanischen Atombomben-Projekts 38
2.2.2 Das Plutonium-Projekt 40
2.2.3 Die Strahlenschutz-Problematik 42
2.2.4 CP-1, der erste Kernreaktor der Welt 44
2.2.5 Forschung in den Laboratorien Argonne und Clinton/Oak Ridge 45
2.2.6 Die Hanford-Plutonium-Fabriken und ihre Spaltprodukte 50
3 Die Anfänge der friedlichen Kernenergienutzung und ihre
Sicherheitsprobleme 53
3.1 Das amerikanische Atomgesetz von 1946 und seine Neufassung 1954 53
- 4 -
3.1.1 Das Reactor Safeguard Committee und die Frage der Reaktorsicherheit 54
3.1.2 Erste öffentliche Diskussionen über die Gefahren der friedlichen Atomenergie-
Nutzung 57
3.1.3 Die frühe amerikanische Standortpolitik 61
3.2 UN-Konferenz zur friedlichen Nutzung der Kernenergie 1955 und ihre Wirkung
in Deutschland 66
3.2.1 Hochstimmung für "Atome für den Frieden" 66
3.2.2 Gefahrenpotenzial und Reaktorsicherheit 68
3.2.3 Öffentliche Berichterstattung und Rezeption 72
4 Frühe Schadensereignisse, extreme Tests und Unfälle in Reaktoranlagen,
ihre öffentliche Wahrnehmung und ihre Folgen 75
4.1 Vereinigte Staaten 75
4.1.1 Erste amerikanische Resümees über Reaktorsicherheit 75
4.1.2 BORAX-1,1954 76
4.1.3 EBR-1, 1955 78
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4.1.5 SL-1, 1961 85
4.2 Kanada 88
4.3 Großbritannien 89
4.4 Sowjetunion 90
4.5 Erste öffentliche Risikodiskussionen in der Bundesrepublik 92
4.5.1 Wissenschaft und Politik zu Aspekten der Atomenergie 92
4.5.2 Die staatliche Organisation des wissenschaftlich-technischen Sachverstands 95
4.5.3 Das Kernforschungszentrum Karlsruhe 119
4.5.4 Die KfK-Debatte im Landtag von Baden-Württemberg 126
4.5.5 Anhaltenderwiderstand in Linkenheim und Friedrichstal 129
4.5.6 Der Standort BASF/Ludwigshafen 134
4.5.7 Der Standort Breisach/Wyhl und der Freiburger Wyhl-Prozess 137
4.6 DerRasmussen-ReportWASH-1400 169
-5-
4.7 Der Canvey-Island-Report, 1978 187
5 Die Suche nach der richtigen "Sicherheits-Philosophie" 192
5.1 Der "Größte Anzunehmende Unfall" (GAU) 192
5.1.1 Das Konzept des "maximum credible accident" (mca) in den USA 192
5.1.2 Internationale Kritik am mca-Konzept 197
5.1.3 Die Anwendung des MCA/GAU-Konzeptes in der Bundesrepublik 198
5.1.4 Die Auseinandersetzung um das MCA/GAU-Konzept und seine Weiter¬
entwicklung 205
5.2 Standortwahl und Reaktorsicherheitstechnik 210
5.2.1 Die Standortkriterien der USAEC und deren Kritik 210
5.2.2 Die deutsche Position 217
5.3 Das Konzept der Berstsicherheit von Druckwasserreaktoren (DWR) 221
5.3.1 Die Forderungen des ACRS 221
5.3.2 Cottrell-Memorandum und Marshall-Bericht 224
5.3.3 Projekt BASF-Kernkraftwerk 226
5.3.4 Der Mannheimer Wyhl-Prozess 239
6 Die Sicherheit des Reaktordruckbehälters (RDB) von
Druckwasserreaktoren 244
6.1 Die Regelwerke 244
6.1.1 Der konventionelle Kesselbau 244
6.1.2 Der nukleare Kesselbau 251
6.1.3 Schwere Schadensfälle und ihre Konsequenzen 253
6.1.4 Die Herausforderung der RDB für Großkraftwerke 268
6.2 Alternativen zu Vollwandbehältern aus Schmiedestücken 279
6.2.1 RDB aus Spannbeton 280
6.2.2 Mehrlagen-Stahlbehälter 287
6.2.3 Das Elektroschlacke-Umschmelzverfahren (MHKW) 304
6.2.4 Vorgespannte Guss-Druckbehälter (VGD) 311
6.2.5 Formgeschweißte Großbehälter 323
-6-
6.3 Das amerikanische RDB-Vorbild 331
6.3.1 Die ASTM-Reaktorwerkstoffe 332
6.3.2 Konstruktionsbeispiele Shippingport, Indian Point, Yankee Rowe, Trino, Haddam
Neck 337
6.4 Reaktordruckbehälter deutscher Anlagen 347
6.4.1 Die Reaktorbaustähle 347
6.4.2 RDB-Beispiele MZFR, Atucha-2, NS Otto Hahn, KWO, KWB-A, KMK, KKP-2 356
7 Forschungen zur Qualitätssicherung und Quantifizierung des
Sicherheitsabstands für druckführende Umschließungen 375
7.1 Frühe internationale Vorhaben und Kooperationen 375
7.1.1 Das amerikanische HSST-Programm 375
7.1.2 Die EURATOM-Forschungsprogramme 385
7.2 Anfänge deutscher Forschungsvorhaben "Reaktordruckbehälter" 390
7.2.1 Forschungsprojekte in den 1960er Jahren 390
7.2.2 RSK-Ad-hoc-Ausschuss RDB 392
7.2.3 Die MPA-Studie 1970/71 und der IRS-Statusbericht 1973/76 398
7.2.4 Das Aktionskomitee Unterplattierungsrisse (AK UPR) 1971 407
7.2.5 Das Sofortprogramm 22 NiMoCr 3 7, RS 84 416
7.2.6 Das Dringlichkeitsprogramm 22 NiMoCr 3 7, RS 101 428
7.2.7 Schadenphänomene/Fehleratlas 437
7.2.8 Die BMI-Krisensitzung 1975 443
7.2.9 Das Sofortprogramm 20 MnMoNi 5 5 447
7.3 Das BMFT-Projekt Qualitätssicherung 452
7.3.1 Die Anfänge der Ultraschall-Prüfung 454
7.3.2 Die Ultraschallprüfung der Druckführenden Umschließung 456
7.4 Das BMFT-Forschungsvorhaben Komponentensicherheit (FKS) 462
7.4.1 Die FKS-Zielsetzung 466
7.4.2 Die FKS-Organisationsstruktur 472
7.4.3 Die Stellung der MPA Stuttgart 475
7.4.4 Durchführung und Ergebnisse des FKS Phase I und II 482
7.4.5 Das Gesamtkonzept Komponentensicherheit 493
-7-
7.4.6 Das Forschungsvorhaben Großbehälter (FV-GB) 495
7.4.7 Das HDR-Sicherheitsprogramm 502
7.4.8 Phänomenologische Behälterberstversuche (BV) 517
7.4.9 RDB-Notkühlsimulationen (NKS) 526
7.4.10 Bestrahlung (BE) 531
8 Die Basissicherheit und das Basissicherheitskonzept für die
druckführende Umschließung 538
8.1 Die Vorgeschichte der Basissicherheit 538
8.1.1 Die Suche nach den Bedingungen der "primären" RDB-Berstsicherheit 538
8.1.2 Die Prozesse um die Kernkraftwerke Wyhl und Grafenrheinfeld 540
8.1.3 Das Thesenpapier 544
8.2 Die Übernahme der Basissicherheit in das Regelwerk 548
8.2.1 Die RSK-Leitlinien für DWR vom 24. 1. 1979 548
8.2.2 Die Anwendung der Basissicherheit auf die "Äußeren Systeme" 551
8.2.3 Die Rahmenspezifikation Basissicherheit 553
8.2.4 Die Basissicherheit im KTA-Regelwerk 556
8.3 Das Basissicherheitskonzept 558
8.3.1 Umrüstungen nach den Grundsätzen des Basissicherheitskonzepts 562
8.3.2 Internationale Beachtung 571
9 Die Reaktorkatastrophe von Tschernobyl 1986 und ihre Folgen 576
9.1 Der Unglücksreaktor RBMK-1000, Block 4 577
9.2 Ereignisablauf und Ursachen 586
9.3 Öffentliche Wahrnehmung und Schadensfolgen 595
9.3.1 Sowjetunion 595
9.3.2 Bundesrepublik Deutschland .598
9.4 Konsequenzen für die Reaktorsicherheit 610
9.4.1 Deutsche Aktivitäten 610
9.4.2 Das deutsch-französische Projekt EPR 631
-8-
10 Schlussbetrachtung 646
11 Abstract 651
12 Abkürzungen 656
13 Quellenverzeichnis 665
13.1 Archive 665
13.2 Literaturverzeichnis 666
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15 Lebensdaten des Verfassers 717
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