Der Reaktordruckbehälter in der Spätphase eines Kernschmelzunfalls - eine thermomechanische Modellierung


Der Reaktordruckbehälter in der Spätphase eines Kernschmelzunfalls - eine thermomechanische Modellierung

Willschütz, H.-G.

Abstract

Gibt es Möglichkeiten, die Bevölkerung vor den Folgen eines hypothetischen schweren Kernschmelzunfalls in einem Reaktor zu schützen? Welche Schutzvorkehrungen sind bisher vorgesehen? Neue Antworten auf diese Fragen werden in der Reaktorsicherheitsforschung erarbeitet. In diesem Vortrag werden die Ergebnisse einer Forschungsarbeit zur Rückhaltbarkeit von Kernschmelze im Reaktordruckbehälter eines großen Kernkraftwerks dargelegt.

Keywords: Severe Accident; Nuclear Power Plant; Core Melt Down; Physical Barriers; In-Vessel-Retention

  • Sonstiger Vortrag
    Jahresabschlussveranstaltung 2006 der Sektion Sachsen der Kerntechnischen Gesellschaft, 12.12.2006, Dresden, Germany

Permalink: https://www.hzdr.de/publications/Publ-9075