Skip to main content
SpringerLink
Log in

Alterungsmanagement

  • Chapter
  • First Online:
Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke 2

  • 1397 Accesses

Zusammenfassung

Kap. 4 zeigt, wie in den USA mit breit angelegten Untersuchungsprogrammen der Alterungseinfluss auf sicherheitstechnisch relevante Komponenten, Systeme und Strukturen von Leistungskernkraftwerken erfasst und hinsichtlich deren Laufzeitverlängerung bewertet wurde. Die von der Internationalen Atomenergie-Organisation IAEA sowie der Kernenergie-Agentur der OECD erarbeiteten Empfehlungen, Standards und Leitlinien für das Alterungsmanagement werden dargestellt. Insbesondere wird die deutsche ganzheitliche, proaktiv vorbeugende Vorgehensweise erläutert, die alle die Sicherheit und Verfügbarkeit der Anlagen betreffende Faktoren umfasst, einschließlich administrativer und personeller Aspekte.

This is a preview of subscription content, log in via an institution to check access.

Access this chapter

Log in via an institution

Institutional subscriptions

Notes

  1. 1.

    Vgl. Operating Procedures No. 42450 B von 1975, Maintenance Procedures No. 42415 B von 1975, Plant Procedures No. 42400 B von 1976.

  2. 2.

    NRC Rule 10 CFR (Code of Federal Regulations) Part 50.100.

  3. 3.

    NUREG-1144 Rev. 2, Nuclear Plant Aging Research (NPAR) Program Plan, Juni 1991.

  4. 4.

    Verhältnis von tatsächlich geleisteter Arbeit zum vollen installierten Arbeitsvermögen (in den USA: capacity factor).

  5. 5.

    EPRI NP-5002, LWR Plant Life Extension, Projects 2643-1, -2, -11, Interim Report, Januar 1987, S. 1/-1, 1/1-13, 1/1-20, 1/2-2.

  6. 6.

    EPRI NP-5002, LWR Plant Life Extension, Januar 1987, S. 2/3-5 bis S. 2/3-9.

  7. 7.

    EPRI NP-5002, LWR Plant Life Extension, Januar 1987, S. 3/3-2 bis S. 3/3-55.

  8. 8.

    NUREG/CR-3543, Survey of Operating Experience from LERs to Identify Aging Trends, Status Report, 1984.

  9. 9.

    NUREG/CR-3543, S. 30–36.

  10. 10.

    Vgl. auch Bd. 1 Abschn. 6.6.1.

  11. 11.

    NUREG/CR-3543, S. 16–20.

  12. 12.

    Rose, James A., Steele, Robert Jr. et al.: Survey of Aged Power Plant Facilities, NUREG/CR-3819, 1985, S. 14.

  13. 13.

    NUREG/CP-0100, Proceedings of the International Nuclear Power Plant Aging Symposium, Bethesda, Md. 30.08.–01.09.1988, März 1989, S. v.

  14. 14.

    Vora, J. P. und Burns, J. J.: Understanding and Managing Aging and Maintenance, ebenda, S. 28–38.

  15. 15.

    Neils, G., Pickens, T. und Lehnert, D. F.: A Programmatic Comparison of the Monticello Plant Life Extension and Nuclear Plant Aging Research Program, ebenda, S. 16–26.

  16. 16.

    Kussmaul, K. und Föhl, J.: How the Federal Republic of Germany is Addressing the Issue of Aging of Light Water Reactor Coolant Systems, ebenda, S. 55–76.

  17. 17.

    Gast, K.: Panel Session Statement, ebenda, S. 376.

  18. 18.

    Christensen, J. A.: NPAR Approach to Controlling Aging in Nuclear Power Plants, NUREG/CP-0105, Vol. 3, Seventeenth Water Reactor Safety Information Meeting, Rockville, Md. 23.–25.10.1989, 1990, S. 509–529.

  19. 19.

    Ebenda, S. 528 f.

  20. 20.

    Code of Federal Regulations 10 CFR Part 54, Requirements for Renewal of Operating Licenses for Nuclear Power Plants, Office of the Federal Register, National Archives and Records Administration, 1991.

  21. 21.

    NUREG/CR-5507, Results from the Nuclear Plant Aging Research Program: Their Use in Inspection Activities, September 1990.

  22. 22.

    NUREG-1144 Rev. 2, Nuclear Plant Aging Research (NPAR) Program Plan, Juni 1991, S. iii.

  23. 23.

    NEI – Nuclear Energy Institute der Industrie, 1994 gegründet, in dem eine Reihe von Einrichtungen der US-Nuklearindustrie aufging, u. a. das Nuclear Management and Resources Council (NUMARC).

  24. 24.

    NUREG/CR-6490, Nuclear Power Plant Generic Aging Lessons Learned (GALL), 1996.

  25. 25.

    NEI 95-10, Rev. 6: Industry Guideline For Implementing The Requirements of 10 CFR Part 54 – The License Renewal Rule, Nuclear Energy Institute, Juni 2005.

  26. 26.

    NUREG-1800: Standard Review Plan for Review of License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, Juli 2001, Kap. 4.

  27. 27.

    NUREG/CR-6679, Assessment of Age-Related Degradation of Structures and Passive Components for U.S. Nuclear Power Plants, 2000, S. ix.

  28. 28.

    NUREG/CR-6679, Assessment of Age-Related Degradation of Structures and Passive Components for U.S. Nuclear Power Plants, 2000, S. 11.

  29. 29.

    NUREG-0313 Rev. 2: Technical Report on Material Selection and Processing Guidelines for BWR Coolant Pressure Boundary Piping, 1988.

  30. 30.

    NUREG/CR-5379: Nuclear Plant Service Water System Aging Degradation Assessment, 1989.

  31. 31.

    NUREG/CR-6424: Report on Aging of Nuclear Power Plant Reinforced Concrete Structures, 1996.

  32. 32.

    NUREG/CR-6679, Assessment of Age-Related Degradation of Structures and Passive Components for U.S. Nuclear Power Plants, 2000, S. 16.

  33. 33.

    NUREG/CR-6679, Assessment of Age-Related Degradation of Structures and Passive Components for U.S. Nuclear Power Plants, 2000, S. 22.

  34. 34.

    Shah, V. N. und MacDonald, P. E. (Hg.): Aging and Life Extension of Major Light Water Reactor Components, Elsevier, 1993, S. 25.

  35. 35.

    Chemische Zusammensetzungen in EPRI TR-106001s, Research Project 4075-01, Final Report, Dezember 1995, S. 4-3:. Unterer Mantelschuss in Gew.-%: Cu 0,20; Ni 0,63; C 0,19; Mn 1.18; Si 0,20; Mo 0,48; S 0,026; P 0,016.

  36. 36.

    Schweißgut Linde 80 in Gew.-%: Cu 0,30; Ni 1,00; C 0,075; Mn 1,39; Si 0,89; Mo 0,50; S 0,015; P 0,015.

  37. 37.

    USNRC Regulatory Guide 1.99 Rev. 2, Radiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials, Mai 1988.

  38. 38.

    EPRI TR-106001s, Results and Analyses of Irradiation/Anneal Experiments Conducted on Yankee Rowe Reactor Pressure Vessel Surrogate Materials, Palo Alto, 1995.

  39. 39.

    OTA-E-575, Aging Nuclear Power Plants: Managing Plant Life and Decommissioning, September 1993, S. 3, 47.

  40. 40.

    NUREG/BR-0353, Rev. 1: Davis-Besse Reactor Pressure Vessel Head Degradation, August 2008, S. 3–9.

  41. 41.

    Howell, Arthur T. III et al.: Degradation of the Davis-Besse Nuclear Power Station Reactor Pressure Vessel Head Lessons-Learned Report, USNRC ADAMS Accession No. ML021370684, Final Report, 30.09.2002.

  42. 42.

    Davis-Besse Nuclear Power Station, Wikipedia, the free encyclopedia, last modified 25.01.2015, S. 2.

  43. 43.

    USNRC Bulletin 2002-02: Reactor Pressure Vessel Head and Vessel Head Penetration Nozzle Inspection Programs, 09.08.2002.

  44. 44.

    USNRC Order EA-03-009: Interim Inspection Requirements for Reactor Pressure Vessel Heads at Pressurized Water Reactors, 11.02.2003.

  45. 45.

    NUREG-1823: US Plant Experience With Alloy 600 Cracking and Boric Acid Corrosion of Light-Water Reactor Pressure Vessel Materials, 2005, S. 10.

  46. 46.

    NEI 03-08: Guideline for the Management of Materials Issues, Rev. 2, 2010.

  47. 47.

    NEI 03-08: Guideline for the Management of Materials Issues, Rev. 2, 2010, S. 6–8.

  48. 48.

    NUREG/CR-6923: Expert Panel Report on Proactive Materials Degradation Assessment, März 2007.

  49. 49.

    Ebenda, S. XIV.

  50. 50.

    Wilson, G. E. und Boyack, B. E.: The role of the PIRT process in experiments, code development and code applications associated with reactor safety analysis, Nuclear Engineering and Design, 186, 1998, S. 23–37.

  51. 51.

    NUREG/CR-6923: 1) Abstract, Foreword, Contents, Chapters 1-4, 2) Appendix A bis B.7, 3) Appendix B.8 bis C, 4) Appendizes D, E und F, Februar 2007.

  52. 52.

    NUREG-1801, Rev. 2: Generic Lessons Learned (GALL) Report – Final Report, Dezember 2010.

  53. 53.

    Vgl.: EPRI TR 3002000634: Materials Reliability Program: Pressurized Water Reactor Issue Management , Rev. 3 (MPR-205), Final Report, Dezember 2013.

  54. 54.

    EPRI TR 1020995: BWRVIP-167NP, Rev. 2, August 2010.

  55. 55.

    EPRI TR 1021024: MPR-205, Rev. 2, Oktober 2010.

  56. 56.

    Vgl.: Dyle, Robin: Materials Degradation Matrix and Issue Management Tables Overview – LTO Update, NRC/Industry Management Meeting, 21. Juni 2011, S. 20 und 23.

  57. 57.

    NUREG/CR-7153, Volume 1–5: Expanded Materials Degradation Assessment (EMDA), Oktober 2014. Vol. 1: Executive Summary of EMDA.Vol. 2: Aging of Core Internals and Piping.Vol. 3: Aging of Reactor Pressure Vessels.Vol. 4: Aging of Concrete and Civil Structures.Vol. 5: Aging of Cables and Cable Systems.

  58. 58.

    KTA 1401 Allgemeine Anforderungen an die Qualitätssicherung, KTA 3201.4 Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen und Betriebsüberwachung, KTA 3401.4 Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen.

  59. 59.

    Vgl. Keil, D. und Winter, U.: Alterungsmanagement und Alterungsüberwachung von Kernkraftwerken aus der Sicht der atomrechtlichen Aufsichtsbehörde, in: Bundesamt für Strahlenschutz, 4. KT/KTA-Winterseminar, 25./26. Januar 1996, Salzgitter, S. 321–406.

  60. 60.

    Pachner, J. und Novak, S.: Proposed IAEA Programme on Safety Aspects of Nuclear Power Plant Ageing and Life Extension, NUREG/CP-0100, Proceedings of the International Nuclear Power Plant Aging Symposium, 30.08.–01.09.1988, Bethesda, Md., S. 39–41.

  61. 61.

    IAEA-TECDOC-540: Safety Aspects of Nuclear Power Plant Ageing, Wien, 1990.

  62. 62.

    IAEA Safety Series No. 50-P-3: Data Collection and Record Keeping for the Management of Nuclear Power Plant Ageing, Wien, 1991.

  63. 63.

    IAEA TRS-388: Methodology for the Management of Ageing of Nuclear Power Plant Components Important to Safety, Wien, 1992.

  64. 64.

    IAEA Safety Reports Series No. 5: Implementation and Review of a Nuclear Power Plant Ageing Management Programme, Wien, 1999.

  65. 65.

    Der Begriff SSC (Systems, Structures and Components) wird auch im deutschen Schrifttum benutzt und umfasst mechanische Komponenten und Systeme, Bauwerke und Bauwerksteile, bautechnische Systeme und Komponenten sowie elektro- und leittechnische Komponenten.

  66. 66.

    IAEA Safety Reports Series No. 5: Implementation and Review of a Nuclear Power Plant Ageing Management Programme, Wien, 1999, S. 13.

  67. 67.

    IAEA Services Series No. 4: AMAT guidelines, Wien, 1999.

  68. 68.

    IAEA Bibliography focusing on Ageing Management/Plant Life Management and Long-term Operation, Wien, Dezember 2009.

  69. 69.

    PLEX ’ 91 – What is it? (mit Konferenz-Programm 02.–04.12.1991): Nuclear Engineering International, Vol. 36, No. 446, September 1991, S. 52–53.

  70. 70.

    Varley, J.: Exploring ageing problems and solutions at PLEX ’91, PLEX ’91 BERLIN, Nuclear Engineering International, Vol. 36, No. 449, December 1991, S. 33–34.

  71. 71.

    NEA/SEN/NDC(2000)6: Status Report on Nuclear Power Plant Life Management, Mai 2006, S. 3–7.

  72. 72.

    Schweizerische Vereinigung für Atomenergie (SVA): Alterungsmanagement bei Kernkraftwerken, 2. bis 4. November 1994, Winterthur, Kursreferate.

  73. 73.

    Schweizerische Vereinigung für Atomenergie (SVA): Betriebsdauermanagement der Kernkraftwerke, 27./28. November 2003, Winterthur, Kursreferate.

  74. 74.

    Michel, F. et al.: BMU-Forschungsvorhaben SR2423, Identifizierung und Verfolgung sicherheitsrelevanter Schwerpunkte beim Alterungsmanagement in Kernkraftwerken zur bundeseinheitlichen Festlegung behördlicher Anforderungen, GRS-A-3167, Dezember 2003, S. 2.

  75. 75.

    Reßing, W. et al.: Untersuchung der Alterung bzw. der Lebensdauer von elektrischen Einrichtungen des Sicherheitssystems und der Störfallinstrumentierung in kerntechnischen Anlagen unter betrieblichen Einflüssen (Alster), BMU-Forschungsvorhaben SR 441, Abschlussbericht April 1992.

  76. 76.

    Ebenda, S. 34–37.

  77. 77.

    Ebenda, S. 18–23.

  78. 78.

    Ebenda, S. 92 und 94–100.

  79. 79.

    Reßing, W.: Einführung in das BMU-Vorhaben SR-2234 – ALSTER II – Relevanz betrieblicher Einflüsse für die Störfallfestigkeit elektrischer Einrichtungen des Sicherheitssystems in kerntechnischen Anlagen, in: 4. KT/KTA-Winterseminar: Alterungsmanagement in Kernkraftwerken, 25. und 26. Januar 1996, Salzgitter, BfS-KT-13,96, S. 501–510.

  80. 80.

    Reßing, W., Boenkendorf, J. und Reinsch, E.: Relevanz betrieblicher Einflüsse für die Störfallfestigkeit elektrischer Einrichtungen des Sicherheitssystems in kerntechnischen Anlagen (ALSTER II), BMU-Vorhaben SR 2234, TÜV Nord e. V., Berichts-Nr. 50-98-002, BMU-2000-546, Dezember 1998.

  81. 81.

    4. KT/KTA-Winterseminar: Alterungsmanagement in Kernkraftwerken, 25. und 26. Januar 1996, Salzgitter, BfS-KT-13,96.

  82. 82.

    Bartonicek, J. und Zaiss, W.: Gewährleistung der Komponentenintegrität als Grundlage des Alterungsmanagements, in: 4. KT/KTA-Winterseminar BfS-KT-13,96, S. 25–65.

  83. 83.

    Hienstorfer, W. G.: Umsetzung des Alterungsmanagement-Konzepts im DWR Neckarwestheim aus Sicht des Gutachters, in: 4. KT/KTA-Winterseminar BfS-KT-13,96, S. 67–81.

  84. 84.

    Wolter, P.: Aspekte der Ermüdungsüberwachung in den Kernkraftwerken Grohnde (KWG) und Emsland (KKE), in: 4. KT/KTA-Winterseminar BfS-KT-13,96, S. 199–219.

  85. 85.

    Michel, F. und Schulz, H.: Beurteilung von alterungsbedingten Veränderungen an mechanischen Komponenten, in: 4. KT/KTA-Winterseminar BfS-KT-13,96, S. 158.

  86. 86.

    Ebenda, S. 147.

  87. 87.

    Michel, F. und Schulz, H.: Beurteilung von alterungsbedingten Veränderungen an mechanischen Komponenten, in: 4. KT/KTA-Winterseminar BfS-KT-13,96, S. 161.

  88. 88.

    AMPA Ku 181, Bericht zu den Untersuchungen an den austenitischen Rohrleitungen der Siedewasserreaktor-Anlagen Kernkraftwerk Isar 1, Kernkraftwerk Philippsburg 1, Kernkraftwerk Gundremmingen II, Block B und C, Juni 1994, erstellt im Auftrag des Bayerischen Staatsministeriums für Landesentwicklung und Umweltfragen sowie des Umweltministers Baden-Württemberg vom Technischen Überwachungs-Verein Bayern Sachsen, München, sowie dem Technischen Überwachungs-Verein Südwest, Mannheim, unter Mitwirkung der Staatlichen Materialprüfungsanstalt (MPA) Universität Stuttgart.

  89. 89.

    AMPA Ku 182, Zusammenfassender Bericht zu den Untersuchungen an den austenitischen Rohrleitungen der Siedewasserreaktor-Anlagen Kernkraftwerk Isar 1, Kernkraftwerk Philippsburg 1, Kernkraftwerk Gundremmingen II, Block B und C, 1998, erstellt im Auftrag des Bayerischen Staatsministeriums für Landesentwicklung und Umweltfragen sowie des Umweltministers Baden-Württemberg von der TÜV Energie- und Systemtechnik GmbH sowie der TÜV Energie- und Systemtechnik GmbH Baden-Württemberg, unter Mitwirkung der Staatlichen Materialprüfungsanstalt (MPA) Universität Stuttgart.

  90. 90.

    Vgl. Sinz, Rolf: Einfluss der Überhitzung auf Gefügeausbildung, Zähigkeit und Korrosionsbeständigkeit der Wärmeeinflusszonen stabilisierter austenitischer Chrom-Nickel-Stähle, Diss., Universität Stuttgart, 1983.

  91. 91.

    AMPA Ku 183, Kußmaul. K.: Gutachterliche Stellungnahme zu den Schäden an Heizrohren von Dampferzeugern des KKW Biblis A, im Auftrag des Hessischen Ministers für Wirtschaft und Technik, Oktober 1986.

  92. 92.

    Herchenröder, P.: Systemanalyse und Alterung, in: 4. KT/KTA-Winterseminar BfS-KT-13,96, S. 312.

  93. 93.

    Vgl. beispielsweise AREVA NP: Fatique Monitoring System for Nuclear Power Components, Nozzles and Pipes – FAMOSi, und Condition-oriented Aging and Plant Life Management System – COMSY.

  94. 94.

    RSK-Stellungnahme vom 04.03.2004: Vorkommnis der INES-Kategorie 3 im amerikanischen Kernkraftwerk Davis Besse vom 6. März 2002, „Borsäurekorrosion am Reaktordruckbehälterdeckel“ und Schlussfolgerungen für deutsche Kernkraftwerke, S. 5.

  95. 95.

    Ebenda, S. 11–13.

  96. 96.

    Zeitner, W.: Alterungsmanagement bei Rohrleitungen und Komponenten, Anforderungen an die Strukturanalyse heute und morgen, in: 4. KT/KTA-Winterseminar BfS-KT-13,96, S. 165–173.

  97. 97.

    Läpple, V. und Blind, W.: Stand der Forschung zur Frage des korrosionsgestützten Risswachstums in ferritischen Bauteilen von Siedewasserreaktoren, in: 4. KT/KTA-Winterseminar BfS-KT-13,96, S. 117–140.

  98. 98.

    Holdt, G. Krause, Ch. et al.: Vorgehensweise und Regelungen zum Alterungsmanagement in deutschen Kernkraftwerken, Bundesamt für Strahlenschutz, KT-IB-49, Salzgitter, September 1996.

  99. 99.

    Michel, F.: Internationale Erfahrungen, Anhang A, in: Holdt, G. Krause, Ch. et al.: Vorgehensweise und Regelungen zum Alterungsmanagement in deutschen Kernkraftwerken, Bundesamt für Strahlenschutz, KT-IB-49, Salzgitter, September 1996, S. 75–90.

  100. 100.

    Alt, M., Fuchs, M. et al.: Alterungsmanagement in deutschen Kernkraftwerken, VGB, September 1997.

  101. 101.

    Bartonicek, J., Hienstorfer, W. G. und Schöckle, F.: Betriebsüberwachung zur Gewährleistung der Komponentenintegrität, 21. MPA-Seminar, 5. und 06.10.1995, Stuttgart, Bd. 1, S. 22.1–22.22.

  102. 102.

    Bartonicek, J., Zaiss, W. und Bröcker, B.: Gesamtkonzept zur langfristigen Absicherung der Integrität am Beispiel des Dampferzeugers und des Volumenregelsystems des GKN, 23. MPA-Seminar, 01. und 02.10.1997, Stuttgart, Bd. 2, S. 50.1–50.15.

  103. 103.

    Bartonicek, J., Zaiss, W. und Barth, H.-R.: Betriebsüberwachung und wiederkehrende Prüfungen in den Regelwerken, 24. MPA-Seminar, 8. und 09.10.1998, Stuttgart, Bd. 1, S. 11.1–11.27.

  104. 104.

    Herter, K.-H., Bartonicek, J., Hienstorfer, W. G. und Schöckle, F.: Bewertung der bei der Betriebsüberwachung erfassten Belastungen, 24. MPA-Seminar, 8. und 09.10.1998, Stuttgart, Bd. 2, S. 62.1–62.21.

  105. 105.

    Erven, U. (Projektleiter): Untersuchungen der Sicherheitsreserven von Kernkraftwerken bei auslegungsüberschreitenden Ereignisabläufen, GRS-A-2588, Abschlussbericht zum BMU-Forschungsvorhaben SR 2223, April 1998.

  106. 106.

    Ebenda, S. 211.

  107. 107.

    Michel, F. (Projektleiter): Auswirkungen des Betriebs auf die Sicherheit der Kernkraftwerke, Abschlussbericht zum Vorhaben SR 2319, GRS-A-2915, Mai 2001.

  108. 108.

    Ebenda, S. 97.

  109. 109.

    TÜVIS-Prüfgrundlagen Kerntechnik: Positionspapier Ganzheitliches Alterungsmanagementkonzept aus Gutachtersicht, Bericht Nr. 54, 15.05.2002.

  110. 110.

    Roos, E., Herter, K.-H., Otremba, F. (alle MPA), Metzner, K.-J. (E.ON) und Bartonicek, J. (GKN): Allgemeines Integritätskonzept für druckführende Komponenten, 27. MPA-Seminar, 4. und 05.10.2001, S. 1.11.

  111. 111.

    RSK, 374. Sitzung vom 22.07.2004, Empfehlung: Beherrschung von Alterungsprozessen in Kernkraftwerken.

  112. 112.

    Kerntechnischer Ausschuss: KTA 1403, Alterungsmanagement in Kernkraftwerken, Fassung 2010-11.

  113. 113.

    Bartonicek, J., Zaiss, W. et al.: Lebensdauermanagement mechanischer Bauteile, 27. MPA-Seminar, 04. und 05.10.2001, S. 2.1–2.23.

  114. 114.

    Michel, F.: Identifizierung und Verfolgung sicherheitsrelevanter Schwerpunkte bei Alterungsmanagement in Kernkraftwerken zur bundeseinheitlichen Festlegung behördlicher Anforderungen, Abschlussbericht zum Vorhaben SR 2423, GRS-A-3167, Dezember 2003.

  115. 115.

    Ebenda, S. 142.

  116. 116.

    Herter, K.-H., Hienstorfer, W. et al.: Alterungsmanagement und Alterungsüberwachung mechanischer Komponenten in baden-württembergischen Kernkraftwerken, Arbeitspunkt 1, Ergebnisdokumentation vom 09.02.2004, Auftrags-Nr. (MPA): 951 053 000, S. 9.

  117. 117.

    Ebenda, S. 9.

  118. 118.

    Ebenda, S. 11.

  119. 119.

    Ebenda, S. 12.

  120. 120.

    Ebenda, S. 13.

  121. 121.

    Herter, K.-H., Hienstorfer, W. et al.: Alterungsmanagement und Alterungsüberwachung mechanischer Komponenten in baden-württembergischen Kernkraftwerken, Arbeitspunkt 1, Ergebnisdokumentation vom 09.02.2004, Auftrags-Nr. (MPA): 951 053 000.

  122. 122.

    Ilg, U., König, G. et al.: Einführung des operativen Alterungsmanagements für mechanische Komponenten an den Standorten GKN und KKP, 32. MPA-Seminar, 05. und 06.10.2006, Stuttgart, S. 7.1–7.22.

  123. 123.

    Herter, K.-H., Hienstorfer, W. et al.: Leitlinie zum Alterungsmanagement in Kernkraftwerken, Techn.-wiss. Ber. MPA Stuttgart (2007), Heft 07-03, ISSN 0721-4529.

  124. 124.

    AMPA Ku 180, Persönliche Mitteilung von Dipl.-Ing. Wolfgang Hienstorfer, 30.09.2015.

  125. 125.

    AMPA Ku 180, Persönliche Mitteilung von Dipl.-Ing. Wolfgang Hienstorfer, 30.09.2015.

Author information

Authors and Affiliations

  1. Universität Stuttgart, Stuttgart, Deutschland

    Paul Laufs

Authors
  1. Paul Laufs
    View author publications

    You can also search for this author in PubMed Google Scholar

Corresponding author

Correspondence to Paul Laufs .

Rights and permissions

Reprints and permissions

Copyright information

© 2018 Springer-Verlag GmbH Deutschland, ein Teil von Springer Nature

About this chapter

Check for updates. Verify currency and authenticity via CrossMark

Cite this chapter

Laufs, P. (2018). Alterungsmanagement. In: Reaktorsicherheit für Leistungskernkraftwerke 2. Springer Vieweg, Berlin, Heidelberg. https://doi.org/10.1007/978-3-662-54164-7_4

Download citation

  • DOI: https://doi.org/10.1007/978-3-662-54164-7_4

  • Published:

  • Publisher Name: Springer Vieweg, Berlin, Heidelberg

  • Print ISBN: 978-3-662-54163-0

  • Online ISBN: 978-3-662-54164-7

  • eBook Packages: Computer Science and Engineering (German Language)

Publish with us

Policies and ethics

Search

Navigation