Civil Engineering Reference
In-Depth Information
7. Deutsche Risikostudie Kernkraftwerke Phase A (1980) Gesellschaft f¨r Reaktorsicherheit
(GRS). Verlag T
¨
V Rheinland
8. (1975) Reactor safety study: an assessment of accidents risks in US commercial nuclear power
plants. In: Rasmussen NC (ed) US Nuclear Regulatory Commission, WASH-1400 (NUREG-
75/014), Washington
9. Lewis EE (1977) Nuclear power reactor safety. Wiley, New York, NY
10. M¨rkl M (1976) Core engineering and performance of pressurized water reactors. Kraftwerk
Union AG, Erlangen
11. Tong LS et al (1979) Thermal analysis of pressurized water reactors. American Nuclear
Society, LaGrange Park, IL
12. Lahey RT et al (1977) The thermal hydraulics of a boiling water nuclear reactor. American
Nuclear Society, LaGrange Park, IL
13. RSK-Leitlinien f¨r Druckwasserreaktoren (1996) Fassung 11.96, BAnz Nr. 214 vom
05.11.1996
14. Bachmann G et al (1971) Leittechnik des Kernkraftwerks Stade. Atomwirtschaft 16:600-602
15. Aleite W et al
(1971) Regeleinrichtungen des Kernkraftwerks Stade. Atomwirtschaft
16:597-599
16. Aleite W et al (1987) Leistungsregeleinrichtungen und Begrenzungen von Druck- und
Siedewasserreaktoren. Atomwirtschaft 32:129-134
17. Aleite W et al (1987) Leittechnik in Kernkraftwerken. Atomwirtschaft 32:122-128
18. ASME Boiler and Pressure Vessel Code (2007) Section III-Div. 1, Rules for construction of
nuclear power plant components. The American Society of Mechanical Engineers, New York,
NY
19. Laufs P (2006) Die Entwicklung der Sicherheitstechnik f¨r Kernkraftwerke im politischen und
technischen Umfeld der Bundesrepublik Deutschland seit 1955. Dissertation, Historisches
Institut, Abteilung Geschichte der Naturwissenschaften, Universit¨t Stuttgart, Germany
20. Merkle JG et al (1975) An evaluation of the HSST program intermediate pressure vessel tests
in terms of light water reactor pressure vessel safety. ORNL-TM-5090
21. Derby RW et al (1974) Test of 6-inch-thick pressure vessel, Series 1: Intermediate test vessels
V-1 and V-2. ORNL-4895
22. Bryan RH et al (1975) Test of 6-inch-thick pressure vessels, Series 2: Intermediate test vessels
V-3, V-4, and V-6. ORNL-5059
23. Merkle JG et al (1976) Test of 6-in.-thick pressure vessels, Series 3: Intermediate test vessel
V-7. USNRC Report ORNL/NUREG-1
24. Whitman GD (1976) Heavy section steel technology program quarterly progress report for
January thru March 1976. ORNL-TM-28
25. Griffith AA (1921) The phenomena of rupture and flow in solids. Phil Trans R Soc Lond
A221:163-198
26. Irwin GR (1958) Fracture. In: Handbuch der Physik, Bd. VI, Elastizit¨t und Plastizit¨t.
Springer, Berlin
27. Williams PT et al (2012) Fracture analysis of vessels - Oak Ridge FAVOR, v 12.1, computer
code: theory and implementation of algorithms, methods, and correlations. ORNL/TM-2012/
567
28. Kußmaul K et al (1978) Maßnahmen und Pr
¨
fkonzept zur weiteren Verbesserung der Qualit
¨
t
von Reaktordruckbeh¨ltern f¨r Leichtwasserreaktoren, 2. VGB-Kraftwerkstechnik 58
(6):439-448
29. Hoffmann H et al (2007) Das Integrit¨tskonzept f¨r Rohrleitungen sowie Leck- und
Bruchpostulate in deutschen Kernkraftwerken. VGB Power Tech 7:78-91
30. Kußmaul K (1984) German basis safety concept rules out possibility of catastrophic failure.
Nucl Eng Int 12:41-46
31. Bruch CG (1976) RELAP4/Mod.5, a computer program for transient thermal-hydraulic anal-
ysis of nuclear reactors and related systems, user's manual, vol 1: RELAP4/MOD5 descrip-
tion, SRD-113-76. Aerojet Nuclear Company
