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Die Bedeutung der kontrollierten Abschaltung von Fusionsreaktoren für die Sicherheit der Kernfusion

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    Das Wichtigste in Kürze

    • Das kontrollierte Abschalten eines Fusionsreaktors, insbesondere eines Tokamaks, ist entscheidend, um Schäden an der Anlage zu vermeiden.
    • Ein unkontrolliertes Abkühlen des Plasmas kann zu Instabilitäten führen, die die Reaktorwände beschädigen können.
    • Forschungseinrichtungen wie das MIT entwickeln KI-Modelle, die den "Ramp-Down"-Prozess simulieren und optimieren, um die Sicherheit zu erhöhen.
    • Diese Modelle nutzen Daten aus physikalischen Plasma-Experimenten, um die Plasmaentwicklung unter verschiedenen Bedingungen vorherzusagen.
    • Das Sicherheitskonzept der Kernfusion unterscheidet sich von dem der Kernspaltung durch inhärente Sicherheitsmerkmale, wie die Selbstbegrenzung der Fusionsreaktion und das geringere radiologische Gefährdungspotenzial.
    • Die Übertragbarkeit kerntechnischer Regelwerke auf die Fusion erfordert Anpassungen aufgrund fundamentaler physikalischer und technischer Unterschiede.

    Die kontrollierte Deaktivierung von Fusionsplasmen: Ein kritischer Aspekt der Fusionsenergiesicherheit

    Die Forschung an der Kernfusion als potenziell nachhaltige Energiequelle schreitet voran, wobei erhebliche Investitionen von Regierungen und privaten Unternehmen weltweit getätigt werden. Während die Komplexität der Zündung und Aufrechterhaltung eines Plasmas bei Temperaturen von über 100 Millionen Grad Celsius im Vordergrund steht, ist ein weiterer entscheidender Aspekt die sichere und kontrollierte Abschaltung eines Fusionsreaktors. Dieser sogenannte "Ramp-Down"-Prozess birgt spezifische Herausforderungen, die bei unzureichender Steuerung zu erheblichen Schäden an der Anlage führen können. Die Entwicklung fortschrittlicher Steuerungsmethoden, einschließlich des Einsatzes künstlicher Intelligenz, ist daher von grosser Bedeutung für die zukünftige kommerzielle Nutzung der Fusionsenergie.

    Herausforderungen beim Abschalten eines Fusionsreaktors

    In Tokamak-Reaktoren, einer der am weitesten entwickelten Bauformen für Fusionsanlagen, wird das extrem heisse Plasma durch starke Magnetfelder in einer ringförmigen Kammer eingeschlossen. Die Kontrolle dieses Plasmas ist während des gesamten Betriebs kritisch. Beim Abschalten des Reaktors, dem "Ramp-Down", müssen die physikalischen Parameter des Plasmas, wie Temperatur, Dichte, Strom und Magnetfelder, in kurzer Zeit drastisch und kontrolliert verändert werden. Eine gängige Strategie ist das Deaktivieren des Plasmastroms. Diese Methode kann jedoch dazu führen, dass das Plasma seine Stabilitätsgrenzen überschreitet und unkontrollierbar wird. Solche Instabilitäten können das Plasma dazu bringen, mit den Innenwänden des Reaktors in Kontakt zu treten, was kostspielige und zeitaufwendige Reparaturen zur Folge hätte.

    Die Komplexität des Plasmas während des Ramp-Downs, bei dem sich viele physikalische Grössen schnell ändern, erschwert die Simulation und damit die präzise Kontrolle. Dies erfordert innovative Ansätze zur Vorhersage und Steuerung des Plasmaverhaltens.

    KI-Modelle zur Optimierung des Ramp-Down-Prozesses

    Forschungseinrichtungen wie das Massachusetts Institute of Technology (MIT) haben sich dieser Herausforderung angenommen und KI-Modelle entwickelt, um den Abschaltprozess zu simulieren und sicherer zu gestalten. Ein Team des MIT kombinierte maschinelles Lernen mit experimentellen Daten aus physikalischen Plasma-Experimenten. Das Modell, ein sogenanntes Neural State-Space Model (NSSM), wurde mit Daten von über 300 Plasmaimpulsen, darunter fünf Hochenergie-Impulse, des Tokamaks TCV in Lausanne, Schweiz, trainiert und getestet.

    Das Ziel des Modells war es, das Plasma ohne unkontrollierte Energiefreisetzung aufzulösen. Trotz der begrenzten Ausgangsdaten konnte das trainierte Modell bestimmte Plasmaverläufe (Trajektorien) simulieren, die einen kontrollierteren Ramp-Down ermöglichten. Die Ergebnisse zeigten, dass die Vorgaben des Modells das Plasma in Testläufen am TCV schneller und störungsfreier abschwächten als bisherige Methoden. Diese Erkenntnisse könnten zukünftigen Tokamaks wie SPARC und ITER zugutekommen, indem sie eine präzisere Steuerung von Magnetfeldern und Temperaturen während der Abschaltung ermöglichen.

    Sicherheitskonzepte und die Übertragbarkeit kerntechnischer Regelwerke

    Das Sicherheitskonzept von Fusionskraftwerken basiert auf dem Prinzip der gestaffelten Sicherheitsebenen ("Defence in Depth"), ähnlich dem in der Kernspaltung angewandten Konzept. Es gibt jedoch fundamentale Unterschiede, die Anpassungen der Regelwerke erforderlich machen:

    • Reaktivitätskontrolle und Brennstoffinventar: Im Gegensatz zu Kernspaltungsreaktoren, wo eine Kettenreaktion kontrolliert werden muss und ein grosses Inventar an Spaltprodukten vorhanden ist, ist der Fusionsprozess inhärent selbstbegrenzend. Die Fusionsreaktion im Plasma kommt bei Störungen schnell zum Erliegen, da nur eine geringe Menge Brennstoff (Deuterium und Tritium) für wenige Minuten Betriebszeit im Plasmagefäss vorhanden ist. Leistungsexkursionen durch positive Rückkopplungsmechanismen sind physikalisch ausgeschlossen, und eine Rekritikalität durch Brennstoff- oder Materialakkumulation ist unmöglich.
    • Radioaktives Inventar: Das radiologische Inventar eines Fusionsreaktors besteht hauptsächlich aus Tritium und aktivierten Materialien in den Reaktorstrukturen. Im Vergleich zu Kernspaltungsreaktoren ist die Radiotoxizität des Tritiums und der aktivierten Strukturen um Grössenordnungen geringer. Zudem klingen die Halbwertszeiten der Fusionsrückstände deutlich schneller ab.
    • Nachzerfallswärme: Obwohl auch in Fusionsrereaktoren nach der Abschaltung Nachzerfallswärme anfällt, ist die Leistungsdichte pro Masse um ein Vielfaches geringer als in Kernspaltungsreaktoren. Studien zeigen, dass bei geeigneter Auslegung der Anlage die Nachzerfallswärme durch passive Wärmeabfuhr beherrscht werden kann, ohne die Integrität der Sicherheitsbarrieren zu gefährden. Dies könnte die Anforderungen an aktive Kühlsysteme reduzieren.
    • Barrieren und Rückhaltefunktionen: Das Sicherheitskonzept der Fusion sieht gestaffelte Barrieren vor. Der Vakuumbehälter dient als erste Barriere, gefolgt von weiteren Einschlusssystemen und dem Reaktorgebäude. Die Integrität dieser Barrieren wird durch passive und aktive Massnahmen, wie Druckbegrenzungssysteme und Detritiierungssysteme, gewährleistet.
    • Fusionsspezifische Phänomene: Das Vakuum im Plasmagefäss und die starken supraleitenden Magnetfelder erfordern spezifische Sicherheitsbetrachtungen, die in kerntechnischen Regelwerken keine direkte Entsprechung finden. Ein Vakuumverlust führt zum sofortigen Erlöschen des Plasmas, könnte aber andere Auswirkungen haben. Das "Quenchen" von Magneten, bei dem die Supraleitfähigkeit verloren geht, erfordert kontrollierte Energieentladungssysteme, um Druckanstiege und Schäden zu verhindern.

    Die bisherigen Sicherheitsanalysen für Fusionskraftwerke, insbesondere im Rahmen der PPCS-Studien und des ITER-Projekts, zeigen, dass selbst bei angenommenen schweren Unfällen die radiologischen Auswirkungen auf die Umgebung deutlich unterhalb der internationalen Evakuierungsgrenzwerte liegen. Dies unterstreicht das inhärent günstige Sicherheitsprofil der Kernfusion.

    Ausblick und zukünftige Anforderungen

    Die Entwicklung detaillierterer Kraftwerkskonzepte für die Fusion wird eine weitere Konkretisierung des Sicherheitskonzepts erfordern. Dies beinhaltet eine systematische Zuordnung von Massnahmen und Einrichtungen zu den einzelnen Sicherheitsebenen, die Berücksichtigung externer Einwirkungen wie Erdbeben oder Flugzeugabstürze und die Anpassung der Regelwerke an fusionsspezifische Technologien und Materialien. Das Ziel ist es, Fusionskraftwerke so zu gestalten, dass keine externen Katastrophenschutzmassnahmen erforderlich sind.

    Die Forschung konzentriert sich weiterhin auf die Entwicklung robuster Materialien, die den extremen Bedingungen in Fusionsreaktoren standhalten können, sowie auf die Verbesserung der Plasmakontrolle und -stabilisierung. Der Fortschritt in der KI-gestützten Simulation des Plasmaverhaltens, insbesondere des Ramp-Down-Prozesses, ist ein wichtiger Schritt, um die Sicherheit und Effizienz zukünftiger Fusionskraftwerke zu gewährleisten und die Kernfusion als nachhaltige Energiequelle der Zukunft zu etablieren.

    Die Zusammenarbeit internationaler Projekte wie ITER und die kontinuierliche Forschung in Einrichtungen weltweit sind entscheidend, um die verbleibenden technologischen und physikalischen Herausforderungen zu meistern und die Vision einer sicheren und nahezu unbegrenzten Fusionsenergie in die Realität umzusetzen.

    Bibliography

    - AAR10: ITER, "Accident Analysis Report (AAR) Volume I - Event Identification and Selection", ITER_D_2DPVGT v 1.4, ITER, 2010. - ARI08: ARIES-CS-Team, "ARIES-CS SPECIAL ISSUE", Fusion Science and Technology 54, 2008, 655-889. - AUG03: Asdex_Upgrade_Team, "SPECIAL ISSUE ON ASDEX UPGRADE", Fusion Science and Technology 44, 2003. - BEI01: Beidler C D, Harmeyer E, Herrnegger F, Igitkhanov Y, Kendl A, Kisslinger J, Kolesnichenko Y I, Lutsenko V V, Nührenberg C, Sidorenko I et al, "The Helias reactor HSR4/18", Nuclear Fusion 41, 2001, 1759. - BER10: Berry J et al., Inherently safe heat transfer of ITER’s fusion power, ASME-ATI-UIT 2010 Conference on Thermal and Environmental Issues in Energy Systems, 16–19 May, 2010, Sorrento, Italy. - BFS11: Bekanntmachung eines öffentlichen Teilnahmewettbewerbes nach § 12 Abs. 2 VOL/A und Aufforderung zur Abgabe eines Angebotes, Untersuchung der Sicherheit von Kernfusionskraftwerken hinsichtlich nuklearer Stör- und Unfälle, BfS AG-F 3 – 08302 / 3611R01353. - BMU99: Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit: Übersicht über Maßnahmen zur Verringerung der Strahlenexposition nach Ereignissen mit nicht unerheblichen radiologischen Auswirkungen. (Maßnahmenkatalog). Band 1 und 2, Oktober 1999. - BUE76: Bünde R, Dänner W, Herold H and Raeder J, "Energie durch Kernfusion", IPP 4/147, Max-Planck-Institut für Plasmaphysik, Garching, 1976. - CAP05: Caporali R, Caruso G, Di Pace L, “Safety assessment of the Power Plant Conceptual Study Model AB”, EFDA Task TW4-TRP-002, draft, June 2005. - CHE03: Chen Y, Fischer U, Pereslavtsev P and Wasastjerna F, "The EU Power Plant Conceptual Study - Neutronic Design Analyses For Near Term and Advanced Reactor Models", FZKA 6763, Forschungszentrum Karlsruhe GmbH, Karlsruhe, 2003. - CIA11: Ciattaglia S, Baker D et al., “Safety classification of ITER structures, systems and components”, 26th SOFT, 2011. - COL90: Colombo U, Jaumotte A, Kennedy E, Lopez-Martinez C, Popp M, Reece C, Schopper H, Spitz E and Troyon F, "Evaluation of the community fusion programme 1984 - 1990", Science and Technology policy series, Research evaluation - Report No. 45, EUR 13104 EN, Commission of the European Communities, Bruxelles 1990. - COO97: Cook I, Taylor N P, Forty C B A, Han W E, “SEAL Studies of Variant Blanket Concepts and Materials”, Journal of Fusion Energy, Vol. 16, No. 3, pp. 253-259, 1997. - COR12: Cortes P, Lepetit L et al., “Safety design principles for confinement and ventilation systems of the ITER research facility”, 10th international conference of industrial ventilation “VENTILATION 2012”. - DIN90: DIN-25463, Berechnung der Nachzerfallsleistung der Kernbrennstoffe von Leichtwasserreaktoren – Nichtrezyklierte Kernbrennstoffe, Deutsche Norm + Beiblatt, 1990. - DOE96: DOE, "Supplementary Guidance and Design Experience for the Fusion Safety Standards DOE-STD-6002-96 and DOE-STD-6003-96", DOE Handbook, DOE-HDBK-6004-99, U.S. Department of Energy, Washington, D.C. 20585, 1996. - ESK13: Stellungnahme der Entsorgungskommission, ESK-Stresstest für Anlagen und Einrichtungen der Ver- und Entsorgung in Deutschland - Teil 2: Lager für schwach- und mittelradioaktive Abfälle, stationäre Einrichtungen zur Konditionierung schwach- und mittelradioaktiver Abfälle, Endlager für radioaktive Abfälle, 11.07.2013. - FER13: Fernandez Robles C, “Plant Control Design Handbook for Nuclear control system”, Jan. 2013. - GIR98: Girard C, Porporat M, “Ex-vessel accidents on Seafp divertor cooling loop – a sensitivity study”, 20th SOFT, 1998. - GOT12: Goto T, MiyazawaI J, Tamura H, Tanaka T, Hamaguchi S, Yanagi N, Sagara A and FFHR_Design_Group, "Design Window Analysis for the Helical DEMO Reactor FFHR-d1 ", Plasma Fusion Res. 7, 2012, 2405084. - GRI98: Grieger G and Team W X, "The Wendelstein 7X Project", J. Plasma Fusion Res. SERIES 1, 1998, 53-56. - GSP10: ITER, "General Safety Principles", ITER_D_33AMDD v1.0, 2010. - GUL93: Gulden W, "Sicherheit und Umwelteinfluss zukünftiger Fusionsreaktoren", Energie – Technik – Umwelt, Hrsg. U. Brockmeier, Ruhr-Universität Bochum, 1993. - GUL99: Gulden W, Kajlert E, “Safety and environmental assessment of fusion pow-er – long term programme (SEAL)”, Summary Report of the SEAL Project, EUR 19071, April 1999. - GUL12: Gulden W, “Review technical information available in EU from previous fu-sion reactor studies relevant for safety”, Safety workshop, Garching, 5. December 2012. - HER12: Herb J et al.: “Untersuchung der Sicherheit von Kernfusionskraftwerken hinsichtlich nuklearer Stör- und Unfälle”, FKZ 3611R01353, Anlage A Vorhabenbeschreibung, 2012. - HIR08: Hirsch M, Baldzuhn J, Beidler C, Brakel R, Burhenn R, Dinklage A, Ehmler H, Endler M, Erckmann V, Feng Y et al, "Major results from the stellarator-Wendelstein 7-AS", Plasma Phys. Contr. Fusion 50, 2008, 053001 (204pp). - HOF07: Hoffmann H et al., „Das Integritätskonzept für Rohrleitungen sowie Leck- und Bruchpostulate in deutschen Kernkraftwerken“, VGB Power-Tech, 7/2007, pp. 78 - 91. - HOW09: How J, “PD-plant Description”, ITER IDM UID 2X6K67, 2009. - IAE00: IAEA Safety Standard Series, Safety of Nuclear Power Plants: Design, No. NS-R-1, 2000. - IAE12a: IAEA, "Environmental Modelling for Radiation Safety (EMRAS) — A Sum-mary Report of the Results of the EMRAS Programme (2003-2007)", IAEA-TECDOC-1678, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012. - IAE12b: IAEA, "Safety of Nuclear Power Plants: Design", Specific Safety Require-ments SSR-2/1, International Atomic Energy Agency, Vienna, 2012. - IAE91: IAEA, “Safety related terms for advanced nuclear plants”, International Atomic Energy Agency, Vienna, 1991. - ITE07: Shimada M, Campbell D J, Mukhovatov V, Fujiwara M, Kirneva N, Lackner K, Nagami M, Pustovitov V D, Uckan N, Wesley J et al, "Chapter 1: Overview and summary", Nuclear Fusion 47, 2007, S1-S17. - KAR04: Karditsas P J and PPCS Team, “PPCS General Design Requirements Document”, EFDA TW4-TRP-003, July 2004. - KOM94: Komen E M J, Koning H, “Loss-of-coolant and loss-of-flow accidents in the SEAFP first wall/blanket cooling system“, Fusion Technology 1994, vol.2, 1485-1488. - KOM10: Komori A, Yamada H, Imagawa S, Kaneko O, Kawahata K, Mutoh K, Ohyabu N, Takeiri Y, Ida K, Mito T et al, "Goal and Achievements of Large Helical Device Project", Fusion Science and Technology 58, 2010, 1-11. - MAI05: Maisonnier D, Cook I, Pierre S, Lorenzo B, Edgar B, Karin B, Luigi D P, Robin F, Luciano G, Stephan H et al, "The European power plant concep-tual study", Fusion Engineering and Design 75-79, 2005, 1173-1179. - MAI06: Maisonnier D, Cook I, Pierre S, Lorenzo B, Luigi D P, Luciano G, Prachai N and Aldo P, "DEMO and fusion power plant conceptual studies in Europe", Fusion Engineering and Design 81, 2006, 1123-1130. - MAI08: Maisonnier D, "European DEMO design and maintenance strategy", Fusion Engineering and Design 83, 2008, 858-864. - NAT01: Natalizio A, Pinna T, Di Pace L, “Impact of plant incidents on worker radia-tion exposure for the SEAFP design”, Fusion Engineering and Design 58– 59 (2001) 1065–1069. - NEI12: Neilson G H, Federici G, Li J, Maisonnier D and Wolf R, "Summary of the International Workshop on Magnetic Fusion Energy (MFE) Roadmapping in the ITER Era; 7-10 September 2011, Princeton, NJ, USA", Nuclear Fusion 52, 2012, 047001. - PAC02: Di Pace L, Pinna T, Porfiri M T, “Accident Description for Power Plant Con-ceptual Study”, ENEA Report FUS-TN-SA-SE-R-47, Rev. 1, September 2002. - PAM05: Pampin R et al., “Neutron transport and material activation in a HCLL pow-er plant (PPCS model AB)“, 1st IAEA TM on First Generation of Fusion Power Plant Design and Technology Vienna, July 2005. - PIN04: Pinna T, Caporali R, “Identification of accident sequences for the power plant conceptual study Models C and D”, EFDA Task TW1 TRP PPCS14, May 2004. - PPC05: Maisonnier D, Cook I, Sardain P, Andreani R, Pace L D, Forrest R, Giancarli L, Hermsmeyer S, Norajitra P, Taylor N et al, "A Conceptual Study of Commercial Fusion Power Plants", EFDA(05)-27/4.10 (EFDA-RP-RE-5.0), EFDA, 2005. - POI10: Poitevin Y, Boccaccini L V, Zmitko M, et al., “Tritium breeder blankets de-sign and technologies in Europe: Development status of ITER Test Blanket Modules, test & qualification strategy and roadmap towards DEMO”, Fusion Engineering and Design 85 (2010) 2340–2347. - PSR10: ITER, "Preliminary Safety Report (Rapport Préliminaire de Sûreté, RPrS)", ITER_D_3ZR2NC v3.0, ITER, 2011. - RIC08: Riccardi B, “ITER Divertor: Requirements, Design and EU R&D”, Fusion for Energy-Barcelona, Cadarache, 11 June 2008. - RPS10: Taylor N, Elbez-Uzan J, “Preliminary Safety Report (RPrS) - Version 2.0”, IDM UID 3ZR2NC, March 2010. - RSK79: Reaktorsicherheitskommision, RSK-Leitlinien für Druckwasserreaktoren Anhang 2: Rahmenspezifikation "Basissicherheit von ruckführenden Kom-ponenten",, Fassung September 1979. - SAG06: Sagara A, Mitarai O, Imagawa S, Morisaki T, Tanaka T, Mizuguchi N, Dolan T, Miyazawa J, Takahata K, Chikaraishi H et al, "Conceptual design ac-tivities and key issues on LHD-type reactor FFHR", Fusion Engineering and Design 81, 2006, 2703-2712. - SAG98: Sagara A, Motojima O, Imagawa S, Mitarai O, Noda T, Uda T, Watanabe K, Yamanishi H, Chikaraishi H, Kohyama A et al, "Design studies of helical-type fusion reactor FFHR", Fusion Engineering and Design 41, 1998, 349-355. - SAR06: Sardain P, Maisonnier D, Di Pace L, Giancarli L, Puma A L, Norajitra P, Orden A, Arenaza E and Ward D, "The European power plant conceptual study: Helium-cooled lithium-lead reactor concept", Fusion Engineering and Design 81, 2006, 2673-2678. - SCH12a: Schauer F, "Helias reactor HELIAS 5-B", 10th Coordinated Working Group Meeting (CWGM), Greifswald, Germany, 2012. - SCH12b: Schauer F, Egorov K and Bykov V, "HELIAS 5-B magnet system structure and maintenance concept", 27th Symposium on Fusion Technology (SOFT), Liège (Belgium), 2012. - SEA95: Raeder J, Cook I, Morgenstern F H, Salpietro E, Bünde R and Ebert E, "Safety and Environmental Assessment of Fusion Power (SEAFP)", EURFUBRU XII-217/95 (Report of the SEAFP Project), European Commis-sion, Directorate General XII, Fusion Programme, Brussels, 1995. - SEA99: Cook I, Marbach G, Gulden W, DiPace L, Rocco P, Girard C and Taylor N, "Safety and Environmental Assessment of Fusion Power – Report of the SEAL and SEAFP-2 Projects", EUR FU(99) FTSC-P 6/5.1, 1999. - SEI01: Cook I, Marbach G, Di-Pace L, Girard C and Taylor N P, "Safety and Envi-ronmental Impact of Fusion (SEIF)", EUR (01) CCE-FU / FTC 8/5 (EFDA-S-RE-1), EFDA, 2001. - SHE94: Sheffield J, "The physics of magnetic fusion reactors", Reviews of Modern Physics 66, 1994, 1015-1103. - SIA12: Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit: Bekanntmachung der „Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke“. 22. November 2012. BAnz AT 24.01.2013. - SSK04: Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz der Katastrophenschutzlei-tung bei kerntechnischen Notfällen. Berichte der Strahlenschutzkommission (SSK) des BMU, Heft 37, 2004. - TAY00: Taylor N P, Cook I, Forty C B A, Han W E and Taylor P, "SEAFP-2 bound-ing accident analyses", Fusion Engineering and Design 48, 2000, 419-433. - TAY04: Taylor N, Pampin-Garcia R, “Activation of tungsten as plasma-facing ar-mour in PPCS Plant Models A and B”, Deliverable 5 of EFDA task TW3-TSS-LT1 (extension), September 2004. - TAY12a: Taylor N, 2012, "Safety issues for fusion nuclear facilities and lessons learned from ITER", 1st IAEA DEMO Programme Workshop, UCLA, 15-18 October 2012. - TAY12b: Taylor N, Ciattaglia S, Cortes P, Iseli M, Rosanvallon S and Topilski L, "ITER safety and licensing update", Fusion Engineering and Design 87, 2012, 476-481. - WEN09: Western European Nuclear Regulator’s Association: Safety Objectives for New Power Reactors. Study by WENRA Reactor Harmonization Working Group. December 2009. - WOL12: Wolf R C, Beidler C D, Bozhenkov S, Dinklage A, Drevlak M, Egorov K, Geiger J, Helander P, Maaßberg H, Schauer F et al, 2012, "Power Plant Studies Based on the HELIAS Stellarator Line", 1st IAEA DEMO Pro-gramme Work-shop, UCLA, 15-18 October 2012. - ZOH12: Zohm H, "Assessment of DEMO Challenges in Technology and Physics ", 27th Symposium on Fusion Technology, Liège - Belgium, 2012, Paper I6.2, submitted to Fusion Engineering and Design (in press). - ZOH13: Zohm H, Angioni C, Fable E, Federici G, Gantenbein G, Hartmann T, Lack-ner K, Poli E, Porte L, Sauter O et al, "On the physics guidelines for a to-kamak DEMO", Nuclear Fusion 53, 2013, 073019.

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