Für den zielgerichteten Einsatz von präventiven und mitigativen Notfallmaßnahmen sowie zur Beurteilung ihrer Wirksamkeit während auslegungsüberschreitender Unfälle in Druckwasserreaktoren aber auch für Hinweise zum Störfallverlauf und für die Abschätzung der Auswirkungen auf die Anlagenumgebung müssen geeignete Störfallinstrumentierungen vorhanden sein. Insbesondere der Zustand des Reaktordruckbehälterinventars (RDB-Inventar) während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls lässt sich mit aktuellen Störfallinstrumentierungen nur stark eingeschränkt überwachen, wodurch die o. g. Forderungen nicht erfüllt werden können. Die vorliegende Arbeit beinhaltet detaillierte Untersuchungen für die Entwicklung einer Störfallinstrumentierung, welche eine durchgängige Zustandsüberwachung des RDB-Inventars während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls ermöglicht. Die Störfallinstrumentierung basiert auf der Messung und Klassifikation von unterschiedlichen Gammaflussverteilungen, welche während der In-Vessel-Phase außerhalb des Reaktordruckbehälters auftreten können. Ausgehend von der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik wird der modell-basierte Ansatz für Structural Health Monitoring-Systeme genutzt, um eine grundlegende Vorgehensweise für die Entwicklung der Störfallinstrumentierung zu erarbeiten. Anschließend erfolgt eine detaillierte Analyse zu den Vorgängen während der In-Vessel-Phase und eine daraus abgeleitete Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall. Für die definierten Kernzustände werden mittels Simulationen (Monte-Carlo-Simulationen zum Gammastrahlungstransport in einem zu dieser Arbeit parallel laufenden Vorhaben) Gammaflüsse außerhalb des Reaktordruckbehälters berechnet. Die Simulationsergebnisse dienen dem Aufbau von Datenbasen für die Entwicklung und Analyse eines Modells zur Klassifikation von Gammaflussverteilungen. Für die Entwicklung des Klassifikationsmodells kommen drei diversitäre und unabhängig arbeitende Klassifikationsverfahren (Entscheidungsbaum, k-nächste-Nachbarn-Klassifikation, Multilayer Perzeptron) zur Anwendung, um die Identifikationsgenauigkeit und Robustheit der Störfallinstrumentierung zu erhöhen. Die abschließenden Betrachtungen umfassen die Validierung der Störfallinstrumentierung mittels eines Versuchstandes zur Erzeugung unterschiedlicher Gammaflussverteilungen. Im Ergebnis der Untersuchungen konnte die prinzipielle Funktionsweise der entwickelten Störfallinstrumentierung nachgewiesen werden. Unter der Voraussetzung, die Gültigkeit der definierten Kernzustände zu untermauern sowie weitere, nicht in dieser Arbeit betrachtete Kernschmelzszenarien mit in die Entwicklung der Störfallinstrumentierung einzubeziehen, steht somit insbesondere für zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren eine Möglichkeit für die messtechnische Überwachung des RDB-Inventars während auslegungsüberschreitender Unfälle bereit. Die Arbeit leistet einen wesentlichen Beitrag auf dem Gebiet der Reaktorsicherheitsforschung sowie für den sicheren Betrieb von kerntechnischen Anlagen.

Für den zielgerichteten Einsatz von präventiven und mitigativen Notfallmaßnahmen sowie zur Beurteilung ihrer Wirksamkeit während auslegungsüberschreitender Unfälle in Druckwasserreaktoren aber auch für Hinweise zum Störfallverlauf und für die Abschätzung der Auswirkungen auf die Anlagenumgebung müssen geeignete Störfallinstrumentierungen vorhanden sein. Insbesondere der Zustand des Reaktordruckbehälterinventars (RDB-Inventar) während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls lässt sich mit aktuellen Störfallinstrumentierungen nur stark eingeschränkt überwachen, wodurch die o. g. Forderungen nicht erfüllt werden können. Die vorliegende Arbeit beinhaltet detaillierte Untersuchungen für die Entwicklung einer Störfallinstrumentierung, welche eine durchgängige Zustandsüberwachung des RDB-Inventars während der In-Vessel-Phase eines auslegungsüberschreitenden Unfalls ermöglicht. Die Störfallinstrumentierung basiert auf der Messung und Klassifikation von unterschiedlichen Gammaflussverteilungen, welche während der In-Vessel-Phase außerhalb des Reaktordruckbehälters auftreten können. Ausgehend von der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik wird der modell-basierte Ansatz für Structural Health Monitoring-Systeme genutzt, um eine grundlegende Vorgehensweise für die Entwicklung der Störfallinstrumentierung zu erarbeiten. Anschließend erfolgt eine detaillierte Analyse zu den Vorgängen während der In-Vessel-Phase und eine daraus abgeleitete Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall. Für die definierten Kernzustände werden mittels Simulationen (Monte-Carlo-Simulationen zum Gammastrahlungstransport in einem zu dieser Arbeit parallel laufenden Vorhaben) Gammaflüsse außerhalb des Reaktordruckbehälters berechnet. Die Simulationsergebnisse dienen dem Aufbau von Datenbasen für die Entwicklung und Analyse eines Modells zur Klassifikation von Gammaflussverteilungen. Für die Entwicklung des Klassifikationsmodells kommen drei diversitäre und unabhängig arbeitende Klassifikationsverfahren (Entscheidungsbaum, k-nächste-Nachbarn-Klassifikation, Multilayer Perzeptron) zur Anwendung, um die Identifikationsgenauigkeit und Robustheit der Störfallinstrumentierung zu erhöhen. Die abschließenden Betrachtungen umfassen die Validierung der Störfallinstrumentierung mittels eines Versuchstandes zur Erzeugung unterschiedlicher Gammaflussverteilungen. Im Ergebnis der Untersuchungen konnte die prinzipielle Funktionsweise der entwickelten Störfallinstrumentierung nachgewiesen werden. Unter der Voraussetzung, die Gültigkeit der definierten Kernzustände zu untermauern sowie weitere, nicht in dieser Arbeit betrachtete Kernschmelzszenarien mit in die Entwicklung der Störfallinstrumentierung einzubeziehen, steht somit insbesondere für zukünftige Kernkraftwerke mit Druckwasserreaktoren eine Möglichkeit für die messtechnische Überwachung des RDB-Inventars während auslegungsüberschreitender Unfälle bereit. Die Arbeit leistet einen wesentlichen Beitrag auf dem Gebiet der Reaktorsicherheitsforschung sowie für den sicheren Betrieb von kerntechnischen Anlagen.:1 Einleitung 2 Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik 2.1 Sicherheit in deutschen Kernkraftwerken mit Druckwasserreaktor 2.1.1 Mehrstufenkonzept 2.1.2 Störfallinstrumentierungen 2.2 Auslegungsüberschreitende Unfälle mit Kernschmelze in DWR 2.2.1 Auslösende Ereignisse 2.2.2 Grundlegender Ablauf eines auslegungsüberschreitenden Unfall mit Kernschmelze 2.3 Strahlungstechnik, Strahlungsmesstechnik 2.3.1 Grundlagen der Strahlungstechnik 2.3.2 Wechselwirkungen von Gammastrahlung mit Materie 2.3.3 Messung ionisierender Strahlung 2.4 Verfahren und Methoden der Zustandsüberwachung 2.4.1 Zustandsüberwachung 2.4.2 Structural Health Monitoring 2.4.3 Mustererkennung 2.4.4 Entscheidungsbäume 2.4.5 k-nächste-Nachbarn-Klassifikation 2.4.6 Künstliche neuronale Netze 2.5 Schlussfolgerungen aus der Analyse zum Stand von Wissenschaft und Technik 2.5.1 Zusammenfassung zum Kapitel 2 2.5.2 Zielstellung, Aufbau und Abgrenzung der Arbeit 3 Analyse der In-Vessel-Phase und Definition von Kernzuständen 3.1 Detaillierte Analyse der In-Vessel-Phase 3.1.1 Auftretende Temperaturbereiche 3.1.2 Vorgänge während der frühen In-Vessel-Phase 3.1.3 Vorgänge während der späten In-Vessel-Phase 3.1.4 Spaltproduktfreisetzung 3.2 Definition von Kernzuständen für einen generischen Kernschmelzunfall 3.3 Zusammenfassung zum Kapitel 3 4 Datenbasen zur Entwicklung und Analyse des Klassifikationsmodells 4.1 Beschreibung der Monte-Carlo-Simulationsmodell 4.2 Beschreibung der Simulationsergebnisse und Merkmalsextraktion 4.3 Datenbasis zur Entwicklung 4.4 Datenbasen zur Analyse 4.5 Zusammenfassung zum Kapitel 4 5 Entwicklung und Analyse des Klassifikationsmodells 5.1 Beschreibung des Klassifikationsmodells 5.2 Teilmodell 1 - Entscheidungsbaum 5.2.1 Entwicklung 5.2.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.3 Teilmodell 3 - k-nächste-Nachbarn-Klassifikation 5.3.1 Entwicklung 5.3.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.4 Teilmodell 3 - Multilayer Perzeptron 5.4.1 Trainings- und Testdatenbasis 5.4.2 Entwicklung 5.4.3 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.5 Teilmodell 4 - Vergleichsalgorithmus 5.5.1 Entwicklung 5.5.2 Analyse der Identifikationsgenauigkeit 5.6 Analysen zur Robustheit des Klassifikationsmodells 5.6.1 Ausfall einzelner Gammastrahlungsdetektoren 5.6.2 Gleichzeitiger Ausfall mehrerer Gammastrahlungsdetektoren 5.7 Zusammenfassung und Schlussfolgerungen für das Kapitel 5 6 Validierung der Kernzustandsüberwachungsverfahren 6.1 Zielstellung und Vorgehensweise 6.2 Versuchstand zur Validierung 6.2.1 Aufbau 6.2.2 Funktionsweise 6.3 Anpassung der Kernzustandsüberwachungsverfahren an den Versuchsstand 6.4 Validierungsexperimente 6.4.1 Experiment 1 - Füllstandsänderungen 6.4.2 Experiment 2 - Quellenbewegungen 6.4.3 Experiment 3 - Füllstandsänderungen, Quellenbewegungen und Änderung von Profilkonturen 6.5 Zusammenfassung und Schlussfolgerungen für das Kapitel 6 7 Zusammenfassung und Ausblick

Considering the late in-vessel phase of an unlikely core melt down scenario in a light water reactor (LWR) with the formation of a corium pool in the lower head of the reactor pressure vessel (RPV) the possible failure modes of the RPV and the time to failure have to be investigated to assess the possible loadings on the containment. In this work, an integral model was developed to describe the processes in the lower plenum of the RPV. Two principal model domains have to be distinguished: The tem-perature field within the melt and RPV is calculated with a thermodynamic model, while a mechanical model is used for the structural analysis of the vessel wall. In the introducing chapters a description is given of the considered accident scenario and the relevant analytical, experimental, and numerical investigations are discussed which were performed worldwide during the last three decades. Following, the occurring physical phenomena are analysed and the scaling differences are evaluated between the FOREVER-experiments and a prototypical scenario. The thermodynamic and the mechanical model can be coupled recursively to take into account the mutual influence. This approach not only allows to consider the temperature dependence of the material parameters and the thermally induced stress in the mechanical model, it also takes into account the response of the temperature field itself upon the changing vessel geometry. New approaches are applied in this work for the simulation of creep and damage. Using a creep data base, the application of single creep laws could be avoided which is especially advantageous if large temperature, stress, and strain ranges have to be covered. Based on experimental investigations, the creep data base has been developed for an RPV-steel and has been validated against creep tests with different scalings and geometries. It can be stated, that the coupled model is able to exactly describe and predict the vessel deformation in the scaled integral FOREVER-tests. There are uncertainties concerning the time to failure which are related to inexactly known material parameters and boundary conditions. The main results of this work can be summarised as follows: Due to the thermody-namic behaviour of the large melt pool with internal heat sources, the upper third of the lower RPV head is exposed to the highest thermo-mechanical loads. This region is called hot focus. Contrary to that, the pole part of the lower head has a higher strength and therefore relocates almost vertically downwards under the combined thermal, weight and internal pressure load of the RPV. On the one hand, it will be possible by external flooding to retain the corium within the RPV even at increased pressures and even in reactors with high power (as e.g. KONVOI). On the other hand, there is no chance for melt retention in the considered scenario if neither internal nor external flooding of the RPV can be achieved. Two patents have been derived from the gained insights. Both are related to passively working devices for accident mitigation: The first one is a support of the RPV lower head pole part. It reduces the maximum mechanical load in the highly stressed area of the hot focus. In this way, it can prevent failure or at least extend the time to failure of the vessel. The second device implements a passive accident mitigation measure by making use of the downward movement of the lower head. Through this, a valve or a flap can be opened to flood the reactor pit with water from a storage reservoir located at a higher position in the reactor building. With regard to future plant designs it can be stated - differing from former presumptions - that an In-Vessel-Retention (IVR) of a molten core is possible within the reactor pressure vessel even for reactors with higher power. / Für das unwahrscheinliche Szenario eines Kernschmelzunfalls in einem Leichtwasserreaktor mit Bildung eines Schmelzesees in der Bodenkalotte des Reaktordruckbehälters (RDB) ist es notwendig, mögliche Versagensformen des RDB sowie Versagenszeiträume zu ermitteln, um die daraus resultierende mögliche Belastung des Sicherheitsbehälters bestimmen zu können. In dieser Arbeit wird ein integrales Modell entwickelt, das die Vorgänge im unteren Plenum beschreibt. Dabei sind zwei prinzipielle Modellbereiche zu unterscheiden: Das Temperaturfeld in der Schmelze und im RDB wird mit einem thermodynamischen Modell berechnet, während für die Strukturanalyse des RDB ein mechanisches Modell verwendet wird. Zunächst werden das betrachtete Unfallszenario dargestellt und die bisher in den letzten drei Dekaden weltweit durchgeführten wesentlichen analytischen, experimentellen und numerischen Untersuchungen diskutiert. Anschließend werden die auftretenden physikalischen Vorgänge analysiert. Gleichzeitig werden Skalierungsunterschiede zwischen den in dieser Arbeit betrachteten Experimenten der FOREVER-Reihe und einem prototypischen Szenario herausgearbeitet. Das thermodynamische und das mechanische Modell können rekursiv gekoppelt werden, wodurch die wechselseitige Beeinflussung berücksichtigt werden kann. Insbesondere werden damit neben der Temperaturabhängigkeit der Materialparameter und den thermisch induzierten Spannungen im mechanischen Modell auch die Rückwirkungen der Behälterverformung auf das Temperaturfeld selber erfasst. Für die Kriech- und Schädigungssimulation werden in dieser Arbeit neue Verfahren angewendet. Durch die Entwicklung und den Einsatz einer Kriechdatenbasis konnte die bei sehr unterschiedlichen Temperaturen, Spannungen und Dehnungen ungeeignete Verwendung einzelner Kriechgesetze umgangen werden. Aufbauend auf experimentellen Untersuchungen wurde eine Kriechdatenbasis für einen RDB-Stahl entwickelt und an Hand von Kriechversuchen verschiedener Geometrie und Dimension validiert. Als Ergebnis lässt sich festhalten, dass das gekoppelte Modell prinzipiell in der Lage ist, die Behälterdeformation im Falle der skalierten FOREVER-Experimente exakt zu beschreiben bzw. vorherzusagen. Unsicherheiten bezüglich der Versagenszeit resultieren aus nicht exakt bekannten Materialparametern und Randbedingungen. Die wesentlichen Ergebnisse dieser Arbeit lassen sich wie folgt zusammenfassen: Aufgrund des thermodynamischen Verhaltens eines großen Schmelzesees mit inneren Wärmequellen erfolgt die höchste thermomechanische Belastung des RDB im oberen Drittel der Bodenkalotte. Dieser Bereich wird als heißer Fokus bezeichnet. Der untere Bereich der Kalotte weist hingegen eine höhere Festigkeit auf und verlagert sich deswegen bei entsprechender Belastung des RDB im wesentlichen senkrecht nach unten. Bei einer externen Flutung besteht auch bei hohen Innendrücken für einen Reaktor großer Leistung (KONVOI) die Möglichkeit, die Schmelze im RDB zurückzuhalten. Ohne interne oder externe Flutung besteht für das betrachtete Szenario keine Aussicht für eine Schmelzerückhaltung im RDB. Aus den gewonnenen Erkenntnissen wurden zwei Patente abgeleitet. Dabei handelt es sich um passiv wirkende Einrichtungen zur Schadensbegrenzung: Die erste reduziert durch Abstützen des unteren Kalottenzentrums die Maximalspannungen im hochbeanspruchten Bereich des heißen Fokus und kann damit ein Versagen verhindern oder zumindest verzögern. Die zweite Einrichtung ermöglicht die passive Auslösung einer Flutung, indem die Abwärtsbewegung der Kalotte zur Steuerung genutzt wird. Hierdurch kann beispielsweise ein Ventil geöffnet werden, um Wasser aus im Gebäude höher angeordneten Reservoirs in die Reaktorgrube zu leiten. Abweichend von bisherigen Annahmen kann im Hinblick auf die Entwicklung zukünftiger Baulinien festgehalten werden, dass eine Kernschmelzerückhaltung im Reaktordruckbehälter auch für Reaktoren größerer Leistung möglich ist.

Considering the late in-vessel phase of an unlikely core melt down scenario in a light water reactor (LWR) with the formation of a corium pool in the lower head of the reactor pressure vessel (RPV) the possible failure modes of the RPV and the time to failure have to be investigated to assess the possible loadings on the containment. In this work, an integral model was developed to describe the processes in the lower plenum of the RPV. Two principal model domains have to be distinguished: The tem-perature field within the melt and RPV is calculated with a thermodynamic model, while a mechanical model is used for the structural analysis of the vessel wall. In the introducing chapters a description is given of the considered accident scenario and the relevant analytical, experimental, and numerical investigations are discussed which were performed worldwide during the last three decades. Following, the occurring physical phenomena are analysed and the scaling differences are evaluated between the FOREVER-experiments and a prototypical scenario. The thermodynamic and the mechanical model can be coupled recursively to take into account the mutual influence. This approach not only allows to consider the temperature dependence of the material parameters and the thermally induced stress in the mechanical model, it also takes into account the response of the temperature field itself upon the changing vessel geometry. New approaches are applied in this work for the simulation of creep and damage. Using a creep data base, the application of single creep laws could be avoided which is especially advantageous if large temperature, stress, and strain ranges have to be covered. Based on experimental investigations, the creep data base has been developed for an RPV-steel and has been validated against creep tests with different scalings and geometries. It can be stated, that the coupled model is able to exactly describe and predict the vessel deformation in the scaled integral FOREVER-tests. There are uncertainties concerning the time to failure which are related to inexactly known material parameters and boundary conditions. The main results of this work can be summarised as follows: Due to the thermody-namic behaviour of the large melt pool with internal heat sources, the upper third of the lower RPV head is exposed to the highest thermo-mechanical loads. This region is called hot focus. Contrary to that, the pole part of the lower head has a higher strength and therefore relocates almost vertically downwards under the combined thermal, weight and internal pressure load of the RPV. On the one hand, it will be possible by external flooding to retain the corium within the RPV even at increased pressures and even in reactors with high power (as e.g. KONVOI). On the other hand, there is no chance for melt retention in the considered scenario if neither internal nor external flooding of the RPV can be achieved. Two patents have been derived from the gained insights. Both are related to passively working devices for accident mitigation: The first one is a support of the RPV lower head pole part. It reduces the maximum mechanical load in the highly stressed area of the hot focus. In this way, it can prevent failure or at least extend the time to failure of the vessel. The second device implements a passive accident mitigation measure by making use of the downward movement of the lower head. Through this, a valve or a flap can be opened to flood the reactor pit with water from a storage reservoir located at a higher position in the reactor building. With regard to future plant designs it can be stated - differing from former presumptions - that an In-Vessel-Retention (IVR) of a molten core is possible within the reactor pressure vessel even for reactors with higher power. / Für das unwahrscheinliche Szenario eines Kernschmelzunfalls in einem Leichtwasserreaktor mit Bildung eines Schmelzesees in der Bodenkalotte des Reaktordruckbehälters (RDB) ist es notwendig, mögliche Versagensformen des RDB sowie Versagenszeiträume zu ermitteln, um die daraus resultierende mögliche Belastung des Sicherheitsbehälters bestimmen zu können. In dieser Arbeit wird ein integrales Modell entwickelt, das die Vorgänge im unteren Plenum beschreibt. Dabei sind zwei prinzipielle Modellbereiche zu unterscheiden: Das Temperaturfeld in der Schmelze und im RDB wird mit einem thermodynamischen Modell berechnet, während für die Strukturanalyse des RDB ein mechanisches Modell verwendet wird. Zunächst werden das betrachtete Unfallszenario dargestellt und die bisher in den letzten drei Dekaden weltweit durchgeführten wesentlichen analytischen, experimentellen und numerischen Untersuchungen diskutiert. Anschließend werden die auftretenden physikalischen Vorgänge analysiert. Gleichzeitig werden Skalierungsunterschiede zwischen den in dieser Arbeit betrachteten Experimenten der FOREVER-Reihe und einem prototypischen Szenario herausgearbeitet. Das thermodynamische und das mechanische Modell können rekursiv gekoppelt werden, wodurch die wechselseitige Beeinflussung berücksichtigt werden kann. Insbesondere werden damit neben der Temperaturabhängigkeit der Materialparameter und den thermisch induzierten Spannungen im mechanischen Modell auch die Rückwirkungen der Behälterverformung auf das Temperaturfeld selber erfasst. Für die Kriech- und Schädigungssimulation werden in dieser Arbeit neue Verfahren angewendet. Durch die Entwicklung und den Einsatz einer Kriechdatenbasis konnte die bei sehr unterschiedlichen Temperaturen, Spannungen und Dehnungen ungeeignete Verwendung einzelner Kriechgesetze umgangen werden. Aufbauend auf experimentellen Untersuchungen wurde eine Kriechdatenbasis für einen RDB-Stahl entwickelt und an Hand von Kriechversuchen verschiedener Geometrie und Dimension validiert. Als Ergebnis lässt sich festhalten, dass das gekoppelte Modell prinzipiell in der Lage ist, die Behälterdeformation im Falle der skalierten FOREVER-Experimente exakt zu beschreiben bzw. vorherzusagen. Unsicherheiten bezüglich der Versagenszeit resultieren aus nicht exakt bekannten Materialparametern und Randbedingungen. Die wesentlichen Ergebnisse dieser Arbeit lassen sich wie folgt zusammenfassen: Aufgrund des thermodynamischen Verhaltens eines großen Schmelzesees mit inneren Wärmequellen erfolgt die höchste thermomechanische Belastung des RDB im oberen Drittel der Bodenkalotte. Dieser Bereich wird als heißer Fokus bezeichnet. Der untere Bereich der Kalotte weist hingegen eine höhere Festigkeit auf und verlagert sich deswegen bei entsprechender Belastung des RDB im wesentlichen senkrecht nach unten. Bei einer externen Flutung besteht auch bei hohen Innendrücken für einen Reaktor großer Leistung (KONVOI) die Möglichkeit, die Schmelze im RDB zurückzuhalten. Ohne interne oder externe Flutung besteht für das betrachtete Szenario keine Aussicht für eine Schmelzerückhaltung im RDB. Aus den gewonnenen Erkenntnissen wurden zwei Patente abgeleitet. Dabei handelt es sich um passiv wirkende Einrichtungen zur Schadensbegrenzung: Die erste reduziert durch Abstützen des unteren Kalottenzentrums die Maximalspannungen im hochbeanspruchten Bereich des heißen Fokus und kann damit ein Versagen verhindern oder zumindest verzögern. Die zweite Einrichtung ermöglicht die passive Auslösung einer Flutung, indem die Abwärtsbewegung der Kalotte zur Steuerung genutzt wird. Hierdurch kann beispielsweise ein Ventil geöffnet werden, um Wasser aus im Gebäude höher angeordneten Reservoirs in die Reaktorgrube zu leiten. Abweichend von bisherigen Annahmen kann im Hinblick auf die Entwicklung zukünftiger Baulinien festgehalten werden, dass eine Kernschmelzerückhaltung im Reaktordruckbehälter auch für Reaktoren größerer Leistung möglich ist.