Es wird eine Methode und ein Rechenprogramm zur Flexibilitaets- und Spannungsberechnung von ebenen Rohrsystemen zwischen zwei Einspannfestpunkten beschrieben. Das Programm kann sowohl im Time-Sharing-Betrieb ueber TSO (Time sharing option des OS/360) als auch im Batch-Betrieb verwendet werden. Fuer die Eingabe sind nur sehr wenig Daten erforderlich, so z.B. fuer die Definition eines geraden Rohrelements Laenge und Steigungswinkel und fuer einen Rohrbogen Kruemmungsradius und der einschliessende Winkel. Die temperaturabhaengigen Stoffdaten entstammen der programmeigenen Bibliothek. Neben der ueblichen Ausgabe in Listenform kann der Verlauf des betreffenden Rohrsystems graphisch dargestellt werden; im Time-Sharing-Betrieb auf Bildschirm und im Batch-Betrieb als Zeichnung auf Papier. Das Programm errechnet neben den Festpunktskraeften die Spannungen an der am staerksten belasteten Stelle und ermittelt an Hand der vorhandenen Werkstoffdaten die Sicherheiten gegenueber der Zeitdehngrenze (sigmasub(1/100.000)). (orig.)

 Menschliches Verhalten beim Betrieb von Kernkraftwerken wird heute als wesentlicher Faktor in die Sicherheitsnachweise mit einbezogen. Durch ergonomische Wartengestaltung, Automatisierung, klar formulierte Betriebshandbuecher und entsprechende Ausbildung und Training des Personals wird eine erhebliche Reduzierung des Einflusses menschlichen Fehlverhaltens erreicht. Diese Vorkehrungen zielen hauptsaechlich auf den Bereich des fertigkeits- und regelbedingten Handelns und sind auf den normalen Betrieb und auf die Auslegungsstoerfaelle hin ausgerichtet. Daneben laesst sich ein Bereich ungewoehnlicher und seltener Ereignisse konstruieren, bei denen noch ein teilweises Versagen des Sicherheitsschirms unterstellt wird. Dieses ist der Bereich, der ueberwiegend kenntnisbedingtes Handeln erfordert. Der Bericht beschreibt zunaechst den Stand in heutigen Kernkraftwerken. Er gibt eine Bewertung und zeigt auf, wo weitere Forschungsaktivitaeten empfehlenswert sind. Als wichtigstes Ergebnis unterbreitet er Vorschlaege, wie sich Verbesserungen im Bereich des kenntnisbedingten Handelns erzielen lassen. (orig.)

 Im Zeitraum Juni bis August 1975 wurden von der Fa. Kraftwerk Union in Karlstein Kondensationsversuche zum dynamischen Verhalten von Siedewasserreaktor-Druckabbausystemen bei Kuehlmittelverlustunfaellen durchgefuehrt. Die eingesetzten Kondensationsrohre hatten teilweise die reaktormassstaeblichen Abmessungen der Baulinie 69 (600 mm Querschnitt). Das Institut fuer Reaktorentwicklung nahm an diesen Versuchen mit eigener Druckmess-Instrumentierung teil. Der Bericht beschreibt die Versuchseinrichtung und Versuchsdurchfuehrung und gibt einen Ueberblick ueber die gemessenen Druckverlaeufe in Abhaengigkeit der Zeit. Ausserdem enthaelt er die Ergebnisse einer ersten Auswertung ueber die raeumliche Abschwaechung und die Ausbreitungsgeschwindigkeit der Druckimpulse im Wasserraum. (orig.)