Diskussion:Hochtemperaturreaktor

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Inhaltsverzeichnis 1 Geschichtliche Entwicklung, THTR 300 2 Störfall? 3 Entweichende Radioaktivität 4 Hochtemperaturreaktor ≠ Kugelhaufenreaktor 5 Hochtemperatutreaktor HTR, Reaktoraufbau 5.1 Tschernobyl 6 Entsorgung der Spaltprodulte? 7 NPOV: Darstellung der Sicherheitsproblematik

[Bearbeiten] Geschichtliche Entwicklung, THTR 300

Hallo Weialawaga,

damit wir hier keinen Edit-War anfangen, meld ich mich einfach mal. Wie schon in der Zusammenfassung erwähnt, fand ich Deine Änderungen 1.subjektiv, 2.grammatikalisch schwach, 3. falsch.

Zu 1.: Der Ausdruck "denkmalschutzwürdig" ist subjektiv und entspricht vielleicht Deiner Meinung, auch meiner, aber nicht der Meinung von allen, stellt also keinesfalls einen NPOV dar. Wenn Du schon "denkmalschutzwürdig" scheibst, dann begründe doch wieso.

Siehe Gesetz zum Schutz und zur Pflege der Denkmäler im Lande Nordrhein-Westfalen §2: die Anlage war zweifelsohne geschichtlich bedeutend, insbesondere mit Hinblick auf die "Produktionsverhältnisse", und wenn es denn so etwas wie "Ingenieurskunst" gibt, dann lag beim Kühlturm auch ein künstlerischer Grund für den Erhalt vor. Kompromissvorschlag: ... wurde von ... für ... gehalten.

Zu 2.: Grammatikalisch war Dein Satz nicht gerade erste Klasse ;-) Da hilft meistens, ihn sich ein zweites mal durchzulesen oder eben - ganz nach dem Wiki-Prinzip - jemandem anderen zu gestatten es zu verbessern.

Da war versehentlich ein Wort zuviel; die vorige Variante war stilistisch auch nicht erste Sahne.

Zu 3.: Wie kommst Du darauf, dass der Reaktor zu einer grünen Wiese "zurückgebaut" wurde? Und dass es ein politisches Signal war? Wenn Du mir das belegen kannst, bin ich gerne damit einverstanden, allerdings decken sich mein Wissensstand z. Z. nicht mir Deinem.

Kann sein, dass grüne Wiese nur bildlich gesprochen zutrifft. Keine Ahnung, ob da jetzt ein Einkaufszentrum oder ein Spaßbad steht. Müsste mal jemand, der näher dran wohnt, nachschauen. Ist aber fast egal: Tatsache ist, dass durch totalen Rückbau eine unabänderliche Tatsache geschaffen werden sollte. Wenn man die Anlage stattdessen bis zur technischen Lösung der aufgetretenen technischen Probleme eingemottet hätte, hätte man künftigen Verantwortlichen alle Optionen frei gehalten. Genau das wollte die Landesregierung nicht: Parteipolitiker wollten ihrer Klientel demonstrieren, dass sie ernst machen mit dem Atomausstieg. Das sind völlig offenkundige Zusammenhänge: warum sollen wir die nicht beschreiben ? -- Weialawaga 09:53, 23. Aug 2004 (CEST)

Ich merke, dass Du niemals in die Nähe des Kühlturmes oder des Reaktors gekommen bist. Ein Einkaufszentrum oder ein Spaßbad werden dort in den nächsten Jahrzehnten sicher nicht entstehen, da auf dem Gelände weiterhin Kraftwerke in Betrieb sind - wenn auch keine Atomkraftwerke. Ich frage mich wirklich, aus welchen Quellen Du Deine Informationen beziehst?! Wie dem auch sei, mit der aktuellen Version kann ich mich, bis auf eine Kleinigkeit, anfreunden. Ich habe lediglich vier Wörter, die ich an dieser Stelle für reine Polemik halte, entfernt. Ich hoffe, wir können uns auf diesen Kompromiss einigen ;-) --Zbik 02:20, 24. Aug 2004 (CEST)

Ich freue mich auf Deine konstruktive Antwort, Zbik 00:48, 23. Aug 2004 (CEST)

Nur als Anmerkung: "Grüne Wiese" ist ein durchaus gebräuchlicher Ausdruck in diesem Kontext, der einen vollständigen Rückbau beschreibt. Was dann tatsächlich auf dem Gelände steht, ist davon unabhängig. Aber in diesem Fall sind ja beide Interpretationsmöglichkeiten falsch, wenn ich das richtig verstehe. --TopS 19:48, 31. Jan 2005 (CET)

Nur mal so am Rande: Der geschichtliche Abriß findet sich schon im THTR 300 Artikel, ist hier also überflüssig. Und bezüglich des vorrausichtlichen Beginns des Abrisses findet sich das Jahr 2029 in diesem, in dem anderen Artikel das Jahr 2027. Vielleicht kann man sich ja auch 2028 einigen... ;)

[Bearbeiten] Störfall?

In Geschichte des Ruhrgebiets ist von einem Störfall im Jahre 1986 die Rede. Wer weiss Näheres? -- Simplicius 21:18, 12. Jan 2006 (CET)

Also von Störfällen kann man bei einem HTR grundsätzlich nicht reden. Ein HTR reguliert sich grundsätzlich immer ohne äußere Einflüsse in einen harmlosen Betriebszustand. Ein Störfall kann nur auftreten wenn Sicherheitssysteme eine Fehlfunktion aufweisen oder kaputt sind. Es gibt aber eben keine aktiven Sicherheitssysteme in einem HTR welche den Austritt von Radionukleiden verhindern. Vielleicht meinst du ein Meldepflichtiges Ereigniss?

[Bearbeiten] Entweichende Radioaktivität

Bei einem Besuch des Forschungszentrums Jülich berichtete ein Physik-LK Lehrer, dass dem Reaktor ständig Radioaktivität entweiche.

[Bearbeiten] Hochtemperaturreaktor ≠ Kugelhaufenreaktor

Offenbar sind die beiden Artikel im Oktober 2005 vereint worden, und so, wie sie davor aussahen, war das auch gerechtfertigt. Auf die Gefahr hin, hier alte Diskussionen aufzuwärmen, die ich nicht mitbekommen habe, spreche ich mich dennoch dafür aus, die Lemmata wieder zu trennen.
Grund: Ein Kugelhaufenreaktor ist ein Hochtemperaturreaktor, aber nicht jeder Hochtemperaturrreaktor ist ein Kugelhaufenreaktor. Die gemeinsamen Merkmale von HTRs sind Graphitmoderation, Gaskühlung und insbesondere die hohe Kühlmitteltemperatur. Die Form der Brennelemente variiert. Der Kugelhaufenreaktor ist zwar zu einem gewissen Standard geworden, aber Japan und die USA z.B. benutzen stabförmige Brennelemente.
Mein Vorschlag wäre:

• Artikel Kugelhaufenreaktor wieder anlegen, alle spezifischen Teile (Geschichtliche Entwicklung etc.) wieder dorthin verschieben.
• Hochtemperaturreaktor allgemeiner fassen und eine Liste der Bauformen einfügen, von dort kann dann zum Kugelhaufen gelinkt werden.

Ich würde diese Operation auch vornehmen, brauche aber noch etwas Zeit für Recherchen und will erstmal sehen, ob es Gründe für die Vereinigung dieser beiden Lemmata gibt, die ich nicht kenne.
Noch was: Details zum Kühlturm des THTR gehören zu keinem der beiden Lemmata sondern zu THTR-300. --Henry K. Duff 16:39, 12. Mai 2006 (CEST)

[Bearbeiten] Hochtemperatutreaktor HTR, Reaktoraufbau

Die meisten neueren Kernkraftwerke haben eine Leistung >1000MW, sollte es in dem Artikel dann heißen 1200MW und 380.000 Kugeln? Oder bezieht sich diese Angabe auf einen Versuchreaktor mit kleiner Leistung?

Die meisten Kernkraftwerke arbeiten nicht mit Hochtemperaturreaktoren, sondern mit Druckwasserreaktoren oder Siedewasserreaktoren, die durchaus 1000 bis 1500 MW_El pro Reaktor liefern. Der leistungsstärkste bisher laufende HTR hatte 342 MW_El. Auch zukünftige HTR werden nicht deutlich stärker ausfallen, da sonst die inhärente Sicherheit gefährdet würde. Deshalb werden große Kraftwerke durch mehrere kleine Reaktoren realisiert (siehe PBMR). Die Angabe im Artikel scheint also korrekt zu sein, wenn ich auch nicht weiß, auf welchen Reaktor sie sich genau bezieht, denn sie trifft weder auf den AVR noch auf den THTR zu. Vielleicht könnte das ja noch nachgetragen werden. --Henry K. Duff 15:51, 23. Aug 2006 (CEST)

[Bearbeiten] Tschernobyl

Im Kernkraftwerk Tschernobyl werden/wurden auch graphitmoderierte Reaktoren eingesetzt.

Ja. Und? Worauf willst du hinaus? --Henry K. Duff 21:20, 21. Okt. 2006 (CEST)

[Bearbeiten] Entsorgung der Spaltprodulte?

"Der Einschluss des spaltbaren Materials bedingt ebenfalls einen Einschluss der Spaltprodukte." (Punkt Sicherheit)

Weiß jemand, wie dies mit dem Entsorgen/Wiederaufbereitung der verbrauchten Kugeln funktioniert? Wäre schön, wenn irgendwer mit Ahnung da ein paar Sätze zu schreiben könnte. --80.139.167.24 18:53, 3. Aug 2006 (CEST)

Eine Wiederaufbereitung ist bisher nicht vorgesehen. Wäre technisch auch sehr aufwändig, die Spaltprodukte wieder aus den keramischen Brennelementen herauszulösen. Möchte das aber lieber nochmal nachlesen, bevor ich es in den Hauptartikel setze. --Henry K. Duff 20:13, 21. Okt. 2006 (CEST)

Kurz gesagt "Ja". Dies ist eines der wenigen berechtigten Argumente gegen HTRs. Die ausgezeichnete Dichtigkeit der TRISO-Partikel ist in diesem Falle ein zweischneidiges Schwert. Es macht eine Wiederaufbereitung und Extraktion der Rohstoffe U238, des unverbrauchten U235 wie auch des Plutoniums nahezu unmöglich. Super natürlich wenn man den Reaktor einem 3ten-Welt Diktator andrehen will, aber bzgl. der Nachhaltigkeit der Urannutzung äußerst mangelhaft.

Die Lagerung dieses Abfalles ist übrigens auch trivial aufgrund der ausgezeichneten TRISO Barriere. Nach 40-60 Jahre Abklingen einfach mit restlichem "konventionellen" Sondermüll in eine Grube schmeißen. Dio1982 19:52, 23. Mär. 2007 (CET)

Wenn die Raumfahrt in Zukunft so genutzt wird, wie heute die Luftfahrt, wäre es denkbar die "verbrauchten" (kontaminierten) Kugeln in die Sonne zu schießen. Sie wären dann für immer von der Erde weg! Wenn heute "black boxes" Stürze aus 10000m, min. 1000m Seetiefe, und explodiereden Flugzeuge aushalten, dann kann man auch Behältnisse bauen, die von Raketen getragen, diese Kugeln gen die Sonne befördern. [Christoph Pietryga, 21.12. 2006]

[Bearbeiten] NPOV: Darstellung der Sicherheitsproblematik

Der Artikel zählt die üblichen Argumente auf, welche stets für die Sicherheit von HTRen/KHRen ins Feld geführt werden: Indem man sich auf die konstruktiven Unterschiede zu Leichtwasserreaktoren beruft, werden zwar die von LWR bekannten Störfallszenarien ausgeschlossen, dies ist jedoch nicht gleichbedeutend mit der Aussage, dass die HTR/KHR-Technologie grundsätzlich sicherer als herkömmliche Reaktortechnologie ist! Wie jede Technologie weist auch der HTR sicherheitstechnisch nachteilige Eigenschaften auf. Warum werden in keiner der verbreiteten Darstellungen Luft- oder Wassereintritt in den Reaktorraum diskutiert? (Stichwort Graphit-Wasser-Reaktionen und Graphitbrände nach Dampferzeugerlecks)

Siehe u.a. Hahn, Lothar: Grundsätzliche Sicherheitsprobleme beim Hochtemperaturreaktor und besondere Defizite beim THTR-300 (1986) (http://www.thtr-a.de/gutacht.htm#Grundsätzliche)

Zum Graphitbrand habe ich was geschrieben, obwohl ich gerade keine Quellen zur Hand habe. Wenn dir das alles zu positiv ist, dann ergänze halt was, aber bitte begründet. Es kann schließlich nicht Sinn der Sache sein, Sicherheitsrisiken zu dramatisieren oder gar zu erfinden, nur damit auch ein par Contra-Argumente im Artikel stehen. In diesem Zusammenhang möchte ich noch was zu der von dir zitierten Webseite sagen:

• Dort geht es hauptsächlich um den THTR-300, dies hier ist der Artikel über den Hochtemperaturreaktor im Allgemeinen. Und das Konzept des HTR wurde in den letzten 20 Jahren weiterentwickelt.
• Mir scheint die dort geäußerte Kritik oft nicht sehr stichhaltig. Z.B. wird dort behauptet, dass die Kernschmelze für das Freisetzen von Spaltprodukten gar nicht so wichtig sei, weshalb die Unmöglichkeit einer Kernschmelze beim HTR auch kein Sicherheitsgewinn sei. Wie die Spaltprodukte vor der Kernschmelze frei werden, erfährt der Leser nicht, als Temperaturgrenze, ab der diese Freisetzung beginnt, wird aber 1600° genannt. Es lassen sich aber ohne Probleme HTRs konstruieren, bei denen auch im Falle des Totalausfalls aller Systeme die Brennstofftemperatur unter 1500° bleibt. Beim AVR in Jülich hat man solche Totalausfälle auch erfolgreich simuliert.

Wenn in den nächsten Tagen nichts mehr von dir kommt, werde ich den POV-Baustein wieder entfernen. --Henry K. Duff 21:15, 21. Okt. 2006 (CEST)

Dass es eine grundsätzliche POV-Problematik in Bezug auf die öffentliche Diskussion von HTR gibt, haben ganz aktuell die Vorgänge in der FAZ gezeigt. Am 15.10.2006 gab es dort im Wissenschaftsteil einen Beitrag, der die bekannten und auch im Artikel behandelten Sicherheitsargumente wiederholt hat, ohne darauf einzugehen, dass die Konstruktion auch spezifische Probleme mit sich bringt. In der Ausgabe vom 22.10. (FAS 40/2006, S.70) erschien daraufhin ein Artikel von Wolfgang Stoll (http://www.energie-fakten.de/autor/autor_stoll.html), in dem ebendiese Darstellung als einseitig kritisiert wurde, u.a. mit den folgenden Argumenten:

• Zerstörung der Graphit-Kristallstruktur durch hohe Neutronenflüsse
• spaltungsbedingter Sauerstoff aus dem UO₂ reagiert mit Graphit zu CO, welches den Innendruck der Kugeln erhöht und Spaltproduktaustritt beschleunigt
• prinzipbedingt ist der Druck im H₂O-Sekundärkreislauf höher als im He-Primärkreislauf (sekundär: 140 bar / primär: 70 bar). Durch minimale Undichtigkeiten gelangt somit stets Wasserdampf in den Primärkreislauf, welcher mit dem Graphit zu CO und H₂ reagiert. Hierbei werden weitere, in der Graphitmatrix adsorbierte Spaltprodukte gelöst.
• Im He-Kreislauf vorhandenes CO zerfällt an kälteren Stellen des Kreislaufes zu CO₂ und elementarem C, was zur Verrußung der Belüftungskanäle führt.
• Bisher gibt es offenbar kein Wärmetauschermaterial, um aus Helium bei 900 °C und 70 bar die oft angeführte Prozesswärme auszukoppeln (mangelnde He-Dichtigkeit).
• Entwicklung von SiC-Dichtungen/Wärmekopplern ist derzeit noch fraglich.

Soweit nur die Argumente aus dem Artikel. Fazit: Der massive Einsatz von Graphit schafft viel mehr Sicherheitsprobleme, als durch ihn gelöst werden.--Brainkiller 14:10, 24. Okt. 2006 (CEST)

Ich bin kein Fachmann, aber für mich als Laie ist dieser Abschnitt neutral zu lesen und nimmt keine Position ein. Ich empfehle den Baustein {{Überarbeiten}} hinzuzufügen und den für Neutralität zu entfernen.

Abstimmung:

Pro --sToneHeaRT 10:50, 14. Nov. 2006 (CET)

{{lückenhaft}} wäre vielleicht noch passender --StYxXx ⊗ 03:35, 19. Nov. 2006 (CET)

Einpaar Antworten:

• Zerstörung der Graphit-Kristallstruktur durch hohe Neutronenflüsse:

Ganz alte Geschichte über die die Igenieure ausgezeichnet informiert sind. Das nette der Kugelhaufenschüttung ist ja, dass diese sich der Veränderten Reaktorgeometrie anpassen kann. Weiterhin müssen die Blöcke sowieso so angeordnet werden, dass diese gegenseitig sich bewegen können aufgrund von thermischen Belastungen. Alle 20 Jahre müssen aber aufgrund des Schrumpfens durch Neutronen die Graphitblöcke ausgetauscht werden.

• spaltungsbedingter Sauerstoff aus dem UO₂ reagiert mit Graphit zu CO, welches den Innendruck der Kugeln erhöht und Spaltproduktaustritt beschleunigt

Harmlose Geschichte. Die Menge an O2 welche entsteht ist übrigens vernachlässigbar klein im Vergleich zu den entstehenden radioaktiven Edelgasen. Sämtliche Dauerbefeuerungstests im AVR wie auch THTR haben gezeigt, dass die Barriere dicht hält. Kannst die Veröffentlichungen sogar bei der IAEA im web finden.

• Im He-Kreislauf vorhandenes CO zerfällt an kälteren Stellen des Kreislaufes zu CO₂ und elementarem C, was zur Verrußung der Belüftungskanäle führt.

Dies wie auch etliche andere Gründe (höhr mal auf die Ingenieure für blöd zu verkaufen) erfordern eine Gasreinigungsanlage, welche immer ein fester Bestandteil eines HTRs ist.

• (mangelnde He-Dichtigkeit) und Wärmetauscher

Yup, He ist ein Sau-Zeug wenn es zur Dichtigkeit kommt. Ist halt ein kleines monoatomares Gas. Die Undichtigkeit ist aber eine feste und bekannte Größe. Was aber daran so wild sein soll dass ein wenig He entweicht entgeht mir. Klar befindet sich ein Drucktank mit Reserve-He 'neben dran'. Welches Material benutzt werden soll, keine Ahnung. Aber Sulzer war sich anno 1990 absolut sicher, dass sie das in den Griff bekommen. Hochtemperatur-Wärmetascher sind ja auch nichts Außergewöhnliches an sich, die findet man auch in der chemischen Industrie zu Hauf. Dio1982 19:42, 23. Mär. 2007 (CET)

Luft- und Wassereintritt werden nich besprochen, weil sie kein Problem darstellen. Zur Erinnerung: Nach der Reaktorstahlwand kommen erstmals ungefähr ein Meter an Graphit-Reflektorblöcken bevor man sich im Kugelbett befindet. Betrachten wir also nun zwei Fälle:

Wassereinbruch:

Erstens ist die Wassermenge sehr klein die hier maximal eindringen kann. Sind maximal so eine oder zwei tonnen. Gänzlich blöd sind die Ingenieure nämlich nicht. Dies wäre die Maximale Wassermenge welche sich im Wärmetauscher befindet. Sollte ein Rohr platzen sinkt der Druck und Ventile würden sich ohne äußere Einwirkung von alleine Schließen. Selbst, wenn dann die Wasserabscheider nicht funktionieren sollten, wäre diese Menge an Wasser total harmlos. Dadurch, dass der Wärmetauscher unterhalb des Eintritt/Austrittsrohres liegt (Welches wiederum unterhalb des Reaktorkernes liegen) kann Wasser nur in den Reaktor gelangen, wenn dieses verdampft. Dieser Wasserdampf kann wiederum nur in ausreichender Menge in den Reaktor gelangen, wenn das Gebläse/Kompressor weiterhin an ist. Hierbei würde der Wasserdampf erstmals duch ein Netzwerk an Kanälen im Graphitmoderator in den Reaktorwänden vom Eintrtritt unten bis nach ganz oben duchlaufen (ungefähr 25m). Hier kann sich also der Wasserdampf schon nach herzenslust mit dem Graphit reagieren. Dennoch, sollte noch Wasserdampf übrigbleiben, dann gibt es ja noch immer die Kugeln. Die Bestehen aus einer 1cm äußeren Graphitschicht welche auch wiederum erstmals wegreagieren muss bevor man bei dei TRISO-Partikeln/Graphit-Matrix ankommt. Sollte Wasserdampf in Kontakt mit dem sehr heißen Siliziumcarbid kommen, keine Ahnung was dann passiert. Aber, soweit kann es wirklich nicht kommen.

Lufteinbruch:

Erstens wie sollte man sich das den vorstellen? Die Rohrleitung außerhalb des Reaktors abbrechen? Leichter gesagt als getan. Was man wissen muss ist nämlich, dass man eine Doppelrohr Konstruktion beim HTR hat. Innen fließt das heiße Helium aus dem Reaktor. Außen ist das Kühle Helium das wieder zurück in den Reaktor geht. OK, schlimmster Fall: Jemand kommt ran mit einer sehr, sehr großen Bombe und sprengt alles was außerhalb vom Reaktorbehälter liegt weg. Das wäre milde gesagt EGAL für den Reaktor. Das Eintritts/Austrittsrohr befindet sich ja ganz am unteren Ende des Reaktors. Wenn dann nach ein paar Stunden das 70bar Helium auf Umgebungsdruck abgesunken ist, warum sollte dann schwere Luft nach oben steigen und das wesentlich leichtere und heiße Helium verdrängen?

Das könnte nur passieren, wenn man in den 20cm dicken ReaktorSTAHLbehäter oben ein Loch reinbohrt. OK, nehmen wir mal, dies wäre passiert, was nun? Nun würde die Luft in den Zuführkanälen im Graphit außen um den Reaktorkern zum Loch fließen. Der Luftwiederstand duch den Reaktorkern ist RIESIG, die Zuführkanäle außen haben einen wesentlich kleineren Wiederstand. Weiterhin sind immernoch mehr als 1 Meter an solidem Graphit im Weg. Einigen wir und drauf, dass die Luftmenge extrem klein ist.

Anderer Fall: Die Zuführleitung zum Kompressor ist komplett abgrissen worden und der Kompressor saugt nun ausschließlich Lauft an. Aus unerklärlichen Gründen versagen sämtliche Versuche den Kompressor abzuschalten (Wie dies um himmelswillen möglich sein soll möchte ich gerne wissen). Was passiert?

Das ist nun wesentlich gefährlicher. Es strömen nun ~85kg/s an Luft in den Reaktor (obwohl es wirklich fraglich ist wie effizient die Kompressoren mit Luft laufen, wenn überhaupt). Also ungefähr 20kg/s an O2. Dieses muss wiederum durch die ganzen 25m äußeren kleineren Kanäle bis es von oben durch das Schüttgut fließt. Wieviel von der Luft wird auf dem Weg dorthin reagieren? Keine Ahnung. Es dürfte aber was alles sein. Egal, sagen wir mal es kommt immer noch Stauerstoff an die Kugeln ran. Innerhalb von ein paar Minuten dürften dann die 1cm Graphitschutzschicht weggebrannt sein. Was nun? Gute frage, bin kein Chemiker.

Es ist aber nicht so als ob jetzt plötzlich das Siliziumcarbid verschwinden würde und radioaktive Stoffe in großen Mengen austreten würden. Übrigens, es befinden 700-1000 tonnen an Graphit in den Blöcken um den Reaktorraum. Man hätte also etliche Stunden Zeit um eine Axt zu finden um den Sicherrungskasten für die Kompressoren zu zertrümmern...

HTRs gelten als so sicher weil man zum verhindern vom Austritt an Radioaktiven Stoffen extrem viel Zeit hat. Bei allen Störfällen kann die Bedienmannschaft erstmals eine Rauchen gehen. Dann können sie mal kurz ein wenig schoppen gehen in die Kneipe neben an. Nun gibt es den Einzigen Störfall wo sie was tun müssten: dem wo die Kompressoren lustig reine Luft in den Reaktor pusten. Bei allen anderen können sie fürs Wochenende verreisen und es würde immer noch NICHTS passieren. Erst am Montag mussten sie die Feuerwehr rufen um ein wenig Kühlwasser von außen auf den Reaktor zu spritzen. Und wenn auch nur ein Bruchteil der automatischen Kühlung/Sicherheitssysteme funktioniert, muss garnichts gemacht werden. Egal was.

Sowas nenne ich sicher. Dio1982 23:11, 22. Mär. 2007 (CET)