content:kernenergie

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 ==== Nationale Regelwerke ==== ==== Nationale Regelwerke ====
  
-  * **Atomgesetz (AtG)** +^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| 
-  * **Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke (SiAnf)**  ([BMU2012]) und Interpretationen zu den Sicherheitsanforderungen für Kernkraftwerke ([BMU2013]) +|[[https://www.gesetze-im-internet.de/atg/|Atomgesetz (AtG)]] |1959|Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren|-| 
-  * **Richtlinie für den Schutz von IT-Systemen in kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen der Sicherungskategorien I und II gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter (SEWD-Richtlinie IT)**, Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit +|[[https://www.bundesumweltministerium.de/download/sicherheitsanforderungen-an-kernkraftwerke|Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke (SiAnf)]] |-|Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke ([BMU2012]) und Interpretationen ([BMU2013])|-| 
-  * **Grundlagen zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung**: Leitfaden Sicherheitsstatusanalyse ([RSHB 1996]) +|[[https://www.base.bund.de/shareddocs/downloads/de/rsh/3-bmub/3_99.2.html|SEWD-Richtlinie IT]] |-|Richtlinie für den Schutz von IT-Systemen in kerntechnischen Anlagen und Einrichtungen der Sicherungskategorien I und II gegen Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter|Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit| 
-  * **Leitfaden Deterministische Sicherungsanalyse**  ([RSHB 1997]) +|[[https://www.base.bund.de/shareddocs/downloads/de/rsh/3-bmub/3_74_1.pdf?__blob=publicationFile&v=1|Leitfaden Sicherheitsstatusanalyse]] |1996|Grundlagen zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung ([RSHB 1996])|-| 
-  * **Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse**  ([RSHB 2005])+|[[https://www.base.bund.de/shareddocs/downloads/de/rsh/3-bmub/3_74_2.pdf?__blob=publicationFile&v=1|Leitfaden Deterministische Sicherungsanalyse]] |1997|Richtlinie zur Durchführung einer deterministischen Sicherungsanalyse ([RSHB 1997])|-| 
 +|[[https://www.base.bund.de/shareddocs/downloads/de/rsh/3-bmub/3_74_3.pdf?__blob=publicationFile&v=1|Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse]] |2005|Richtlinie zur Durchführung einer probabilistischen Sicherheitsanalyse ([RSHB 2005])|-| 
 ==== Sicherheitstechnische Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) ==== ==== Sicherheitstechnische Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) ====
  
-  * KTA 1201: Anforderungen an das Betriebshandbuch +^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| 
-  * KTA 1202: Anforderungen an das Prüfhandbuch +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1200/1201_r_2015_11.pdf|KTA 1201]] |2015|Anforderungen an das Betriebshandbuch|-| 
-  * KTA 1203: Anforderungen an das Notfallhandbuch +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1200/1202_r_2017_11.pdf|KTA 1202]] |2017|Anforderungen an das Prüfhandbuch|-| 
-  * KTA 1301.1 & KTA 1301.2: Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1200/1203_r_2009_11.pdf|KTA 1203]] |2009|Anforderungen an das Notfallhandbuch|-| 
-      * Teil 1: Auslegung +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1300/1301_1_r_2022_11.pdf|KTA 1301.1]] |2022|Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken – Teil 1: Auslegung|-| 
-      * Teil 2: Betrieb +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1300/1301_2_r_2022_11.pdf|KTA 1301.2]] |2022|Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken – Teil 2: Betrieb|-| 
-  * KTA 1401: Allgemeine Anforderungen an die Qualitätssicherung +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1400/1401_r_2017_11.pdf|KTA 1401]] |2017|Allgemeine Anforderungen an die Qualitätssicherung|-| 
-  * KTA 1402: Integriertes Managementsystem zum sicheren Betrieb von Kernkraftwerken +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1400/1402_r_2017_11.pdf|KTA 1402]] |2017|Integriertes Managementsystem zum sicheren Betrieb von Kernkraftwerken|-| 
-  * KTA 3103: Abschaltsysteme von Leichtwasserreaktoren +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/3100/3103_r_2015_11.pdf|KTA 3103]] |2015|Abschaltsysteme von Leichtwasserreaktoren|-| 
-  * KTA 3501: Reaktorschutzsystem und Überwachungseinrichtungen des Sicherheitssystems +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/3500/3501_r_2015_11.pdf|KTA 3501]] |2015|Reaktorschutzsystem und Überwachungseinrichtungen des Sicherheitssystems|-| 
-  * KTA 3502: Störfallinstrumentierung +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/3500/3502_r_2012_11.pdf|KTA 3502]] |2012|Störfallinstrumentierung|-| 
-  * KTA 3505: Typprüfung von Messwertgebern und Messumformern der Sicherheitsleittechnik +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/3500/3505_r_2015_11_ber.pdf|KTA 3505]] |2015|Typprüfung von Messwertgebern und Messumformern der Sicherheitsleittechnik|-| 
-  * KTA 3506: Systemprüfung der Sicherheitsleittechnik von Kernkraftwerken +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/3500/3506_r_2017_11.pdf|KTA 3506]] |2017|Systemprüfung der Sicherheitsleittechnik von Kernkraftwerken|-| 
-  * KTA 3507: Werkprüfungen, Prüfungen nach Instandsetzung und Nachweis der Betriebsbewährung der Baugruppen und Geräte der Sicherheitsleittechnik +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/3500/3507_r_2014_11.pdf|KTA 3507]] |2014|Werkprüfungen, Prüfungen nach Instandsetzung und Nachweis der Betriebsbewährung der Baugruppen und Geräte der Sicherheitsleittechnik|-| 
-  * KTA 391: Kommunikationseinrichtungen für Kernkraftwerke+|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/3900/3901_r_2017_11.pdf|KTA 3901]] |2017|Kommunikationseinrichtungen für Kernkraftwerke|-|
  
 ==== Internationale Standards der International Atomic Energy Agency (IAEA) ==== ==== Internationale Standards der International Atomic Energy Agency (IAEA) ====
  
-  * SSR-2/1: Safety of Nuclear Power Plants: Design +^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| 
-  * SSG-2: Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1715web-46541668.pdf|SSR-2/1]] |-|Safety of Nuclear Power Plants: Design|-| 
-  * SSG-3: Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/PUB1851_web.pdf|SSG-2]] |-|Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants|-| 
-  * SSG-4: Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/p15318-PUB2056_web.pdf|SSG-3]] |-|Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants|-| 
-  * SSG-30: Safety Classification of Structures, Systems and Components in Nuclear Power Plants +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1443_web.pdf|SSG-4]] |-|Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants|-| 
-  * SSG-39: Design of Instrumentation and Control Systems for Nuclear Power Plants +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1639_web.pdf|SSG-30]] |-|Safety Classification of Structures, Systems and Components in Nuclear Power Plants|-| 
-  * NSS No. 17: Computer Security at Nuclear Facilities +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1694_web.pdf|SSG-39]] |-|Design of Instrumentation and Control Systems for Nuclear Power Plants|-| 
-  * NSS No. 33-T: Computer Security of Instrumentation and Control Systems at Nuclear Facilities +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/PUB1921_web.pdf|NSS No. 17]] |-|Computer Security at Nuclear Facilities|-| 
-  * NSS No. 42-G: Computer Security for Nuclear Security+|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/P1787_web.pdf|NSS No. 33-T]] |-|Computer Security of Instrumentation and Control Systems at Nuclear Facilities|-| 
 +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/PUB1918_web.pdf|NSS No. 42-G]] |-|Computer Security for Nuclear Security|-|
  
 ==== DIN- und IEC-Normen ==== ==== DIN- und IEC-Normen ====
  
-  * **DIN EN 60880**  (VDE 0491-3-2): Kernkraftwerke – Leittechnik für Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Softwareaspekte für rechnerbasierte Systeme zur Realisierung von Funktionen der Kategorie A +^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| 
-  * **DIN EN 60987**  (VDE 0491-3-1): Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Anforderungen an die Hardware-Auslegung rechnerbasierter Systeme +|DIN EN 60880 (VDE 0491-3-2)|-|Kernkraftwerke – Leittechnik für Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Softwareaspekte für rechnerbasierte Systeme zur Realisierung von Funktionen der Kategorie A|-| 
-  * **DIN EN 61226**: Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Kategorisierung leittechnischer Funktionen +|DIN EN 60987 (VDE 0491-3-1)|-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Anforderungen an die Hardware-Auslegung rechnerbasierter Systeme|-| 
-  * **DIN EN 61508-2**  (VDE 0803-2): Funktionale Sicherheit sicherheitsbezogener elektrischer/elektronischer/programmierbarer elektronischer Systeme – Teil 2: Anforderungen an sicherheitsbezogene elektrische/elektronische/programmierbare elektronische Systeme +|DIN EN 61226 |-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Kategorisierung leittechnischer Funktionen|-| 
-  * **DIN EN 61508-3**  (VDE 0803-3): Funktionale Sicherheit sicherheitsbezogener elektrischer/elektronischer/programmierbarer elektronischer Systeme – Teil 3: Anforderungen an Software +|DIN EN 61508-2 (VDE 0803-2)|-|Funktionale Sicherheit sicherheitsbezogener elektrischer/elektronischer/programmierbarer elektronischer Systeme – Teil 2: Anforderungen an sicherheitsbezogene elektrische/elektronische/programmierbare elektronische Systeme|-| 
-  * **DIN EN 61513**: Kernkraftwerke – Leittechnik für Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Allgemeine Systemanforderungen +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-61508-3/135505701|DIN EN 61508-3]] (VDE 0803-3)|-|Funktionale Sicherheit sicherheitsbezogener elektrischer/elektronischer/programmierbarer elektronischer Systeme – Teil 3: Anforderungen an Software|-| 
-  * **DIN EN 62340**  (VDE 0491-10): Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Anforderungen zur Beherrschung von Versagen aufgrund gemeinsamer Ursache +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-61513/188355832|DIN EN 61513]] |-|Kernkraftwerke – Leittechnik für Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Allgemeine Systemanforderungen|-| 
-  * **DIN EN 62138**  (VDE 0491-3-3): Kernkraftwerke – Leittechnik für Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Softwareaspekte für rechnerbasierte Systeme zur Realisierung von Funktionen der Kategorien B oder C +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-62340/132349713|DIN EN 62340]] (VDE 0491-10)|-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Anforderungen zur Beherrschung von Versagen aufgrund gemeinsamer Ursache|-| 
-  * **DIN EN IEC 62645**: Kernkraftwerke – Leittechnische und elektrotechnische Systeme – Anforderungen an die Cybersicherheit +|DIN EN 62138 (VDE 0491-3-3)|-|Kernkraftwerke – Leittechnik für Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Softwareaspekte für rechnerbasierte Systeme zur Realisierung von Funktionen der Kategorien B oder C|-| 
-  * **DIN EN IEC 62859**: Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme – Anforderungen für die Koordinierung von Sicherheit und IT-Sicherheit +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-iec-62645/331739632|DIN EN IEC 62645]] |-|Kernkraftwerke – Leittechnische und elektrotechnische Systeme – Anforderungen an die Cybersicherheit|-| 
-  * **DIN EN 62502**: Verfahren zur Analyse der Zuverlässigkeit – Ereignisbaumanalyse +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-iec-62859/339503360|DIN EN IEC 62859]] |-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme – Anforderungen für die Koordinierung von Sicherheit und IT-Sicherheit|-| 
-  * **DIN EN 61025**: Fehlzustandsbaumanalyse +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-62502/139931469|DIN EN 62502]] |-|Verfahren zur Analyse der Zuverlässigkeit – Ereignisbaumanalyse|-| 
-  * **DIN EN 60812**: Analysetechniken für die Funktionsfähigkeit von Systemen – Verfahren für die Fehlzustandsart- und -auswirkungsanalyse (FMEA)+|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-61025/99756694|DIN EN 61025]] |-|Fehlzustandsbaumanalyse|-| 
 +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-60812/92880886|DIN EN 60812]] |-|Analysetechniken für die Funktionsfähigkeit von Systemen – Verfahren für die Fehlzustandsart- und -auswirkungsanalyse (FMEA)|-| 
 ===== 1 Risiko: Definition und Herausforderungen ===== ===== 1 Risiko: Definition und Herausforderungen =====
  
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 Das Restrisiko beschreibt zum einen den Anteil des Risikos, der über die Anlagenauslegung (auch für Unfälle) hinausgeht und sich quantifizieren/abschätzen lässt. Weiter gehört dazu aber auch der Teil, der hinter dem Erfahrungs- und Erkenntnishorizont des Menschen liegt, also qualitativ und quantitativ nicht erfasst werden kann. Das Restrisiko beschreibt zum einen den Anteil des Risikos, der über die Anlagenauslegung (auch für Unfälle) hinausgeht und sich quantifizieren/abschätzen lässt. Weiter gehört dazu aber auch der Teil, der hinter dem Erfahrungs- und Erkenntnishorizont des Menschen liegt, also qualitativ und quantitativ nicht erfasst werden kann.
  
-**(Safety) Risk (IAEA safety glossary)**  A multiattribute quantity expressing hazard, danger or chance of harmful or injurious consequences associated with exposures or potential exposures. It relates to quantities such as the probability that specific deleterious consequences may arise and the magnitude and character of such consequences. +**(Safety) Risk (IAEA safety glossary)** A multiattribute quantity expressing hazard, danger or chance of harmful or injurious consequences associated with exposures or potential exposures. It relates to quantities such as the probability that specific deleterious consequences may arise and the magnitude and character of such consequences.
- +
-**(IT Security) risk (IEC 62645)**  potential that a given threat will exploit vulnerabilities of an asset or group of assets and thereby cause harm to the organization+
  
 +**(IT Security) risk (IEC 62645)** potential that a given threat will exploit vulnerabilities of an asset or group of assets and thereby cause harm to the organization
 ==== Safety ==== ==== Safety ====
  
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 Nukleare Sicherheit [AtG §2 Nr. 3a)]: das Erreichen und Aufrechterhalten ordnungsgemäßer Betriebsbedingungen, die Verhütung von Unfällen und die Abmilderung von Unfallfolgen, so dass Leben, Gesundheit und Sachgüter vor den Gefahren der Kernenergie und der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlen geschützt werden; Nukleare Sicherheit [AtG §2 Nr. 3a)]: das Erreichen und Aufrechterhalten ordnungsgemäßer Betriebsbedingungen, die Verhütung von Unfällen und die Abmilderung von Unfallfolgen, so dass Leben, Gesundheit und Sachgüter vor den Gefahren der Kernenergie und der schädlichen Wirkung ionisierender Strahlen geschützt werden;
  
-**(nuclear) safety (IAEA safety glossary)**  The achievement of proper operating conditions, prevention of accidents or mitigation of accident consequences, resulting in protection of workers, the public and the environment from undue radiation hazards. +**(nuclear) safety (IAEA safety glossary)** The achievement of proper operating conditions, prevention of accidents or mitigation of accident consequences, resulting in protection of workers, the public and the environment from undue radiation hazards.
 ==== Security ==== ==== Security ====
  
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       * Ereignisbaumanalyse (DIN EN 62502), früher Ereignisablaufanalyse (DIN       * Ereignisbaumanalyse (DIN EN 62502), früher Ereignisablaufanalyse (DIN
       * Fehlzustandsbaumanalyse (DIN EN 61025), früher Fehlerbaumanalyse (DIN 25424)       * Fehlzustandsbaumanalyse (DIN EN 61025), früher Fehlerbaumanalyse (DIN 25424)
-  * Fehlzustandsart- und -auswirkungsanalyse FMEA (DIN EN 60812), früher Ausfalleffektana-lyse (DIN 25448)+  * Fehlzustandsart- und Auswirkungsanalyse FMEA (DIN EN 60812), früher Ausfalleffektanalyse (DIN 25448)
   * Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse   * Unsicherheits- und Sensitivitätsanalyse
  
 ==== Probleme und Dilemmata ==== ==== Probleme und Dilemmata ====
  
-  * **Notwendigkeit der Kenntnis der spezifisch auftretenden sicherheitsrelevanten physikalischen Phänomene**  Sicherheitstechnische Lösungen für Industrieanlagen ohne bzw. mit geringerer potentiellen Gefahr für die Bevölkerung lassen sich nicht einfach übertragen. Hierbei ist auch die Schwierigkeit des Know-How-Erhalts in Deutschland nach dem Kernenergieausstieg zu be-rücksichtigen. +  * **Notwendigkeit der Kenntnis der spezifisch auftretenden sicherheitsrelevanten physikalischen Phänomene**  Sicherheitstechnische Lösungen für Industrieanlagen ohne bzw. mit geringerer potentiellen Gefahr für die Bevölkerung lassen sich nicht einfach übertragen. Hierbei ist auch die Schwierigkeit des Know-How-Erhalts in Deutschland nach dem Kernenergieausstieg zu berücksichtigen. 
-  * **Risiko/ Restrisiko**  * Öffentliche Akzeptanz ist (in Deutschland, vgl. German Angst) ein schwieriger Aspekt (beeinflusst u.a. durch Katastrophen wie Tschernobyl und Fukushima, Endlagerung, subjektive Risiko-/Gefährdungsbeurteilungen) * Das Risiko wird einerseits als objektives, mathematisch erfassbares Risiko, andererseits als subjektives Empfinden be-schrieben. Letzteres wird durch intuitive Wahrnehmung und Beurteilung von Tatbeständen und Ereignissen hervorgerufen. Katastrophen und Probleme rufen Angst hervor, Transpa-renz, Aufklärung und Öffentlichkeitsarbeit hingegen fördern Vertrauen. * Das Restrisiko be-schreibt zum einen den Anteil des Risikos, der über die Anlagenauslegung (auch für Unfälle) hinausgeht und sich quantifizieren/abschätzen lässt. Weiter gehört dazu aber auch der Teil, der hinter dem Erfahrungs- und Erkenntnishorizont des Menschen liegt, also qualitativ und quantitativ nicht erfasst werden kann und daher ebenfalls Angst hervorruft. +  * **Risiko/ Restrisiko**  * Öffentliche Akzeptanz ist (in Deutschland, vgl. German Angst) ein schwieriger Aspekt (beeinflusst u.a. durch Katastrophen wie Tschernobyl und Fukushima, Endlagerung, subjektive Risiko-/Gefährdungsbeurteilungen) * Das Risiko wird einerseits als objektives, mathematisch erfassbares Risiko, andererseits als subjektives Empfinden beschrieben. Letzteres wird durch intuitive Wahrnehmung und Beurteilung von Tatbeständen und Ereignissen hervorgerufen. Katastrophen und Probleme rufen Angst hervor, Transparenz, Aufklärung und Öffentlichkeitsarbeit hingegen fördern Vertrauen. * Das Restrisiko beschreibt zum einen den Anteil des Risikos, der über die Anlagenauslegung (auch für Unfälle) hinausgeht und sich quantifizieren/abschätzen lässt. Weiter gehört dazu aber auch der Teil, der hinter dem Erfahrungs- und Erkenntnishorizont des Menschen liegt, also qualitativ und quantitativ nicht erfasst werden kann und daher ebenfalls Angst hervorruft. 
-  * **Zusammenhang Safety / Security**: Teilweise werden aus Sicht der Gesamtanlage Safety und Security (früher nur Anlagensiche-rung, physical protection) immer noch traditionell als separat zu betrachtende Aspekte ange-sehen. Dementsprechend werden bei Risikoanalysen der Anlage nur Safety-Aspekte (Versa-gen von Komponenten aufgrund von Zufallsausfällen oder Auslegungsfehlern) betrachtet. Aus leittechnischer Sicht (funktionale Sicherheit) muss aber die IT-Security als ein zur Sa-fety beitragender, notwendiger Aspekt betrachtet werden.+  * **Zusammenhang Safety / Security**: Teilweise werden aus Sicht der Gesamtanlage Safety und Security (früher nur Anlagensicherung, physical protection) immer noch traditionell als separat zu betrachtende Aspekte angesehen. Dementsprechend werden bei Risikoanalysen der Anlage nur Safety-Aspekte (Versagen von Komponenten aufgrund von Zufallsausfällen oder Auslegungsfehlern) betrachtet. Aus leittechnischer Sicht (funktionale Sicherheit) muss aber die IT-Security als ein zur Safety beitragender, notwendiger Aspekt betrachtet werden.
 ===== 3 Unscharfe oder unsichere Risikobeiträge ===== ===== 3 Unscharfe oder unsichere Risikobeiträge =====
  
-Die SiAnf stellen in Kap. 3.3 Anforderungen an die Quantifizierung von Ergebnisunsicherhei-ten:+Die SiAnf stellen in Kap. 3.3 Anforderungen an die Quantifizierung von Ergebnisunsicherheiten:
  
   * **(1)**  Bei der Verwendung statistischer Verfahren ist die Gesamtunsicherheit des jeweiligen Analyseergebnisses zu quantifizieren. Hierfür sind a) die Parameter (Anfangs- und Randbedingungen sowie Modellparameter) und Modelle zu identifizieren, die die Ergebnisunsicherheiten wesentlich beeinflussen; b) die gemäß dem aktuellen Kenntnisstand vorhandenen Unsicherheitsbandbreiten der identifizierten Parameter zu quantifizieren, bei Einsatz von statistischen Verfahren mitsamt den Verteilungen der Parameter; c) falls erforderlich, Abhängigkeiten oder Wechselwirkungen zwischen einzelnen Eingangsparametern festzustellen und zu berücksichtigen.   * **(1)**  Bei der Verwendung statistischer Verfahren ist die Gesamtunsicherheit des jeweiligen Analyseergebnisses zu quantifizieren. Hierfür sind a) die Parameter (Anfangs- und Randbedingungen sowie Modellparameter) und Modelle zu identifizieren, die die Ergebnisunsicherheiten wesentlich beeinflussen; b) die gemäß dem aktuellen Kenntnisstand vorhandenen Unsicherheitsbandbreiten der identifizierten Parameter zu quantifizieren, bei Einsatz von statistischen Verfahren mitsamt den Verteilungen der Parameter; c) falls erforderlich, Abhängigkeiten oder Wechselwirkungen zwischen einzelnen Eingangsparametern festzustellen und zu berücksichtigen.
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