Unterschiede
Hier werden die Unterschiede zwischen zwei Versionen angezeigt.
| Beide Seiten der vorigen Revision Vorhergehende Überarbeitung Nächste Überarbeitung | Vorhergehende Überarbeitung | ||
| content:kernenergie [2025/02/19 14:16] – approve | content:kernenergie [2025/06/10 18:01] (aktuell) – [DIN- und IEC-Normen] approve | ||
|---|---|---|---|
| Zeile 6: | Zeile 6: | ||
| ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| | ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| | ||
| - | |**Atomgesetz (AtG)** |1959|Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren|-| | + | |[[https:// |
| - | |**Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke (SiAnf)** |-|Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke ([BMU2012]) und Interpretationen ([BMU2013])|-| | + | |[[https:// |
| - | |**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| | + | |[[https:// |
| - | |**Leitfaden Sicherheitsstatusanalyse** |1996|Grundlagen zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung ([RSHB 1996])|-| | + | |[[https:// |
| - | |**Leitfaden Deterministische Sicherungsanalyse** |1997|Richtlinie zur Durchführung einer deterministischen Sicherungsanalyse ([RSHB 1997])|-| | + | |[[https:// |
| - | |**Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse** |2005|Richtlinie zur Durchführung einer probabilistischen Sicherheitsanalyse ([RSHB 2005])|-| | + | |[[https:// |
| ==== Sicherheitstechnische Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) ==== | ==== Sicherheitstechnische Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) ==== | ||
| - | |||
| - | ===== Sicherheitstechnische Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) ===== | ||
| - | |||
| - | Tabelle 2: Sicherheitstechnische Regeln des Kerntechnischen Ausschusses (KTA) | ||
| ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| | ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| | ||
| - | |**KTA 1201** |-|Anforderungen an das Betriebshandbuch|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 1202** |-|Anforderungen an das Prüfhandbuch|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 1203** |-|Anforderungen an das Notfallhandbuch|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 1301.1** |-|Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken – Teil 1: Auslegung|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 1301.2** |-|Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken – Teil 2: Betrieb|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 1401** |-|Allgemeine Anforderungen an die Qualitätssicherung|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 1402** |-|Integriertes Managementsystem zum sicheren Betrieb von Kernkraftwerken|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 3103** |-|Abschaltsysteme von Leichtwasserreaktoren|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 3501** |-|Reaktorschutzsystem und Überwachungseinrichtungen des Sicherheitssystems|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 3502** |-|Störfallinstrumentierung|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 3505** |-|Typprüfung von Messwertgebern und Messumformern der Sicherheitsleittechnik|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 3506** |-|Systemprüfung der Sicherheitsleittechnik von Kernkraftwerken|-| | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 3507** |-|Werkprüfungen, | + | |[[https:// |
| - | |**KTA 391** |-|Kommunikationseinrichtungen für Kernkraftwerke|-| | + | |[[https:// |
| ==== Internationale Standards der International Atomic Energy Agency (IAEA) ==== | ==== Internationale Standards der International Atomic Energy Agency (IAEA) ==== | ||
| ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| | ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| | ||
| - | |**SSR-2/1** |-|Safety of Nuclear Power Plants: Design|-| | + | |[[https:// |
| - | |**SSG-2** |-|Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants|-| | + | |[[https:// |
| - | |**SSG-3** |-|Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants|-| | + | |[[https:// |
| - | |**SSG-4** |-|Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants|-| | + | |[[https:// |
| - | |**SSG-30** |-|Safety Classification of Structures, Systems and Components in Nuclear Power Plants|-| | + | |[[https:// |
| - | |**SSG-39** |-|Design of Instrumentation and Control Systems for Nuclear Power Plants|-| | + | |[[https:// |
| - | |**NSS No. 17** |-|Computer Security at Nuclear Facilities|-| | + | |[[https:// |
| - | |**NSS No. 33-T** |-|Computer Security of Instrumentation and Control Systems at Nuclear Facilities|-| | + | |[[https:// |
| - | |**NSS No. 42-G** |-|Computer Security for Nuclear Security|-| | + | |[[https:// |
| ==== DIN- und IEC-Normen ==== | ==== DIN- und IEC-Normen ==== | ||
| ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| | ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| | ||
| - | |**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 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 60987** (VDE 0491-3-1)|-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Anforderungen an die Hardware-Auslegung rechnerbasierter Systeme|-| | + | |DIN EN 60987 (VDE 0491-3-1)|-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Anforderungen an die Hardware-Auslegung rechnerbasierter Systeme|-| |
| - | |**DIN EN 61226** |-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Kategorisierung leittechnischer Funktionen|-| | + | |DIN EN 61226 |-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Kategorisierung leittechnischer Funktionen|-| |
| - | |**DIN EN 61508-2** (VDE 0803-2)|-|Funktionale Sicherheit sicherheitsbezogener elektrischer/ | + | |DIN EN 61508-2 (VDE 0803-2)|-|Funktionale Sicherheit sicherheitsbezogener elektrischer/ |
| - | |**DIN EN 61508-3** (VDE 0803-3)|-|Funktionale Sicherheit sicherheitsbezogener elektrischer/ | + | |[[https:// |
| - | |**DIN EN 61513** |-|Kernkraftwerke – Leittechnik für Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Allgemeine Systemanforderungen|-| | + | |[[https:// |
| - | |**DIN EN 62340** (VDE 0491-10)|-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Anforderungen zur Beherrschung von Versagen aufgrund gemeinsamer Ursache|-| | + | |[[https:// |
| - | |**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 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 62645** |-|Kernkraftwerke – Leittechnische und elektrotechnische Systeme – Anforderungen an die Cybersicherheit|-| | + | |[[https:// |
| - | |**DIN EN IEC 62859** |-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme – Anforderungen für die Koordinierung von Sicherheit und IT-Sicherheit|-| | + | |[[https:// |
| - | |**DIN EN 62502** |-|Verfahren zur Analyse der Zuverlässigkeit – Ereignisbaumanalyse|-| | + | |[[https:// |
| - | |**DIN EN 61025** |-|Fehlzustandsbaumanalyse|-| | + | |[[https:// |
| - | |**DIN EN 60812** |-|Analysetechniken für die Funktionsfähigkeit von Systemen – Verfahren für die Fehlzustandsart- und -auswirkungsanalyse (FMEA)|-| | + | |[[https:// |
| ===== 1 Risiko: Definition und Herausforderungen ===== | ===== 1 Risiko: Definition und Herausforderungen ===== | ||