content:kernenergie

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 ^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://www.gesetze-im-internet.de/atg/|Atomgesetz (AtG)]] |1959|Gesetz über die friedliche Verwendung der Kernenergie und den Schutz gegen ihre Gefahren|-| 
-|**Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke (SiAnf)** |-|Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke ([BMU2012]) und Interpretationen ([BMU2013])|-| +|[[https://www.bundesumweltministerium.de/download/sicherheitsanforderungen-an-kernkraftwerke|Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke (SiAnf)]] |-|Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke ([BMU2012]) und Interpretationen ([BMU2013])|-| 
-|**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://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 Sicherheitsstatusanalyse** |1996|Grundlagen zur Periodischen Sicherheitsüberprüfung ([RSHB 1996])|-| +|[[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 Deterministische Sicherungsanalyse** |1997|Richtlinie zur Durchführung einer deterministischen Sicherungsanalyse ([RSHB 1997])|-| +|[[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])|-| 
-|**Leitfaden Probabilistische Sicherheitsanalyse** |2005|Richtlinie zur Durchführung einer probabilistischen Sicherheitsanalyse ([RSHB 2005])|-|+|[[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) ====
  
 ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung|
-|**KTA 1201** |-|Anforderungen an das Betriebshandbuch|-| +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1200/1201_r_2015_11.pdf|KTA 1201]] |2015|Anforderungen an das Betriebshandbuch|-| 
-|**KTA 1202** |-|Anforderungen an das Prüfhandbuch|-| +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1200/1202_r_2017_11.pdf|KTA 1202]] |2017|Anforderungen an das Prüfhandbuch|-| 
-|**KTA 1203** |-|Anforderungen an das Notfallhandbuch|-| +|[[https://www.kta-gs.de/d/regeln/1200/1203_r_2009_11.pdf|KTA 1203]] |2009|Anforderungen an das Notfallhandbuch|-| 
-|**KTA 1301.1** |-|Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken – 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|-| 
-|**KTA 1301.2** |-|Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken – 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) ====
  
 ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung| ^Kennung^Jahr^Titel^Anmerkung|
-|**SSR-2/1** |-|Safety of Nuclear Power Plants: Design|-| +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1715web-46541668.pdf|SSR-2/1]] |-|Safety of Nuclear Power Plants: Design|-| 
-|**SSG-2** |-|Deterministic Safety Analysis 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-3** |-|Development and Application of Level 1 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-4** |-|Development and Application of Level 2 Probabilistic Safety Assessment for 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-30** |-|Safety Classification of Structures, Systems and Components in 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|-| 
-|**SSG-39** |-|Design of Instrumentation and Control Systems for Nuclear Power Plants|-| +|[[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. 17** |-|Computer Security at Nuclear Facilities|-| +|[[https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/PUB1921_web.pdf|NSS No. 17]] |-|Computer Security at Nuclear Facilities|-| 
-|**NSS No. 33-T** |-|Computer Security of Instrumentation and Control Systems at Nuclear Facilities|-| +|[[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|-| 
-|**NSS No. 42-G** |-|Computer Security for Nuclear Security|-|+|[[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 ====
  
 ^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/elektronischer/programmierbarer elektronischer Systeme – Teil 2: Anforderungen an sicherheitsbezogene elektrische/elektronische/programmierbare elektronische 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 61508-3** (VDE 0803-3)|-|Funktionale Sicherheit sicherheitsbezogener elektrischer/elektronischer/programmierbarer elektronischer Systeme – Teil 3: Anforderungen an Software|-| +|[[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 61513** |-|Kernkraftwerke – Leittechnik für Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Allgemeine Systemanforderungen|-| +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-61513/188355832|DIN EN 61513]] |-|Kernkraftwerke – Leittechnik für Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Allgemeine Systemanforderungen|-| 
-|**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-62340/132349713|DIN EN 62340]] (VDE 0491-10)|-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme mit sicherheitstechnischer Bedeutung – Anforderungen zur Beherrschung von Versagen aufgrund gemeinsamer Ursache|-| 
-|**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://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 IEC 62859** |-|Kernkraftwerke – Leittechnische Systeme – Anforderungen für die Koordinierung von Sicherheit und IT-Sicherheit|-| +|[[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 62502** |-|Verfahren zur Analyse der Zuverlässigkeit – Ereignisbaumanalyse|-| +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-62502/139931469|DIN EN 62502]] |-|Verfahren zur Analyse der Zuverlässigkeit – Ereignisbaumanalyse|-| 
-|**DIN EN 61025** |-|Fehlzustandsbaumanalyse|-| +|[[https://www.dinmedia.de/de/norm/din-en-61025/99756694|DIN EN 61025]] |-|Fehlzustandsbaumanalyse|-| 
-|**DIN EN 60812** |-|Analysetechniken für die Funktionsfähigkeit von Systemen – Verfahren für die Fehlzustandsart- und -auswirkungsanalyse (FMEA)|-|+|[[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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