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| content:kerntechnische-anlagen [2025/12/02 09:03] – [Quellen] jopen | content:kerntechnische-anlagen [2026/09/11 12:08] (aktuell) – [Wechselwirkungen der Domänen Safety und Security in der Risikoanalyse] jopen |
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| Das oberste Ziel der Sicherheit und Sicherung kerntechnischer Anlagen ist es, Menschen und Umwelt vor den schädlichen Wirkungen ionisierender Strahlung zu schützen. Um dies zu gewährleisten, stellt das kerntechnische Regelwerk hohe Anforderungen entsprechend des Standes von Wissenschaft und Technik, um die Schutzziele "Kontrolle der Reaktivität", "Kühlung der Brennelemente" und "Einschluss der radioaktiven Stoffe" einzuhalten. Es gilt für alle kerntechnischen Anlagen, zu denen neben den mittlerweile in Stilllegung befindlichen Kernkraftwerken auch die weiterhin in Betrieb befindlichen Zwischenlager, Forschungsreaktoren sowie die Brennelementfertigungsanlage in Lingen und die Uran-Anreicherungsanlage in Gronau zählen. | Das oberste Ziel der Sicherheit und Sicherung kerntechnischer Anlagen ist es, Menschen und Umwelt vor den schädlichen Wirkungen ionisierender Strahlung zu schützen. Um dies zu gewährleisten, stellt das kerntechnische Regelwerk hohe Anforderungen entsprechend des Standes von Wissenschaft und Technik, um die Schutzziele "Kontrolle der Reaktivität", "Kühlung der Brennelemente" und "Einschluss der radioaktiven Stoffe" einzuhalten. Es gilt für alle kerntechnischen Anlagen, zu denen neben den mittlerweile in Stilllegung befindlichen Kernkraftwerken auch die weiterhin in Betrieb befindlichen Zwischenlager, Forschungsreaktoren sowie die Brennelementfertigungsanlage in Lingen und die Uran-Anreicherungsanlage in Gronau zählen. |
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| Die Schnittstelle zwischen Sicherheit und Sicherung bezog sich lange Zeit vorwiegend auf die Gewährleistung der Sicherheitsfunktionen im Zusammenspiel mit dem physischen Schutz der Anlage (insb. Schutz vor Entwenden radioaktiven Materials und damit verbundener Freisetzung). Als Teilmenge der Sicherung stellt die Informationssicherheit mittlerweile ein zusätzliches enges Bindeglied zur Sicherheit insbesondere leittechnischer Systeme dar. In Deutschland bestand das Sicherheitssystem von Kernkraftwerken bis zu ihrer endgültigen Abschaltung ausschließlich aus analogen Systemen. Die Informationssicherheit musste also vorwiegend bei betrieblichen Systemen und der allgemeinen Infrastruktur außerhalb des Reaktorgebäudes sichergestellt werden. International werden aber neue Reaktorkonzepte entwickelt und gebaut, bei denen auch die Informationssicherheit eine große Rolle spielt. Außerdem werden bestehende Kernkraftwerke anderer Länder mit digitalen Sicherheitsleittechniksystemen modernisiert, weshalb auch die Methoden zur Sicherheitsbewertung entsprechend weiterentwickelt werden. | Die Schnittstelle zwischen Sicherheit und Sicherung bezieht sich auf die Gewährleistung der Sicherheitsfunktionen im Zusammenspiel mit dem Schutz gegen Störmaßnahmen und sonstigen Einwirkungen Dritter (z.B. Schutz vor Entwenden radioaktiven Materials und damit verbundener Freisetzung). Als Teilmenge der Sicherung stellt die Informationssicherheit mittlerweile ein zusätzliches enges Bindeglied zur Sicherheit insbesondere leittechnischer Systeme dar. In Deutschland bestand das Reaktorschutzsystem von Kernkraftwerken bis zu ihrer endgültigen Abschaltung ausschließlich aus analogen Systemen. Digitale Komponenten kamen in begrenztem Umfang nur in betrieblichen Systemen oder Systemen zur Reaktorregelung zum Einsatz [OECD2020]. Die Informationssicherheit musste also vorwiegend bei betrieblichen Systemen und der allgemeinen Infrastruktur außerhalb des Reaktorgebäudes sichergestellt werden. International werden aber neue Reaktorkonzepte entwickelt und gebaut, bei denen auch die Informationssicherheit eine große Rolle spielt. Außerdem werden bestehende Kernkraftwerke anderer Länder mit digitalen Sicherheitsleittechniksystemen modernisiert, weshalb auch die Methoden zur Sicherheitsbewertung entsprechend weiterentwickelt werden. |
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| Im nachfolgenden Text werden die relevanten Regeln und Richtlinien aufgezeigt und die allgemeine Herangehensweise bei der Risikoanalyse kerntechnischer Anlagen beschrieben. | Im nachfolgenden Text werden die relevanten Regeln und Richtlinien aufgezeigt und die allgemeine Herangehensweise bei der Risikoanalyse kerntechnischer Anlagen beschrieben. |
| Analyse des sicherheitstechnischen Zustands einer Anlage durch Ermittlung der Häufigkeit von Gefährdungs- bzw. Kernschadenszuständen oder der Häufigkeit der Freisetzung radioaktiver Stoffe. | Analyse des sicherheitstechnischen Zustands einer Anlage durch Ermittlung der Häufigkeit von Gefährdungs- bzw. Kernschadenszuständen oder der Häufigkeit der Freisetzung radioaktiver Stoffe. |
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| Deterministische Sicherheitsanalysen haben vor allem die Aufgabe, die sicherheitstechnische Auslegung einer Anlage zu bemessen und festzulegen. Hierzu werden bestimmte, vorab festgelegte einleitende Ereignisse (Transienten, Störfälle, auslegungsüberschreitende Ereignisse) in ihren möglichen Abläufen und Auswirkungen detailliert untersucht. Diese Ereignisse werden so gewählt, dass mit den für sie erforderlichen Störfallanalysen auch andere Störfälle in ihren Abläufen und Auswirkungen erfasst werden. Mit der Festlegung der sicherheitstechnischen Auslegung liefert die deterministische Analyse eine notwendige Voraussetzung für probabilistische Sicherheitsanalysen. [GRS1989][BMU2015][BMU2015] | Deterministische Sicherheitsanalysen haben vor allem die Aufgabe, die sicherheitstechnische Auslegung einer Anlage zu bemessen und festzulegen. Hierzu werden bestimmte, vorab festgelegte einleitende Ereignisse (Transienten, Störfälle, auslegungsüberschreitende Ereignisse) in ihren möglichen Abläufen und Auswirkungen detailliert untersucht. Diese Ereignisse werden so gewählt, dass mit den für sie erforderlichen Störfallanalysen auch andere Störfälle in ihren Abläufen und Auswirkungen erfasst werden. Mit der Festlegung der sicherheitstechnischen Auslegung liefert die deterministische Analyse eine notwendige Voraussetzung für probabilistische Sicherheitsanalysen. [GRS1989][BMU2015][BMU2022] |
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| Die Risikoanalyse entspricht im engeren Sinne der probabilistischen Sicherheitsanalyse und ist als Ergänzung zur deterministischen Sicherheitsbeurteilung zu sehen. Sie befasst sich mit Ereignisabläufen, bei denen Sicherheitssysteme versagen und Auslegungsgrenzen überschritten werden. Ausgehend vom Stand der sicherheitstechnischen Auslegung werden dabei Störfall- und Unfallabläufe sowohl hinsichtlich ihrer Eintrittshäufigkeiten als auch möglicher Schadensfolgen untersucht. Durch Auswertung von Betriebserfahrungen werden erwartete Eintrittshäufigkeiten von auslösenden Ereignissen und technischen Zuverlässigkeitskenngrößen (Ausfallraten, Nichtverfügbarkeiten) von Komponenten und Systemen abgeleitet, aber auch die menschliche Zuverlässigkeit im Ereignisablauf untersucht. Die probabilistische Sicherheitsanalyse fasst diese Auswertungen von Betriebserfahrungen sowie Ergebnisse von Störfall- und Unfallanalysen und Erkenntnisse der Sicherheitsforschung für eine geschlossene sicherheitstechnische Beurteilung zusammen. Auf dieser Basis wird sie auch dazu herangezogen, die sicherheitstechnische Auslegung einer Anlage zu überprüfen und damit insgesamt das Sicherheitskonzept für Kernkraftwerke weiterzuentwickeln. Dies beinhaltet auch anlageninterne Notfallmaßnahmen (Accident-Management-Maßnahmen), deren Ziel darin besteht, einen Störfall auch unter erschwerten Bedingungen noch zu beherrschen oder zumindest die Schadensfolgen eines nicht beherrschten Störfalls zu begrenzen. Hierzu werden Sicherheitsreserven herangezogen, die in vielen Fällen auch dann noch vorhanden sind, wenn Sicherheitssysteme nicht wie vorgesehen eingreifen und sicherheitstechnische Auslegungsgrenzen überschritten werden. Im Vergleich zur deterministischen Beurteilung hat die probabilistische Risikobewertung den Vorzug, dass die Bedeutung von Störfällen und Unfällen quantitativ anhand zu erwartender Häufigkeiten bewertet werden kann. So können Schwachstellen in der sicherheitstechnischen Auslegung im Vergleich zu anderen Beiträgen aus Störfallabläufen mit relativ hohen Häufigkeiten einzelner nicht beherrschter Störfallabläufe identifiziert werden. Werden solche Schwachstellen eliminiert, wird eine ausgewogene sicherheitstechnische Auslegung erreicht. [GRS1989][BMU2012][BMU2013] | Die Risikoanalyse entspricht im engeren Sinne der probabilistischen Sicherheitsanalyse und ist als Ergänzung zur deterministischen Sicherheitsbeurteilung zu sehen. Sie befasst sich mit Ereignisabläufen, bei denen Sicherheitssysteme versagen und Auslegungsgrenzen überschritten werden. Ausgehend vom Stand der sicherheitstechnischen Auslegung werden dabei Störfall- und Unfallabläufe sowohl hinsichtlich ihrer Eintrittshäufigkeiten als auch möglicher Schadensfolgen untersucht. Durch Auswertung von Betriebserfahrungen werden erwartete Eintrittshäufigkeiten von auslösenden Ereignissen und technischen Zuverlässigkeitskenngrößen (Ausfallraten, Nichtverfügbarkeiten) von Komponenten und Systemen abgeleitet, aber auch die menschliche Zuverlässigkeit im Ereignisablauf untersucht. Die probabilistische Sicherheitsanalyse fasst diese Auswertungen von Betriebserfahrungen sowie Ergebnisse von Störfall- und Unfallanalysen und Erkenntnisse der Sicherheitsforschung für eine geschlossene sicherheitstechnische Beurteilung zusammen. Auf dieser Basis wird sie auch dazu herangezogen, die sicherheitstechnische Auslegung einer Anlage zu überprüfen und damit insgesamt das Sicherheitskonzept für Kernkraftwerke weiterzuentwickeln. Dies beinhaltet auch anlageninterne Notfallmaßnahmen (Accident-Management-Maßnahmen), deren Ziel darin besteht, einen Störfall auch unter erschwerten Bedingungen noch zu beherrschen oder zumindest die Schadensfolgen eines nicht beherrschten Störfalls zu begrenzen. Hierzu werden Sicherheitsreserven herangezogen, die in vielen Fällen auch dann noch vorhanden sind, wenn Sicherheitssysteme nicht wie vorgesehen eingreifen und sicherheitstechnische Auslegungsgrenzen überschritten werden. Im Vergleich zur deterministischen Beurteilung hat die probabilistische Risikobewertung den Vorzug, dass die Bedeutung von Störfällen und Unfällen quantitativ anhand zu erwartender Häufigkeiten bewertet werden kann. So können Schwachstellen in der sicherheitstechnischen Auslegung im Vergleich zu anderen Beiträgen aus Störfallabläufen mit relativ hohen Häufigkeiten einzelner nicht beherrschter Störfallabläufe identifiziert werden. Werden solche Schwachstellen eliminiert, wird eine ausgewogene sicherheitstechnische Auslegung erreicht. [GRS1989][BMU2015][BMU2022] |
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| Zur probabilistischen Sicherheitsanalyse legen die SiAnf in Kap. 5 Anforderungen fest: (2) Zur Nachweisführung der Erfüllung der technischen Sicherheitsanforderungen sind deterministische Methoden sowie die probabilistische Sicherheitsanalyse heranzuziehen: Die deterministischen Methoden umfassen | Zur probabilistischen Sicherheitsanalyse legen die SiAnf in Kap. 5 Anforderungen fest: (2) Zur Nachweisführung der Erfüllung der technischen Sicherheitsanforderungen sind deterministische Methoden sowie die probabilistische Sicherheitsanalyse heranzuziehen: Die deterministischen Methoden umfassen |
| ===== 4 Durchführung von Risikoanalysen ===== | ===== 4 Durchführung von Risikoanalysen ===== |
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| Gemäß AtG und SiAnf ist alle 10 Jahre eine periodische Sicherheitsanalyse (PSÜ) durchzuführen. Diese besteht für die Safety aus einer qualitativen Sicherheitsstatusanalyse (SSA) und einer quantitativen probabilistischen Sicherheitsanalyse (PSA). Für die (physische) Security wird darüber hinaus eine qualitative deterministische Sicherungsanalyse (DSA) durchgeführt. Um eine bundeseinheitliche Durchführung der PSÜ zu ermöglichen, haben Bund und Länder hierzu gemeinsame Leitfäden entwickelt. [BMU1998], [BMU1998b], [BMU2005] Nach [BMU1998] soll im Rahmen der Sicherheitsstatusanalyse eine deterministische schutzzielorientierte Überprüfung der vorhandenen Sicherheitseinrichtungen der Anlage durchgeführt, die Betriebsführung dargelegt und eine Auswertung der sicherheitsrelevanten Betriebserfahrung vorgenommen werden. Nach [BMU2005] werden PSA in Ergänzung der auf deterministischen Grundlagen beruhenden Sicherheitsbeurteilung eingesetzt. Auf diese Weise kann der Einfluss von baulichen Anlagenteilen (Strukturen), Systemen und Komponenten (SSC) sowie von Personalhandlungen auf das sicherheitstechnische Anlagenverhalten ganzheitlich dargestellt und das Sicherheitsniveau quantitativ bewertet werden. Zum Thema IT-Sicherheit bestand bis 2013 kein kerntechnisches Regelwerk in Deutschland. Die 2013 neu eingeführte SEWD-IT RL fordert für die einzelnen sicherheits- und sicherungsrelevanten rechnerbasierten oder programmierbaren Systeme die Durchführung einer qualitativen Analyse zur Bewertung der Vollständigkeit und Angemessenheit der getroffenen bzw. geplanten IT-Security-Maßnahmen. Hierfür ist es zunächst erforderlich, die Systeme und insbesondere das Zusammenspiel der Systeme zu modellieren, das Bedrohungspotential (potenzielle Maximal-Auswirkung bei einer heimtückischen Manipulation des Systems) zu definieren und damit in Schutzbedarfsklassen einzuordnen. Die anschließende qualitative Analyse bewertet die Wirksamkeit der bestehenden bzw. geplanten Security-Maßnahmen in Hinblick auf die Verhinderung der relevanten Manipulationen unter Berücksichtigung der ihrer möglichen Auswirkung. Dies erfordert eine Bedrohungsanalyse (Identifikation der aufgrund von Systemaufbau und Gerätetechnik anzunehmenden Manipulationsmöglichkeiten) und eine Vulnerabilitätsanalyse (mögliche Auswirkungen dieser Manipulationen auf die kerntechnische Einrichtung). | Gemäß AtG und SiAnf ist alle 10 Jahre eine periodische Sicherheitsanalyse (PSÜ) durchzuführen. Diese besteht für die Safety aus einer qualitativen Sicherheitsstatusanalyse (SSA) und einer quantitativen probabilistischen Sicherheitsanalyse (PSA). Für die (physische) Security wird darüber hinaus eine qualitative deterministische Sicherungsanalyse (DSA) durchgeführt. Um eine bundeseinheitliche Durchführung der PSÜ zu ermöglichen, haben Bund und Länder hierzu gemeinsame Leitfäden entwickelt. [BMU1998], [BMU1998b], [BMU2005] |
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| | Nach [BMU1998] soll im Rahmen der Sicherheitsstatusanalyse eine deterministische schutzzielorientierte Überprüfung der vorhandenen Sicherheitseinrichtungen der Anlage durchgeführt, die Betriebsführung dargelegt und eine Auswertung der sicherheitsrelevanten Betriebserfahrung vorgenommen werden. Nach [BMU2005] werden PSA in Ergänzung der auf deterministischen Grundlagen beruhenden Sicherheitsbeurteilung eingesetzt. Auf diese Weise kann der Einfluss von baulichen Anlagenteilen (Strukturen), Systemen und Komponenten (SSC) sowie von Personalhandlungen auf das sicherheitstechnische Anlagenverhalten ganzheitlich dargestellt und das Sicherheitsniveau quantitativ bewertet werden. Zum Thema IT-Sicherheit bestand bis 2013 kein kerntechnisches Regelwerk in Deutschland. Die 2013 neu eingeführte SEWD-IT RL fordert für die einzelnen sicherheits- und sicherungsrelevanten rechnerbasierten oder programmierbaren Systeme die Durchführung einer qualitativen Analyse zur Bewertung der Vollständigkeit und Angemessenheit der getroffenen bzw. geplanten IT-Security-Maßnahmen. Hierfür ist es zunächst erforderlich, die Systeme und insbesondere das Zusammenspiel der Systeme zu modellieren, das Bedrohungspotential (potenzielle Maximal-Auswirkung bei einer heimtückischen Manipulation des Systems) zu definieren und damit in Schutzbedarfsklassen einzuordnen. Die anschließende qualitative Analyse bewertet die Wirksamkeit der bestehenden bzw. geplanten Security-Maßnahmen in Hinblick auf die Verhinderung der relevanten Manipulationen unter Berücksichtigung der ihrer möglichen Auswirkung. Dies erfordert eine Bedrohungsanalyse (Identifikation der aufgrund von Systemaufbau und Gerätetechnik anzunehmenden Manipulationsmöglichkeiten) und eine Vulnerabilitätsanalyse (mögliche Auswirkungen dieser Manipulationen auf die kerntechnische Einrichtung). |
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| * Ereignisablauf- und Systemanalysen [GRS1990], [FAK2005], [FAK2016] (für Daten dazu und deren Nutzung siehe [FAK2005a]) | * Ereignisablauf- und Systemanalysen [GRS1990], [FAK2005], [FAK2016] (für Daten dazu und deren Nutzung siehe [FAK2005a]) |
| Ein auslösendes Ereignis kann durch verschiedene Kombinationen von Funktionen der Sicherheitssysteme (Systemfunktionen) beherrscht werden. Durch welche Kombinationen von Systemfunktionen der Störfall beherrscht werden kann, wird durch Systemsimulationen, vor allem thermohydraulische Analysen, bestimmt. Dabei wird insbesondere ermittelt, wie viele der mehrfach vorhandenen (redundanten) Systemstränge der einzelnen Sicherheitssysteme erforderlich sind (Mindestanforderung), um eine bestimmte Systemfunktion zu erfüllen. Sind die Mindestanforderungen nicht erfüllt, so führt das auslösende Ereignis zu einem Schadenszustand. In Ereignisablaufdiagrammen wird systematisch jede Möglichkeit erfasst, mit der ein auslösendes Ereignis beherrscht werden oder zu einem Schadenszustand führen kann. Dazu werden Ereignispfade gebildet, die vom auslösenden Ereignis ausgehen und für jede benötigte Systemfunktion einen Verzweigungspunkt enthalten. An diesem teilt sich der Ereignispfad in zwei Zweige auf. Davon ist der eine der Verfügbarkeit, der andere der Nichtverfügbarkeit der Systemfunktion zugeordnet. So ergeben sich viele Pfade, die entweder zu beherrschten Zuständen oder zu Schadenszuständen führen. Im Ereignisablaufdiagramm werden an jedem Verzweigungspunkt den sich aufteilenden Pfaden Verzweigungswahrscheinlichkeiten zugeordnet. Diese entsprechen der Verfügbarkeit bzw. Nichtverfügbarkeit der zugehörigen Systemfunktion. Bei den Verzweigungswahrscheinlichkeiten handelt es sich um bedingte (unter der Bedingung des durch das auslösende Ereignis verursachten Ablaufs) Wahrscheinlichkeiten, die durch Zuverlässigkeits- bzw. Fehlerbaumanalysen bestimmt werden. Damit ergibt sich für jeden Einzelpfad eine Übergangswahrscheinlichkeit vom auslösenden Ereignis zum Schadenszustand als Produkt der Verzweigungswahrscheinlichkeiten entlang des Pfades. Die gesamte Übergangswahrscheinlichkeit von einem auslösenden Ereignis zu einem bestimmten Schadenszustand ergibt sich durch Addition der Übergangswahrscheinlichkeiten der Einzelpfade, die zu dem gleichen Schadenszustand führen. | Ein auslösendes Ereignis kann durch verschiedene Kombinationen von Funktionen der Sicherheitssysteme (Systemfunktionen) beherrscht werden. Durch welche Kombinationen von Systemfunktionen der Störfall beherrscht werden kann, wird durch Systemsimulationen, vor allem thermohydraulische Analysen, bestimmt. Dabei wird insbesondere ermittelt, wie viele der mehrfach vorhandenen (redundanten) Systemstränge der einzelnen Sicherheitssysteme erforderlich sind (Mindestanforderung), um eine bestimmte Systemfunktion zu erfüllen. Sind die Mindestanforderungen nicht erfüllt, so führt das auslösende Ereignis zu einem Schadenszustand. In Ereignisablaufdiagrammen wird systematisch jede Möglichkeit erfasst, mit der ein auslösendes Ereignis beherrscht werden oder zu einem Schadenszustand führen kann. Dazu werden Ereignispfade gebildet, die vom auslösenden Ereignis ausgehen und für jede benötigte Systemfunktion einen Verzweigungspunkt enthalten. An diesem teilt sich der Ereignispfad in zwei Zweige auf. Davon ist der eine der Verfügbarkeit, der andere der Nichtverfügbarkeit der Systemfunktion zugeordnet. So ergeben sich viele Pfade, die entweder zu beherrschten Zuständen oder zu Schadenszuständen führen. Im Ereignisablaufdiagramm werden an jedem Verzweigungspunkt den sich aufteilenden Pfaden Verzweigungswahrscheinlichkeiten zugeordnet. Diese entsprechen der Verfügbarkeit bzw. Nichtverfügbarkeit der zugehörigen Systemfunktion. Bei den Verzweigungswahrscheinlichkeiten handelt es sich um bedingte (unter der Bedingung des durch das auslösende Ereignis verursachten Ablaufs) Wahrscheinlichkeiten, die durch Zuverlässigkeits- bzw. Fehlerbaumanalysen bestimmt werden. Damit ergibt sich für jeden Einzelpfad eine Übergangswahrscheinlichkeit vom auslösenden Ereignis zum Schadenszustand als Produkt der Verzweigungswahrscheinlichkeiten entlang des Pfades. Die gesamte Übergangswahrscheinlichkeit von einem auslösenden Ereignis zu einem bestimmten Schadenszustand ergibt sich durch Addition der Übergangswahrscheinlichkeiten der Einzelpfade, die zu dem gleichen Schadenszustand führen. |
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| * Zuverlässigkeitsanalyse [GRS1990], [FAK2005], [FAK2016] (einschließlich Daten [FAK2005a] | * Zuverlässigkeitsanalyse [GRS1990], [FAK2005], [FAK2016] (einschließlich Daten [FAK2005a]) |
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| Um für die Verzweigungen im Ereignisablaufdiagramm Wahrscheinlichkeiten angeben zu können, ist das Ausfallverhalten, d. h. die Nichtverfügbarkeit oder die Ausfallrate von Systemfunktionen, quantitativ zu bewerten. Beobachtungen, aus denen das Ausfallverhalten einer Systemfunktion aus der Betriebserfahrung direkt ermittelt werden kann, sind häufig nicht zahlreich genug, weil aufgrund der hohen Zuverlässigkeit der Systeme in Kernkraftwerken ein Ausfall der Systeme nur selten oder noch nie aufgetreten ist. Dagegen lässt sich das Ausfallverhalten von Komponenten, die in den verschiedensten Systemen vorhanden sind, aus der Betriebserfahrung bestimmen. Deswegen wird das Ausfallverhalten von Systemfunktionen auf das Ausfallverhalten von Komponenten der Systeme zurückgeführt. Dabei werden auch Handlungen von Personen, die in den Betrieb eingreifen, wie Systemfunktionen behandelt. Für die Ermittlung der Ausfallwahrscheinlichkeit von Systemfunktionen wird die Fehlerbaumanalyse eingesetzt. Bei ihr wird ein Ereignis (z. B. Ausfall der Kühlung) vorgegeben und nach allen Ausfallursachen gesucht, die zu diesem Ereignis führen. Im Allgemeinen ergibt sich dabei eine Vielzahl von Ausfallkombinationen verschiedener Komponenten oder Teilsysteme. Die Fehlerbaumanalyse ermöglicht durch graphische Darstellung eine übersichtliche Behandlung selbst großer technischer Systeme. Dabei lassen sich auch Folgeausfälle sowie näherungsweise menschliches Fehlverhalten und Common-Cause-Ausfälle berücksichtigen. Bei der Modellierung von menschlichem Fehlverhalten und Common-Cause-Ausfällen ist zu berücksichtigen, dass hierzu im Gegensatz zu Ausfallraten von Hardware-Komponenten keine belastbaren Daten aus der Betriebserfahrung bestehen. | Um für die Verzweigungen im Ereignisablaufdiagramm Wahrscheinlichkeiten angeben zu können, ist das Ausfallverhalten, d. h. die Nichtverfügbarkeit oder die Ausfallrate von Systemfunktionen, quantitativ zu bewerten. Beobachtungen, aus denen das Ausfallverhalten einer Systemfunktion aus der Betriebserfahrung direkt ermittelt werden kann, sind häufig nicht zahlreich genug, weil aufgrund der hohen Zuverlässigkeit der Systeme in Kernkraftwerken ein Ausfall der Systeme nur selten oder noch nie aufgetreten ist. Dagegen lässt sich das Ausfallverhalten von Komponenten, die in den verschiedensten Systemen vorhanden sind, aus der Betriebserfahrung bestimmen. Deswegen wird das Ausfallverhalten von Systemfunktionen auf das Ausfallverhalten von Komponenten der Systeme zurückgeführt. Dabei werden auch Handlungen von Personen, die in den Betrieb eingreifen, wie Systemfunktionen behandelt. Für die Ermittlung der Ausfallwahrscheinlichkeit von Systemfunktionen wird die Fehlerbaumanalyse eingesetzt. Bei ihr wird ein Ereignis (z. B. Ausfall der Kühlung) vorgegeben und nach allen Ausfallursachen gesucht, die zu diesem Ereignis führen. Im Allgemeinen ergibt sich dabei eine Vielzahl von Ausfallkombinationen verschiedener Komponenten oder Teilsysteme. Die Fehlerbaumanalyse ermöglicht durch graphische Darstellung eine übersichtliche Behandlung selbst großer technischer Systeme. Dabei lassen sich auch Folgeausfälle sowie näherungsweise menschliches Fehlverhalten und Common-Cause-Ausfälle berücksichtigen. Bei der Modellierung von menschlichem Fehlverhalten und Common-Cause-Ausfällen ist zu berücksichtigen, dass hierzu im Gegensatz zu Ausfallraten von Hardware-Komponenten keine belastbaren Daten aus der Betriebserfahrung bestehen. |
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| Die Risikoanalyse nach AtG und SiAnf wird nur aus der Safety-Sicht heraus durchgeführt. Bei der nach Vorgaben der SEWD-Richtlinie IT durchzuführenden Analyse wird der Schutzbedarf von IT-Systemen aus Sicht der IT-Sicherheit festgestellt. Zu diesen IT-Systemen zählen insbesondere auch sicherheitsrelevante und sicherungsrelevante Systeme. Bei der Bewertung der vorgesehenen IT-Security-Maßnahmen müssen eventuelle Rückwirkungen auf die Funktionen der zu schützenden Einrichtungen berücksichtigt werden. Mit der DIN EN IEC 62859 besteht hierzu ein Standard, der die Wechselwirkungen zwischen beiden Aspekten betrachtet. Grundsatz ist hierbei, dass die IT-Sicherheit die Sicherheitsziele der Anlage nicht gefährden darf und deren Realisierung schützen muss. Sie darf die Wirksamkeit der Sicherheitsmerkmale, die in der Leittechnikarchitektur implementiert sind, nicht beeinträchtigen. | Die Risikoanalyse nach AtG und SiAnf wird nur aus der Safety-Sicht heraus durchgeführt. Bei der nach Vorgaben der SEWD-Richtlinie IT durchzuführenden Analyse wird der Schutzbedarf von IT-Systemen aus Sicht der IT-Sicherheit festgestellt. Zu diesen IT-Systemen zählen insbesondere auch sicherheitsrelevante und sicherungsrelevante Systeme. Bei der Bewertung der vorgesehenen IT-Security-Maßnahmen müssen eventuelle Rückwirkungen auf die Funktionen der zu schützenden Einrichtungen berücksichtigt werden. Mit der DIN EN IEC 62859 besteht hierzu ein Standard, der die Wechselwirkungen zwischen beiden Aspekten betrachtet. Grundsatz ist hierbei, dass die IT-Sicherheit die Sicherheitsziele der Anlage nicht gefährden darf und deren Realisierung schützen muss. Sie darf die Wirksamkeit der Sicherheitsmerkmale, die in der Leittechnikarchitektur implementiert sind, nicht beeinträchtigen. |
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| | Die gegenseitige Abstimmung zwischen Safety-Security ist gesetzlich im Atomgesetz, § 43, verankert: Auch internationale Organisationen wie die IAEA betonen, dass Safety und Security nicht getrennt betrachtet werden dürfen. Stattdessen wird ein integrierter Ansatz verfolgt: |
| | 1. Gemeinsame Risikoanalyse. |
| | 2. Berücksichtigung von Safety- und Security-Anforderungen bereits in der Planung. |
| | 3. Enge Zusammenarbeit zwischen Safety- und Security-Organisationseinheiten. |
| | 4. Regelmäßige Schulungen und Übungen. |
| | 5. Anwendung des Prinzips „Security supports Safety, Safety enables Security“. |
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| | Sicherheit und Sicherung können zu widersprüchlichen Anforderungen führen, für die Lösungen gefunden werden müssen. Nachfolgend wird dies anhand einiger Beispiele aufgezeigt. |
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| | **Remote-Zugriffe** |
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| | __Konflikt__ |
| | * Safety möchte zunehmend auch remote möglichst viele Sensordaten sehen (Datenübertragung nach außen) und auch Eingriffe (also Datenübertragung nach innen) vornehmen |
| | * Security sieht dies als Angriffsvektor und möchte idealerweise gar keine Remote Zugriffe |
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| | __Auflösung__ |
| | * Starke Beschränkung der Zugriffe (nur gewisse Handlungen erlaubt, Etablierung erst nach Absprache, Zeitliche Beschränkung) |
| | * Absicherung der Zugriffe (Multi-Faktor-Authentifizierung, Monitoring) |
| | * Einschränkung der Richtung der Datenübertragung durch technische Sicherungsmaßnahmen (Gateways, Datendioden) |
| | * Differenzierte Betrachtung der Remote-Zugriffe je nach Sensitivität des Systems, auf das zugegriffen werden soll |
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| | **Notfallzugang vs. Zutrittskontrolle** |
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| | __Konflikt__ |
| | * Safety verlangt, dass Personal im Notfall schnell auf wichtige Bereiche zugreifen kann |
| | * Security fordert strenge Zugangskontrollen und Verriegelungen |
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| | __Auflösung__ |
| | * Mehrstufige Zugangssysteme mit Notfallfreigaben |
| | * Biometrische Authentifizierung kombiniert mit Notfallprozeduren |
| | * Regelmäßige Übungen zur Überprüfung der Reaktionszeiten |
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| | **Fluchttüren** |
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| | __Konflikt__ |
| | * Sämtliche Sicherungstüren (die meist auch Fluchtwege sind) sind im Falle eines internen Sicherheitsereignis (z. B. Feuer) ein Problem. Da sie dann eigentlich als Fluchtweg offen stehen müssten |
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| | __Auflösung__ |
| | * Panikhebel, der es von innen ermöglicht die Türe, im Falle eines solchen Ereignisses, zu öffnen. Die Tür schließt sich dann automatisch wieder, damit die SEWD-Barriere bestehen bleibt. Des Weiteren sind Videoüberwachungssysteme installiert |
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| | **Vernetzte Systeme vs. Cyber-Sicherheit** |
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| | __Konflikt__ |
| | * Safety-Systeme benötigen oft Daten aus verschiedenen Anlagenbereichen |
| | * Security möchte Netzwerke trennen, um Cyberangriffe zu verhindern |
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| | __Auflösung__ |
| | * segmentierte Netzarchitektur |
| | * Datendioden oder kontrollierte Schnittstellen |
| | * Tiefenverteidigung („Defense in Depth“) |
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| | **Informationsaustausch vs. Geheimhaltung** |
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| | __Konflikt__ |
| | * Safety profitiert von offenem Austausch sicherheitsrelevanter Informationen |
| | * Security verlangt die Geheimhaltung sensibler Anlagen- und Schutzinformationen |
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| | __Auflösung__ |
| | * Klassifizierung von Informationen nach Schutzbedarf |
| | * Weitergabe technischer Erkenntnisse ohne Offenlegung schutzkritischer Details |
| | * klare Richtlinien für Melde- und Berichtswesen |
| | * Atomrechtliche Sicherheitsüberprüfung (AtZüV) |
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| | **Notfallmaßnahmen vs. Schutz vor Missbrauch** |
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| | __Konflikt__ |
| | * Safety erfordert automatische Abschaltungen oder Notöffnungen |
| | * Security befürchtet, dass solche Funktionen missbraucht werden könnten |
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| | __Auflösung__ |
| | * redundante Freigabemechanismen |
| | * authentifizierte Auslösung kritischer Funktionen |
| | * permanente Überwachung und Protokollierung |
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| | **Wartung und Inspektionen** |
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| | __Konflikt__ |
| | * Safety verlangt häufige Prüfungen und Eingriffe an Systemen |
| | * Security sieht darin zusätzliche Angriffs- oder Manipulationsmöglichkeiten |
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| | __Auflösung__ |
| | * kontrollierte Wartungsverfahren (durch Behörden, TSO) |
| | * Überprüfung von Personal und Fremdfirmen (AtZüV) |
| | * Dokumentation aller Arbeiten und Änderungen |
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| | **Rohrleitungen zu externen Wärmesenken** |
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| | __Konflikt__ |
| | * Kernkraftwerke brauchen eine ultimative Wärmesenke, um die Wärmeabfuhr zu gewährleisten. Das sind in der Regel Flüsse oder das Meer, die nicht auf dem Anlagengelände sind |
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| | __Auflösung__ |
| | * Gitterstrukturen innerhalb der Rohrleitungen |
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| | **Fazit** |
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| | Konflikte zwischen Sicherheit und Sicherung entstehen vor allem dort, wo schnelle Verfügbarkeit von Systemen und Personen auf strenge Schutzmaßnahmen trifft. Durch integrierte Planung, technische Lösungen, organisatorische Maßnahmen und eine ge-meinsame Sicherheitskultur lassen sich diese Zielkonflikte weitgehend auflösen, ohne Safety oder Security wesentlich zu beeinträchtigen. |
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| ===== 5 Domänenübergreifende Zusammenführung ===== | ===== 5 Domänenübergreifende Zusammenführung ===== |
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| ===== Quellen ===== | ===== Quellen ===== |
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| [ATW2018] [[https://example.com/dummy-link|Integrated Approach for Nuclear Safety, Security and Safeguards]], in atw – International Journal for Nuclear Technology 01/2018, Berlin 2018. | |
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| [BMU2022] [[https://www.base.bund.de/SharedDocs/Downloads/BASE/DE/rsh/3-bmub/3_0_1.pdf?__blob=publicationFile&v=%201|Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke und ihre Interpretationen]], 22. November 2012, zuletzt geändert am 25. Februar 2022. | [BMU2022] [[https://www.base.bund.de/SharedDocs/Downloads/BASE/DE/rsh/3-bmub/3_0_1.pdf?__blob=publicationFile&v=%201|Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke und ihre Interpretationen]], 22. November 2012, zuletzt geändert am 25. Februar 2022. |
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| [FAK2016] [[https://doris.bfs.de/jspui/bitstream/urn:nbn:de:0221-2016091314090/3/BfS-SCHR-61-16.pdf|Facharbeitskreis (FAK) Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke: Methoden und Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke]], BfS, 2016. | [FAK2016] [[https://doris.bfs.de/jspui/bitstream/urn:nbn:de:0221-2016091314090/3/BfS-SCHR-61-16.pdf|Facharbeitskreis (FAK) Probabilistische Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke: Methoden und Daten zur probabilistischen Sicherheitsanalyse für Kernkraftwerke]], BfS, 2016. |
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| | [OECD2020] [https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/2020/cnra-r2020-3.pdf], OECD/NEA, 2019 |