Begriffsdefinitionen - Gesellschaft für Anlagen- und ...

Gesellschaft für AnlagenundReaktorsicherheit (GRS) mbHInstitut für Sicherheitstechnologie(ISTec) GmbHSicherheitsanforderungenfür Kernkraftwerke:BegriffsdefinitionenENTWURF(Revision A)Stand: 07.11.2005

Gesellschaft für AnlagenundReaktorsicherheit (GRS) mbHInstitut für Sicherheitstechnologie(ISTec) GmbHSicherheitsanforderungenfür Kernkraftwerke:BegriffsdefinitionenDiese Ausarbeitung ist im Auftragdes BMU im Rahmen des VorhabensSR 2475 erstellt worden. DieArbeiten des Vorhabens SR 2475werden in Teams durchgeführt. Dievorliegende Ausarbeitung gibt diegemeinsamen ArbeitsergebnissevonR. Donderer, Physikerbüro BremenU. Erven, GRSDr. A. Kraut, GRSH. Liemersdorf, GRSDr. habil. M. Mertins, GRSunter Beteiligung aller Teamswieder.November 2005 (Rev. A)Auftrags-Nr.: 813071Anmerkung:Der Auftraggeber behält sich alleRechte vor. Insbesondere darf dieseAusarbeitung nur mit seiner Zustimmungzitiert, ganz oder teilweisevervielfältigt werden bzw. Drittenzugänglich gemacht werden.Die Ausarbeitung gibt die Auffassungund Meinung des Auftragnehmers-bzw. der Unterauftragnehmerwieder und muss nicht mitder Meinung des Auftraggebers ü-bereinstimmen.

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatAAbfahrenLeistungsreduktion der Anlage vomLeistungsbetrieb bis zum Zustand „unterkritischheiß“ oder „unterkritisch kalt.“NeuAbfahrkühlenAbkühlen des Reaktorkühlkreises vomZeitpunkt der Übernahme der Nachwärmeabfuhrdurch das Nachkühlsystembis zum Zustand „unterkritisch,drucklos, kalt.“NeuAbleitung radioaktiverStoffeAbgabe flüssiger, an Schwebstoffengebundener oder gasförmiger radioaktiverStoffe aus der Anlage auf hierfürvorgesehenen Wegen.SiKri KKW 10/77;Definitionen; 3.Die Abgabe flüssiger, aerosolförmigeroder gasförmigerradioaktiver Stoffe aus derAnlage auf hierfür vorgesehenenWegen.Abschaltbarkeit,mechanischeZustand des Reaktorkerns, bei demdurch die vorliegende geometrischeAnordnung des Reaktorkerns die Abschaltungdurch die Steuerelemente(DWR) bzw. Steuerstäbe (SWR) sichergestelltwerden kann.NeuAbschalteinrichtungTechnische Einrichtung, welche in derLage ist, den Reaktor in den unterkritischenZustand zu überführen und indiesem Zustand zu halten.KTA 3103 3/84;3.1 (1)Ein Abschaltsystem ist einSystem, welches in der Lageist, den Reaktor in den unterkritischenZustand zu ü-berführen und in diesem Zustandzu halten.AbschaltreaktivitätDie Reaktivität des durch die Abschaltungmit den hierfür vorgesehenen Einrichtungenin den unterkritischen Zustandgebrachten Reaktors.KTA 3104 10/79;2.1Die Abschaltreaktivität ist dieReaktivität des durch Abschaltungmit den hierfürvorgesehenen Einrichtungenin den unterkritischen Zustandgebrachten Reaktors.[…]AbscheidegradDas Massenverhältnis zwischen einerbei einem Abscheidevorgang abgetrenntenMenge eines Stoffes und seinerursprünglichen GesamtmengeNeuAktivitätskonzentrationVerhältnis der Aktivität eines Radionuklidszum Volumen des Materials, in demdas Radionuklid verteilt ist.StrlSchV 06//02; §3 (2) 4.Vorschlag identischmit Quelle!AlterungZeitabhängige Veränderungen funktionsbezogenerMerkmale und Eigenschaftender Einrichtungen, der für dieBetriebsführung relevanten Systemeund Regelungen, der SpezifikationsundDokumentationsunterlagen, derAnlagenkonzepte und technologischenVerfahren und des Betriebspersonals.in Anlehnung an55. Sitzung RSKAusschuss DKWUnter Alterung wird die zeitabhängigeVeränderungenfunktionsbezogener Merkmaleund Eigenschaften, derTechnik (mechanische Komponenten,Gebäude, ElektroundLeittechnik), der für dieBetriebsführung relevantenSysteme und Regelungen,der Spezifikations- und Dokumentationsunterlagenunddes Betriebspersonals unterBeachtung der Weiterentwicklungdes Standes vonWissenschaft und Technikverstanden. Weiterhin könnenAnlagenkonzepte und1

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatAlterungsmanagementDie Gesamtheit aller vom Betreiberdurchzuführenden organisatorischenund technischen Maßnahmen, mit denendie für die Sicherheit eines Kernkraftwerkesbedeutsamen Alterungsphänomenebeherrscht werden sollen.374. RSK Sitzung07/04; 1.2technologische Verfahrensowie administrative Regelungengegenüber demStand von Wissenschaft undTechnik veralten.Alterungsmanagement ist dieGesamtheit aller vom Betreiberdurchzuführenden organisatorischenund technischenMaßnahmen, mit denendie für die Sicherheit einesKernkraftwerkes bedeutsamenAlterungsphänomenebeherrscht werden. Die vorrangigeAufgabe des Alterungsmanagementsist es,mögliche Alterungsmechanismenzu erfassen und derenschädlichen Auswirkungengezielt und wirksam vorzubeugen.Anlagenteils. EinrichtungAusfallDer Ausfall einer Einrichtung bedeutet,dass die Einrichtung eine oder mehrereAuslegungsanforderungen nicht mehrerfüllen kann. Der Ausfall schließt dasUnterbleiben oder das nicht Wirksamwerdeneiner erforderlichen Personalhandlungmit ein.KTA 3501 6/85; 2(9)Der Ausfall ist das Versageneiner Komponente derart,dass sie eine oder mehrereAuslegungsanforderungennicht mehr erfüllen kann.Ausfall, systematischerDas Versagen von Einrichtungen aufgrundder gleichen Ursache.KTA 3501 6/85; 2(10)„Der systematische Ausfallist das Versagen von Komponentenaufgrund der gleichenUrsache. […]“AuslegungDer Prozess und das Ergebnis einerKonzeptentwicklung mit detaillierterPlanung für eine Anlage oder Anlagenteileauf der Basis spezifizierter Vorgabenfür alle zu berücksichtigenden Einwirkungenund Randbedingungen sowieden jeweils zu berücksichtigendenNachweisanforderungen.NeuAuslegung, inhärentsichereAuslegung unter Verwendung naturgesetzlicherPrinzipien, die sicherheitsgerichtetwirken.NeuAuslegungsanforderungSpezifikation von Vorgaben für eineAuslegung, die aus konventionellenRegelwerken und aus kernkraftwerkspezifischenSicherheitsanforderungenresultieren.NeuAuslegungsgrenzeGrenze einer in der Auslegung betrachtetenGröße, bei deren Einhaltung einVersagen oder ein Defekt der jeweiligenEinrichtung nicht zu unterstellen ist.NeuAuslegungsstörfalls. StörfallBBarriereEinrichtung zum spezifizierten Einschlussradioaktiver Stoffe.Neu2

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatBasissicherheitBasissicherheit bedeutet, dass bei Einhaltungentsprechender Grundsätze beiAuslegung, Konstruktion, Fertigungund Prüfung ein weit reichendes Versageneiner Komponente auf Grundherstellungsbedingter Mängel auslegungsgemäßnicht unterstellt wird.in Anlehnung anRSK-LLRSK-LL DWR11/96, 2. Anhang,GrundsätzeDie Basissicherheit einesAnlagenteils wird bestimmtdurch- hochwertige Werkstoffeigenschaften,insbesondereZähigkeit- konservative Begrenzungder Spannung- Vermeidung von Spannungspitzendurch optimaleKonstruktion- Gewährleistung der Anwendungoptimierter HerstellungstechnologienundPrüftechnologien- Kenntnis und Beurteilungggf. vorliegender Fehlerzustände- Berücksichtigung des BetriebsmediumsBei Einhaltung der in dieserRahmenspezifikation festgeschriebenenAnforderungenwird eine Basissicherheit derKomponenten der "ÄußerenSysteme" erreicht, welcheein katastrophales, aufgrundherstellungsbedingter Mängeleintretendes Versageneines Anlagenteils ausschließt.BaugruppeEin aus mindestens zwei Bauteilen bestehenderTeil einer Komponente.KTA 3204 6/98; 2(2)Baugruppe ist ein aus Bauteilenbestehender Teil einerKomponente.BauteilDer aus Erzeugnisformen hergestelltekleinste Teil einer Baugruppe.KTA 3204 6/98; 2(3)[Ein] Bauteil ist der aus Erzeugnisformenhergestelltekleinste Teil einer Baugruppe.BegrenzungseinrichtungLeittechnische Einrichtungen mit folgendenFunktionen:- BetriebsbegrenzungDie Betriebsbegrenzung ist eine Einrichtungzur Begrenzung von Prozessvariablenauf vorgegebene Werte,um die Verfügbarkeit der Anlage zuerhöhen.- SchutzbegrenzungDie Schutzbegrenzung ist eine Einrichtungzur Auslösung von solchenSchutzaktionen, die überwachte Sicherheitsvariablenauf einen Wert zurückführt,bei dem eine Fortführungdes Bestimmungsgemäßen BetriebsKTA 3501 6/85; 2(13)KTA 3501 6/85; 2(41)Die Betriebsbegrenzung isteine Einrichtung zur Begrenzungvon Prozeßvariablenauf vorgegebene Werte, umdie Verfügbarkeit der Anlagezu erhöhen.Die Schutzbegrenzung isteine Einrichtung zur Auslösungvon solchen Schutzaktionen,die die überwachteSicherheitsvariable auf einenWert zurückführt, bei demeine Fortführung des bestimmungsgemäßenBetriebszulässig ist.3

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle Zitatzulässig ist.- ZustandsbegrenzungDie Zustandsbegrenzung ist eine Einrichtungzur Begrenzung der Wertevon Prozessvariablen, um Ausgangszuständefür zu berücksichtigendeStörfälle einzuhalten.KTA 3501 6/85; 2(61)Die Zustandsbegrenzung isteine Einrichtung zur Begrenzungder Werte von Prozeßvariablen,um Ausgangszuständefür zu berücksichtigendeStörfälle einzuhalten.H i n w e i s:Hierunter fällt z. B. die Begrenzungder Reaktorleistung auf einenWert, der als Ausgangszustandfür die Analyse des Kühlmittelverluststörfallszugrundegelegtwurde.BetreiberDie natürliche Person, juristische Personoder Personengesellschaft, die aufGrundlage ihrer unmittelbaren rechtlichenund tatsächlichen Verfügungsgewaltin eigener Verantwortung den bestimmendenEinfluss auf die Errichtung,die Beschaffenheit, den Betrieb und dieStilllegung des Kernkraftwerkes ausübt.Hinweise:Bei Konzernen oder sonstigen verbundenenUnternehmen ist auch bei Beherrschungsverträgengrundsätzlich nicht das herrschendeoder ein anderes übergeordnetesUnternehmen Betreiber, sondern diejenigejuristische Person oder Personengesellschaft,die die unmittelbare Verfügungsgewaltüber die Anlage hat. Bei juristischenPersonen und Personengesellschaften ist zuunterscheiden zwischen der Verantwortungder jeweiligen Gesellschaft als Betreiber desKernkraftwerkes, der Wahrnehmung dieserVerantwortung durch Vorstände, Geschäftsführeroder sonstige Organe dieser Gesellschaftsowie den aus der Verantwortung desBetreibers abgeleiteten Aufgaben, Verantwortungund Befugnissen anderer Personenund Organisationseinheiten des Unternehmens.NeuBetrieb, anomalerGestörter Betriebszustand, bei dem einerFortführung des Betriebes keine sicherheitstechnischenGründe entgegenstehen.(Sicherheitsebene 2)SiKri KKW 10/77,Definitionen, 1.(2)Betriebsvorgänge, die beiFehlfunktion von Anlageteilenoder Systemen (gestörterZustand) ablaufen, soweithierbei einer Fortführung desBetriebes sicherheitstechnischeGründe nicht entgegenstehen(anomaler Betrieb);Betrieb, bestimmungsgemäßerDer Betrieb, für den eine Anlage nachihrem technischen Zweck bestimmt,ausgelegt und geeignet ist, umfassenddie Betriebszustände bei funktionsfähigemZustand der Einrichtungen (ungestörterZustand, Normalbetrieb, Sicherheitsebene1), einschließlich von Instandhaltungsvorgängen(Inspektion,Wartung, Instandsetzung) sowie dieBetriebszustände des anomalen Betriebs(Sicherheitsebene 2).StörfallVWV sowieBMI SiKri KKW10/77, Definitionen,1.Bestimmungsgemäßer Betriebist der Betrieb, für deneine Anlage nach ihremtechnischen Zweck bestimmt,ausgelegt und geeignetist. (StörfallVWV)Bestimmungsgemäßer Betrieb(1) Betriebsvorgänge, für diedie Anlage bei funktionsfähigemZustand der Systeme(ungestörter Zustand) bestimmtund geeignet ist4

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle Zitat(Normalbetrieb);(2) Betriebsvorgänge, die beiFehlfunktion von Anlageteilenoder Systemen (gestörterZustand) ablaufen, soweithierbei einer Fortführung desBetriebes sicherheitstechnischeGründe nicht entgegenstehen(anomaler Betrieb);(3) Instandhaltungsvorgänge(Inspektion, Wartung, Instandsetzung).BetriebsführungAlle Prozesse und Tätigkeiten zusammengefasst,die zum Betreiben der Anlagenotwendig sind.NeuBetriebsparameterAlle Arten überwachbarer, messbarersowie abgeleiteter physikalischer Größendie zur Feststellung eines Betriebszustandeserforderlich sind.NeuBetriebsphaseDie Betriebsphase umfasst Betriebszuständefür die die gleichen Anforderungenan Funktionalität und Zuverlässigkeitder Maßnahmen und Einrichtungengelten.NeuBetriebsphase A: LeistungsbetriebBetriebsphase B: An- und AbfahrenBetriebsphase C: Abfahrkühl- undNachkühlbetrieb, ReaktorkühlkreislaufgeschlossenBetriebsphase D: Nachkühlbetrieb, Reaktorkühlkreislaufoffen,nicht geflutetBetriebsphase E: Nachkühlbetrieb, FlutraumgeflutetBetriebsphase F: Reaktorkern ausgeladen.BetriebsvorschriftenAlle schriftlichen Unterlagen, die zumBetrieb der Anlage erforderlich sind.Hierzu gehören insbesondere Betriebshandbuch,Notfallhandbuch, Prüfhandbuch,Verfahrensanweisung und Arbeitsanweisungen.NeuBetriebszustandSystemtechnischer Zustand der Anlage(Anlagenzustand) innerhalb der Betriebsphasendes BestimmungsgemäßenBetriebs.NeuBrennelementwechselDie Gesamtheit aller Arbeiten, die zumUmsetzen oder für den Ersatz bestrahlteroder defekter Brennelemente, dieaus dem Kern entfernt werden sollen,notwendig sind.KTA 3204 (6/98)KTA 3602 (11/03)Brennelementwechsel ist dieGesamtheit aller Arbeiten,die zum Umsetzen oder Ersatzbestrahlter oder defekterBrennelemente, die ausdem Kern entfernt werdensollen, notwendig sind.Brennstabschadens. HüllrohrschadenD5

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatDiversitätPrinzip zur Erhöhung der Zuverlässigkeitvon mehreren (Teil-) Systemen, diejedes für sich dieselbe Funktion erfüllenkönnen, durch physikalisch oder technischverschiedenartige Auslegung.NeuDoppelstörfallprinzipPrinzip, wonach sicherzustellen ist,dass mindestens zwei voneinander unabhängige,gleichzeitig wirkende undim bestimmungsgemäßen Betrieb nichtzu erwartende Ereignisabläufe eintretenmüssen, bevor die in Frage stehendenBedingungen erreicht werden können.KTA 3602, DefinitionDIN 25403KTA 3602:Es ist nach DIN 25471 Abschnitt5.1 sicherzustellen,dass mindestens zwei voneinanderunabhängige,gleichzeitig wirkende und imbestimmungsgemäßen Betriebnicht zu erwartende Ereignisabläufeeintreten müssen,bevor diese Anforderungverletzt werden kann.DIN 25403:Es ist sicherzustellen, dassmindestens zwei voneinanderunabhängige, gleichzeitigwirkende und im bestimmungsgemäßenBetriebnicht zu erwartende Ereignisabläufeeintreten müssen,bevor Kritikalität erreichtwerden kann. Bei einer Abweichungvon diesem Prinzipsind die Eintrittswahrscheinlichkeiteines Kritikalitätstörfallsund seine Auswirkungenzu berücksichtigen..DruckführendeUmschließungGesamtheit der druckführenden Wandungender Komponenten, die das Reaktorkühlmittelsumschließen (Abkürzung:DFU).NeuDurchdringungen /Durchführungendurchden SicherheitsbehälterKonstruktionen, die den druckfestenund technisch gasdichten Durchtritt vonLeitungen (z. B. mediumführende Rohre,Kabel) durch den Sicherheitsbehältergestatten.NeuEEinrichtung Technische oder bauliche Vorkehrung. NeuEinrichtung, leittechnischeEinwirkung, übergreifendeEinwirkung vonAußen (EVA)Einwirkung vonInnen (EVI)s. Leittechniks. Einwirkung von Innen (EVI), Einwirkungvon Außen (EVA)Einwirkungen, die durch Umgebungsbedingungen,Naturereignisse oder äußerezivilisatorische Einflüsse hervorgerufenwerden und das Potential für system-und redundanzübergreifende Ausfällebesitzen.Anlageninterne Einwirkungen (z.B.Brand, anlageninterne Überflutung), diedas Potential für system- und redundanzübergreifendeAusfälle besitzen.NeuNeu6

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatEinzelfehlerFehler, der in den Sicherheitseinrichtungenim betrachteten Anforderungesfallunabhängig vom auslösenden Ereigniszusätzlich unterstellt wird, der jedochnicht als Folge des Anforderungsfallesauftritt und der vor Eintritt des Anforderungsfallesnicht bekannt ist. DerEinzelfehler beinhaltet auch die aus einemunterstellten Einzelfehler resultierendenFolgefehler.Ein Einzelfehler liegt vor, wenn ein Teilsystemder Sicherheitseinrichtungenseine Funktion bei Anforderung nichterfüllt. Eine betrieblich mögliche Fehlbedienung,die eine Fehlfunktion in denSicherheitseinrichtungen zur Folge hat,ist einem Einzelfehler gleichgesetzt.RS-HB 3.4912/84; 1.Beschreibung des EinzelfehlersBeim Einzelfehler handelt essich um einen Fehler, der inden Sicherheitseinrichtungenim betrachteten Anforderungsfallunabhängig vomauslösenden Ereignis zusätzlichunterstellt wird, derjedoch nicht als Folge desAnforderungsfalles im bestimmungsgemäßenBetrieboder bei Störfällen auftrittund der vor Eintritt des Anforderungsfallesnicht bekanntist. Der Einzelfehlerbeinhaltet auch die aus demunterstellten Einzelfehler resultierendenFolgefehler. EinEinzelfehler liegt vor, wennein Svstemteil2) der SicherheitseinrichtungenseineFunktion bei Anforderungnicht erfüllt. Eine betrieblichmögliche Fehlbedienung, dieeine Fehlfunktion in den SicherheitseinrichtungenzurFolge hat. ist einem Einzelfehlergleichzusetzen. Gründefür den unterstellten Einzelfehlermüssen im allgemeinennicht angegebenwerden.EinzelfehlerkonzeptKonzept für die Anwendung des Einzelfehlers(beschreibend die betroffenenEinrichtungen und die Unterscheidungaktiver oder passiver Einrichtungen)sowie die Überlagerung von Einzelfehlerund Instandhaltungsvorgängen.NeuEntmaschungTrennung redundanter, systemtechnischerTeilsysteme zur Vermeidung gegenseitigerBeeinträchtigungen.NeuEreignisVorfall, der die Sicherheit einer Anlagepotentiell oder tatsächlich beeinträchtigt.NeuEreignis, abdeckendDefiniertes Ereignis, ggf. in Kombinationmit unterstellten Randbedingungen,welches für die Nachweisführung zurEinhaltung radiologischer Anforderungenoder für die Anforderungen an einzelneGrundlegende Sicherheitsfunktionenmaßgebend ist und durch dessenBerücksichtigung andere Ereignisse soabgedeckt werden, dass für diese keineeigenen Nachweisführungen notwendigsind.NeuFFehler / FehlhandlungNichterfüllung einer Anforderung (nichtspezifikationsgerechter Zustand oderunsachgemäßes Handeln).KTA 1401 6/96; 2(10)Fehler ist die Nichterfüllungeiner Forderung.7

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatEin Fehler bzw. eine Fehlhandlung istvon einem Ausfall zu unterscheiden.Ein Fehler kann in einer Hard- oderSoftware latent vorhanden sein, ohnedass es zu einem Ausfall kommt. Erstwenn Betriebs- oder Umgebungsbedingungendazu führen, dass der Fehlersich auf die Funktion auswirkt, kommtes zu einem Ausfall.FilmsiedenSiedevorgang, bei dem sich zwischendem Brennstabhüllrohr und der kühlendenFlüssigkeit ein stabiler Dampffilmbefindet.KTA 3101.1 2/80,2.8Filmsieden ist der Siedevorgang,bei dem sich zwischendem Brennstabhüllrohr undder kühlenden Flüssigkeit einstabiler Dampffilm befindet.Freisetzung radioaktiverStoffeDas unbeabsichtigte Entweichen radioaktiverStoffe aus den vorgesehenenUmschließungen in die Anlage oder indie Umgebung.SiKri KKW 10/77,Definitionen, 4.Das Entweichen radioaktiverStoffe aus den vorgesehenenUmschließungen in dieAnlage oder in die Umgebung.FreisetzungskategorieFreisetzungskategorien fassen Abläufeaus den Unfallanalysen mit ähnlichenRadionuklidfreisetzungen unter Berücksichtigungweiterer Charakterisika derFreisetzung (z.B. Nuklideigenschaften,wie insb. Radiotoxität und Flüchtigkeit,Nuklidzusammensetzung, Zeit des Ereignissesnach Beginn des Unfalls,Dauer, Höhe, Energieeinhalt) zusammen.Leitfaden PSADie Freisetzungskategoriensind mit den Häufigkeiten ihresEintretens ein wesentlichesErgebnis der PSA derStufe 2. Die Freisetzungskategoriefassen Abläufe ausden Unfallanalysen mit ähnlichenRadionuklidzusammensetzungenunter Berücksichtigungweiterer Charakteristikader Freisetzung(z. Nuklideigenschaften, wieinsbesondere Radiotoxizitätund Flüchtigkeit, Zeit des Ereignissesnach dem Beginndes Unfalls, Dauer, Höhe,Energieeinhalt) zusammen.Führungsebeneder AnlageLeiter der Anlage (LDA) sowie FachbereichsleiterNeuGGefahrenmeldeeinrichtungLeittechnische Einrichtung, die durchoptische und akustische Mittel die Notwendigkeiteiner Maßnahme signalisiert.NeuGrenzwertVorgeschriebene Werte, die eingehaltenwerden müssen.NeuGrenzwerte im Sinne dieserKriterien sind diejenigenWerte der Zustandsgrößenvon Anlageteilen, Systemenoder darin enthaltenen Medien,bei deren Einhaltungein Versagen sicherheitstechnischwichtiger Einrichtungenmit angemessenemSicherheitsabstand ausgeschlossenist.SiKri KKW 10/77, Definitionen,7.H8

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatHauptnetzDas Netz, an das die vom Kernkraftwerksblockerzeugte Energie abgeführtwird.KTA 3701 6/99Ein Haupt-Netzanschluß istein Netzanschluß, über dendie vom Kernkraftwerksblockerzeugte elektrische Energiean das Netz abgeführt werdenund über den auch e-lektrische Energie bezogenwerden kann.Haupt-NetzanschlussEin Netzanschluss, über den die vomKernkraftwerksblock erzeugte elektrischeEnergie an das Netz abgeführtwird und über den auch elektrische E-nergie bezogen werden kann.Hilfs- und VersorgungssystemeSysteme, die für die Funktion andererSysteme oder Komponenten benötigtwerden.NeuHüllrohrschaden Gasundichtigkeit des Hüllrohrs NeuIInkorporationAufnahme radioaktiver Substanzen inden menschlichen Körper.NeuInstandhaltungDie Gesamtheit der Maßnahmen zurBewahrung und Wiederherstellung desSollzustands sowie zur Feststellungund Beurteilung des Istzustands (einschließlichwiederkehrender Prüfung).Die Instandhaltung gliedert sich in Inspektion,Wartung und Instandsetzung.KTA 1401 6/96; 2(12)Instandhaltung ist die Gesamtheitder Maßnahmenzur Bewahrung und Wiederherstellung des Sollzustands sowiezur Feststellung und Beurteilungdes Istzustands.H i n w e i s :Die Instandhaltung gliedert sichin Inspektion, Wartung und Instandsetzung.IntegritätDie Integrität einer Komponente oderBarriere ist gegeben, wenn sie die ansie gestellten sicherheitstechnischenAnforderungen hinsichtlich Festigkeit,Bruchsicherheit und Dichtheit erfüllt.NeuKKatastrophen-schutz-MaßnahmeMaßnahme zum Schutz der Bevölkerung,wenn Ereignisse auf der Sicherheitsebene4b oder 4c eingetreten oderzu besorgen sind.NeuKernbauteilBauteil oder Komponente, aus denender Reaktorkern zusammengesetzt ist,insbesondere umfassend: Brennelemente,Steuerelemente bzw. -stäbe,Drosselkörper, Vergiftungs- und Blindelemente,Brennelementkästen undKastenbefestigungen, Neutronenquellen,neutronenabsorbierende Einsätzeder Brennelemente und Messlanzen.In Anlehnung anKTA 3602Zu den zugehörigen Einrichtunggehören Kernbauteileund sonstige Bauteile, z. B.Steuerelemente, Drosselkörper,Vergiftungs- und Blindelemente,Brennelementkästenund Kastenbefestigungen,Neutronenquellen, neutronenabsorbierendeEinsätzeder Brennelemente undMesslanzen.Kernschaden,schwererZustand des Reaktorkerns, bei dem dieKühlbarkeit und/oder die Unterkritikalitätnicht mehr gegeben sind.Neu9

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatKomponenteEin nach baulichen oder funktionellenGesichtspunkten abgegrenzter Teil einerEinrichtung.KTA 1401 6/96; 2(14)Komponente ist ein nachbaulichen oder funktionellenGesichtspunkten abgegrenzterTeil eines Systems.H i n w e i s :Eine Komponente kann nochTeilfunktionen ausführen.konservativArt des Vorgehens bei der sicherheitstechnischenBewertung unter Zugrundelegungvon unter den gegebenenUmständen sicherheitstechnisch begründetennachteiligsten WertenQuelle: Anlehnungan BMU-SachverständigengrundsätzeKonnte sich der Sachverständigevon einem Sachverhaltbis zur Erstellung desGutachtens nicht hinreichendüberzeugen, muss er daraufim Gutachten hinweisen undseine Aussage entsprechendeinschränken oder ein konservativeAnnahme zugrundelegen, die im Gutachtenauszuweisen ist. Hinreichendkonservativ ist die Annahmennicht nur, wenn der unterden gegebenen Umständenbegründet vorstellbaresicherheitstechnisch nachteiligsteWert zugrunde gelegtwird.KühlbarkeitZustand des Reaktorkerns, bei dem dieAbfuhr der erzeugten und gespeichertenWärme sichergestellt werden kann.NeuKühlmittelverluststörfallEreignis mit Verlust von Kühlmittel ausder druckführenden Umschließung derart,dass es zur Anforderung des Sicherheitssystemskommt.NeuLLeckkontinuierliche oder diskontinuierlicheAusströmung von Medien aus den jeweiligenUmschließungen, die die Barriereauslegungsgemäß bilden (z. B.Behälter, Rohrleitungen, Lagerbecken),wobei die Ausströmrate so groß ist,dass Schutzaktionen ausgelöst werden.NeuLeckagekontinuierliche oder diskontinuierlicheAuströmung von Medien aus den jeweiligenUmschließungen, die die Barriereauslegungsgemäß bilden (z. B. Behälter,Rohrleitungen, Lagerbecken), wobeidie Auströmrate so gering bleibt,dass keine Schutzaktionen ausgelöstwerden.NeuLeistungsbetriebDie Betriebsphase eines Kernkraftwerks,in der eine gezielte nukleareWärmeproduktion erfolgt. (s. BetriebsphaseA)NeuLeitstand, örtlicherEinrichtung außerhalb der Warte, vondem aus Systeme überwacht und gesteuertwerden können.NeuLeittechnikGesamtheit der notwendigen Einrichtungenzur gezielten Einwirkung auf einenProzessablauf (zum Messen,Neu10

MBegriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatSteuern, Regeln, Überwachen, Aufzeichnenund Schützen.).Leittechnische Einrichtungen umfassensowohl automatische als auch die Einrichtungenzur Prozessführung durcheinen Operator.Maßnahme personell-organisatorische Vorkehrung NeuNNachkühlbetriebBetriebsphase zur langfristigen Abfuhrder NachwärmeNeuNachkühlsystem System zur Abfuhr der Nachwärme NeuNachwärmeSumme aus der durch Nachzerfallsleistungerzeugten Wärme und der gespeichertenWärme im Kühlmittel und inStrukturenNeuNachwärmeabfuhrsystems. Nachkühlsystem.NachweisführungNachprüfbare Angabe, die die Einhaltungvon Anforderungen beweisen. EinNachweis kann u. a. mit Hilfe von rechnerischenAnalyen, Messungen, Prüfberichten,Zeugnissen oder im Zusammenwirkendieser Nachweisformen erbrachtwerden.ZPI 9/82; 2.Nachweis bedeutet, dassnachprüfbare Angaben oderTatsachendarstellungen vorzulegensind, die die Richtigkeitbestimmter Behauptungenbeweisen. Ein Nachweiskann u. a. mit Hilfe von Berechnungen,Zeichnungen,Prüfberichten, Zeugnissenoder im Zusammenwirkendieser Nachweisformen erbrachtwerden.NachweiskriteriumIm Zuge der Nachweisführung als eingehaltennachzuweisendes Kriterium.NeuNachweiszielSicherheitstechnisches Ziel der Nachweisführung,welches durch die Einhaltungvon Nachweiskriterien erreichtwird.NeuNachzerfallsleistungDie nach Reaktorabschaltung durch radioaktivenZerfall oder Spaltung erzeugtethermische Leistung.NeuNennbetriebszustandBetrieb bei Nennleistung, d.h. bei 100%der spezifizierten Leistung.NeuNetzanschlussVerbindung zwischen Kraftwerk undNetz, über die elektrische Energie übertragenwerden kann.KTA 3701 6/99; 2(5)Ein Netzanschluß ist eineVerbindung zwischen Kraftwerkund Netz, über die e-lektrische Energie übertragenwerden kann.Neutronenflussschwingung,global,regionalThermohydraulisch neutronenphysikalischgekoppelte Schwingung des Neutronenflusses:Neuglobal:der Neutronenflussschwingt gleichphasig überden gesamten Kern (auch11

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatNichtleistungsbetriebNormalbetriebregional:gleichphasige oder Ganzkern-Schwingung genannt);eine Hälfte des Kernsschwingt gegenphasig zuranderen (auch gegenphasigeoder lokale Schwingunggenannt).Die Betriebsphasen die nicht einer gezieltennuklearen Wärmeproduktiondienen (s. Betriebsphasen B bis F).Die Betriebszustände bei funktionsfähigemZustand der Einrichtungen (ungestörterZustand, Sicherheitsebene 1),einschließlich von Instandhaltungsvorgängen(Inspektion, Wartung, Instandsetzung).neuBMI SiKri KKW10/77, Definitionen,1.Bestimmungsgemäßer Betrieb(1) Betriebsvorgänge, für diedie Anlage bei funktionsfähigemZustand der Systeme(ungestörter Zustand) bestimmtund geeignet ist(Normalbetrieb);(2) Betriebsvorgänge, die beiFehlfunktion von Anlageteilenoder Systemen (gestörterZustand) ablaufen, soweithierbei einer Fortführung desBetriebes sicherheitstechnischeGründe nicht entgegenstehen(anomaler Betrieb);(3) Instandhaltungsvorgänge(Inspektion, Wartung, Instandsetzung).Notfallmaßnahmeanlageninterne Maßnahme und/oderEinrichtung der Sicherheitsebene 4bzur Vermeidung von Unfällen mitschwerem Kernschaden sowie der Sicherheitsebene4c zur Begrenzung derAuswirkungen von Unfällen mit schweremKernschaden.Übereinkommenü. nukleare Sicherheit4/05; 18(i)Maßnahmen des anlageninternenNotfallschutzesDie anlageninternen Notfallmaßnahmenstützen sich aufdie flexible Nutzung verfügbarerSicherheits- und Betriebssystemeauch außerhalbihres auslegungsgemäßvorgesehenen Einsatzgebietes- auch mit dem Risiko ihrerBeschädigung - und aufexterne Systeme. Um dieMaßnahmen im Ernstfallwirksam durchführen zu können,wurden in den deutschenKernkraftwerken umfangreichetechnische undorganisatorische Vorkehrungengetroffen. Neben derEinführung eines Notfallhandbuchs(→ Kapitel 19 (iii))in allen Anlagen sind fürDruckwasserreaktoren zurSicherstellung der Kernkühlungdie präventiven Maßnahmen:− sekundärseitige Druckentlastungund Einspeisung,− primärseitige Druckentlastungmit Einspeisung,und zur Aktivitätsrückhaltung12

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle Zitatdie schadensminderndenMaßnahmen:− gesicherter Gebäudeabschlussdes Reaktorsicherheitsbehälters,− gefilterte Druckentlastungdes Reaktorsicherheitsbehälters,− Wasserstoffbegrenzung,− Wartenzuluftfilterungvorgesehen.Für Siedewasserreaktorenbetreffen die präventivenMaßnahmen zur SicherstellungderKernkühlung:− autarkes Einspeisesystem,− zusätzliche Ein- oderNachspeisemöglichkeit imReaktordruckbehälter, […]NotfallprozedurDurchführungsanweisung für die Nutzungder Einrichtungen während desanlageninternen Notfallschutzes.NeuNotfallschutz, anlageninternerMaßnahmen und Einrichtungen der Sicherheitsebenen4b und 4c.NeuNotfallstrategieKonzept zur Unterstützung des anlageninternenKrisenstabs bei der Bewältigungder Folgen von Unfällen mitschwerem Kernschaden (Sicherheitsebene4c)NeuNotstandsfallEreignisablauf infolge sehr seltener zivilisatorischbedingter äußerer Einwirkungenoder infolge der postuliertenvollständigen Unverfügbarkeit der Warte.NeuNotstandssystemGesamtheit der Einrichtungen zur Beherrschungder Notstandsfälle.NeuNotsteuerstelleOrt außerhalb der Warte, von der ausbei Ausfall der Warte der Reaktor unterkritischgemacht, die Unterkritikalitätaufrecht erhalten und die Wärmeabfuhraus dem Reaktor nach dessen Abschaltungüberwacht und gesteuertwerden kann.NeuNotstromanlageDie Kombination einer bestimmten Notstromerzeugungsanlagemit allen Anlagenteilen,die zu der Versorgung derzugehörigen Verbraucher erforderlichsind.KTA 3701 6/99; 2(6)Eine Notstromanlage ist dieKombination einer bestimmtenNotstromerzeugungsanlagemit allen Anlagenteilen,die zu der Versorgung derzugehörigen Verbraucher erforderlichsind.NotstromerzeugungsanlageEinrichtung, die elektrische Energie beiAusfall der Eigenbedarfsversorgung liefert.NeuNotstromverbraucherEin elektrischer Verbraucher, der auseiner Notstromanlage versorgt wird.KTA 3701 6/99; 2(9)Ein Notstromverbraucher istein elektrischer Verbraucher,der aus einer Notstromanlageversorgt wird.13

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatNotstromversorgungVersorgung der Notstromverbraucheraus Notstromerzeugungsanlagen.KTA 3701 6/99; 2(10)Die Notstromversorgung istdie Versorgung der Notstromverbraucheraus Notstromerzeugungsanlagen.Notstromversorgung,unterbrechungsloseNotstromversorgung, bei welcher nachAusfall der Versorgung aus der Eigenbedarfsanlageoder aus Netzanschlüssendie Versorgung aus einer Notstromerzeugungsanlage[oder einem elektrischenEnergiespeicher] ohne Unterbrechungeinsetzt.KTA 3701 6/99; 2(11)Eine unterbrechungsloseNotstromversorgung ist eineNotstromversorgung, beiwelcher nach Ausfall derVersorgung aus der Eigenbedarfsanlageoder ausNetzanschlüssen die Versorgungaus einer NotstromerzeugungsanlageohneUnterbrechung einsetzt.NotstromsystemGesamtheit der in einem Kernkraftwerknach Erzeugungsart und Aufgabe unterschiedlichenNotstromanlagen.KTA 3701 6/99; 2(8)Das Notstromsystem ist dieGesamtheit der in einemKernkraftwerk nach Erzeugungsartund Aufgabe unterschiedlichenNotstromanlagen.OOberflächenkontaminationVerunreinigung einer Oberfläche mitradioaktiven Stoffen, die die nicht festhaftende,die festhaftende und die überdie Oberfläche eingedrungene Aktivitätumfasst.NeuOberflächenkontamination,nichtfesthaftendeDie Verunreinigung einer Oberflächemit radioaktiven Stoffen, bei denen eineWeiterverbreitung der radioaktiven Stoffenicht ausgeschlossen werden kann.StrlSchV; §3 (2)19. b)Verunreinigungen einer O-berfläche mit radioaktivenStoffen, bei denen eine Weiterverbreitungder radioaktivenStoffe nicht ausgeschlossenwerden kann.OrtsdosisÄquivalentdosis, gemessen mit den inAnlage VI Teil A StrlSchV angegebenenMessgrößen an einem bestimmtenOrt.StrlSchV 06//02; §3 (2) 9. e)Vorschlag identischmit Quelle!OrtsdosisleistungIn einem bestimmten Zeitintervall erzeugteOrtsdosis, dividiert durch dieLänge des Zeitintervalls.StrlSchV § 3 (2) 9.f)Vorschlag identischmit Quelle!In einem bestimmten Zeitintervallerzeugte Ortsdosis,dividiert durch die Länge desZeitintervalls.PPersonendosisÄquivalentdosis, gemessen mit den inAnlage VI Teil A StrlSchV angegebenenMessgrößen an einer für die Strahlenexpositionrepräsentativen Stelle derKörperoberfläche.StrlSchV 06//02; §3 (2) 9. g)Vorschlag identischmit Quelle!Prozess, organisatorischerSatz von in Wechselbeziehung oderWechselwirkung stehenden Tätigkeiten,der Eingaben in Ergebnisse umwandelt.(ISO 9000:2000)Vorschlag identischmit Quelle!Satz von in Wechselbeziehungoder Wechselwirkungstehenden Tätigkeiten, derEingaben in Ergebnisse umwandelt.ProzessvariableEine unmittelbar im Prozess messbarechemische oder physikalische Größe.KTA-GS-47 6/85;2 (8)Die Prozessvariable ist eineunmittelbar im Prozessmessbare physikalischeGröße.14

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatPrüfung, wiederkehrendeQQualifikation vonPersonenQualifizierung vonPersonenQualitätspolitikQualitätssicherungQualitätssicherungssystemQualitätssicherungssystemist die festgelegte AufbauundAblauforganisation zurDurchführung der Qualitätssicherung.QualitätsüberwachungPrüfungen, die in festgelegten Zeitabständenoder aufgrund bestimmter Ereignissedurchgeführt werden müssen,um zu prüfen, ob der Istzustand anforderungsgerechtistDas Vorhandensein körperlicher, geistigerund charakterlicher Befähigung fürArbeiten mit an die Person gestelltenAnforderungen. Wesentlich ist dazu derBesitz von Wissen, Fähigkeiten (physischund psychisch) und Fertigkeiten(erlernte und eingeübte Verhaltensweisen),um sich anforderungsgerecht verhaltenzu können.Aus- oder Weiterbildung von Personenzur Durchführung von entsprechendenTätigkeitenÜbergeordnete Absichten und Ausrichtungendes Betreibers zur Qualität, dieschriftlich formuliert werden.Die Gesamtheit aller organisatorischenund technischen Vorkehrungen zur Sicherungder QualitätFestgelegte Aufbau- und Ablauforganisationzur Durchführung der Qualitätssicherung.Überwachung und Verifizierung vonMaßnahmen und Einrichtungen sowieihres Zustandes mit dem Ziel festgelegteQualitätsanforderungen einzuhalten.NeuRSK-A-RB25.02.2005, VDI4006Neu Nach VDI 4006 (Blatt 1)Qualifikation/EignungDas Vorhandensein körperlicher,geistiger und charakterlicherBefähigung für Arbeitenmit bestimmten Anforderungen.Wesentlich istdazu der Besitz von Wissen,Fähigkeiten (physisch undpsychisch) und Fertigkeiten(erlernte und eingeübte Verhaltensweisen),um sich anforderungsgerechtverhaltenzu können.In Anlehnung an:ISO 9000:2000KTA 1401 6/96; 2(21)KTA 1401 6/96; 2(22)In Anlehnung an:Bilger, HandbuchQualitätsmanagement,2003Übergeordnete Absichtenund Ausrichtung einer Organisationzur Qualität, wie sievon der obersten Leitungformell ausgedrückt wurden.Qualitätssicherung ist dieGesamtheit aller organisatorischenund technischenMaßnahmen zur Sicherungder Qualität.Ständige Überwachung undVerifizierung des Zustandeseiner Einheit sowie Analysevon Aufzeichnungen, um sicherzustellen,dass festgelegteQualitätsforderungenerfüllt werden. Qualitätsüberwachungkann durchden Kunden oder in seinemAuftrag durchgeführt werden.Qualitätsüberwachung kannBeobachtungs- und Überwachungstätigkeiten,die derVerschlechterung oder Beeinträchtigungeiner Einheit(z.B. eines Prozesses) im15

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatLaufe der Zeit vorbeugenkönnen. „Ständige“ kannentweder dauernd oder häufigbedeuten.RReaktionen ausZwang imGebrauchszustandReaktionen baulicher Einrichtungen aufbetriebliche Einwirkungen; z.B. Kräfteund Momente aus Temperatur, Kriechen,Schwinden und Auflagerverschiebungen.NeuReaktorschutzsystemDer Teil des Sicherheitssystems, welchesdie für die Sicherheit wesentlichenProzessvariablen zur Vermeidung vonunzulässigen Beanspruchungen undzur Erfassung von Störfällen (Sicherheitsebene3) überwacht, verarbeitetund Schutzaktionen auslöst, um denZustand der Reaktoranlage in sicherenGrenzen zu halten.Das Reaktorschutzsystem umfasst alsTeil des Sicherheitssystems alle Einrichtungender Messwerterfassung, derSignalaufbereitung, der Logikebeneund die den Einzelantrieben zugeordnetenTeile der Steuerung zur Auslösungvon Schutzaktionen sowie dieFunktionsgruppensteuerungen.KTA 3501 6/85; 2(33)Das Reaktorschutzsystem istder Teil des Sicherheitssystems,welcher die für die Sicherheitder Reaktoranlageund Umgebung wesentlichenProzeßvariablen zur Vermeidungvon unzulässigen Beanspruchungenund zur Erfassungvon Störfällen überwacht,verarbeitet undSchutzaktionen auslöst, umden Zustand der Reaktoranlagein sicheren Grenzen zuhalten.H i n w e i s:Die Festlegungen der Anzahlund der Art der vom Reaktorschutzsystemzu erfassendenProzeßvariablen und der darauszu bildenden Sicherheitsvariablen,die Festlegung ihrer Grenzwertesowie die Festlegung derAnzahl und der Art der Schutzaktionenerfolgen aufgrund derStörfallanalyse. Das Reaktorschutzsystemumfaßt als Teildes Sicherheitssystems einerReaktoranlage alle Geräte undEinrichtungen der Meßwerterfassung,der Signalaufbereitung,der Logikebene und den denEinzelantrieben zugeordnetenTeilen der Steuerung zur Auslösungvon Schutzaktionen sowiedie Funktionsgruppensteuerungen.RedundanzPrinzip zur Erhöhung der Zuverlässigkeitvon (Teil-) Systemen durch dasVorhandensein von mehr funktionsbereitenEinrichtungen, als zur Erfüllungder vorgesehenen Funktion notwendigist.SiKri KKW 10/77;Definitionen; 6.Vorhandensein von mehrfunktionsbereiten technischenEinrichtungen, als zurErfüllung der vorgesehenenFunktion notwendig ist.ReservenetzNetz, aus dem der Kernkraftwerksblockelektrische Energie über den Reserve-Netzanschluss beziehen kann.KTA 3701 6/99Ein Netzanschluss ist eineVerbindung zwischen Kraftwerkund Netz, über die e-lektrische Energie übertragenwerden kann.Ein Reserve-Netzanschlussist ein Netzanschluss, überden mindestens die elektrischeEnergie zum Abfahrendes Kernkraftwerkes unter16

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatReserve-NetzanschlussRückhaltefunktionRückkopplung,thermischeSSchutzaktionNetzanschluss, über den mindestensdie elektrische Energie zum Abfahrendes Kernkraftwerkes unter Erhaltungder Hauptwärmesenke bezogen werdenkann.Einrichtungen und Maßnahmen zurRückhaltung radioaktiver Stoffe und radioaktiverStrahlung zur Verminderungvon Freisetzungen und der Strahlenexpositionvon Personen innerhalb undaußerhalb der Anlage, z.B. durch Filterung,Wasserüberdeckung, gerichteteStrömung durch Unterdruckhaltung,Verzögerungsstrecken.Wirkungskreis, der entsteht, wenn dasBrennstabhüllrohr durch den Brennstab-Innendruck soweit von der Pelletoberflächeabhebt, dass es zu einerVerschlechterung des Spaltwärmeübergangs,einer Erhöhung der Brennstoff-Temperatur, einer Verstärkungder Spaltgasfreisetzung und schließlichzu einer weiteren Erhöhung des Innendruckskommt.Die Betätigung oder der Betrieb von aktivenSicherheitseinrichtungen, die zurBeherrschung von Ereignisabläufen erforderlichsind.KTA 3701 6/99; 2(12)NeuNeuKTA 3501 6/85; 2(38)Erhaltung der Hauptwärmesenkebezogen werdenkann.Ein Reserve-Netzanschlußist ein Netzanschluß, überden mindestens die elektrischeEnergie zum Abfahrendes Kernkraftwerkes unterErhaltung der Hauptwärmesenkebezogen werdenkann.Die Schutzaktion ist die Betätigungoder der Betrieb vonaktiven Sicherheitseinrichtungen,die zur Beeinflussungvon Störfallabläufenund zur Minderung vonSchadensauswirkungen erforderlichsind.SchutzbegrenzungSicherheitsabstandSicherheitsanalyseSicherheitsebenes. BegrenzungseinrichtungAbstand zu einer Größe, die für dieSchädigung bzw. das Versagen einerKomponente maßgeblich ist (z.B. Rissgröße,Temperatur), und bei der Nachweisführungder Sicherheit gegen diephysikalische Schädigung einer Komponenteeinzuhalten ist.Systematische, nachvollziehbare Überprüfungdes implementierten Systemsdaraufhin, ob dieses System die relevantenSicherheitsanforderungen erfüllt.Anlagenzustände mit definiertengleichartigen Randbedingungen:Sicherheitsebene 1: NormalbetriebSicherheitsebene 2: anomaler BetriebSicherheitsebene 3: StörfallNeuNeuNeu17

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatSicherheitsebene 4: seltene Ereignisse,Notstandsfälle, Ereignisse mit Mehrfachversagenvon SicherheitseinrichtungenUnfall mit schwerem Kernschaden.Sicherheitseinrichtung,aktiveEinrichtung des Sicherheitssystems, dieSchutzaktionen ausführt.KTA 3501 6/85; 2(49)Die aktive Sicherheitseinrichtungist eine technische Einrichtungdes Sicherheitssystems,die Schutzaktionenausführt.SicherheitseinschlussSystem aus Sicherheitsbehälter undumgebendem Gebäude sowie denHilfssystemen zur Rückhaltung und Filterungetwaiger Leckagen aus dem Sicherheitsbehälter.KTA 3407 6/91; 2(14)Der Sicherheitseinschluß istdas System aus Reaktorsicherheitsbehälterund umgebendemGebäude sowie denHilfssystemen zur Rückhaltungund Filterung etwaigerLeckagen aus dem Reaktorsicherheitsbehälter.SicherheitskulturSicherheitsgerichtete Grundhaltung,Wahrnehmung von Verantwortung undHandlungsweise aller Mitarbeiter auf allenHierarchiestufen, die sich in sicherheitsgerichtetenTätigkeiten äußert, dieüber die erforderlichen Tätigkeiten zurErfüllung der Anforderungen hinausgehen.Sicherheitskultur umfasst dazu die Gesamtheitder Eigenschaften und Verhaltensweiseninnerhalb eines Unternehmensund beim Einzelnen, die dazudienen, dass die nukleare Sicherheit alseine übergeordnete Priorität die Aufmerksamkeiterhält, die sie aufgrund ihrerBedeutung erfordert. Sicherheitskulturbetrifft sowohl die Organisation alsauch die Einzelpersonen.BMU: Grundlagenfür Sicherheitsmanagementsystemein KKWSicherheitskultur ist die Gesamtheitder Eigenschaftenund Verhaltensweisen innerhalbeines Unternehmensund beim Einzelnen, die außerFrage stellt, dass dienukleare Sicherheit als eineübergeordnete Priorität dieAufmerksamkeit erhält, diesie aufgrund ihrer Bedeutungerfordert. Sicherheitskulturbetrifft sowohl die Organisation,als auch die Einzelpersonen.SicherheitsleittechnikLeittechnik des Sicherheitssystems undanderer Systeme mit sicherheitstechnischerBedeutung. Die Sicherheitsleittechnikumfasst im wesentlichen dasReaktorschutzsystem, Schutz- und Zustandsbegrenzungseinrichtungensowiedie Störfallinstrumentierung.NeuSicherheitsmanagementGesamtheit der Tätigkeiten zur Planung,Organisation, Leitung und Kontrollevon Personen und Arbeitsaktivitätenim Hinblick auf die effiziente Erreichungeiner hohen Sicherheitsleistung,d.h. zur Erreichung einer hohen Qualitätaller für die Sicherheit bedeutsamenTätigkeiten, und zur Förderung einerhohen Sicherheitskultur. Sicherheitsmanagementist nicht auf spezielle Organisationseinheitenbeschränkt, sondernumfasst die gesamte die Sicherheitbetreffende Organisation des Unternehmens.BMU: Grundlagenfür Sicherheitsmanagementsystemein KKWSicherheitsmanagement istdie Gesamtheit der Tätigkeitenzur Planung, Organisation,Leitung und Kontrollevon Personen und Arbeitsaktivitätenim Hinblick auf dieeffiziente Erreichung einerhohen Sicherheitsleistung,d.h. zur Erreichung einer hohenQualität aller für die Sicherheitbedeutsamen Tätigkeiten,und zur Förderungeiner hohen Sicherheitskultur.Sicherheitsmanagementist nicht auf spezielle Organisationseinheitenbeschränkt,sondern umfasstdie gesamte die Sicherheit18

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle Zitatbetreffende Organisation desUnternehmens.Sicherheitsmanagementsystemorganisatorisches System, welches dieArt und Weise festlegt, mit der das Sicherheitsmanagementdurchgeführtwird. Das Sicherheitsmanagementsystemfasst alle organisatorischen Strukturen,Festlegungen, Regelungen undHilfsmittel zusammen, die innerhalb desUnternehmens vorgesehen sind, um sicherheitsrelevanteAufgaben sicher abzuwickelnund die Zielerreichung zukontrollieren und zu verbessern.BMU: Grundlagenfür Sicherheitsmanagementsystemein KKWEin Sicherheitsmanagementsystemumfasst alleFestlegungen, Regelungenund organisatorischen Hilfsmittel,die innerhalb des Unternehmensvorgesehensind, um sicherheitsrelevanteAufgaben sicher abzuwickelnund die Zielerreichung zukontrollieren und zu verbessern.Das Sicherheitsmanagementsystemstellt einWerkzeug dar, mit dem dasUnternehmen eine hohe Sicherheitskulturfördert undunterstützt.SicherheitspolitikÜbergeordnete Absichten und Ausrichtungeiner Organisation zur Sicherheit.In Anlehnung anISO 9000:2000(analog Qualitätspolitik)SicherheitssystemGesamtheit aller Einrichtungen einerReaktoranlage, die die Aufgabe haben,die Anlage vor unzulässigen Beanspruchungenzu schützen und bei auftretendenStörfällen deren Auswirkungenauf das Betriebspersonal, die Anlageund die Umgebung in vorgegebenenGrenzen zu halten.KTA 3501 6/85; 2(50)Das Sicherheitssystem istdie Gesamtheit aller Einrichtungeneiner Reaktoranlage,die die Aufgabe haben, dieAnlage vor unzulässigen Beanspruchungenzu schützenund bei auftretenden Störfällenderen Auswirkungen aufdas Betriebspersonal, dieAnlage und die Umgebung invorgegebenen Grenzen zuhalten.SicherheitsvariableSicherheitstechnisch relevanter Betriebsparameteroder sicherheitstechnischrelevante Prozessvariable.NeuSicherheitsziel,organisatorischesAlle aus der Sicherheitspolitik hergeleitetenspezifischen Ziele. Sicherheitszielesind konkrete, messbare, in sicherheitsrelevantenAbläufen anwendbareStandards.NeuSicherheitszuschlagZuschlag auf eine für den Erhalt der Integritätoder Standsicherheit einerKomponente maßgebliche Größe.NeuSiedeübergangWechsel im Wärmeübertragungsmechanismusvom Blasensieden zumFilmsieden.NeuSoftwarefehlerFehler in einer Software, der bei bestimmtenKombinationen oder Abfolgevon Eingangsdaten nicht spezifizierteAusgangsdaten erzeugt.NeuSoftwareversagenNichterfüllung von Funktionen derSoftware aufgrund eines vorhandenenSoftwarefehlers und einer zufälligen,bisher nicht aufgetretene Kombinationoder Abfolge von Eingangsdaten.Neu19

StörfallBegriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatEreignis bzw. Ereignisablauf, dessenEintreten während der Betriebsdauerder Anlage nicht zu erwarten ist, gegenden die Anlage dennoch so auszulegenist, dass die Auslegungsgrundsätze undNachweiskriterien für die Sicherheitsebene3 eingehalten werden und beidessen Eintreten der Betrieb der Anlageoder die Tätigkeit aus sicherheitstechnischenGründen nicht fortgeführtwerden kann.NeuEreignisablauf, bei dessenEintreten der Betrieb der Anlageoder die Tätigkeit aussicherheitstechnischenGründen nicht fortgeführtwerden kann und für den dieAnlage auszulegen ist oderfür den bei der Tätigkeit vorsorglichMaßnahmen undEinrichtungen vorgesehensind. […]StrlSchV 06//02; § 3 (2) 4.StörfallinstrumentierungEinrichtung, die vor, während und nacheinem Störfall oder einem Ereignis, daszu einer erhöhten Freisetzung radioaktiverStoffe führen kann, die Informationenüber den Zustand der Anlage erfasst,anzeigt und aufzeichnet.KTA 3502 6/99; 2(5)Die Störfallinstrumentierungist eine Einrichtung, die vor,während und nach einemStörfall oder einem Ereignis,das zu einer erhöhten Freisetzungradioaktiver Stoffeführen kann, die Informationenüber den Zustand derAnlage erfaßt, anzeigt undaufzeichnet.StörungEreignis bzw. Ereignisablauf, dessenEintreten während der Betriebsdauerder Anlage zu erwarten ist und bei dessenEintreten der bestimmungsgemäßeBetrieb der Anlage oder die Tätigkeitfortgeführt werden kann und für den dieAnlage ausgelegt ist oder für den beider Tätigkeit vorsorglich Maßnahmenund Einrichtungen vorgesehen sind (Sicherheitsebene2).s. StörfallSystems. EinrichtungSystemteil, passivesEin Systemteil ist passiv, wenn es imAnforderungsfall erfährt (z.B. Rohrleitungen,Behälter, Wärmetauscher).Selbsttätig wirkende Systemteile (ohneFremdenergie, ohne Fremdsteuerung)sind dann als passiv anzusehen, wenndie Stellung des betrachteten Systemteils(z.B. Sicherheitsventil oder Rückschlagarmatur)im Rahmen des vorgesehenenFunktionsablaufes nicht verändertwird.Die Definition istneu, aber angelehntz.B. anSKIFS 2004:2,Comments on certainsections (§9)Certain components, such ascheck valves, as well assoftware and circuit cardcomponents have propertieswhich should be subjected tosafety assessment beforethey are considered to be activeor passive componentsin individualcases. A check valve, whichhas to change position in orderto fulfil its safety task,should primarily be consideredto be an active component.TTeilsystemTeil eines mehrfach (gleichartig) aufgebautenSystems, der partiell die Funktiondes Systems erfüllt.NeuTransienteDynamisch sich entwickelndes Ungleichgewichtzwischen Leistungsfreisetzungim Reaktorkern und Leistungsabfuhr.NeuTrennung, räumlicheAnordnung redundanter Teilsysteme inräumlicher Distanz bzw. getrennt durchNeu20

UBegriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatÜberflutung, anlageninterneUmleitbetriebgeeignete bauliche Strukturen.Überflutungen in Gebäuden oder aufdem Anlagengelände, die nicht auf eineEinwirkung von Außen zurückzuführensind und das Potential für system- undredundanzübergreifende Schäden besitzen.Betrieb des Wasser-Dampf-Kreislaufesunter Umgehung der Turbine (währenddes Umleitbetriebes wird der Frischdampfdirekt in den Turbinenkondensatorgeleitet).NeuNeuUnfall mitschweremKernschadenEreignisablauf mit schwerem KernschadenIAEA SafetyStandard Seriens,Safety of NuclearPower Plants: Design,No. NS-R-1Severe Accidents. Accidentconditions more severe thana design basis accident andinvolving significant coredegradation.BMI- Sicherheitskriterium.1.1:Darüber hinaus sind in angemessenemUmfang vorsorglichorganisatorischeund technische Maßnahmeninnerhalb und außerhalb derAnlage zur Feststellung undEindämmung von Unfallfolgenvorzusehen.unterkritisch heißNuklear abgeschalteter Reaktor (Nulllast)unter Einhaltung der gefordertenAbschaltreaktivität, bei einer Temperaturdes Reaktorkühlkreislaufs > 260°Cund beim DWR einer dieser Temperaturund dem Kernzustand entsprechendenMindestborkonzentrationNeuunterkritisch kaltNuklear abgeschalteter Reaktor (Nulllast)unter Einhaltung der gefordertenAbschaltreaktivität, und beim DWR einerdem Kernzustand entsprechendenMindestborkonzentration; Druck undTemperatur des Reaktorkühlkreislaufsunterhalb der zulässigen Werte zur betrieblichenZuschaltung des Nachkühlsystems.Neuunterkritisch kalt,drucklosNuklear abgeschalteter Reaktor, Temperaturdes Reaktorkühlkreislaufs ca.50°CDWR: Druck im Reaktorkühlkreislauf< 0,5 MPaNeuUnternehmenDas Unternehmen, dessen InhaberBetreiber des Kernkraftwerks ist. DasUnternehmen umfasst die zum Betriebdes Kernkraftwerkes erforderlichenPersonen, sächlichen Mittel und Rechte,einschließlich der Anlage selbst undder Organisation. Als Teil des Unternehmensim Sinne dieser Sicherheitsanforderungenfür Kernkraftwerke sindauch beteiligte Unternehmen, herrschendeoder sonstige mit dem Betrei-Neu21

Begriff SR 2475 Vorschlag Quelle Zitatber verbundene Unternehmen oder Teilesolcher Unternehmen anzusehen, diein der Dokumentation des Sicherheitsmanagementsystemsdes Betreibersals Teil seines Unternehmens bezeichnetwerden, soweit sie Prozesse oderTätigkeiten ausführen oder Aufgaben,Verantwortung oder Befugnisse haben,die Einfluss auf die Sicherheit desKernkraftwerkes haben können.UnternehmensführungPersonen oder Personengruppen, dieein Unternehmen auf der obersten E-bene leiten und lenken. Von der Unternehmensführungabzugrenzen sind dieFührungsebene (alle sonstigen Personen,die mit Managementaufgaben betrautsind) und die Ausführungsebene(alle Personen, die sicherheitsrelevanteTätigkeiten ausführen)BMU: Grundlagenfür Sicherheitsmanagementsystemein KKWPersonen oder Personengruppen,die ein Unternehmenauf der obersten Ebeneleiten und lenken.VValidierungÜberprüfung der Gültigkeit und Genauigkeitder erzielbaren Ergebnisse durchBeispiele mit exakten analytischen Lösungenoder durch Experimente oderdurch andere überprüfte Rechenprogramme.KTA 3101.2Die Validierung ist die Überprüfungder Gültigkeit undGenauigkeit der erzielbarenErgebnisse durch Beispielemit exakten analytischen Lösungenoder durch Experimenteoder durch andereüberprüfte Rechenprogramme.VerriegelungMaßnahme, mittels derer Funktionenvon Einrichtungen, die bei spezifiziertenBetriebs- oder Störfallbedingungen unzulässigsind, leit- oder verfahrenstechnischblockiert werden.NeuVersagenVerlust der Integrität durch einenVersagensmechanismus.NeuVersagensgrenzeDerjenige Wert einer Zustandsgrößevon Anlagenteilen, Komponenten oderSystemen, bei dem kein Sicherheitsabstandzu deren Versagen besteht.KTA- Begriffesammlung10/95Versagensgrenzwerte sinddiejenigen Werte der Zustandsgrößenvon Anlagenteilen,Systemen oder darinenthaltenen Medien, bei denenkein Sicherheitsabstandzum Versagen der betreffendenAnlagenteile besteht.VersagensmechanismusDie modellhafte Beschreibung einerphysikalisch möglichen Schadensentwicklung,durch die Anlagenteile, Komponentenoder Systeme ihre Integritätoder Standsicherheit verlieren können.NeuVerschleppungradioaktiver StoffeUnbeabsichtigte Weiterverbreitung offenerradioaktiver Stoffe.NeuWWarteDer zentrale Ort, von dem der Betriebeines Kernkraftwerksblockes überwachtund gesteuert wird. Zur Warte zählender Wartenraum und die Wartennebenräume.22

ZBegriff SR 2475 Vorschlag Quelle ZitatZustandsbegrenzungZuverlässigkeit,von Personens. BegrenzungseinrichtungAnforderung an Personen oder an einejuristische Person, als Vorraussetzungzum Betreiben eines Kernkraftwerksoder zur Durchführung sicherheitstechnischwichtiger Tätigkeiten.Neu23