KTA-Regelprogramm / KTA Program of Standards (25.07.2016)       

KTA-
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KTA-Regelprogramm / KTA Program of Standards (25.07.2016) 

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1201

Anforderungen an das Betriebshandbuch

Requirements for the Operating Manual

Doku

BB

R

2015-11

29.04.2016
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1978-02;
1981-03;
1985-12;
1998-06;
2009-11

-

-

1202

Anforderungen an das Prüfhandbuch

Requirements for the Testing Manual

Doku

BB

R

2009-11

3a - 07.01.2010

1984-06

11.11.14

-

1203

Anforderungen an das Notfallhandbuch

Requirements for the Emergency Manual

Doku

BB

R

2009-11

3a - 07.01.2010

-

10.11.15

-

1301.1

Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken;  Teil 1: Auslegung

Radiation Protection Considerations for Plant Personnel in the Design and Operation of Nuclear Power Plants;  Part 1: Design

Doku

ST

R

2012-11

23.01.2013

1984-11

-

10.11.15

1301.2

Berücksichtigung des Strahlenschutzes der Arbeitskräfte bei Auslegung und Betrieb von Kernkraftwerken; Teil 2: Betrieb

Radiation Protection Considerations for Plant Personnel in the Design and Operation of Nuclear Power Plants; Part 2: Operation

Doku

ST

R

2014-11

15.01.2015

1982-06;
1989-06
2008-11

-

-

1401

Allgemeine Anforderungen an die Qualitätssicherung

General Requirements Regarding Quality Assurance

Doku

BB

R

2013-11

17.01.2014

1980-02;
1987-12;
1996-06

-

-

1402

Integriertes Managementsystem zum sicheren Betrieb von Kernkraftwerken

Integrated Management Systems for the Safe Operation of Nuclear Power Plants

Doku

BB

R

2012-11

23.01.2013

-

-

-

1403

Alterungsmanagement in Kernkraftwerken

Ageing Management in Nuclear Power Plants

Doku

PG

R

2010-11

199a - 30.12.2010

-

-

10.11.15

1404

Dokumentation beim Bau und Betrieb von Kernkraftwerken

Documentation During the Construction and Operation of Nuclear Power Plants

Doku

BB

R

2013-11

17.01.2014

1989-06;
2001-06

-

-

1408.1

Qualitätssicherung von Schweißzusätzen und -hilfsstoffen für druck- und aktivitätsführende Komponenten in Kernkraftwerken; Teil 1: Eignungsprüfung

Quality Assurance for Weld Filler Materials and Welding Consumables for Pressure and Activity Retaining Systems in Nuclear Power Plants; Part 1: Qualification Testing

Doku

MK

R

2015-11

08.01.2016

1985-06
2008-11

-

-

1408.2

Qualitätssicherung von Schweißzusätzen und -hilfsstoffen für druck- und aktivitätsführende Komponenten in Kernkraftwerken; Teil 2: Herstellung

Quality Assurance for Weld Filler Materials and Welding Consumables for Pressure and Activity Retaining Systems in Nuclear Power Plants; Part 2: Manufacture

Doku

MK

R

2015-11

08.01.2016

1985-06
2008-11

-

-

1408.3

Qualitätssicherung von Schweißzusätzen und -hilfsstoffen für druck- und aktivitätsführende Komponenten in Kernkraftwerken; Teil 3: Verarbeitung

Quality Assurance for Weld Filler Materials and Welding Consumables for Pressure and Activity Retaining Systems in Nuclear Power Plants; Part 3: Processing

Doku

MK

R

2015-11

08.01.2016

1985-06;
2008-11

-

 -

1501

Ortsfestes System zur Überwachung von Ortsdosisleistungen innerhalb von Kernkraftwerken

Stationary System for Monitoring the Local Dose Rate within Nuclear Power Plants

Doku

ST

R

2010-11

199a - 30.12.2010

1977-10;
1991-06;
2004-11

-

10.11.15

1502

Überwachung der Aktivitätskonzentrationen radioaktiver Stoffe in der Raumluft von Kernkraftwerken

Monitoring Volumetric Activity of Radioactive Substances in the Inner Atmosphere of Nuclear Power Plants

Doku

ST

R

2013-11

17.01.2014

1986-06
(1502.1);
2005-11

-

 10.11.15

(1502.2)

Überwachung der Radioaktivität in der Raumluft von Kernkraftwerken;
Teil 2: Kernkraftwerke mit Hochtemperaturreaktor

Monitoring Radioactivity in the Inner Atmosphere of Nuclear Power Plants;
Part 2: Nuclear Power Plants with High Temperature Reactors

Doku

ST

SR

1989-06

229 a - 07.12.1989

-

-

 -

1503.1

Überwachung der Ableitung gasförmiger und an Schwebstoffen gebundener radioaktiver Stoffe;
Teil 1: Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Kaminfortluft bei bestimmungsgemäßem Betrieb

Monitoring the Discharge of Radioactive Gases and Airborne Radioactive Particulates;
Part 1: Monitoring the Discharge of Radioactive Matter with the Stack Exhaust Air During Specified Normal Operation

Doku

ST

R

2013-11

17.01.2014

1979-02;
1993-06;
2002-06

-

 11.11.14

1503.1

Überwachung der Ableitung gasförmiger und an Schwebstoffen gebundener radioaktiver Stoffe;
Teil 1: Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Kaminfortluft bei bestimmungsgemäßem Betrieb

Monitoring the Discharge of Radioactive Gases and Airborne Radioactive Particulates;
Part 1: Monitoring the Discharge of Radioactive Matter with the Stack Exhaust Air During Specified Normal Operation

-

ST

ÄE

2015-11

26.11.2015

1979-02;
1993-06;
2002-06;
2013-11

-

-

1503.2

Überwachung der Ableitung gasförmiger und an Schwebstoffen gebundener radioaktiver Stoffe;
Teil 2: Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Kaminfortluft bei Störfällen

Monitoring the Discharge of Radioactive Gases and Airborne Radioactive Particulates;
Part 2: Monitoring the Discharge of Radioactive Matter with the Vent Stack Exhaust Air During Design-Basis Accidents

Doku

ST

R

2013-11

17.01.2014

1999-06

-

10.11.15

1503.3

Überwachung der Ableitung gasförmiger und an Schwebstoffen gebundener radioaktiver Stoffe;
Teil 3: Überwachung der nicht mit der Kaminfortluft abgeleiteten radioaktiven Stoffe

Monitoring the Discharge of Radioactive Gases and Airborne Radioactive Particulates;
Part 3: Monitoring the Non-stack Discharge of Radioactive Matter

Doku

ST

R

2013-11

17.01.2014

1999-06

-

10.11.15

1504

Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit Wasser

Monitoring and Assessing of the Discharge of Radioactive Substances in Liquid Effluents

Doku

ST

R

2015-11

08.01.2016

1978-06;
1994-06;
2007-11

-

-

1505

Nachweis der Eignung von festinstallierten Messeinrichtungen zur Strahlungsüberwachung

Suitability Verification of the Stationary Measurement Equipment for Radiation Monitoring

Doku

ST

R

2011-11

11 - 19.01.2012

2003-11

-

10.11.15

(1506)

Messung der Ortsdosisleistung in Sperrbereichen von Kernkraftwerken
(diese Regel wurde am 16.11.04 zurückgezogen)

Measuring Local Dose Rates in Exclusion Areas of Nuclear Power Plants
(16.11.2004: standard was withdrawn)

-

ST

ZR

1986-06

162 a - 03.09.1986
Berichtigung
229 - 10.12.1986

-

11.06.96

 -

1507

Überwachung der Ableitungen radioaktiver Stoffe bei Forschungsreaktoren

Monitoring the Discharge of Radioactive Substances from Research Reactors

Doku

ST

R

2012-11

23.01.2013

1984-03;
1998-06

-

10.11.15

1508

Instrumentierung zur Ermittlung der Ausbreitung radioaktiver Stoffe in der Atmosphäre

Instrumentation for Determining the Dispersion of Radioactive Substances in the Atmosphere

Doku

ST

R

2006-11

245b - 30.12.2006

1988-09

15.11.11

10.11.15

2101.1

Brandschutz in Kernkraftwerken;
Teil 1: Grundsätze des Brandschutzes

Fire Protection in Nuclear Power Plants;
Part 1: Basic Requirements

Doku

AB

R

2015-11

08.01.2016

1985-12;
2000-12

-

 -

2101.2

Brandschutz in Kernkraftwerken;
Teil 2: Brandschutz an baulichen Anlagen

Fire Protection in Nuclear Power Plants;
Part 2: Fire Protection of Structural Components

Doku

AB

R

2015-11

08.01.2016

2000-12

-

-

2101.3

Brandschutz in Kernkraftwerken;
Teil 3: Brandschutz an maschinen- und elektrotechnischen Anlagen

Fire Protection in Nuclear Power Plants;
Part 3: Fire Protection of Mechanical and Electrical Plant Components

Doku

AB

R

2015-11

08.01.2016

2000-12

-

-

2103

Explosionsschutz in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren (allgemeine und fallbezogene Anforderungen)

Explosion Protection in Nuclear Power Plants with Light Water Reactors (General and Case-Specific Requirements)

Doku

AB

R

2015-11

08.01.2016

1989-06;
2000-06

-

-

2201.1

Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen;
Teil 1: Grundsätze

Design of Nuclear Power Plants against Seismic Events;
Part 1: Principles

Doku

AB

R

2011-11

11 - 19.01.2012

1975-06;
1990-06

-

-

2201.2

Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen;
Teil 2: Baugrund

Design of Nuclear Power Plants against Seismic Events;
Part 2: Subsoil

Doku

AB

R

2012-11

23.01.2013

1982-11;
1990-06

-

 -

2201.3

Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen;
Teil 3: Bauliche Anlagen

Design of Nuclear Power Plants against Seismic Events;
Part 3: Structural Components

Doku

AB

R

2013-11

17.01.2014

-

-

 -

2201.4

Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen;
Teil 4: Anlagenteile

Design of Nuclear Power Plants against Seismic Events;
Part 4: Components

Doku

AB

R

2012-11

23.01.2013

1990-06

-

 -

2201.5

Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen;
Teil 5: Seismische Instrumentierung

Design of Nuclear Power Plants against Seismic Events;
Part 5: Seismic Instrumentation

Doku

AB

R

2015-11

08.01.2016

1977-06;
1990-06;
1996-06

-

 -

2201.6

Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen;
Teil 6: Maßnahmen nach Erdbeben

Design of Nuclear Power Plants against Seismic Events;
Part 6: Post-Seismic Measures

Doku

AB

R

2015-11

08.01.2016

1992-06

-

 -

2206

Auslegung von Kernkraftwerken gegen Blitzeinwirkungen

Design of Nuclear Power Plants Against Damaging Effects from Lightning

Doku

EL

R

2009-11

3a - 07.01.2010

1992-06;
2000-06

11.11.14

 -

2207

Schutz von Kernkraftwerken gegen Hochwasser

Flood Protection for Nuclear Power Plants

Doku

AB

R

2004-11

35 a - 19.02.2005

1982-06;
1992-06

10.11.09;
11.11.14

 -

2501

Bauwerksabdichtungen von Kernkraftwerken

Structural Waterproofing of Nuclear Power Plants

 Doku

AB

R

2015-11

29.04.2016
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1988-09;
2002-06;
2004-11;
2010-11

-

-

2502

Mechanische Auslegung von Brennelementlagerbecken in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren

Mechanical Design of Fuel Assembly Storage Pools in Nuclear Power Plants with Light Water Reactors

 Doku

AB

R

2011-11

11 - 19.01.2012

1990-06

-

-

3101.1

Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreaktoren;
Teil 1: Grundsätze der thermohydraulischen Auslegung

Design of Reactor Cores of Pressurized Water and Boiling Water Reactors;
Part 1: Principles of Thermohydraulic Design

Doku

RS

R

2012-11

23.01.2013

1980-02

-

 -

3101.2

Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreaktoren;
Teil 2: Neutronenphysikalische Anforderungen an Auslegung und Betrieb des Reaktorkerns und der angrenzenden Systeme

Design of Reactor Cores of Pressurized Water and Boiling Water Reactors;
Part 2: Neutron-Physical Requirements for Design and Operation of the Reactor Core and Adjacent Systems

Doku

RS

R

2012-11

23.01.2013

1987-12

-

-

3101.3

Auslegung der Reaktorkerne von Druck- und Siedewasserreaktoren;
Teil 3: Mechanische und thermische Auslegung

Design of Reactor Cores of Pressurized Water and Boiling Water Reactors;
Part 3: Mechanical and Thermal Design

Doku

RS

R

2015-11

08.01.2016

-

-

-

(3102.1)

Auslegung der Reaktorkerne von gasgekühlten Hochtemperaturreaktoren;
Teil 1: Berechnung der Helium-Stoffwerte

Reactor Core Design for High Temperature Gas-Cooled Reactors;
Part 1: Calculation of the Material Properties of Helium

-

RS

SR

1978-06

189 a - 06.10.1978
Beilage 23/78

-

29.11.83;
20.09.88;
15.06.93

 -

(3102.2)

Auslegung der Reaktorkerne von gasgekühlten Hochtemperaturreaktoren;
Teil 2: Wärmeübergang im Kugelhaufen

Reactor Core Design for High Temperature Gas-Cooled Reactors;
Part 2: Heat Transfer in Spherical Fuel Elements

-

RS

SR

1983-06

194 - 14.10.1983
Beilage 47/83

-

20.09.88;
15.06.93

 -

(3102.3)

Auslegung der Reaktorkerne von gasgekühlten Hochtemperaturreaktoren;
Teil 3: Reibungsdruckverlust in Kugelhaufen

Reactor Core Design for High Temperature Gas-Cooled Reactors;
Part 3: Loss of Pressure through Friction in Pebble Bed Cores

-

RS

SR

1981-03

136 a - 28.07.1981
Beilage 24/81

-

25.11.86;
12.06.91;
15.06.93

 -

(3102.4)

Auslegung der Reaktorkerne von gasgekühlten Hochtemperaturreaktoren;
Teil 4: Thermohydraulisches Berechnungsmodell für stationäre und quasistationäre Zustände im Kugelhaufen

Reactor Core Design for High Temperature Gas-Cooled Reactors;
Part 4: Thermohydraulic Analytical Model for Stationary and Quasi-Stationary Conditions in Pebble Bed Cores

-

RS

SR

1984-11

40 a - 27.02.1985
Berichtigung
124 - 07.07.89

-

27.06.93;
15.06.93

 -

(3102.5)

Auslegung der Reaktorkerne von gasgekühlten Hochtemperaturreaktoren;
Teil 5: Systematische und statistische Fehler bei der thermohydraulischen Kernauslegung des Kugelhaufenreaktors

Reactor Core Design for High Temperature Gas-Cooled Reactors;
Part 5: Systematic and Statistical Errors in the Thermohydraulic Core Design of the Pebble Bed Reactor

-

RS

SR

1986-06

162 a - 03.09.1986

-

11.06.91;
15.06.93

 -

3103

Abschaltsysteme von Leichtwasserreaktoren

Shutdown Systems for Light Water Reactors

Doku

RS

R

2015-11

08.01.2016

1984-03

-

-

(3104)

Ermittlung der Abschaltreaktivität

Determination of the Shutdown Reactivity

 Doku

RS

SR

1979-10

19 a - 29.01.1980
Beilage 1/80

-

27.03.84;
27.06.89;
14.06.94;
15.06.99;
16.11.04;
10.11.09

 -

3107

Anforderungen an die Kritikalitätssicherheit beim Brennelementwechsel

Nuclear Criticality Safety Requirements during Refuelling

Doku

RS

R

2014-11

15.01.2015

-

-

-

3201.1

Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren;
Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen

Components of the Reactor Coolant Pressure Boundary of Light Water Reactors;
Part 1: Materials and Product Forms

Doku

MK

R

1998-06

170 a - 11.09.1998

1979-02;
1982-11;
1990-06

11.11.03

 11.11.08

3201.2

Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren;
Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung

Components of the Reactor Coolant Pressure Boundary of Light Water Reactors;
Part 2: Design and Analysis

Doku

MK

R

2013-11

17.01.2014

1980-10;
1984-03
1996-06

-

 -

3201.3

Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren;
Teil 3: Herstellung

Components of the Reactor Coolant Pressure Boundary of Light Water Reactors;
Part 3: Manufacture

Doku

MK

R

2007-11

9 a - 17.01.2008
Berichtigung
82a -
05.06.09

1979-10;
1987-12;
1998-06

13.11.12

-

3201.4

Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren;
Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen und Betriebsüberwachung

Components of the Reactor Coolant Pressure Boundary of Light Water Reactors;
Part 4: Inservice Inspections and Operational Monitoring

Doku

MK

R

2010-11

199a - 30.12.2010

1982-06;
1990-06;
1999-06

-

10.11.15

3201.4

Komponenten des Primärkreises von Leichtwasserreaktoren;
Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen und Betriebsüberwachung

Components of the Reactor Coolant Pressure Boundary of Light Water Reactors;
Part 4: Inservice Inspections and Operational Monitoring

-

MK

ÄE

2015-11

26.11.2015
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1982-06;
1990-06;
1999-06;
2010-11

-

 -

3203

Überwachung des Bestrahlungsverhaltens von Werkstoffen der Reaktordruckbehälter von Leichtwasserreaktoren

Surveillance of the Irradiation Behaviour of Reactor Pressure Vessel Materials of LWR Facilities

Doku

MK

R

2001-06

235 b - 15.12.2001

1984-03

07.11.06;
15.11.11

 -

3204

Reaktordruckbehälter-Einbauten

Reactor Pressure Vessel Internals

Doku

MK

R

2015-11

29.04.2016
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1984-03;
1998-06;
2008-11

-

-

3205.1

Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen;
Teil 1: Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen für Primärkreiskomponenten in Leichtwasserreaktoren

Component Support Structures with Non-integral Connections;
Part 1: Component Support Structures with Non-integral Connections for Components of the Reactor Coolant Pressure Boundary of Light Water Reactors

Doku

MK

R

2002-06

189 a - 10.10.2002

1982-06;
1991-06

13.11.07

13.11.12

3205.2

Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen;
Teil 2: Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen für druck- und aktivitätsführende Komponenten in Systemen außerhalb des Primärkreises

Component Support Structures with Non-integral Connections;
Part 2: Component Support Structures with Non-Integral Connections for Pressure and Activity-Retaining Components in Systems Outside the Primary Circuit

Doku

MK

R

2015-11

08.01.2016

1990-06

-

-

3205.3

Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen;
Teil 3: Serienmäßige Standardhalterungen

Component Support Structures with Non-integral Connections;
Part 3: Series-Production Standard Supports

Doku

MK

R

2006-11

163 a - 31.08.2007

1989-06

15.11.11

-

3206

Nachweise zum Bruchausschluss für druckführende Komponenten in Kernkraftwerken

Verification Analysis for Rupture Preclusion for Pressure Retaining Components in Nuclear Power Plants

Doku

MK

R

2014-11

15.01.2015
Berichtigung
26.11.2015

-

-

-

3211.1

Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalb des Primärkreises;
Teil 1: Werkstoffe

Pressure and Activity Retaining Components of Systems Outside the Primary Circuit;
Part 1: Materials

Doku

MK

R

2015-11

08.01.2016

1991-06;
2000-06

-

 -

3211.2

Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalb des Primärkreises;
Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung

Pressure and Activity Retaining Components of Systems Outside the Primary Circuit;
Part 2: Design and Analysis

Doku

MK

R

2013-11

17.01.2014

1992-06

-

 -

3211.3

Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalb des Primärkreises;
Teil 3: Herstellung

Pressure and Activity Retaining Components of Systems Outside the Primary Circuit;
Part 3: Manufacture

Doku

MK

R

2012-11

02.05.2013
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1990-06;
2003-11

-

-

3211.4

Druck- und aktivitätsführende Komponenten von Systemen außerhalb des Primärkreises;
Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen und Betriebsüberwachung

Pressure and Activity Retaining Components of Systems Outside the Primary Circuity;
Part 4: Inservice Inspections and Operational Monitoring

Doku

MK

R

2013-11

29.04.2014
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1996-06;
2012-11

-

-

3301

Nachwärmeabfuhrsysteme von Leichtwasserreaktoren

Residual Heat Removal Systems of Light Water Reactors

Doku

RS

R

2015-11

08.01.2016

1984-11

-

-

3303

Wärmeabfuhrsysteme für Brennelementlagerbecken von Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren

Heat Removal Systems for Fuel Assembly Storage Pools in Nuclear Power Plants with Light Water Reactors

Doku

RS

R

2015-11

08.01.2016

1990-06

-

 -

3401.1

Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl;
Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen

Steel Containment Vessels;
Part 1: Materials

Doku

MK

R

1988-09

37 a - 22.02.1989

 1980-06;
1982-11

15.06.93;
16.06.98

11.11.03

3401.2

Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl;
Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung

Steel Containment Vessels;
Part 2: Analysis and Design

Doku

MK

R

1985-06

203 a - 29.10.1985

1980-06

12.06.90;
13.06.95;
20.06.00;
22.11.05

 16.11.10

3401.2

Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl;
Teil 2: Auslegung, Konstruktion und Berechnung

Steel Containment Vessels;
Part 2: Analysis and Design

-

MK

ÄE

2015-11

26.11.2015
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1980-06;
1985-06

-

 -

3401.3

Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl;
Teil 3: Herstellung

Steel Reactor Safety Containment;
Part 3: Manufacture

Doku

MK

R

1986-11

44 a - 05.03.1987

1979-10

23.06.92;
10.06.97

 11.11.03

3401.4

Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl;
Teil 4: Wiederkehrende Prüfungen

Steel Containment Vessels;
Part 4: Inservice Inspections

Doku

MK

R

1991-06

7 a - 11.01.1992

1981-03

11.06.96;
19.06.01;
07.11.06;
15.11.11

 -

3402

Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken - Personenschleusen

Airlocks on the Reactor Containment of Nuclear Power Plants - Personnel Airlocks

Doku

MK

R

2014-11

06.05.2015
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1976-11;
2009-11

-

-

3403

Kabeldurchführungen im Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken

Cable Penetrations through the Reactor Containment Vessel

Doku

MK

R

2015-11

29.04.2016
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1976-11;
1980-10;
2010-11

-

-

3404

Abschließung der den Reaktorsicherheitsbehälter durchdringenden Rohrleitungen von Betriebssystemen im Falle einer Freisetzung von radioaktiven Stoffen in den Reaktorsicherheitsbehälter

Isolation of Operating System Pipes Penetrating the Containment Vessel in the Case of a Release of Radioactive Substances into the Containment Vessel of Nuclear Power Plants

Doku

MK

R

2013-11

29.04.2014
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1988-09;
2008-11

-

-

3405

Dichtheitsprüfung des Reaktorsicherheitsbehälters

Leakage Test of the Containment Vessel

Doku

MK

R

2015-11

29.04.2016
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1979-02;
2010-11

-

-

3407

Rohrdurchführungen durch den Reaktorsicherheitsbehälter

Pipe Penetrations through the Reactor Containment Vessel

Doku

MK

R

2014-11

06.05.2015
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1991-06

-

 -

3409

Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken - Materialschleusen

Airlocks on the Reactor Containment of Nuclear Power Plants - Equipment airlocks

Doku

MK

R

2009-11

72 a - 12.05.2010

1979-06

11.11.14

 -

3413

Ermittlung der Belastungen für die Auslegung des Volldrucksicherheitsbehälters gegen Störfälle innerhalb der Anlage

Determination of Loads for the Design of a Full Pressure Containment Vessel against Plant-Internal Incidents

Doku

RS

R

1989-06

229 a - 07.12.1989

-

14.06.94;
15.06.99;
16.11.04;
10.11.09;
11.11.14

10.11.15

3413

Ermittlung der Belastungen für die Auslegung des Volldrucksicherheitsbehälters gegen Störfälle innerhalb der Anlage

Determination of Loads for the Design of a Full Pressure Containment Vessel against Plant-Internal Incidents

-

RS

ÄE

2015-11

26.11.2015
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1989-06

-

 -

3501

Reaktorschutzsystem und Überwachungseinrichtungen des Sicherheitssystems

Reactor Protection System and Monitoring Equipment of the Safety System

Doku

SiAnf-Abgl. 

EL

R

2015-11

08.01.2016

1977-03;
1985-06

-

 -

3502

Störfallinstrumentierung

Accident Measuring Systems

Doku

EL

R

2012-11

23.01.2013

1982-11;
1984-11;
1999-06

-

 -

3503

Typprüfung von elektrischen Baugruppen der Sicherheitsleittechnik

Type Testing of Electrical Modules for the Safety Related Instrumentation and Control System

Doku

SiAnf-Abgl.

EL

R

2015-11

08.01.2016

1982-06;
1986-11;
2005-11

-

-

3504

Elektrische Antriebe des Sicherheitssystems in Kernkraftwerken

Electrical Drive Mechanisms of the Safety System in Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2015-11

29.04.2016
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1988-09;
2006-11

-

-

3505

Typprüfung von Messwertgebern und Messumformern der Sicherheitsleittechnik

Type Testing of Measuring Sensors and Transducers of the Safety-Related Instrumentation and Control System

Doku

SiAnf-Abgl.

EL

R

2015-11

08.01.2016

1984-11;
2005-11

-

-

3506

Systemprüfung der Sicherheitsleittechnik von Kernkraftwerken

System Testing of the Instrumentation and Control Equipment Important to Safety of Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2012-11

23.01.2013

1984-11

-

-

3507

Werksprüfungen, Prüfungen nach Instandsetzung und Nachweis der Betriebsbewährung der Baugruppen und Geräte der Sicherheitsleittechnik

Factory Tests, Post-repair Tests and Certification of Satisfactory Performance in Service of Modules and Devices of the Safety-Related Instrumentation and Control System

Doku

SiAnf-Abgl.

EL

R

2014-11

15.01.2015

1986-11;
2002-06

-

 -

3601

Lüftungstechnische Anlagen in Kernkraftwerken

Ventilation Systems in Nuclear Power Plants

Doku

ST

R

2005-11

101 a - 31.05.2006

1990-06

16.11.10

 10.11.15

3602

Lagerung und Handhabung von Brennelementen und zugehörigen Einrichtungen in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren

Storage and Handling of Fuel Assemblies and Associated Items in Nuclear Power Plants with Light Water Reactors

Doku

RS

R

2003-11

26 a - 07.02.2004

1982-06;
1984-06;
1990-06

11.11.08;
19.11.13

-

3603

Anlagen zur Behandlung von radioaktiv kontaminiertem Wasser in Kernkraftwerken

Facilities for Treating Radioactively Contaminated Water in Nuclear Power Plants

Doku

ST

R

2009-11

3a - 07.01.2010

1980-02;
1991-06

11.11.14

10.11.15

3604

Lagerung, Handhabung und innerbetrieblicher Transport radioaktiver Stoffe (mit Ausnahme von Brennelementen) in Kernkraftwerken

Storage, Handling and Plant-internal Transport of Radioactive Substances in Nuclear Power Plants (with the Exception of Fuel Assemblies)

Doku

ST

R

2005-11

101 a - 31.05.2006

1983-06

16.11.10

 10.11.15

3605

Behandlung radioaktiv kontaminierter Gase in Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren

Treatment of Radioactively Contaminated Gases in Nuclear Power Plants with Light Water Reactors

Doku

ST

R

2012-11

23.01.2013

1989-06

-

10.11.15

3701

Übergeordnete Anforderungen an die elektrische Energieversorgung in Kernkraftwerken

General Requirements for the Electrical Power Supply in Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2014-11

15.01.2015

KTA 3701.1:
(1978-06);
KTA 3701.2:
(1982-06);
1997-06;
1999-06

-

 -

3702

Notstromerzeugungsanlagen mit Dieselaggregaten in Kernkraftwerken

Emergency Power Generating Facilities with Diesel-Generator Units in Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2014-11

15.01.2015

KTA 3702.1: (1980-06);
KTA 3702.2: (1991-06);
2000-06

-

-

3703

Notstromerzeugungsanlagen mit Batterien und Gleichrichtergeräten in Kernkraftwerken

Emergency Power Facilities with Batteries and AC/DC Converters in Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2012-11

23.01.2013

1986-06;
1999-06

-

 -

3704

Notstromanlagen mit statischen und rotierenden Umformern in Kernkraftwerken

Emergency Power Facilities with Static and Rotating AC/DC Converters in Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2013-11

17.01.2014

1984-06;
1999-06

-

 -

3705

Schaltanlagen, Transformatoren und Verteilungsnetze zur elektrischen Energieversorgung des Sicherheitssystems in Kernkraftwerken

Switchgear Facilities, Transformers and Distribution Networks for the Electrical Power Supply of the Safety System in Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2013-11

29.04.2014
(nach Abschn. 5.3 Verf.O.)

1988-09;
1999-06;
2006-11

-

-

3706

Sicherstellung des Erhalts der Kühlmittelverlust-Störfallfestigkeit von Komponenten der Elektro- und Leittechnik in Betrieb befindlicher Kernkraftwerke

Ensuring the Loss-of-Coolant-Accident Resistance of Electrotechnical Components and of Components in the Instrumentation and Controls of Operating Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2000-06

159 a - 24.08.2000

-

22.11.05;
16.11.10;
10.11.15

 -

3901

Kommunikationseinrichtungen für Kernkraftwerke

Communication Means for Nuclear Power Plants

 Doku

EL

R

2013-11

17.01.2014

1977-03;
1981-03;
2004-11

-

-

3902

Auslegung von Hebezeugen in Kernkraftwerken

Design of Lifting Equipment in Nuclear Power Plants

Doku

MK

R

2012-11

23.01.2013;
Berichtigung
02.05.2013

1975-11;
1978-06;
1983-11;
1992-06;
1999-06

-

 13.11.12

3903

Prüfung und Betrieb von Hebezeugen in Kernkraftwerken

Inspection, Testing and Operation of Lifting Equipment in Nuclear Power Plants

Doku

MK

R

2012-11

23.01.2013;
Berichtigung
02.05.2013

1982-11;
1993-06;
1999-06

-

13.11.12

3904

Warte, Notsteuerstelle und örtliche Leitstände in Kernkraftwerken

Control Room, Remote Shutdown Station and Local Control Stations in Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2007-11

9 a -
17.01.2008

1988-09

13.11.12

-

3905

Lastanschlagpunkte an Lasten in Kernkraftwerken

Load Attaching Points on Loads in Nuclear Power Plants

Doku

MK

R

2012-11

23.01.2013

1994-06
1999-06

-

13.11.12


Fußnoten und Abkürzungen / Notes and Abbreviations:

  1)  

In dieser Regel wurden gleichzeitig die HTR-Festlegungen gestrichen.
In this safety standard, the HTR (High-temperatrure-reactor)-related requirements were deleted.

Doku

Dokumentationsunterlage
documentation (German only)

SiAnf-Abgl.

Abgleich der Regel mit den "Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke" vom 3. März 2015 (SiAnf, BAnz AT 30.03.2015 B2) und den zugehörigen Interpretationen (Interpretationen zu den Sicherheitsanforderungen an Kernkraftwerke vom 22. November 2012, geändert am 3. März 2015 (BAnz AT 30.03.2015 B3))  -  (nur als eigene Datei vorhanden, falls dieser Abgleich aus Platzgründen nicht in der Dokumentationsunterlage enthalten ist)
Comparison of the safety standard with the " Safety Requirements for Nuclear Power Plants" of March 3rd, 2015 (SiAnf) and their "Interpretations"  (of November 22nd, 2012, changed as of March 3rd, 2015) (German only)

R

Regel (Weißdruck)
Safety Standard

RE

Regelentwurf (Gründruck)
Draft Safety Standard

ÄE

Regeländerungsentwurf (Gründruck)
Draft Safety Standard of an existing Safety Standard (Revision)

REV

Regelentwurf in Vorbereitung
Draft Safety Standard in Preparation

ÄEV

Regeländerungsentwurf in Vorbereitung
Draft Revised Safety Standard in Preparation

VB

Vorbericht
Primary Report

SR

stillgelegte Regel (Regel, die nicht mehr gemäß Abschnitt 5.2 der Verfahrensordnung überprüft wird)
in-active Safety Standard (Safety standard no longer included in the reaffirmation process acc. sec. 5.2 of the procedural statutes)

ZR

zurückgezogene Regel (Regel, die gemäß Beschluss des KTA zurückgezogen wurde)
withdrawn Safety Standard (Safety Standard withdrawn by decission of the KTA)