GL

KTA Sicherheitsgrundlagen

Basic KTA Safety Guidelines

-

PG

RE

2001- 06

132 - 19.07.01

-

-

 16.06.98

BR 1

Kontrolle der Reaktivität
(siehe auch KTA Sachstandsbericht KTA-GS-71)

Control of Reactivity

-

PG

REV

-

-

-

-

16.06.98

BR 2

Kühlung der Brennelemente
(siehe auch KTA Sachstandsbericht KTA-GS-72)

Cooling of Fuel Elements

-

PG

REV

-

-

-

-

16.06.98

BR 3

Einschluss der radioaktiven Stoffe
(siehe auch KTA Sachstandsbericht KTA-GS-73)

Confinement of Radioactive Material

-

PG

REV

-

-

-

-

16.06.98

BR 4

Begrenzung der Strahlenexposition
(siehe auch KTA Sachstandsbericht KTA-GS-74)

Limitation of Radiation Exposure

-

PG

REV

-

-

-

-

16.06.98

BR 5

Allgemeine technische Anforderungen
(siehe auch KTA Sachstandsbericht KTA-GS-75)

General Technical Requirements

-

PG

REV

-

-

-

-

16.06.98

BR 6

Methodik der Nachweisführung
(siehe auch KTA Sachstandsbericht KTA-GS-76)

Verification methods

-

PG

REV

-

-

-

-

16.06.98

BR 7

Personell-organisatorische Maßnahmen
(siehe auch KTA Sachstandsbericht KTA-GS-77)

Administrative Personell Requirements

-

PG

REV

-

-

-

-

16.06.98

1201

Anforderungen an das Betriebshandbuch

Requirements for the Operating Manual

Doku

BB

R

2009-11

3a - 07.01.2010

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

-

-

1202

Anforderungen an das Prüfhandbuch

Requirements for the Testing Manual

Doku

BB

R

2009-11

3a - 07.01.2010

1984-06

-

-

1203

Anforderungen an das Notfallhandbuch

Requirements for the Emergency Manual

Doku

BB

R

2009-11

3a - 07.01.2010

-

-

-

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

1984-11

40 a - 27.02.85

-

27.06.89;
14.06.94;
15.06.99;
16.11.04

10.11.09

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

2008-11

15 a -
29.01.09

1982-06;
1989-06

-

-

1401

Allgemeine Forderungen an die Qualitätssicherung

General Requirements Regarding Quality Assurance

 Doku

BB

R

1996-06

216 a - 19.11.96

1980-02;
1987-12 

19.06.01

 07.11.06

1402

Managementsystem zur Betriebsführung von kerntechnischen Anlagen

Management Systems for the Operation of Nuclear Facilities

-

BB

REV

-

-

-

-

13.11.07

1403
(früher
2301)

Alterungsmanagement in Kernkraftwerken

Ageing Management in Nuclear Power Plants

-

PG

RE

2009-11

178 - 25.11.09

-

-

 -

1404

Dokumentation beim Bau und Betrieb von Kernkraftwerken

Documentation During the Construction and Operation of Nuclear Power Plants

 Doku

BB

R

2001-06

235 a - 15.12.01

1989-06

-

 07.11.06

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

-

MK

R

2008-11

15 a -
29.01.09

1985-06

-

-

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

 -

MK

R

2008-11

15 a -
29.01.09

1985-06

-

-

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

 -

MK

R

2008-11

15 a -
29.01.09

1985-06

-

 -

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

2004-11

35 a - 19.02.05

1977-10;
1991-06

-

 11.11.08

1501

Ortsfestes System zur Überwachung von Ortsdosisleistungen innerhalb von Kernkraftwerken

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

-

ST

ÄE

2009-11

178 - 25.11.09

-

-

-

1502

Überwachung der Radioaktivität in der Raumluft von Kernkraftwerken

Monitoring Radioactivity in the Inner Atmosphere of Nuclear Power Plants

Doku

ST

R

2005-11

101 a - 31.05.2006

1986-06
(1502.1)

-

 -

(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 - 07.12.89

-

-

 -

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

Surveilling the Release of Gaseous and Aerosol-bound Radioactive Substances;
Part 1: Surveilling the Release of Radioactive Substances with the Stack Exhaust Air During Specified Normal Operation

Doku

ST

R

2002-06

172 a - 13.09.02
Berichtigung
55 - 20.03.03

1979-02;
1993-06

13.11.07

 10.11.09

1503.2

Überwachung der Ableitung gasförmiger und aerosolgebundener radioaktiver Stoffe;
Teil 2: Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Kaminfortluft bei Störfällen

Monitoring the Discharge of Gaseous and Aerosol-bound Radioactive Substances;
Part 2: Monitoring the Stack Discharge of Radioactive Substances During Design Basis Accidents

Doku

ST

R

1999-06

243 b - 23.12.99

-

16.11.04

 10.11.09

1503.3

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

Monitoring the Discharge of Gaseous and Aerosol-bound Radioactive Substances;
Part 3: Monitoring the Non-stack Discharge of Radioactive Substances

Doku

ST

R

1999-06

243 b - 23.12.99

-

16.11.04

 10.11.09

1504

Überwachung der Ableitung radioaktiver Stoffe mit Wasser

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

Doku

ST

R

2007-11

9 a -
17.01.08

1978-06;
1994-06

-

-

1505

Nachweis der Eignung von Strahlungsmesseinrichtungen

Certification of Suitability of Radiation Measuring Equipment

Doku

ST

R

2003-11

26 a - 07.02.04

-

-

11.11.08

(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 - 03.09.86
Berichtigung
229 - 10.12.86

-

11.06.96

 -

1507

Überwachung der Ableitungen radioaktiver Stoffe bei Forschungsreaktoren

Monitoring the Discharge of Radioactive Substances from Research Reactors

Doku

ST

R

1998-06

172 a - 15.09.98

1984-03

11.11.03

11.11.08

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 - 30.12.06

1988-09

-

-

2101.1

Brandschutz in Kernkraftwerken;
Teil 1: Grundsätze des Brandschutzes

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

 Doku

AB

R

2000-12

106 a - 09.06.01
Berichtigung
239 - 21.12.07

1985-12

22.11.05

 11.11.08

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

2000-12

106 a - 09.06.01

-

22.11.05

11.11.08

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 Components

 Doku

AB

R

2000-12

106 a - 09.06.01

-

22.11.05

11.11.08

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

2000-06

231a - 08.12.00

1989-06

22.11.05

 -

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

1990-06

20 a - 30.01.91

1975-06

13.06.95;
20.06.00

16.11.04

2201.2

Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen;
Teil 2: Baugrund

Design of Nuclear Power Plants against Seismic Events;
Part 2: Subsurface Materials (Soil and Rock)

Doku

AB

R

1990-06

20 a - 30.01.91

1982-11

13.06.95;
20.06.00

 22.11.05

2201.3

Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen;
Teil 3: Auslegung der baulichen Anlagen

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

-

AB

RE

1990-06

119 - 30.06.90

-

-

 -

2201.4

Auslegung von Kernkraftwerken gegen seismische Einwirkungen;
Teil 4: Anforderungen an Verfahren zum Nachweis der Erdbebensicherheit für maschinen- und elektrotechnische Anlagenteile

Design of Nuclear Power Plants against Seismic Events;
Part 4: Requirements for Procedures for Verifying the Safety of Mechanical and Electrical Components against Earthquakes

Doku

AB

R

1990-06

20 a - 30.01.91
Berichtigung
115 - 25.06.96

-

13.06.95;
20.06.00

 22.11.05

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

1996-06

216 a - 19.11.96

1977-06;
1990-06

19.06.01;
07.11.06

 10.11.09

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

1992-06

36 a - 23.02.93

-

10.06.97;
18.06.02

 13.11.07

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

-

 -

2207

Schutz von Kernkraftwerken gegen Hochwasser

Flood Protection for Nuclear Power Plants

Doku

AB

R

2004-11

35 a - 19.02.05

1982-06;
1992-06

10.11.09

 -

2301

siehe 1403

-

-

-

-

-

-

-

 -

2501

Bauwerksabdichtungen von Kernkraftwerken

Structural Waterproofing of Nuclear Power Plants

 Doku

AB

R

2004-11

133 a - 16.07.05

1988-09;
2002-06

-

10.11.09

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

1990-06

20 a - 30.01.91

-

13.06.95;
20.06.00

16.11.04

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

1980-02

92 - 20.05.80

-

03.12.85;
12.06.90;
13.06.95;
20.06.00

 13.11.07

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

1987-12

44 a - 04.03.88

-

23.06.92;
10.06.97

20.06.02

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

-

RS

REV

-

-

-

-

07.11.07

(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 - 06.10.78
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 - 14.10.83
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 - 28.07.81
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 - 27.02.85
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 - 03.09.86

-

11.06.91;
15.06.93

 -

3103

Abschaltsysteme von Leichtwasserreaktoren

Shutdown Systems for Light Water Reactors

 Doku

RS

R

1984-03

145 a - 04.08.84
Beilage 39/84

-

27.06.89;
14.06.94;
15.06.99

22.11.05

3104

Ermittlung der Abschaltreaktivität

Determination of the Shutdown Reactivity

 Doku

RS

R

1979-10

19 a - 29.01.80
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

-

RS

REV

-

-

-

-

11.11.03

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 - 11.09.98

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

-

MK

R

1996-06

216 a - 19.11.96
Berichtigung
129 - 13.07.00

1980-10;
1984-03

-

 19.06.01

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 - 17.01.08
Berichtigung
82a -
05.06.09

1979-10;
1987-12;
1998-06

-

-

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

1999-06

200 a - 22.10.99

1982-06;
1990-06

-

 11.11.03

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

2009-11

178 - 25.11.09

-

-

 -

3203

Überwachung des Bestrahlungsverhaltens von Werkstoffen der Reaktordruckbehälter von Leichtwasserreaktoren

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

-

MK

R

2001-06

235 b - 15.12.01

1984-03

07.11.06

 -

3204

Reaktordruckbehälter-Einbauten

Reactor Pressure Vessel Internals

-

MK

R

2008-11

15 a - 29.01.09

1984-03;
1998-06

-

-

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 - 10.10.02

1982-06;
1991-06

13.11.07

 -

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

1990-06

41 a - 28.02.91

-

13.06.95;
20.06.00

22.11.05

3205.3

Komponentenstützkonstruktionen mit nichtintegralen Anschlüssen;
Teil 3: Serienmäßige Standardhalterungen

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

-

MK

R

2006-11

163 a - 31.08.07

1989-06

-

-

3206

Nachweise zum Bruchausschluss für druckführende Komponenten in Kernkraftwerken

-

-

MK

REV

-

-

-

-

10.11.09

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

2000-06

194a -
14.10.00
Berichtigung
132 -
19.07.01

1991-06

-

 22.11.05

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

1992-06

165 - 03.09.93
Berichtigung
111 - 17.06.94

-

-

 10.06.97

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

2003-11

26 a - 07.02.04

1990-06

-

11.11.08

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

1996-06

216 a - 19.11.96

-

19.06.01

 07.11.06

3301

Nachwärmeabfuhrsysteme von Leichtwasserreaktoren
(Der KTA hat auf seiner 43. Sitzung am 27.06.89 "Hinweise für den Benutzer der Regel KTA 3301 (11/84)" beschlossen.)

Residual Heat Removal Systems of Light Water Reactors

Doku

RS

R

1984-11

40 a - 27.02.85

-

27.06.89;
14.06.94;
15.06.99;

22.11.05

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

1990-06

41 a - 28.02.91

-

13.06.95;
20.06.00

 13.11.07

3401.1

Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl;
Teil 1: Werkstoffe und Erzeugnisformen

Steel Containment Vessels;
Part 1: Materials

Doku

MK

R

1988-09

37 a - 22.02.89

 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 - 29.10.85

1980-06

12.06.90;
13.06.95;
20.06.00;
22.11.05

 -

3401.3

Reaktorsicherheitsbehälter aus Stahl;
Teil 3: Herstellung

Steel Containment Vessels;
Part 3: Manufacture

Doku

MK

R

1986-11

44 a - 05.03.87

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 - 11.01.92

1981-03

11.06.96;
19.06.01;
07.11.06

 -

3402

Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken - Personenschleusen

Air Locks Through the Containment Vessel of Nuclear Power Plants - Personnel Locks

Doku

MK

R

1976-11

38 - 24.02.77

-

28.06.84;
20.09.88;
14.06.94;
15.06.99;
16.11.04

 10.11.09

3402

Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken - Personenschleusen

Air Locks Through the Containment Vessel of Nuclear Power Plants - Personnel Locks

-

MK

ÄE

2009-11

178 - 25.11.09

-

-

3403

Kabeldurchführungen im Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken

Cable Penetrations through the Reactor Containment Vessel

Doku

MK

R

1980-10

44 a - 05.03.81
Beilage 6/81

1976-11

03.12.85;
11.06.91;
11.06.96;
19.06.01

07.11.06

3403

Kabeldurchführungen im Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken

Cable Penetrations through the Reactor Containment Vessel

-

MK

ÄE

2008-11

190 -
12.12.08

1976-11

-

-

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

-

MK

R

2008-11

82a -
05.06.09

1988-09

-

 -

3405

Integrale Leckratenprüfung des Sicherheitsbehälters mit der Absolutdruckmethode

Integral Leakage Rate Testing of the Containment Vessel with the Absolute Pressure Method

Doku

MK

R

1979-02

133 a - 20.07.79
Beilage 27/79

-

14.06.83;
20.09.88;
14.06.94;
15.06.99

16.11.04

3405

Dichtheitsprüfung des Reaktorsicherheitsbehälters

Leakage Testing of the Containment Vessel

-

MK

ÄE

2009-11

178 - 25.11.09

-

-

-

3407

Rohrdurchführungen durch den Reaktorsicherheitsbehälter

Pipe Penetrations through the Reactor Containment Vessel

-

MK

R

1991-06

113 a - 23.06.92

-

11.06.96;
19.06.01;
07.11.06

 -

3409

Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken - Materialschleusen

Air-Locks for the Reactor Containment Vessel for Nuclear Power Plants - Material Locks

Doku

MK

R

1979-06

137 - 26.07.79

-

29.11.83;
20.09.88;
14.06.94;
15.06.99;
16.11.04

 10.11.09

3409

Schleusen am Reaktorsicherheitsbehälter von Kernkraftwerken - Materialschleusen

Air-Locks for the Reactor Containment Vessel for Nuclear Power Plants - Material Locks

-

MK

ÄE

2009-11

178 - 25.11.09

-

-

-

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 - 07.12.89

-

14.06.94;
15.06.99;
16.11.04
10.11.09

 -

3501

Reaktorschutzsystem und Überwachungseinrichtungen des Sicherheitssystems

Reactor Protection System and Monitoring Equipment of the Safety System

Doku

EL

R

1985-06

203 a - 29.10.85

1977-03

12.06.90;
13.06.95;
20.06.00

 22.11.05

3502

Störfallinstrumentierung

Accident Measuring Systems

Doku

EL

R

1999-06

243 b - 23.12.99

1982-11;
1984-11

16.11.04

 10.11.09

3503

Typprüfung von elektrischen Baugruppen der Sicherheitsleittechnik

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

Doku

EL

R

2005-11

101 a - 31.05.2006

1982-06;
1986-11

-

-

3504

Elektrische Antriebe des Sicherheitssystems in Kernkraftwerken

Electrical Drive Mechanisms of the Safety System in Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

2006-11

245b - 30.12.06

1988-09

-

 -

3505

Typprüfung von Messwertgebern und Messumformern der Sicherheitsleittechnik

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

Doku

EL

R

2005-11

101 a - 31.05.2006

1984-11

-

-

3506

Systemprüfung der leittechnischen Einrichtungen des Sicherheitssystems von Kernkraftwerken

Tests and Inspections of the Instrumentation and Control Equipment of the Safety System of Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

1984-11

40 a - 27.02.85

-

27.06.89;
23.06.92;
10.06.97;
18.06.02

22.11.05

3507

Werksprüfungen, Prüfungen nach Instandsetzung und Nachweis der Betriebsbewährung der Baugruppen und Geräte der Leittechnik des Sicherheitssystems

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

Doku

EL

R

2002-06

27 a - 08.02.03

1986-11

-

 13.11.07

3508

Rechnergestützte Leittechniksysteme in Kernkraftwerken
(Vorhaben ruht seit 11.06.96)

Computer-based I&C Systems in Nuclear Power Plants

EL

REV

-

-

-

-

 20.09.88

3601

Lüftungstechnische Anlagen in Kernkraftwerken

Ventilation Systems in Nuclear PowerPlants

Doku

ST

R

2005-11

101 a - 31.05.2006

1990-06

-

 -

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 - 07.02.04

1982-06;
1984-06;
1990-06

-

11.11.08

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

-

-

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

-

 -

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

1989-06

229 a - 07.12.89

-

14.06.94;
15.06.99;
16.11.04

 10.11.09

3701

Übergeordnete Anforderungen an die elektrische Energieversorgung in Kernkraftwerken

General Requirements for the Electrical Power Supply in Nuclear Power Plants

Doku

EL

R

1999-06

243 b - 23.12.99

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

16.11.04

 10.11.09

3702

Notstromerzeugungsanlagen mit Dieselaggregaten in Kernkraftwerken

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

Doku

EL

R

2000-06

159 a - 24.08.00

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

22.11.05

-

3703

Notstromerzeugungsanlagen mit Batterien und Gleichrichtergeräten in Kernkraftwerken

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

Doku

EL

R

1999-06

243 b - 23.12.99

1986-06

16.11.04

 10.11.09

3704

Notstromanlagen mit Gleichstrom-Wechselstrom-Umformern in Kernkraftwerken

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

Doku

EL

R

1999-06

243 b - 23.12.99

1984-06

16.11.04

 10.11.09

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

2006-11

245b - 30.12.06

1988-09;
1999-06

-

-

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 - 24.08.00

-

22.11.05

 -

3901

Kommunikationseinrichtungen für Kernkraftwerke

Communication Means for Nuclear Power Plants

 Doku

EL

R

2004-11

35 a - 19.02.05

1977-03;
1981-03

-

 10.11.09

3902

Auslegung von Hebezeugen in Kernkraftwerken

Design of Lifting Equipment in Nuclear Power Plants

Doku

MK

R

1999-06

144a - 05.08.99

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

16.11.04

 22.11.05

3903

Prüfung und Betrieb von Hebezeugen in Kernkraftwerken

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

Doku

MK

R

1999-06

144a - 05.08.99

1982-11;
1993-06

16.11.04

 22.11.05

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 -
17.01.08

1988-09

-

-

3905

Lastanschlagpunkte an Lasten in Kernkraftwerken

Load Attaching Points on Loads in Nuclear Power Plants

Doku

MK

R

1999-06

200 a - 22.10.99
Berichtigung
129 - 13.07.00
136 - 22.07.00

1994-06

-

16.11.04

  1)  

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

D

deutsche PDF-Datei
German PDF-file

E

englische PDF-Datei
English PDF-file

Doku

Dokumentationsunterlage
documentation (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)