Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung
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Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung
- Bek. d. BMU v. 23.6.2012 – RS I 6 – 13831-3/1 –
Nach § 7 Abs. 2 Nr. 1 des Atomgesetzes (AtG) in der Fassung der Bekanntmachung vom 15. Juli 1985 (BGBl. I S. 1565), das zuletzt durch Artikel 5 Absatz 6 des Gesetzes vom 24. Februar 2012 (BGBl. I S. 212) geändert worden ist, darf eine Genehmigung nach § 7 AtG u.a. nur erteilt werden, wenn die für die Errichtung, Leitung und Beaufsichtigung des Betriebs der Anlage verantwortlichen Personen die hierfür erforderliche Fachkunde besitzen.
Gemäß § 3 Abs. 1 Nr. 4 der Atomrechtlichen Verfahrensverordnung (AtVfV) in der Fassung vom 3. Februar 1995 (BGBl. I S. 180), die zuletzt durch Artikel 4 des Gesetzes vom 9. Dezember 2006 (BGBl. I S. 2819) geändert worden ist, sind in dem Antrag auf Erteilung einer Genehmigung oder Teilgenehmigung nach § 7 AtG insbesondere auch Angaben beizufügen, die eine Prüfung der Fachkunde der für die Errichtung, Leitung und Beaufsichtigung des Betriebs der Anlage verantwortlichen Personen ermöglichen.
Als Grundlage für die Prüfung der vom Antragsteller gemäß § 7 Abs. 2 Nr. 1 AtG und § 3 Abs. 1 Nr. 4 AtVfV beizubringenden Angaben zur erforderlichen Fachkunde der für die Errichtung, Leitung und Beaufsichtigung des Betriebs der Anlage verantwortlichen Personen dient den für den Vollzug des Atomgesetzes zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder die ”Richtlinie für den Fachkundenachweis von Kernkraftwerkspersonal" vom 24. Mai 2012 (GMBl 2012, S. 611). In Ziffer 2 dieser Richtlinie wird verlangt, dass Inhaber bestimmter Funktionen in einem Kernkraftwerk zur Wahrnehmung ihrer Tätigkeit nachweisen müssen, dass sie u.a. eine Fachkundeprüfung gemäß Ziffer 3 der Richtlinie bestanden haben.
Die Anforderungen an den Inhalt dieser Fachkundeprüfung und an die Prüfungsdurchführung waren bisher in der „Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung des verantwortlichen Schichtpersonals in Kernkraftwerken" vom 8. Januar 1996 festgelegt.
Die in dieser Richtlinie in den Ziffern 4 und 5 spezifizierten und von bestimmten Funktionsinhabern im Kernkraftwerk nachzuweisenden kerntechnischen Grundlagen und anlagenspezifischen Kenntnisse wurden dem aktuellen Stand von Wissenschaft und Technik angepasst. In ihrem einleitenden Teil wurde die Richtlinie mit der aktuellen Fassung der „Richtlinie für den Fachkundenachweis von Kernkraftwerkspersonal“ harmonisiert.
Bei der Neufassung der Richtlinie sind die Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder und die Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit mbH beteiligt worden. Die Betreiber und die kerntechnische Kursstätte wurden über die aktualisierte Richtlinie informiert.
Die für den Vollzug des Atomgesetzes zuständigen Genehmigungs- und Aufsichtsbehörden der Länder und das Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit sind im Länderausschuss für Atomkernenergie – Hauptausschuss – am 14. Juni 2012 übereingekommen, die ”Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung“ in der Fassung vom 24. Mai 2012 in Genehmigungs- und Aufsichtsverfahren für Kernkraftwerke bei der Auswahl und Beurteilung der Prüfungsthemen sowie als Grundlage für die Erstellung der Prüfungsfragen und für die Prüfungsdurchführung einheitlich anzuwenden. Sie tritt am 2. Januar 2013 in Kraft.
Diese Richtlinie gebe ich hiermit bekannt. Sie ersetzt die Fassung der Richtlinie vom 8. Januar 1996.
Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung
(Stand: 24. Mai 2012)
- 1.
- Anwendungsbereich
Diese Richtlinie findet Anwendung bei der Auswahl und Beurteilung der Prüfungsthemen und der Erstellung der Prüfungsfragen für die schriftliche und die mündliche Fachkundeprüfung von Schichtleitern, Schichtleitervertretern und Reaktorfahrern gemäß Ziffer 3 der Richtlinie für den Fachkundenachweis von Kernkraftwerkspersonal vom 24. Mai 2012.
Diese Richtlinie legt die Haupt- und Teilgebiete für die erforderlichen kerntechnischen Grundlagen und anlagenspezifischen Kenntnisse fest. Bezüglich der anlagenspezifischen Kenntnisse beschränkt sich die Richtlinie auf allgemeine Vorgaben zu Kernkraftwerken mit Leichtwasserreaktoren.
- 2.
- Prüfungsthemen
In Ziffer 4 dieser Richtlinie für den Inhalt der Fachkundeprüfung sind die Prüfungsthemen für die schriftliche und mündliche kerntechnische Grundlagenprüfung aufgeführt.
In Ziffer 5 dieser Richtlinie sind die Prüfungsthemen für die schriftliche und mündliche anlagenspezifische Prüfung aufgeführt.
Die Prüfungsthemen für die schriftliche anlagenspezifische Prüfung wählt der Antragsteller oder der Genehmigungsinhaber aus; er erstellt auch die zugehörigen Prüfungsfragen. Die zuständige Genehmigungs- oder Aufsichtsbehörde ist über die Prüfungsthemen und die Prüfungsfragen zu unterrichten.
Für die mündliche anlagenspezifische Prüfung erfolgt die Auswahl der Prüfungsthemen und die Erstellung der Prüfungsfragen durch den Antragsteller oder den Genehmigungsinhaber im Einvernehmen mit der zuständigen Genehmigungs- oder Aufsichtsbehörde.
Die Prüfungskandidaten müssen die erforderlichen Kenntnisse und Fähigkeiten entsprechend ihrem jeweiligen Aufgabenbereich haben, um
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- die Anlagen bei Normalbetrieb (ungestörter Leistungs- und Nichtleistungsbetrieb) sicher betreiben zu können,
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- einen Anomalen Betrieb und Störfälle erkennen zu können sowie die erforderlichen Maßnahmen unter Beachtung der Festlegungen des Betriebshandbuchs zuverlässig einleiten zu können,
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- auslegungsüberschreitende Ereignisse erkennen zu können sowie die erforderlichen Maßnahmen unter Beachtung der Festlegungen des Betriebshandbuchs und des Notfallhandbuchs zuverlässig einleiten zu können.
Zur Überprüfung dieser Kenntnisse und Fähigkeiten durch die schriftliche und mündliche Fachkundeprüfung sind in angemessenem Umfang Prüfungsaufgaben aus diesen Gebieten zu stellen.
Schichtleiter und ihre Vertreter müssen einen guten Gesamtüberblick über das Kernkraftwerk und das Zusammenwirken der verschiedenen Systeme haben und in der Lage sein, bei Störungen und Störfällen den Anlagenzustand durch systematisches Vorgehen zu ermitteln. Ferner müssen sie einen guten Gesamtüberblick über die ihren Tätigkeitsbereich betreffenden administrativen und organisatorischen Regelungen besitzen.
Daher sind für die Fachkundeprüfung von Schichtleitern und Schichtleitervertretern alle unter den Ziffern 4 und 5 aufgeführten Prüfungsthemen (Teilgebiete) geeignet. Von Reaktorfahrern wird demgegenüber eine genaue Kenntnis des von ihnen gesteuerten und überwachten Bereichs der Reaktoranlage und der erforderlichen Schalthandlungen erwartet, wobei sie mögliche Rückwirkungen anderer Bereiche auf die von ihnen überwachten Systeme abschätzen können müssen. Für die Fachkundeprüfung von Reaktorfahrern sind daher vornehmlich die fett gedruckten Prüfungsthemen (Teilgebiete) unter den Ziffern 4 und 5 geeignet.
Die Bezeichnung einzelner Systeme und ihre Aufnahme in die Liste der Prüfungsthemen zu den anlagenspezifischen Kenntnissen wurden auf der Grundlage der allgemeinen Auslegung von Kernkraftwerken mit Siedewasser- und Druckwasserreaktoren in der Bundesrepublik Deutschland vorgenommen. Aufgrund davon abweichender anlagenspezifischer Verhältnisse in dem jeweiligen Kernkraftwerk, in dem die Prüfungskandidaten eingesetzt werden sollen, können Änderungen der Prüfungsthemen zu den anlagenspezifischen Kenntnissen erforderlich werden.
- 3.
- Prüfungsdurchführung
Die Fachkundeprüfung wird entsprechend der Prüfungsordnung unter Ziffer 3 der „Richtlinie für den Fachkundenachweis von Kernkraftwerkspersonal“ durchgeführt.
Die kerntechnische Grundlagenprüfung soll nicht nur auf den reinen Kenntnisnachweis sondern insbesondere im mündlichen Teil auf das Verständnis von Zusammenhängen der in Ziffer 4 dieser Richtlinie angegebenen Haupt- und Teilgebiete ausgerichtet sein.
Die anlagenspezifische Prüfung dient dem Nachweis ausreichender anlagenspezifischer Kenntnisse und der Fähigkeiten, die für die sichere Führung der Anlage sowie die zur Gewährleistung der Sicherheit bei sicherheitstechnisch bedeutsamen Ereignissen erforderlichen Maßnahmen festlegen und durchführen oder veranlassen zu können.
Die mündliche anlagenspezifische Prüfung wird in Form eines Fachgesprächs zwischen den Mitgliedern der Prüfungskommission und dem Prüfungskandidaten abgewickelt. Prüfungsaufgaben, die die Beschreibung von Vorgängen aus den Bereichen Normalbetrieb, Anomaler Betrieb, Störfälle und auslegungsüberschreitende Ereignisse zum Gegenstand haben, sollen von dem Prüfungskandidaten in Form einer Diagnose des Anlagenzustandes durch Interpretation der jeweils vorgegebenen Meldungen, Signale und Anzeigen in der Warte sowie durch mündliche Beschreibung der beabsichtigten Maßnahmen von Hand und der erwarteten automatischen Maßnahmen der Systeme beantwortet werden.
Sind im Verlauf der mündlichen Fachkundeprüfung Betriebsabläufe, Details des Aufbaus und des Zusammenwirkens von Systemen sowie Schalthandlungen (z.B. auf der Warte) zu beschreiben, so stehen dem Prüfungskandidaten hierbei die gleichen Unterlagen zur Verfügung, die auch während des Schichtbetriebs als Arbeitsmittel verwendet werden (z.B. Betriebshandbuch, Notfallhandbuch, Systemschaltpläne, Blindschaltbilder der Notsteuerstelle, Checklisten, sonstige Betriebsanweisungen).
Die Ausbildungsvoraussetzungen und die Aufgaben von Schichtleitern und Reaktorfahrern sind unterschiedlich; daher werden das Niveau und der Detaillierungsgrad der in Fachkundeprüfungen zu stellenden Fragen und der gegebenen Antworten für diese beiden Personengruppen in der Regel verschieden sein. Von Schichtleitern und Schichtleitervertretern können in stärkerem Maße als von Reaktorfahrern genauere Kenntnisse von Hintergründen und Zusammenhängen erwartet werden. Der Antragsteller oder Genehmigungsinhaber hat Prüfungsfragen, die den speziellen Gegebenheiten im jeweiligen Kernkraftwerk Rechnung tragen, für die anlagenspezifische Fachkundeprüfung auszuarbeiten.
In der mündlichen anlagenspezifischen Prüfung sollen vor allem Fragen zum Normalbetrieb, Anomalen Betrieb, Störfällen und auslegungsüberschreitenden Ereignissen gestellt werden.
Dabei sind auch Vorgehensweisen und Maßnahmen beim Nichtleistungsbetrieb zu berücksichtigen. Darüber hinaus sollen u.a. auch Fragen zu administrativen und organisatorischen Regelungen sowie gegebenenfalls zu erforderlichen Kenntnissen im Strahlenschutz gestellt werden.
4. Kerntechnische Grundlagen
Hauptgebiet | Teilgebiet | |
4.1 | Kernphysikalische Grundlagen | |
4.1.1 | Größen, Einheiten, Symbole | Erklärung der für die Kerntechnik wesentlichen Größen einschließlich der zugehörigen Symbole und Einheiten |
4.1.2 | Aufbau des Atoms, radioaktiver Zerfall | Aufbau und Bausteine des Atoms, Ordnungszahl und Massenzahl |
Begriffe „Isotope“, „Nuklid“, „Isobare“, „Isotone“, „Isomere“, „Neutron“, „Proton“, „Elektron“, „?- | ||
Arten ionisierender und nichtionisierender Strahlung (a- | ||
Veränderungen im Kern und zugehöriger Energieumsatz bei a- | ||
Zerfallsgesetze, Nuklidkarte, Zerfallsreihen | ||
4.1.3 | Wechselwirkung radioaktiver Strahlung mit Materie | Wechselwirkungen von a- und ß- |
Wechselwirkung von ?- | ||
Wechselwirkung von Neutronen mit Materie (Streuung, Einfang, Spaltung), qualitative Angaben zur Abschirmung | ||
Qualitativer Zusammenhang zwischen Temperatur und kinetischer Energie des Neutrons | ||
Begriffe „schnelle Neutronen“, „thermische Neutronen“ | ||
Vorgang der Kernspaltung; Bindungsenergie; Energiebilanz bei der Spaltung | ||
Wirkungsquerschnitte für Kernspaltung und deren Abhängigkeit von der Neutronenenergie | ||
Begriffe „Spaltprodukt“, „Aktivierungsprodukt“ | ||
Häufigkeitsverteilung der Spaltprodukte | ||
Brutprozesse | ||
Aufzählung der wichtigsten spalt- und brütbaren Nuklide | ||
4.2 | Reaktorphysik | Kettenreaktion |
Prompte und verzögerte Neutronen (Begriff, Entstehung, Bedeutung für die Steuerbarkeit des Reaktors, Angaben über die Anteile verzögerter Neutronen bei den wichtigsten spaltbaren Nukliden) | ||
Multiplikationsfaktoren (Art, Bedeutung) | ||
Reaktivität (Zusammenhang mit Multiplikationsfaktor), Moderator, Reflektor, Kühlmittel (Wirkung, Materialien) | ||
Begriffe „unterkritisch“, „kritisch“, „prompt kritisch“, „Reaktorperiode“, „relative Flussänderungsgeschwindigkeit“, „Verdopplungszeit“, „stabile Periode“ | ||
Erläuterung der in der 4- | ||
Änderungen der Neutronenflussdichte bei oder in der Nähe des kritischen oder prompt kritischen Zustandes | ||
Qualitative Angaben zur Reaktorperiode oder zur relativen Flussänderungsgeschwindigkeit | ||
Begriffe „stationär“, „instationär“, „Übergangsverhalten“ | ||
Zusammenhang zwischen Neutronenflussdichte und Reaktorleistung | ||
Einfluss von Dichteänderungen des Moderators und Reflektors auf den Neutronenfluss | ||
Qualitative Angaben zur Verteilung der Neutronenflussdichte über dem Kern und in der Nähe eines Brennelements und eines Steuerelements | ||
Über- und Untermoderation | ||
Abhängigkeit der Reaktivität von: | ||
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Steuerstabwirksamkeit | ||
Abhängigkeit der Reaktivitätskoeffizienten vom Abbrand und von der Borkonzentration | ||
Qualitative Aussagen zum Betriebsverhalten über und unter dem kritischen Zustand und in verschiedenen Leistungsbereichen | ||
Xenonvergiftung (Begriff, Aufbauprozess über Spaltprodukte, Abhängigkeit von Neutronenflussdichte und Art der Laständerung, Zeitverhalten, Einfluss auf Reaktivität), Xenonschwingungen | ||
Einfluss der Gifte (gezielt eingesetzte abbrennbare und nicht abbrennbare Absorber) auf die Neutronenflussdichte und ihre Verteilung | ||
Möglichkeiten der Steuerung des Reaktors | ||
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Einfluss von MOX- | ||
Neutronenflussdichtemessverfahren | ||
Möglichkeiten der Kernüberwachung des unterkritischen oder kritischen Reaktors | ||
Reaktivitätsbilanz (qualitativ), Abschaltreserve | ||
Neutronenquelle (Aufbau, Zweck, Wirkung) | ||
4.3 | Energiefreisetzung | Begriffe „Enthalpie“, „Entropie“, „Wärmekapazität“, „Wärmestromdichte“, „Kelvin Temperaturskala“ |
Eigenschaften von Wasser, Nassdampf, Sattdampf, Heißdampf; Erkennung dieser Zustände; Umgang mit dem h- | ||
Mechanismen der Wärmeübertragung; Wärmeübergang von Metall auf Wasser oder Dampf, von Wasser auf Dampf. Kondensation, Wasserschläge, Wärmeübertragungsvermögen von Wärmetauschern | ||
Siedeabstand, Sieden, Blasensieden, Filmsieden | ||
Wärmeleitung im Brennstoff und Wärmeübergang vom Brennstoff ins Kühlmittel (qualitativ); Temperaturverlauf im Brennstab und Kühlmittel, axiale Verläufe von Kühlmittel- und Hüllrohrtemperatur im Reaktorkern | ||
Begriffe „kritische Heizflächenbelastung“, „Heißstelle“, MASL, DNB- | ||
Mechanismen und qualitative Aufteilung der Energiefreisetzung (Wärmeerzeugung) | ||
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während des Betriebs und nach dem Abschalten, je nach Art der Strahlung und in Abhängigkeit von der Reaktorleistung in der vorausgegangenen Betriebsphase | ||
Abhängigkeit der Nachzerfallsleistung von der Zeit und vom Abbrand | ||
Naturumlauf (einphasig, zweiphasig), Grenzen des Naturumlaufs, zweiphasiger Energietransport | ||
Widerstände in Rohrleitungen, Armaturen und Blendenmessung, Anlagenkennlinie, Pumpenkennlinien von Kolbenpumpen und Kreiselpumpen, Betriebsgrenzen, Kavitation, NPSH | ||
Ausfluss aus unter Druck stehenden Behältern oder Systemen (kalt, heiß), Einphasenströmung (Wasser oder Dampf), Zweiphasenströmung (Wasser und Dampf) | ||
Kritisches Druckverhältnis bei Ausströmvorgängen, kritische Geschwindigkeit, Düse | ||
Einfluss von Lecks auf Systemdruck und Füllstand, Aufschäumvorgänge, grobe Angabe über Ausströmraten bei verschiedenen Zuständen des Mediums | ||
Wärme- und Mengenbilanzen bei gestörten Systemen (Vorgehensweise) | ||
Physikalisches Verhalten von Luft- | ||
Aufbau von H2- | ||
4.4 | Grundlagen der | Prinzipieller Aufbau eines Kernkraftwerks einschließlich des Kernreaktors |
Typischer Aufbau und charakteristische Merkmale von Kernkraftwerken mit | ||
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Gefahren bei der Kernenergienutzung (Spaltprodukt- | ||
Begriffe „Normalbetrieb“, „Anomaler Betrieb“, „Auslegungsstörfälle“, „auslegungsüberschreitende Ereignisse“ | ||
Schutzzielkonzept, Prinzipien des gestaffelten Sicherheitskonzepts | ||
Fehlerarten (Einzelfehler, systematischer Fehler, gemeinsam verursachte Ausfälle, Folgefehler, aktiver Fehler, passiver Fehler) | ||
Sicherheitsprinzipien (inhärente Sicherheit, fail- | ||
Wiederkehrende Prüfungen, zulässige Instandhaltungszeiten) | ||
Grundsätzliche Abläufe bei Ereignissen des Anomalen Betriebs und bei Störfällen | ||
Grundsätzlicher Aufbau und Funktionsweise der Barrieren gegen den Austritt radioaktiver Stoffe in die Anlage und in die Umgebung | ||
Überblick über Aufgaben und typische Funktionsweise wichtiger aktiver und passiver Sicherheitssysteme in Kernkraftwerken mit | ||
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Kenntnis der physikalischen Messprinzipien der Instrumentierung von Temperatur- | ||
Kenntnisse über das Verhalten der Messwertanzeigen bei Fehlern im Meßsystem von Temperatur- | ||
Grundsätzliche Gesichtspunkte, nach denen Reaktorschutzaktionen erforderlich werden | ||
Anzunehmende typische Ereignisabläufe, die eine Gefährdung | ||
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während des Normalbetriebs, des Anomalen Betriebs und bei Störfällen verursachen können; Störfallleitschema; Störfallentscheidungsbaum | ||
Reaktorbetriebskennfeld (SWR); Teillastdiagramm (DWR); Stretchout- | ||
4.5 | Strahlenschutz | Gefahren durch direkt und indirekt ionisierende Strahlung, Aufgaben des Strahlenschutzes |
Erklärung der für den Strahlenschutz wesentlichen Begriffe, z.B.: Aktivität, spezifische Aktivität, Aktivitätskonzentration, Halbwertszeit, Dosis, Dosisleistung, Äquivalentdosis (Personendosis, Ortsdosis), Körperdosis (Organdosis, effektive Dosis), Halbwertsdicke, Aktivierung, Kontamination, Inkorporation (Inhalation, Ingestion, Submersion) | ||
Aufbau, Funktionsweise, Handhabung und Anwendungsbereich von Strahlungsmessgeräten und -einrichtungen (Ionisationskammer, Proportionalzählrohr, Geiger- | ||
Strahlungsfelder und deren Abschirmung, offene und umschlossene radioaktive Stoffe in der Anlage und der Umgang mit ihnen | ||
Natürliche Strahlenexposition (Quellen, Größe) | ||
Grenzwerte für die Körperdosis beruflich strahlenexponierter Personen, bei besonders zugelassenen Strahlenexpositionen für Schutzmaßnahmen bei Oberflächenkontamination von Arbeitsplätzen und Gegenständen | ||
Grenzwerte für die Strahlenexposition der Bevölkerung und die maximal zulässige Ableitung radioaktiver Stoffe mit Wasser oder Luft | ||
Emissionsüberwachung, Immissionsüberwachung | ||
Wirkung ionisierender Strahlung im menschlichen Körper in Abhängigkeit von der Höhe der Strahlenexposition | ||
Gefährdung durch Inkorporation radioaktiver Stoffe (vorbeugende und nachträgliche Maßnahmen, Belastungen, Messverfahren) | ||
Vorbeugende Maßnahmen gegen die Verschleppung von Kontamination (Körper, Kleidung, Werkzeug, Geräte); Dekontaminationsverfahren, insbesondere Dekontamination des Körpers in hartnäckigen Fällen | ||
Erste Schutzmaßnahmen bis zum Eintreffen des Strahlenschutzpersonals (messtechnische Kontrolle, Sicherungsmaßnahmen, Dekontamination von Personen) | ||
Maßnahmen und Einrichtungen der Personendosis- | ||
Schutzmaßnahmen und Verhalten zur Minimierung der Strahlenexposition bei Einsatz im Sperr- und Kontrollbereich und bei Instandhaltung (Schutzwirkung von Abstand und Arbeitszeit, Abschirmungen, Schutzkleidung, Atemschutz) | ||
Zusammenarbeit mit den Strahlenschutzbeauftragten | ||
4.6 | Arbeitssicherheit | Zusammenhang von Betriebssicherheit und Arbeitssicherheit |
Arbeitssicherheitsgerechtes Verhalten | ||
Gesetzliche Grundlagen der tätigkeitsbezogenen Arbeitssicherheit und Vorschriften und Regeln, die für die Arbeitssicherheit von Bedeutung sind | ||
Charakteristische Gefahren bei Arbeiten und Maßnahmen zur Vermeidung von Unfällen | ||
Verantwortliche Personen für Maßnahmen der Arbeitssicherheit | ||
Aufgaben des Sicherheitsbeauftragten und der Sicherheitsfachkräfte | ||
Grundsätzliche Maßnahmen und Verfahren bei Instandhaltungsarbeiten (Arbeitserlaubnisverfahren mit Sicherheitsmaßnahmen), elektrische und verfahrenstechnische Freischaltungen | ||
Maßnahmen bei Unfällen und Personenschäden, insbesondere bei Strahlenunfällen, Grundlagen der Brandverhütung und Brandbekämpfung in Kernkraftwerken, Verhalten bei Bränden, Grundzüge der Brandmeldung | ||
Brandschutzkonzept, Brandlast (Beispiele) | ||
4.7 | Gesetzliche Grundlagen | |
4.7.1 | Atomgesetz (AtG) | Zweckbestimmung (§ 1) |
Genehmigungsvoraussetzungen (§ 7 Abs. 2 AtG) | ||
Genehmigungspflichtige Veränderungen der Anlage oder ihres Betriebs (§ 7 Abs. 1 AtG, § 4 Abs. 2 AtVfV) | ||
Zutrittsbefugnis der Beauftragten der Aufsichtsbehörde (§ 19 Abs. 2 AtG) Grundsätzliche Kriterien, nach denen sicherheitstechnisch bedeutsame Ereignisse gemeldet werden (AtSMV) | ||
4.7.2 | Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) | Wesentliche Regelungen der StrlSchV wie |
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4.8 | Werkstoffkunde/ Chemie | Werkstoffe für Leichtwasserreaktoren, Strahlenbeständigkeit der Werkstoffe, Korrosionsbeständigkeit Kühlmittelreinigung und –aufbereitung (chem. Fahrweisen Korrosionsfördernde Stoffe und Bedingungen (z.B. Säuren, Wasserstoff) |
5 | Anlagenspezifische Kenntnisse (SWR, DWR) | |
5.1 | Anlagentechnik | |
5.1.1 | Gebäude und Gebäudeausrüstung | Anordnung und Aufgabenstellung für die Gebäude, Zugänge, Lage der Systeme und Komponenten in den Gebäuden Aufgabenstellung und Funktionsweise der sicherheitstechnisch wichtigen Gebäudeausrüstungen (z.B. Schleusen, Fluchttüren, Feuerschutztüren, Feuermelde- und Brandbekämpfungseinrichtungen, Rauchabzüge, Einrichtungen am Kontrollbereichseingang) |
Gebäudedruckabsicherungen (z.B. MH- | ||
Anordnung von Fluchtwegen, Sammelräumen, Verkehrswegen, Notzugängen, Zäunen und Überwachungseinrichtungen | ||
Begehbarkeit von Räumen in der Anlage bei Betrieb oder Stillstand des Reaktors | ||
Örtliche Lage von Feuerlöscheinrichtungen, Entqualmung | ||
5.1.2 | Aufbau und Funktionsweise der Anlage | |
5.1.2.1 | Nukleares Dampferzeugungssystem | Aufgabenstellung, Funktionsweise, Anordnung und Aufbau der wichtigsten Komponenten (z.B. Brennelemente, Neutronenquellen, Kerninstrumentierung, Steuerelemente einschließlich der Antriebe, Dampfwasserabscheider (SWR), Dampftrockner (SWR), Umwälzpumpen (SWR), Deckeldichtung mit Leckageüberwachung) |
5.1.2.2 | Reaktorkühlsystem | Aufgabenstellung, Funktionsweise, Anordnung und Aufbau: Druckhalte- und Abblasesystem (DWR), Dampferzeuger (DWR), Rohrleitungen, Hauptkühlmittelpumpen (DWR), Zwangsumwälzpumpen (SWR), Abschlussarmaturen, Sicherheitsventile und Abblaseventile (DWR), Sicherheits- |
Energiequellen und -senken, Energietransport im Leistungsbetrieb, bei abgeschaltetem Reaktor mit Zwangsumlauf oder im Naturumlauf | ||
5.1.2.3 | Reaktorregelung | Prinzip und Funktionsweise (Steuerstabregelung, Druckregelung, Füllstandsregelung, Umwälzregelung (SWR), Kühlmitteltemperaturregelung (DWR), Leistungsverteilungsregelung (DWR), Leistungsregelung) |
Einwirkungen der Regelungen auf die Systeme, Einleitung von Abhilfemaßnahmen bei Fehlfunktionen | ||
Betriebsarten (Hand, Automatik) und Funktionen (Grenzen der Regelung, Maximalwerte, Verriegelungen), übergreifende Regelfunktionen zwischen Reaktorregelung und Regelung des Wasser- | ||
5.1.2.4 | Begrenzungen | Aufgabenstellung, Funktionsweise, Überprüfung auf Funktionsbereitschaft, Anregekriterien |
5.1.2.5 | Steuerelementantriebe | Aufgabenstellung und Funktionsweise der Steuerelementantriebe, der Schnellabschaltung und des Schnellabschaltsystems (SWR), Anordnung der Komponenten in den Gebäuden, Überprüfung auf Funktionsbereitschaft, Einleitung von Abhilfemaßnahmen bei Fehlfunktionen |
Fahrgeschwindigkeit und Einfallzeiten (DWR) oder Einschießzeiten (SWR) der Steuerelemente | ||
5.1.2.6 | Reaktorschutz- | Aufgabenstellung, Aufbau, Funktionsweise und Logik, Überwachung auf Betriebsbereitschaft und Funktionsbereitschaft, Erkennung von Störungen, Möglichkeiten von Eingriffen, Rücksetzungen |
Anregekriterien verschiedener Reaktorschutzmaßnahmen, Interpretation des Anlagenzustandes | ||
Wiederkehrende Prüfungen gemäß Betriebshandbuch | ||
5.1.2.7 | Sicherheitsbehälter | Aufgabenstellung und Funktionsweise einschließlich Gebäudeabschluss, Anordnung der Komponenten und Systeme im Sicherheitsbehälter, Einleitung von Abhilfemaßnahmen bei Fehlfunktionen, Auslegungsgrenzwerte des Sicherheitsbehälters, Implosionsdruck, Berstdruck |
Unterdruckhaltung, Wärmeabfuhr aus dem Sicherheitsbehälter, H2- | ||
Anordnung der Gebäudeabschlussarmaturen (DWR) oder Durchdringungsarmaturen (SWR) in den einzelnen Systemen | ||
Einfluss des Durchdringungsabschlusses (SWR) oder Gebäudeabschlusses bzw. Sicherheitseinschlusses (DWR) auf die Reaktorhilfsanlagen | ||
5.1.2.8 | Instrumentierung und Gefahrenmeldeanlage | Aufgabenstellung der Instrumentierung der aktiven und passiven Sicherheitssysteme und der zugehörigen Gefahrenmeldungen (Klasse I, S), Störfallinstrumentierung, Messmethoden |
Auslegungsgrenzen des Messsystems | ||
5.1.2.9 | Reaktorhilfs- und Nebenanlagen | Aufgabenstellung, Funktionsweise, Anordnung der Komponenten in den Gebäuden, Interpretation der Messwerte zur Erkennung des Betriebszustandes, mögliche Betriebsweisen, Einfluss der jeweiligen Betriebsweise auf anschließende Systeme, Einleitung von Abhilfemaßnahmen bei Fehlfunktionen |
5.1.2.10 | Wasser- | Aufgabenstellung, Funktionsweise, Anordnung der Komponenten im Gebäude, Auslegungsgrenzen und Betriebsdaten, Aufgabenstellung der Regelungen/Begrenzungen, Interpretation der Messwerte zur Erkennung des Betriebszustandes, mögliche Betriebsweisen, Einfluss der jeweiligen Betriebsweise auf angeschlossene Systeme, Einleitung von Abhilfemaßnahmen bei Fehlfunktionen |
5.1.2.11 | Konventionelle Nebenanlagen | Aufgabenstellung, Funktionsweise, Anordnung der Komponenten in den Gebäuden, Aufgabenstellung der Instrumentierung |
5.1.2.12 | Kühlwassersysteme | Aufgabenstellung, Funktionsweise, Anordnung der wichtigsten Komponenten in den Gebäuden, Interpretation der Messwerte zur Erkennung des Betriebszustandes, mögliche Betriebsweisen, Einfluss der jeweiligen Betriebsweise auf anschließende Systeme, Einleitung von Abhilfemaßnahmen bei Fehlfunktionen |
5.1.2.13 | Elektrotechnische Anlagen | Aufgabenstellung, Funktionsweise, Anordnung der Komponenten im Gebäude, Anregekriterien für die Inbetriebnahme der verschiedenen Notstromerzeugungsanlagen mit gesicherten Schienen, Überblick über die sicherheitstechnisch wichtigen Notstromverbraucher, Einleitung von Abhilfemaßnahmen bei Fehlfunktionen |
Überblick über die Eigenbedarfsversorgung und deren wichtigste Verbraucher sowie die Netzanschlüsse | ||
Generator mit Hilfssystemen, im Hinblick auf Störungen, die Rückwirkungen auf die Reaktoranlage haben können; Blockschutz | ||
5.1.2.14 | Einrichtungen zur Beherrschung auslegungsüberschreitender Ereignisse | Aufgabenstellung, Funktionsweise, Anordnung der Komponenten in den Gebäuden der Systeme zur Durchführung von Notfallmaßnahmen |
5.1.3 | Leitstände | |
5.1.3.1 | Warte und Nebenleitstände | Räumliche Aufteilung, Ausrüstung und Belegung der Warte und Notsteuerstelle (Teilsteuerstelle) mit Systemen und Geräten |
Bedienung und Anwendungsbereich der auf der Warte, Notsteuerstelle (Teilsteuerstelle) und in ihren Nebenräumen befindlichen Informations- | ||
Erläuterung des Anlagenkennzeichnungssystems | ||
Aufbau der Reaktorschutztafel auf der Warte und Notsteuerstelle (Teilsteuerstelle), Bedeutung der Betätigungselemente und der Instrumentierung | ||
Diagnose des Anlagenzustandes unter Einbeziehung der Weitbereichsanzeige, Störfallinstrumentierung und Reaktorschutztafel | ||
Aufgabenstellung und Lage der Nebenleitstände | ||
5.1.3.2 | Wartentechnik | Bedeutung der Markierungen, Anzeige- |
Störungen in Wartenanzeigen/Messwertanzeigen (Ausfall/Teilausfall) und Gegenmaßnahmen Aufbau der Gefahrenmeldeanlage | ||
5.1.3.3 | Rechneranlagen | Aufgaben der verschiedenen Rechneranlagen, soweit diese für den Betrieb von Bedeutung sind, Erläuterung der Eingriffe der Rechneranlagen in den Betrieb der Gesamtanlage |
Interpretation von Rechnerprotokollen und Bildschirmanzeigen | ||
5.2 | Anlagenbetrieb | |
5.2.1 | Anlagenbedienung | Abbrandzyklus, Beladestrategien, Brennelementwechsel, Abbrand |
Erläuterung wichtiger Betriebsparameter, deren Verlauf und Fahrweisen nach Betriebshandbuch für den Stillstand (Nichtleistungsbetrieb, ¾ Loop), beim An- und Abfahren aus verschiedenen Betriebszuständen und bei Leistungsbetrieb einschließlich Betriebstransienten | ||
Bedienen der Anlage | ||
Maximal zulässige Temperaturraten und -differenzen beim An- und Abfahren auch im Hinblick auf Thermoschock und Sprödbruch | ||
Ermittlung des jeweiligen DNB- | ||
Erläuterung des anlagenspezifischen Reaktorbetriebskennfeldes (SWR) oder anlagenspezifischen Teillastdiagramms (DWR) | ||
Erläuterung der Betriebsvorgänge einzelner Systeme nach dem Betriebshandbuch einschließlich wiederkehrender Prüfungen, Schaltung von Systemen für den Prüfbetrieb | ||
Durchführung von Schalthandlungen zur Herstellung der Eigenbedarfsversorgung | ||
Interpretation der Messgrößen und Messwertveränderungen der Instrumentierung, die zur Erkennung des Anlagenzustandes erforderlich sind, einschließlich dem Erkennen von Fehlfunktionen einzelner Systeme | ||
Erläuterung der automatischen Maßnahmen sowie ggf. weiterer Maßnahmen von Hand auch an Einzelsystemen | ||
Aufgaben des Schichtpersonals bei der Handhabung von Brennelementen und beim Brennelement- | ||
Verfahren zur Entscheidungsfindung Kommunikation Bedienung und Überwachung von Schleusen | ||
Bedienung der Feuerlöscheinrichtungen und Atemschutzgeräte, sonstige Brandbekämpfungsmaßnahmen | ||
Bedienung der Brandschutztafel auf der Warte | ||
Erkennung von und Maßnahmen bei unzulässigen Radiolysegasansammlungen (SWR) | ||
Vorgeschriebene Maßnahmen bei der Abgabe von Abwasser und Fortluft | ||
5.2.2 | Besondere Betriebsvorkommnisse | |
5.2.2.1 | Betriebsstörungen an wichtigen Einrichtungen (SWR) | Erkennung, Auswirkungen und zu ergreifende Maßnahmen bei Betriebsstörungen an folgenden Einrichtungen: |
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5.2.2.2 | Betriebsstörungen an wichtigen Einrichtungen (DWR) | Erkennung, Auswirkungen und zu ergreifende Maßnahmen bei Betriebsstörungen an folgenden Einrichtungen: |
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5.2.2.3 | Anomaler Betrieb und Störfälle | Erkennung des jeweiligen Anlagenzustandes und der einzuhaltenden Schutzziele, insbesondere
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Kontrolle der Sicherheitssysteme auf ihre sicherheitsgerechte Funktion | ||
Erforderliche Maßnahmen zur Sicherstellung der langfristigen Unterkritikalität, der Nachkühlbarkeit des Reaktorkerns und der Integrität der Aktivitätsbarrieren, Zusammenwirken der verschiedenen Sicherheitssysteme bei verschiedenen Anlagenzuständen, Möglichkeiten von Handeingriffen gemäß Betriebshandbuch | ||
Erkennung und Ablauf der unten aufgeführten Störungen und Störfälle, Erläuterung ihrer Auswirkungen auf den Reaktorbetrieb, auf die Anlage und die Umgebung | ||
Vorgehensweise zur Feststellung der Störfallursache, Interpretation von Meldungen der Gefahrenmeldeanlage und der Störfallaufzeichnung zur Ursachenklärung | ||
Maßnahmen zum Abstellen der Störfallursache und ggf. zur Minimierung der Aktivitätsabgabe | ||
Anwendung der störfallbezogenen Betriebsordnungen | ||
In der eigenen Anlage aufgetretene anomale Betriebsabläufe und Störfälle | ||
Störungen der Wärmeerzeugung | ||
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Störungen der Wärmeabfuhr | ||
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Störungen des Kühlmitteldrucks | ||
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Verlust von Kühlmittel | ||
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Ausfall der Eigenbedarfsversorgung | ||
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Sonstige | ||
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5.2.2.4 | Auslegungsüberschreitende Ereignisse | Auslegungsgrenzen |
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Erkennung des jeweiligen Anlagenzustands, Überwachung der Schutzziele und Einleitung von Maßnahmen zur Einhaltung insbesondere folgender Schutzziele | ||
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Sicherstellung der Energie- und Medienversorgung | ||
Kenntnisse zu seltenen Ereignissen bzw. Ereignisse mit Mehrfachversagen von Sicherheitseinrichtungen (z.B. ATWS, Station Blackout) | ||
5.2.3 | Notfallmaßnahmen | Erkennung von Notfällen und zu ergreifende Maßnahmen, insbesondere
Ziel der Maßnahmen Erwartete Wirksamkeiten Beendigung der Notfallmaßnahmen |
5.2.4 | Einwirkungen von außen | Erkennungsmöglichkeiten und Maßnahmen bei Einwirkungen von außen (z.B. Hochwasser, Erdbeben, Flugzeugabsturz, Flächenbrände, Druckwellen aus chemischen Reaktionen, Eindringen toxischer oder explosiver Gase) |
5.2.5 | Strahlenschutzüberwachung | Ermittlung der Körperdosis Messgeräte zur Personendosisüberwachung und deren Handhabung |
Funktionsweise und Handhabung der vom Schichtpersonal zu verwendenden Strahlungsmessgeräte | ||
Abgrenzung und Kennzeichnung von Sperrbereichen und Kontrollbereichen sowie Vorschriften für den Zugang | ||
Radiologische Überwachung von Kreisläufen und Räumen (Abluft) sowie der Absaugsysteme | ||
5.2.6 | Emissions- und Immissionsüberwachung | Messgeräte zur Emissions- und Immissionsüberwachung (z.B. Abwasser, Fortluft, Meterologie) mit Anzeige oder Warnung auf der Warte |
Gegenmaßnahmen bei steigender Aktivitätsabgabe mit Abwasser oder Fortluft | ||
Ermittlung der „Aktivitätsabgabe über Dach“ | ||
5.2.7 | Überwachung der Wasserchemie | Überwachung der Chemie der einzelnen Kreisläufe, Störungen der Wasserchemie und deren Einfluss auf den Reaktorbetrieb |
5.2.8 | Zugangskontrolle und Einwirkungen Dritter | Überwachung des Zugangs zu einzelnen Gebäuden oder Räumen |
Kenntnisse über Sicherungsmaßnahmen, die die Tätigkeits- und Aufgabenbereiche des Schichtpersonals berühren | ||
Maßnahmen bei Störmaßnahmen oder sonstigen Einwirkungen Dritter: | ||
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5.2.9 | Brandschutzüberwachung | Grundlagen des Brandschutzes Siehe auch Ziffern 5.1.1 und 5.2.1 |
5.3 | Vorschriften und administrative Maßnahmen | |
5.3.1 | Behördliche Auflagen und Anordnungen | Übersicht über die den Schichtbetrieb betreffenden behördlichen Auflagen und Anordnungen (genehmigte Aktivitätsgrenzwerte, Reaktorschutzgrenzwerte, Grenzbedingungen für den Betrieb), zulässige Instandsetzungszeiten, vorbeugende Instandhaltung Maßnahmen bei Gefahr der Verletzung von genehmigten Grenzwerten |
5.3.2 | Betriebshandbuch, Prüfhandbuch | Aufbau, Inhalt und Handhabung des Betriebshandbuchs einschließlich der Sicherheitsspezifikationen sowie zusätzlich benötigter Pläne, Zeichnungen und Beschreibungen, Übergang vom Betriebshandbuch zum Notfallhandbuch |
Kenntnisse über Prinzip, Aufbau und sichere Anwendung von Prozeduren zur ereignis- | ||
Kenntnisse über Wiederkehrende Prüfungen sicherheitstechnisch wichtiger Systeme anhand des Prüfhandbuchs Verfahrensweise bei Reaktorschutzprüfung | ||
5.3.2.1 | Personelle Betriebsorganisation | Kenntnis, soweit für den Schichtbetrieb relevant |
5.3.2.2 | Wartenordnung und Schichtordnung | Aufgabenbereiche der im Schichtdienst eingesetzten Personen |
Weisungsbefugnisse innerhalb der Schicht, Weisungsbefugnisse des Schichtleiters | ||
Weisungsbefugnisse der Führungslinie, der sonstigen Führungskräfte und der Strahlenschutzbeauftragten gegenüber dem Schichtpersonal | ||
Wartenunterlagen | ||
5.3.2.3 | Alarmordnung | Alarmanlagen im Kernkraftwerk, Alarmmeldungen |
Bedeutung der Signale, Verhalten und Maßnahmen bei verschiedenen Alarmen | ||
Kriterien und Zuständigkeiten für die Auslösung von Alarmen | ||
Benachrichtigung interner und externer Stellen | ||
5.3.2.4 | Weitere Betriebsordnungen | Für den Schichtbetrieb wichtige Einzelheiten aus nachstehenden Betriebsordnungen: |
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| hinsichtlich der Aufgaben und Zuständigkeit des Schichtpersonals (z.B. bei Freischaltung, Normalisierung, Simulation und Freigabe der Arbeiten) | |
5.3.3 | Notfallhandbuch | Aufbau, Inhalt und Handhabung des Notfallhandbuchs
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5.3.4 | Betriebsinterne Regelungen | Schichtübergabe, Schichtbücher, Schlüsselordnung/Schlüsselbücher |
Schichtanweisungen, Fachanweisungen | ||
Betriebsführungssystem | ||
Sicherheitsmanagementsystem (soweit für den Schichtbetrieb relevant), Qualitätssicherung |