„Die Schweizer Atomaufsicht ist unabhängig, erfüllt ihre Aufgabe hervorragend und entspricht absolut den internationalen Anforderungen“, fasst Jean-Christophe Niel, Team-Leiter der IRRS-Mission und Generaldirektor der französischen Aufsichtsbehörde Autorité de sûreté nucléaire ASN das Resultat der Überprüfung zusammen. Im November 2011 hatte die Mission der IAEA das ENSI während zwei Wochen kritisch unter die Lupe genommen.
ENSI-Direktor Hans Wanner nimmt das Resultat mit Freude zur Kenntnis. „Der Bericht der IRRS-Mission bestätigt uns in unserer Arbeit“, hält er fest. „Wichtig für uns sind aber auch die Empfehlungen, denn diese zeigen uns auf, wo wir in der Schweiz noch besser werden können. Das Umsetzen dieser Empfehlungen ist Teil unserer Sicherheitskultur. Die Verbesserungsvorschläge werden wir nun zusammen mit anderen betroffenen Behörden in der Schweiz im Rahmen eines Massnahmenplans angehen“, sagt Wanner zu weiteren Vorgehen. Ziel ist es, bis zur Follow-up Mission in rund drei Jahren Ergebnisse vorlegen zu können.
Mehr Kompetenzen für das ENSI
Als verbesserungswürdig erachteten die rund zwei Dutzend Experten aus 14 Ländern die staatlichen Rahmenbedingungen, in denen das ENSI agiert. So wird der Schweiz empfohlen, die Gesetzgebung anzupassen, damit das ENSI die Kompetenz erhält, in verbindlicher Weise Auflagen zu Bewilligungen festlegen zu können.
Laut Schlussbericht soll die Schweiz zudem sicherstellen, dass „wichtige Behörden, Kommissionen und Ausschüsse, die sich mit nuklearen Sicherheitsfragen befassen, wie beispielsweise die KNS, ihre Empfehlungen und Gutachten direkt beim ENSI einreichen, bevor dieses abschliessend entscheidet.“ Weitere Empfehlungen betreffen unter anderem das schweizerische Regelwerk und den konventionellen Arbeitsschutz in Kernanlagen.
IAEA widerspricht Vorwürfen von Markus Kühni
Im Rahmen ihrer Überprüfung nahmen die internationalen Experten der IRRS-Mission auch die deterministische Sicherheitsanalyse unter die Lupe. Im Schlussbericht halten sie fest, dass der ganze Prozess zur Bestimmung der Ausserbetriebnahmekriterien der internationalen Praxis entspricht und die Vorgaben der IAEA erfüllt. Damit stützt die IRRS-Mission die Argumentation des ENSI und widerspricht auch den Vorwürfen des Umweltaktivisten Markus Kühni vom Sommer 2011 im Zusammenhang mit dem Kernkraftwerk Mühleberg:
6.2.3. SAFETY ANALYSIS
Deterministic safety analysis
In Switzerland the DBA is a step-wise process. The first step is to define a list of design basis accidents (based on an established list and experience and events occurring worldwide). The second step is to categorize these accidents, based on the frequency of DBA. The categories are specified in RPO §94. The third step is the performance of Deterministic Safety Analysis (DSA). The results are compared with technical criteria given in DETEC Hazard Assumption Ordinance 732.112.2 and shutdown criteria given in DETEC Shutdown criteria Ordinance 732.114.5. The fourth step is offsite dose consequences analysis according to ENSI-G08 and G14. The calculated offsite dose is compared with the dose limits given in RPO 814.501.1 §94.
The whole process performed by ENSI is in conformance with international practice and is in accordance with IAEA NS-R-1, SS2-G and NS-G-1.2. The categorization assigned to accidents based on frequency and application of single failure criterion in the safety analysis in Switzerland is not a common international practice, however, it is concluded that it does fulfil the relevant requirements and guidance of IAEA. It should be noted that the dose limit of 1 mSv in the accident category 2 (frequency between 10-2 and 10-4 per year) is low compared to international standards.
For the operator actions and the use of mobile equipment in DBA, IAEA NS-R-1, para. 5.28 states that in cases “where prompt action is not necessary, manual initiation of systems or other operator actions may be permitted, provided that the need for the action be revealed in sufficient time and that adequate procedures (such as administrative, operational and emergency procedures) be defined to ensure the reliability of such actions”. This recommendation is appropriately implemented into ENSI Guideline A01 Art. 4.4.4.
Different options for performing deterministic safety analysis are suggested by the IAEA No. SSG-2. ENSI guideline allows to use of best estimate codes with conservative initial and boundary conditions and conservative input data and assumptions in the safety analysis with sensitivity studies including LOCA (loss of coolant accident) calculation. In general, IAEA recommends use of a best estimate code with realistic initial and boundary conditions.
Weitere Informationen
- Integrated Regulatory Review Service (IRRS) Report to Switzerland Schlussbericht (Englisch, PDF, 2 MB)
- ENSI-Massnahmenplan zum IRRS-Schlussbericht (PDF, 1 MB)
- Dossier IRRS-Mission 2011
- IAEA empfiehlt Stärkung des ENSI
- IAEA NS-R-1 (Safety of Nuclear Power Plants: Design) (Englisch, PDF, 1 MB)
- IAEA SSG-2 (Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants) (Englisch, PDF, 1 MB)
- IAEA NS-G-1.2 (Safety Assessment and Verification for Nuclear Power Plants) (Englisch, PDF, 1 MB)
