Eine PSÜ umfasst die Auswertung der kraftwerksspezifischen Betriebserfahrung der letzten 10 Jahre und ein Vergleich mit relevanten Betriebserfahrungen anderer Kernkraftwerke. Zudem wird der Zustand des Kernkraftwerks am Stand von Wissenschaft und Technik gemessen. Dazu gehört insbesondere auch eine Überprüfung resp. Aufdatierung der Gefährdungsannahmen, die der Auslegung der Anlage zugrunde liegen. Anhand dieser Vergleiche ist die Notwendigkeit von Nachrüstmassnahmen zu überprüfen.

Massgebend ist hier Artikel 22, Absatz 2 Buchstabe g des Kernenergiegesetzes (KEG). Demgemäss ist ein Kernkraftwerk soweit nachzurüsten, als dies nach der Erfahrung und dem Stand der Nachrüsttechnik notwendig ist, und darüber hinaus, soweit dies zu einer weiteren Verminderung der Gefährdung beiträgt und angemessen ist. Es ist eine zentrale Aufgabe der PSÜ, das Kernkraftwerk auf die Erfüllung dieser gesetzlichen Vorgabe hin zu überprüfen.

Anlehnung an das bestehende Sicherheitskonzept

Die Pflicht zur PSÜ ist in Artikel 34 der Kernenergieverordnung (KEV) festgehalten. Das ENSI hat diese gesetzliche Forderung in ihrer Richtlinie R-48 näher konkretisiert. Demnach hat sich eine PSÜ am bestehenden Sicherheitskonzept für Kernkraftwerke anzulehnen, das auf den vier hintereinander gestaffelten für die Sicherheitsvorsorge wichtigen Sicherheitsebenen beruht. Das Sicherheitskonzept ist dadurch charakterisiert, dass für jede Sicherheitsebene präventiv wirkende Massnahmen getroffen sind.

Ausgehend von den Massnahmen für einen zuverlässigen Normalbetrieb (Sicherheitsebene 1) existieren Massnahmen zur Verhinderung von Betriebsstörungen (Sicherheitsebene 2) und zur Beherrschung von Zwischenfällen und Unfällen (Sicherheitsebene 3). Des Weiteren gibt es Massnahmen zur Begrenzung der Auswirkungen schwerer Unfälle (Sicherheitsebene 4).

Neben den technischen Massnahmen auf jeder dieser vier Sicherheitsebenen hängt die Sicherheit des Kernkraftwerks entscheidend von der Ausbildung und dem Sicherheitsbewusstsein des Betriebspersonals sowie den organisatorischen Massnahmen und deren Wechselwirkung ab. Die Periodische Sicherheitsüberprüfung umfasst deshalb eine ganzheitlichen sicherheitstechnische Beurteilung des technischen Zustands des Kernkraftwerks und der getroffenen und gelebten organisatorischen Massnahmen in einem Kernkraftwerk.

Sicherheitstechnische Bewertung

Konkret umfasst eine PSÜ folgende sicherheitstechnischen Bewertungen:

• Darstellung des Sicherheitskonzepts,
• Bewertung der Betriebsführung und des Betriebsverhaltens,
• Deterministische Sicherheitsstatusanalyse,
• Probabilistische Sicherheitsanalyse.

Die Darstellung des Sicherheitskonzepts dient dem Überblick über die Auslegungsmerkmale und die wesentlichen Elemente der Betriebsführung. Dieser Überblick in Form einer Kurzbeschreibung umfasst folgende Aspekte:

• Der Auslegung zugrunde liegende Gesetze, Verordnungen, Richtlinien, Normen, Vorschriften und anderweitige Festlegungen,
• Für den Betrieb bestehende Bewilligungen und damit verbundene Auflagen sowie offene Forderungen des ENSI,
• Funktion, Aufbau, Anordnung und Auslegung sowie Zustand der Bauwerke, Systeme und Komponenten, für die im Rahmen der Bewilligung die Freigabe erteilt wurde,
• Sicherheitstechnische Einstufung (Klassierung) der Bauwerke, Systeme und Komponenten
• Organisation, Personal, Konzept der Vorschriften und Mensch-Maschine-Schnittstellen,
• Qualitätsmanagementprogramm,
• Durchgeführte wichtige organisatorische und technische Änderungen
• Instandhaltungs- und Prüfverfahren, Alterungsmanagementsystem, Betriebsaufzeichnungen, Betriebsführungsinstrumente,
• Brand- und Blitzschutzkonzept, Strahlenschutz- und Entsorgungskonzept, Konzept der Kernüberwachung und der Chemischen Überwachung, Notfallschutzkonzept.

Die Betriebsführung und das Betriebsverhalten umfasst sowohl das Kernkraftwerk als Ganzes wie auch die Erfahrungen mit den einzelnen Sicherheitseinrichtungen. Es ist aufzuzeigen,

• dass der Sicherheit Priorität unter allen betrieblichen Zielsetzungen eingeräumt wird,
• dass die Überwachung und Prüfung eine vorausschauende Erkennung von Schwachstellen ermöglicht,
• dass die aus dem Normalbetrieb und aus Betriebsstörungen resultierende Strahlenexposition die in der Strahlenschutzverordnung festgelegten Dosisgrenzwerte nicht überschreitet,
• dass durch das Zusammenspiel der organisatorischen und technischen Massnahmen dem Optimierungsgrundsatz beim Strahlenschutz gefolgt wird,
• dass durch das Zusammenspiel der organisatorischen und technischen Massnahmen die aus Normalbetrieb und Betriebsstörungen resultierenden mechanischen und thermischen Beanspruchungen des Kernkraftwerks so begrenzt bleiben, dass ein sicherer Betrieb gewährleistet bleibt,
• dass Zwischenfälle und Unfälle vermieden werden.

Im Hinblick auf den prospektiven Charakter der Periodischen Sicherheitsüberprüfung ist die Auswertung der Betriebserfahrung in Form von Trendanalysen durchzuführen.

Der Schwerpunkt der deterministischen Sicherheitsstatusanalyse ist der Nachweis, dass ein abdeckendes Spektrum von Auslegungsstörfällen durch die Sicherheitseinrichtungen des Kernkraftwerks wirksam und zuverlässig beherrscht wird, so dass die für Vorkommnisse geforderten Störfalldosisgrenzwerte gemäss Artikel 94 der Strahlenschutzverordnung (StSV) jederzeit eingehalten werden. Dies bedingt neben der Überprüfung der vorliegenden Störfallanalysen auf Vollständigkeit und Aktualität auch eine Überprüfung des Qualitätszustandes und gegebenenfalls der Auslegung der Sicherheitseinrichtungen.

Mittels probabilistischen Sicherheitsanalysen ist nachzuweisen, dass auslegungsüberschreitende Störfälle durch  interne Massnahmen weitgehend verhindert beziehungsweise die Auswirkungen bei schweren Kernschäden verringert werden können. Zudem ist aufzuzeigen, dass das Kernkraftwerk ein ausreichendes Sicherheitsniveau besitzt und das Sicherheitskonzept des Kernkraftwerks ausgewogen ist.

Die Ergebnisse dieser Einzelanalysen sind zu einer ganzheitlichen Sicherheitsbetrachtung zusammenzuführen. Hierbei liegt der Schwerpunkt auf der schutzzielorientierten Bewertung, indem aufgezeigt wird, dass die Schutzziele

• Kontrolle der Reaktivität,
• Kühlung der Brennelemente,
• Einschluss der radioaktiven Stoffe,
• Begrenzung der Strahlenexposition,

im Normalbetrieb sowie bei Auslegungsstörfällen eingehalten werden.

Sicherheitskultur

Nebst den technischen Einrichtungen sind auch die organisatorischen Aspekte darzustellen und zu bewerten. Der Schwerpunkt liegt dabei auf den Massnahmen zum Aufbau der Sicherheitskultur und deren Umsetzung sowie die Aufrechterhaltung der Sicherheitskultur im Kernkraftwerk. Darüber hinaus ist anhand der Ergebnisse der Betriebsauswertung und der Darstellung der Grundsätze der Betriebsführung zu bewerten, inwieweit sich in der Betriebsorganisation eine Sicherheitskultur entwickelt hat.

Die vorausschauende Bewertung des zukünftigen Sicherheitsstatus des Kernkraftwerks basiert auf Trenddarstellungen der Beanspruchung und der Nichtverfügbarkeit von Sicherheitseinrichtungen, auf Ausfallstatistiken sicherheitsrelevanter Komponententypen sowie auf Ergebnisse der Alterungsüberwachung. Darüber hinaus werden die organisatorischen und personellen Aspekte für einen weiteren sicheren Betrieb dargestellt.

Verbesserungsvorschläge in der Gesamtbewertung

Die Gesamtbewertung stellt eine Beurteilung des erreichten Stands der Vorsorge durch den Betreiber des Kernkraftwerks dar. Der erreichte Stand der Vorsorge wird dadurch charakterisiert, inwieweit die aus der Erfahrung und dem Stand von Wissenschaft und Technik abzuleitenden Anforderungen erfüllt sind. Der Stand der Technik wird dabei durch das geltende Regelwerk festgelegt, der Stand der Wissenschaft durch Erkenntnisse aus der Forschung, die allgemein anerkannt sind.

Entscheidend sind dabei diejenigen Anforderungen des Regelwerks, die im Überprüfungszeitraum eine Änderung erfahren haben oder neu erhoben wurden. Sofern Abweichungen zu Anforderungen des Regelwerks festgestellt werden, ist deren sicherheitstechnische Bedeutung im Rahmen der Gesamtbewertung schutzzielorientiert zu beurteilen. Bei der Beurteilung rein deterministischer Abweichungen können die Ergebnisse der Probabilistischen Analyse herangezogen werden, um deren Risikoeinfluss zu bewerten. Auf Basis dieser Beurteilung sind gegebenenfalls erforderliche Verbesserungsmassnahmen vorzuschlagen.

Prüfung durch das ENSI

Zu jeder PSÜ verfasst das ENSI eine ausführliche Stellungnahme. Diese umfasst eine unabhängige Prüfung und Beurteilung der vom Betreiber einer Kernanlage eingereichten Dokumente und zum Teil auf Basis ENSI-eigener Analysen, Recherchen und Inspektionen. Als Beurteilungsgrundlagen dienen das gültige Regelwerk, Erfahrung und Stand von Wissenschaft und Technik und der Nachrüsttechnik.

Die vom Betreiber eingereichten Dokumente werden einer ersten Grobprüfung unterzogen. Vor Beginn der Detailprüfung entscheidet das ENSI, ob Rücksprachen und Fachgespräche mit dem Betreiber erforderlich sind beziehungsweise inwieweit Einsicht in zusätzliche Dokumente zu nehmen ist. Sofern das Regelwerk im Überprüfungszeitraum eine Änderung erfahren hat, nimmt das ENSI dazu eine vom Betreiber unabhängige Bewertung hinsichtlich deren sicherheitstechnischen Bedeutung vor.

Aufgrund dieser Beurteilung prüft das ENSI, ob Nachrüstmassnahmen notwendig oder im Rahmen der Verhältnismässigkeit geboten sind. Das ENSI verlangt gegebenenfalls entsprechende Massnahmen und nimmt Stellung zu Sicherheit und Zulässigkeit des weiteren Betriebs der Kernanlage. Die aus der Prüfung resultierenden Ergebnisse werden vom ENSI in einem öffentlich zugänglichen Bericht zusammengefasst. Dieser enthält nebst der Stellungnahme zu den sicherheitstechnischen Aspekten auch eine Bewertung zur Qualität der PSÜ. Aus der Qualität der PSÜ lassen sich Rückschlüsse auf die Sicherheitskultur des Betreibers schliessen.