Des contrôles de sécurité très complets sont effectués périodiquement afin de vérifier la sécurité des centrales nucléaires suisses.
Ces contrôles périodiques procèdent par prise en compte de tous les résultats disponibles et des expériences tirées d’inspections régulières, de tests, de contrôles répétitifs, d’analyses de sécurité et de l’expérience acquise en exploitation à une évaluation globale de l’état de sécurité actuel de l’installation. Un tel contrôle de sécurité peut aussi être demandé par l’autorité de surveillance à l’occasion de circonstances particulières, comme cela a été le cas après les événements de Fukushima-Daichii.
Le concept de sécurité développé en génie nucléaire se fonde sur des hypothèses d’incidents possibles et sur des expériences acquises relevant des sciences de l’ingénieur. Il est défini dans des lois, des réglementations, des directives et des recommandations, par exemple pour la conception de composants ou pour la protection contre l’incendie. Pour vérifier la conception des installations, il est fait appel à des méthodes analytiques d’évaluation de la sécurité et du risque fondées sur les probabilités (études probabilistes de sécurité, EPS), méthodes qui sont désormais de pratique courante pour l’évaluation des centrales nucléaires. L’EPS permet de déterminer la fiabilité de systèmes importants pour la sécurité sur la base de probabilités calculées de défaillance; des déroulements complexes d’incident, avec défaillance de systèmes partiels de sécurité, peuvent également être analysés à l’aide des principes de la probabilité. Ces analyses de risque englobent des dégâts éventuels en dehors de l’installation. Une EPS complète de la centrale nucléaire de Gösgen a été achevée en 1993. L’étude identifie, décrit et quantifie des déroulements d’accidents qui pourraient conduire à un grave endommagement du cœur, ainsi que leurs causes. La fréquence de dommages subis par le cœur, déterminée pour la centrale nucléaire de Gösgen-Däniken par l’étude probabiliste de sécurité, se situe dans une plage légèrement inférieure à celle des valeurs visées pour les futures installations avancées.
La réalisation d’un troisième circuit indépendant de refroidissement de la piscine de stockage des assemblages combustibles a été achevée en 1999. Ce système de refroidissement supplémentaire du bassin de stockage complète les deux autres systèmes de refroidissement existants qui assurent, comme maillons de la chaîne générale de refroidissement du réacteur à l’arrêt et de secours, l’évacuation de la chaleur résiduelle se dégageant des assemblages combustibles usés. Ce projet a tenu compte des enseignements tirés du calcul de l’étude probabiliste de sécurité. Ceci constitue un exemple de l’intégration permanente à l’installation des nouveaux acquis de la recherche sur la sécurité.Depuis le début du 21e siècle, il a été investi en permanence dans l’amélioration de la sécurité des installations. Parmi les améliorations les plus importantes, citons le remplacement des soupapes de sécurité du pressuriseur, les renforcements de la structure du bâtiment d’alimentation de secours, la réalisation d’une muraille de protection contre les crues, la sécurisation parasismique des groupes diesel d’alimentation de secours et du groupe du système de refroidissement de secours sécurisé, la sécurisation parasismique du système de protection du réacteur, des chemins de câbles ainsi que du bâtiment des pompiers, la réalisation des raccords nécessaires pour l’alimentation en eau de l’extérieur des générateurs de vapeur et de la piscine des assemblages combustibles, la redistribution de l’alimentation électrique secourue, ainsi que la création d’un espace de stockage extérieur de matériel d’intervention de secours. De plus, les organes de limitation du système de contrôle-commande ont été remplacés par de la technique numérique moderne. Ces mesures ont permis une augmentation d’un facteur > 2 de la résistance aux séismes, en comparaison à son dimensionnement initial. Une amélioration substantielle a aussi été apportée à la maîtrise d’événements hors dimensionnement par l’extension à plus de 72 heures de la durée pendant laquelle la centrale nucléaire de Gösgen-Däniken peut se passer de toute aide extérieure. Des mesures de protection d’urgence internes et externes relatives à l’alimentation électrique secourue, à l’alimentation en eau des générateurs de vapeur et de la piscine de stockage des assemblages combustibles usés ont été préparées par anticipation. Les groupes générateurs diesel de secours, les câbles, les pompes et les tuyaux souples sont disposés prêts à l’emploi sur le site même de la centrale nucléaire et dans l’entrepôt de secours externe de Reitnau.
