Türkiye Atom Enerjisi Kurumundan: NÜKLEER GÜÇ
SANTRALLERİNİN GÜVENLİĞİ İÇİN TASARIM
İLKELERİ YÖNETMELİĞİ BİRİNCİ
BÖLÜM Amaç,
Kapsam, Dayanak ve Tanımlar Amaç MADDE 1 – (1) Bu Yönetmeliğin amacı, Kurum tarafından
tanımlanan nükleer güvenlik hedeflerine nükleer güç santrallerinde
ulaşılabilmesi için santral tasarımında uyulması gereken güvenlik ilkelerini
düzenlemektir. Kapsam MADDE 2 – (1) Bu Yönetmelik, nükleer güç santrallerinin
tasarımına ilişkin güvenlik ilkelerini kapsar. Dayanak MADDE 3 – (1) Bu Yönetmelik, 9/7/1982
tarihli ve 2690 sayılı Türkiye Atom Enerjisi Kurumu Kanununun 4 üncü
maddesinin birinci fıkrasının (e) bendine dayanılarak hazırlanmıştır. Tanımlar MADDE 4 – (1) Bu Yönetmelikte geçen; a) Dekontaminasyon: Kişi, yer veya maddelerdeki kontaminasyonun fiziksel, kimyasal veya biyolojik
işlemlerle tamamen ya da kısmen giderilmesini, arındırmayı, b)
Farklılık: Belli bir işlevi yerine getirmek üzere, ortak nedenli arıza
olasılığını azaltmak amacıyla farklı özellikleri kullanan iki ya da daha
fazla sayıda yedekli sistem veya bileşenlerin varlığını, c)
Fiziksel ayrılık: Ortak nedenli arıza olasılığını azaltmak amacıyla, aynı işlevi
gören sistemlerin konum, yön gibi mekansal yöntemlerle,
uygun bariyerlerle veya bunların kombinasyonu bir sistemle birbirlerinden
ayrı olmasını, ç)
Güvenli-arıza: Tesiste kullanılan sistem veya bileşenlerin arızalanmaları
durumunda tesis güvenliğinin olumsuz etkilenmeme durumunu, d)
Güvenlik açısından önemli yapı, sistem ve bileşenler: Bir güvenlik grubunun
elemanı olan ve/veya arızalanması saha personelinin veya toplum bireylerinin
radyasyona maruz kalmalarına yol açabilecek olan yapı, sistem ve bileşenleri, e)
Güvenlik grubu: Beklenen işletme olayları ve tasarıma esas kazalarda tasarım
esaslarında belirlenen limitlerin aşılmamasını temin etmek amacıyla, belirli
bir öngörülen başlatıcı olay için ihtiyaç duyulan bütün müdahaleleri yerine
getirmekle görevli yapı, sistem ve bileşen topluluğunu, f)
Güvenlikle ilgili yapı, sistem ve bileşenler: Güvenlik sisteminin bir parçası
olmayan güvenlik açısından önemli yapı, sistem ve bileşenleri, g)
Güvenlik sınırları: Santralde fiziksel bariyerlerin bütünlüğünün tasarımda
öngörüldüğü şekilde korunduğunu garanti altına alan ve ölçülebilir sistem
parametrelerine ilişkin olan sınır değerleri, ğ)
Güvenlik sistemi sınır ayarları: Bir güvenlik payı ile güvenlik sınırlarının
altında kalmak koşuluyla belirlenen trip değerleri, h)
Güvenlik sistemleri: Tesisde güvenlik
fonksiyonlarının yerine getirilmesini veya beklenen işletme olayları ve
tasarıma esas kazaların sonuçlarının sınırlandırılmasını temin etmek için
sağlanan sistemleri, ı)
İşletme için sınır koşulları: Sistem ve bileşenlere ait kısıtlamalar ile
işletme parametreleri için çoğunlukla idari gerekçelerle belirlenen ve
güvenlik sistemi sınır ayarları içinde kalan aralıklardan oluşan sınırlayıcı
koşulları, i)
Kurum: Türkiye Atom Enerjisi Kurumunu,
j)
Ortak nedenli arıza: Birden fazla yapı, sistem veya bileşenin tek bir olay
veya nedenle arızalanmasını, k)
Santral: Nükleer güç santralini, l)
Tek-arıza: Tek bir arıza ve/veya bu arızaya bağlı olarak oluşan diğer tüm
arızalar sonucu bileşenlerden birinin güvenlik fonksiyonlarını yerine
getirememesini, ifade eder. İKİNCİ
BÖLÜM Nükleer Güç
Santralleri için Genel Tasarım Özellikleri Proses kontrol MADDE 5 – (1) Santralin proses
kontrol sistemleri, sistem değişkenlerini normal ve beklenen işletme olayları
sırasında normal işletme aralıkları içinde tutabilecek şekilde tasarımlanır. (2)
Önemli sistem değişkenleri için güvenlik sınırları, güvenlik sistemi sınır
ayarları ve işletme için sınır koşulları belirlenir. Güvenlik sistemi sınır
ayarları bir güvenlik payı içerecek şekilde güvenlik sınırlarının altında ve
işletme için sınır koşulların üzerinde, değişkenlerin güvenlik sınırlarına
ulaşmasını engelleyecek şekilde seçilir. Güvenlik sistemleri MADDE 6 – (1) Santralde, sistem değişkenleri belirlenen
sınırları aştığı zaman herhangi bir müdahale gerektirmeden devreye girerek
reaktörü durduracak ve üç güvenlik işlevi olan reaktör gücünün kontrol
altında tutulmasını, korun
soğutulmasını ve yakıttan salınabilecek radyoaktif madde
miktarının uygun fiziksel bariyerler yoluyla en düşük seviyede tutulmasını
sağlayacak güvenlik sistemleri bulunur. (2)
Santral ve güvenlik sistemleri, tasarıma esas kazalardan hiçbiri toplam risk
içinde baskın olmayacak şekilde tasarımlanır. (3)
Herhangi bir bileşenin arızalanması güvenlik sistemlerinin işlevlerini yerine
getirmesini engellememelidir. Hem güvenlik hem de proses
işlevi olan sistemlerde güvenlik işlevinin proses kontrol taleplerinden
etkilenmemesi sağlanır. Güvenlik sistemleri santralin ömrü boyunca test
edilebilecek şekilde tasarımlanır. Güvenilirlik hedefleri MADDE 7 – (1) Kaza senaryolarındaki rolleri dikkate alınarak,
güvenlik sistemleri ve güvenlik işlevleri için güvenilirlik hedefleri
belirlenir ve tasarım gerekleri arasında yer alır. Güvenilirlik hedeflerinin
tutturulduğu güvenilirlik analizleriyle gösterilir. (2)
Güvenlik sistem ve işlevleri işletme sırasında, mümkünse gerçekçi yük ve
performans koşullarında, test edilebilme özelliğine sahip olacak şekilde
tasarımlanır. Güvenlik sistemlerinde güvenilirlik hedefleri çok yüksek
tutulur ve bu hedeflere ulaşmada tasarımda güvenli-arıza, tek-arıza,
farklılık ve fiziksel ayrılık prensiplerinin uygulanması ve güvenlik
sistemleri ile normal santral sistemleri arasında tam bağımsızlığın
sağlanması gibi yöntemler kullanılır. Ortak nedenli arızalar MADDE 8 – (1) Tasarım sırasında, ortak bir nedenin birden
fazla yapı, sistem veya bileşeni olumsuz bir şekilde etkileyerek bir güvenlik
işlevinin kaybedilmesine yol açmaması için önlemler alınır. Ortak neden
oluşturabilecek yangın ve ortak elektrik güç kaynaklarının kaybı gibi iç
olaylar ile deprem, sel ve uçak düşmesi gibi dış olayların yanısıra, imalat ve inşa aşamalarında yapılabilecek
hatalar da dikkate alınır. Ekipman vasıflandırması MADDE 9 – (1) Güvenlik sistem ve bileşenleri, çalışırken maruz
kalacakları sıcaklık, basınç, radyasyon, titreşim ve nem gibi çevresel
koşullara uygun olarak ve dış olaylar ile yaşlanmanın etkileri de dikkate
alınarak seçilir ve tasarımlanır. Güvenlik ekipmanlarının
denetlenebilirliği MADDE 10 – (1) Güvenlikle ilgili yapı, sistem ve bileşenler,
yeterli bir güvenlik payı ile işlevlerini yerine getirebildiklerinin
doğrulanması amacıyla, işletme ömürleri boyunca denetlenebilecek şekilde
tasarımlanır. Radyasyondan korunma MADDE 11 – (1) Santral tasarımında radyoaktif atık salımlarını Kurum tarafından belirlenen sınırların
altında tutmak ve işletme personelinin radyasyondan ve radyoaktif bulaşmadan
korunması için gereken önlemler alınır. (2)
Radyoaktif atık sistemlerinin tasarımı sırasında izin verilen limitlerin
uygulanmasında tutucu bir yaklaşım izlenir. Radyoaktif madde içeren bütün
bileşenlerin yeterli bir şekilde zırhlanması ve radyoaktif maddelerin uygun
bir şekilde muhafazası sağlanır. (3)
Santral yerleşim düzeninin tasarımı, radyasyondan korunma ilkeleri
çerçevesinde, bileşen ve sistemlerin uygun şekilde konumlandırılması, erişim
kontrolü, zırhlama koşulları, radyoaktif maddelerin
muhafazası ve erişilebilirliği, çalışma ortamının izlenmesi ve kontrol
edilmesi ihtiyacı ve dekontaminasyon dikkate
alınarak yapılır. Alan ve personelin radyasyon açısından izlenmesi ve
personel dekontaminasyonu için gereken imkanlar
tasarıma dahil edilir. (4)
İşletmeden çıkarma aşamasında ihtiyaç duyulacak radyasyondan korunma
uygulamaları tasarımda dikkate alınır. ÜÇÜNCÜ
BÖLÜM Santrallerin
Özel Tasarım Özellikleri Reaktivite
kontrolu MADDE 12 – (1) Reaktör, tutucu bir güvenlik payı ile reaktivite kaynaklı kazalara karşı korunacak şekilde
tasarımlanır. Reaktörün bütün işletme koşullarında güvenilir bir reaktivite kontrolu sağlayacak,
reaktivite artışını dengeleyecek ve gerektiğinde
güç üretimini azaltabilecek veya reaktörü zamanında durdurabilecek nötron
yutucu sisteme veya reaktiviteyi diğer yollarla
düşüren sistemlere tasarımda yer verilir. Reaktör kor bütünlüğü MADDE 13 – (1) Reaktör koru, işletme koşulları ve tasarıma esas
kazalarda kor bütünlüğü korunacak şekilde tasarımlanır. (2)
Kor, işletme koşullarından doğan ısıl, mekanik, kimyasal etkiler ile
radyasyon etkilerine ve işletme parametrelerinin uygun bir aralıkta
değişiminden doğabilecek etkilere dayanacak şekilde tasarımlanır. Reaktör
korunun olası depremlere ve maruz kalabileceği diğer dinamik yüklere karşı
mekanik dayanıklılığa sahip olduğu uygun deneylerle desteklenen analizlerle
doğrulanır. Tasarıma esas kazalar sırasında korda oluşabilecek geometrik
bozulmaların reaktivite kontrol sisteminin ve
güvenlik sistemlerinin durdurma etkinliğini zayıflatmaması veya yakıtın
soğutulmasını engellememesi için tasarım önlemleri alınır. (3)
Kor bütünlüğünün sağlanması için alınacak tedbirlerin diğer güvenlik
sorunlarına yol açması önlenir. Otomatik durdurma MADDE 14 – (1) Santral tasarımı, reaktörü kritikaltı
yapacak ve bu durumda tutacak otomatik durdurma sistemleri içerir. (2)
Otomatik durdurma sistemleri, reaktörün isteyerek veya kazara kritik
olabileceği her zaman kullanıma hazır ve reaktörü güvenli şekilde kritikaltı yapabilecek negatif reaktivite
ile negatif reaktivite ithal etme hızına sahip
olacak şekilde tasarımlanır. (3)
Otomatik durdurma sistemleri, diğer güvenlik sistemlerinden ve proses sistemlerinden işlevsel ve fiziksel olarak mümkün
olduğunca bağımsız olmalıdır. Ortak kullanılacak algılayıcı veya aygıtlar
olması durumunda sistemin güvenilirliğinin belirlenen limitlerin altına
düşmediği uygun analizlerle gösterilir. (4)
Otomatik durdurma sistemleri ve bütün önemli ekipmanlarının
durumları kontrol odasından izlenebilir ve test edilebilir şekilde
tasarımlanır. Normal durum ısı çekme MADDE 15 – (1) Normal işletme sırasında ısının reaktör korundan
çekilmesi amacıyla yüksek güvenilirliğe sahip ısı taşıma sistemleri
tasarımlanır. Acil durum ısı çekme MADDE 16 – (1) Normal ısı çekme işlevlerinin tam olarak yerine
getirilememesi veya birinci devre soğutma sisteminin bütünlüğünün yitirilmesi
durumlarında yakıtın yeniden soğutulmasını sağlayacak ve sürdürecek
alternatif yöntem veya sistemler sağlanır. Yolverme,
düşük güçte veya durdurulmuş durumda işletme MADDE 17 – (1) Yolverme ile düşük
güçte veya durdurulmuş durumda işletme sırasında santral koşullarının farklı
olacağı dikkate alınarak belirlenen limitlerin aşılmasına yol açabilecek
koşulların uygun şekilde saptanması ve bu koşullara karşı gerekli korumanın
sağlanabilmesi için enstrümantasyon da dahil olmak
üzere ekipman ve sistemlerin yeterli yedekliliğe,
güvenilirliğe ve kapasiteye sahip olması sağlanır. Reaktör soğutucu sistem bütünlüğü MADDE 18 – (1) Birinci devre soğutma sistemi, bütünlüğü
santralin işletme ömrü boyunca korunacak şekilde tasarımlanır. Öncelikle
basınç kabı olmak üzere ilgili yapı, sistem ve bileşenlerin beklenen en aşırı
yük koşullarında maruz kalabilecekleri gerilmelere karşı dayanabileceği
analizlerle gösterilir. (2)
Reaktörün işletme ömrü boyunca birincil soğutucu sistem bütünlüğünün
korunduğunu kontrol edebilmek amacıyla, erişilebilirlik ve kolaylık gibi
servis içi denetim ve bakım özellikleri tasarımda dikkate alınır. Radyoaktif maddelerin
hapsedilmesi MADDE 19 – (1) Santral, tüm kaza koşullarında, bütünlüğünü
kaybetmiş yakıttan sızacak radyoaktif maddelerin çok büyük bir kısmını
hapsedebilecek şekilde tasarımlanır. (2)
Başka yöntemlerle bu işlevin yerine getirildiği gösterilmediği sürece tasarım
bir koruma kabı sistemi içerir. Koruma kabı sistemi tasarıma esas kaza
koşullarında oluşabilecek iç basınç, sıcaklık ve dinamik etkilere dayanacak
şekilde tasarımlanır. Koruma kabı sızdırmazlığının önemli olduğu kaza
koşulları için koruma kabından geçen tüm boru sistemleri otomatik izolasyon sistemleri içerir. Kaza sonrası koruma kabı
içinde oluşabilecek basınç farklarının iç yapılara
ve kaza sonuçlarını hafifletecek sistemlere zarar vermemesi sağlanır. (3)
Koruma kabının erken kaybına yol açabilecek türdeki ciddi kazaların mümkün
olduğunca önlenmesini sağlayacak tasarım tedbirleri alınır. Koruma kabının
erken kaybına yol açabilecek hasarlı kor kazası olaylarının dikkate alınmayı
gerektirmeyecek kadar düşük olasılıkta olduğu gösterilir. Güvenliğin izlenmesi MADDE 20 – (1) Kontrol odasında yer alacak parametrelerin
seçimi ve göstergelerin yerleşimi, güvenlik açısından önemli santral
parametreleri açık ve net bir şekilde izlenecek, güvenlik sistemlerinin
otomatik olarak devreye girip girmediği veya derinliğine savunmanın zarar
görüp görmediğinin tespit ve teşhis edilmesi sağlanacak şekilde yapılır.
İzlenecek bilgiler arasında olağan dışı durumların tespit ve teşhis
edilmesini sağlayan ve kontrol ve güvenlik sistemlerinin müdahalelerinin
etkilerini gösteren parametreler de bulunur. Kontrolun
sürdürülmesi MADDE 21 – (1) Kontrol odası, normal işletme koşulları,
beklenen olaylar ve tasarımda dikkate alınan kaza koşulları altında görev
yapılabilecek şekilde tasarımlanır. Kontrol odasının görev yapılamaz durumda
olduğu veya hasar gördüğü durumlarda nihai soğutmayı devam ettirmek, reaktörü
durdurmak ve radyoaktif maddeyi içerde tutmak için gereken izleme ve kontrol
kabiliyetini bulunduran ve kontrol odasından bağımsız ve uzakta olan bir veya
birden fazla kontrol noktası tasarımlanır. Birden fazla kontrol noktası
olması durumunda bu kontrol noktaları arasında güvenilir ve etkin bir iletişim
sistemi kurulur. (2)
Kontrol odası ortamı operatörlerin verimliliğini azaltacak veya sağlıklarını
etkileyecek anormal koşullara karşı korunur. Kontrol odasında, ortam
nitelikleri kaybedildiği zaman personelin uyarılmasını sağlayacak bir sistem
bulunur. Santral kararması MADDE 22 – (1) Santral, saha içi ve dışı alternatif akım
elektrik beslemesi kaybı durumunda belirli bir süre için yakıt hasarı oluşmayacak
şekilde tasarımlanır. Santral kararması durumunda, reaktör koru, ilgili
soğutucu, kontrol ve güvenlik sistemleri ile sahadaki doğru akım kaynakları
ve diğer destek sistemleri, bu süre içerisinde korun soğutulmasını ve koruma
kabının bütünlüğünün korunmasını sağlayacak yeterli kapasite ve kabiliyete
sahip olmalıdır. Bu süre, saha içi alternatif akım kaynaklarının yedekliliği
ve güvenilirliği, saha dışı alternatif akım kaynağının kaybedilme sıklığı ve
saha dışı alternatif akım kaynağının yeniden sağlanması için gereken zaman
gibi unsurlar dikkate alınarak belirlenir.
Kazaların tasarım esasları içinde
tutulması MADDE 23 – (1) Kazaları tasarım esasları içinde kalacak şekilde
kontrol edebilmek için, santral personelinin kaza seyrini takip edebilmesini
ve gerekli müdahalelerde bulunabilmesini sağlayacak tüm olanaklar sağlanır. (2)
Normal işletme durumundan sapmalar olduğunda, normal koşulların otomatik
olarak yeniden tesis edilmesini sağlamaya çalışan reaktivite
geri-besleme gibi özellikler ve sistemler, durdurma, sürekli soğutma sağlama
ve radyoaktif maddelerin salımına karşı korunma
gibi önlemlerle desteklenir. Tasarım, daha fazla korunma sağlamak üzere
otomatik olarak devreye girecek güvenlik sistemlerini de içerir. Herhangi bir
sapma başladığında, işletici personelin sistemleri değerlendirebilmesi,
olasılıkları gözden geçirebilmesi ve yapılması gerekenlere karar verebilmesi
için gereken süreyi sağlamak üzere olaya otomatik olarak müdahale edilmesi
sağlanır. Tasarım, bu koşullarda olayın teşhis edilmesini sağlayacak yardımcı
unsurlara ve bulguya dayalı acil durum prosedürlerine
de olanak sağlar. Saha içi yakıt depolama MADDE 24 – (1) Taze ve kullanılmış yakıtın, çalışanlar
radyasyondan korunacak ve radyoaktif madde salımı önlenecek şekilde
taşınması, işlenmesi ve saha içerisinde depolanmasını sağlayacak tüm yapı,
sistem ve bileşenler tasarımda yer alır. (2)
Saha içi yakıt depolama birimlerinin taze ve kullanılmış yakıtı öngörülen
bütün depolama koşullarında güvenli ve kritikaltı
bir dizilişte tutması sağlanır. Birimlerin ve yakıt tutucu çerçevelerin
tasarımında dış yükler ve kuvvetler hesaba katılır. Kullanılmış yakıtın
önemli miktarda fisyon ürünü içerdiği dikkate
alınarak, radyasyona karşı zırhlama ve yakıt
demetlerinin nakliye kaskına yüklenmesi için güvenli yöntemler kullanılır.
Kullanılmış yakıtın zarf bütünlüğünü korumak amacıyla, artık ısının çekilmesi
için yedekli ve güvenilir sistemler sağlanır. Taze ve kullanılmış yakıtın
denetimi, hasarlı yakıtın test edilmesi ve depolanması ve gerektiğinde
yakıtın alınabilmesi için olanaklar sağlanır. Santralin fiziksel korunması MADDE 25 – (1) Santralin fiziksel korunmasını tehdit edebilecek
olası herhangi bir tehlike durumu için fiziksel korunma planı tasarıma esas
tehditler göz önüne alınarak tasarım sırasında oluşturulur. (2)
Santralin fiziksel korunması, emniyet donanım ve aygıtları, güvenlik görevlileri,
giriş-çıkış kontrolu, uygun yerleşim plan ve
tasarımı, fiziksel bariyerler gibi önlemler birlikte kullanılarak sağlanır.
Tasarımda, santrale izinsiz girişleri, nükleer maddelerin yetkisiz kullanım
veya taşınmasını, santrale yönelik sabotaj ve diğer yetkisiz eylemler
nedeniyle radyoaktif maddelerin kontrolsuz olarak salımını ve santral ile birey, toplum ve çevreye zarar
gelmesini engellemek için yeterli önlemler alınır. (3)
Fiziksel korunma planının nükleer güvenliğe ilişkin diğer programlarla uyumuna
dikkat edilerek, fiziksel korunma önlemlerinin nükleer güvenliği zaafiyete uğratması engellenir. DÖRDÜNCÜ
BÖLÜM Çeşitli ve
Son Hükümler Yürürlükten kaldırılan yönetmelik MADDE 26 – (1) 3/9/1975 tarihli ve
15345 sayılı Resmî Gazete’de yayımlanan Reaktörlerin Güvenilir Bir Şekilde
Projelendirilmesi ve İnşaatı İçin Genel Proje ve Güvenlik Kriterleri Teknik
Yönetmeliği yürürlükten kaldırılmıştır. Yürürlük MADDE 27 – (1) Bu Yönetmelik yayımı tarihinde yürürlüğe girer. Yürütme MADDE 28 – (1) Bu Yönetmelik hükümlerini Kurum Başkanı yürütür. |
||||||