Bölüm-A
Giriş
Madde A.1 Giriş:
Bu teknik yönetmelik; 7/9141 karar sayısıyla onaylanarak, 6 ocak 1975 tarihinde yürürlüğe giren "Nükleer Reaktör Tesislerine ve Nükleer Tesislere Lisans Verilmesine İlişkin Tüzük" ün 33 üncü maddesi hükümlerine istinaden hazırlanmıştır.
A.2 Gaye ve Kapsamı:
Nükleer güç ünitelerinin emniyetle çalışmasını temin için, projelendirme ve inşaatlarında pek çok prensipler tanımlanmıştır. Bu şekilde nükleer emniyet prensiplerinin derlenmesinden maksat, nükleer güç ünitelerinin emniyeti ile ilgili sistem ve bileşenler için minimum olarak düşünülebilecek hususlar ve bunlarla ilgili gereklerin nasıl karşılanabileceğinden fazla, hangi emniyet gereklerinin daha çok üzerinde durulmasını belirlemektir. Nükleer güç ünitelerinin tatbikattaki endüstri emniyet kriterlerine uygun olarak projelendirilecekleri düşünüşü ile, normal endüstri emniyet kriterleri burada belirtilmemiştir.
Bu Yönetmelik, lisanslama yetkilileri ile birlikte nükleer güç ünitelerinin projelendiricileri, imalatçılar ve işletmecileri tarafından bir yöneltici olarak kullanılabilmesi için hazırlanmıştır.
İleri sürülen gerekler, termal nötron reaktörleri ile techiz edilmiş bütün nükleer güç ünitelerine genellikle tatbik edilebilir.
Bu gereklerin, gelişmeye devam edeceği ve ileriki tecrübelerin ışığı altında bir takım değişikliklere uğrayabileceği göz önünde bulundurulmalıdır.
A.3 Tanımlamalar:
A.3.1 Nükleer Güç Ünitesi:
Bir nükleer güç ünitesi, elektrik güç üretimi için lüzumlu nükleer reaktör ve buna bağlı tesisler demektir. Kamu ve tesis personelinin sağlık ve emniyetine bir zarar vermiyecek, çevreye en az radyolojik etki ile işletilebilecek ve uygun güvenliği sağlıyabilecek şekilde, gerekli yapılar, sistemler ve bileşenleri kapsamına alır.
A.3.2. Meydana Gelmesi Beklenen İşletme Olayları:
Meydana gelmesi beklenen işletme olayları, nükleer güç ünitesinin ömrü boyunca meydana gelebilecek durumlar demektir. Bunlara örnek olarak, ana soğutucu devrelerine güç kaybı, türbin jeneratör grubundaki yük dalgalanmaları ve bütün tesis dışı güç kaybı gibi olaylar gösterilebilir. Böyle bir durumdan sonra, ünitenin tekrar işletmeye gireceği beklenir.
A.3.3 Kaza şartları :
Uygun mühendislik emniyeti imkanlarının temin edilememesi halinde, kabul edilebilir limitler üzerinde radyoaktivite sızmasına sebep olabilecek normal işletme durumundan önemli ayrılıklar, kaza şartlarını belirler. (kaza şartları mühendislik emniyet sistemleri için proje esası olarak farzedilenlerden en az bir kazayı içine almalıdır.)
A.3.4 Emniyetle ilgili hususlar :
Bunlar, yapılar, sistemler ve bileşenlerin bozulmaları (veya arızalanmaları) halinde, tesis personeli veya kamuyu radyasyona maruz bırakacak olan emniyetle ilgili hususlardır. (Nükleer güç ünitelerinin mevcut endüstri emniyet tatbikatlarına göre projlendirilip inşa edildikleri düşünülerek, endüstri emniyeti burada dikkate alınmamıştır.)
A.3.5 Aktif ve pasif parçalar :
Hareketli parçalar veya değişebilir şekilli kısımlar aktif parçalardır. Bir sabit şekli olan ve sadece içlerinden akışkan veya elektrik geçtiğinde değişmeye uğrayan kısımlar pasif parçalardır.
A.3.6 Tek arıza, bir esaslı parçanın beklenen emniyet fonksiyonlarını yerine getirmesinde, yeteneklerini kaybetmesiyle neticelenen olaydır. Tek bir olaydan meydana gelen zincirleme arızalarda tek arıza olarak düşünülür. (1) Herhangi bir aktif parçanın (pasif parçanın fonksiyonunu tam olarak yaptığı farzedilerek) veya (2) herhangi bir pasif parçanın (aktif parçanı fonksiyonunu tam olarak yaptığı farzedilerek) farzedilen tek arızaya karşı, kazadan sonraki uzun bir sürede emniyet fonksiyonlarını yerine getirebilmesi için, akışkan ve elektrik sistemlerinin yeteneklerini hiç kaybetmeyecek tarzda projelendirildikleri düşünülür.
Bölüm-B
Genel Esaslar
Madde B.1 Kalite Gerekleri :
Emniyet için önemli, yapı, sistem ve bileşenler kullanılacakları yerdeki emniyet fonksiyonlarının önemi ile ilgili kalite standartlarına uygun olarak projelendirilecek, imal ve montaj edilip, testlere tabi tutulacaklardır. Kabul edilmiş kod ve standardlar kullanıldığında; tatbik imkanlarını, uygunluklarını ve yeterliliklerini belirlemek için tanımlanıp değerlendirilecekler ve gerekli emniyet fonksiyonlarını teminde kaliteli bir ürün elde etmek için lüzümlu ek veya değişimlere tabi tutulacaklardır. Bu yapı, sistem ve bileşenlerin emniyet fonksiyonlarını uygun olarak yerine getirebilecekleri şekilde bir kalite uygunluk programı tesis edilecek ve bunların tatbiki sağlanacaktır. Ünitenin ömrü boyunca, nükleer güç santrali lisanslayıcısının kontrolu altında (Veya tarafından), emniyet için önemli yapı, sistem ve bileşenlerin, projelendirilmesi, imalatı montajı ve denemesine ait uygun kayıtlar tutulacaktır.
B.2 Denenebilme :
Emniyet için önemli olan yapı, sistem ve bileşenler, nükleer güç ünitesinin ömrü boyunca ilim ve teknolojinin durumuna göre, erişilebilen en yüksek derecedeki fonksiyonel yetenek ve güvenilirlik için, deneme ve tecrübelere tabi tutulabilecek şekilde projelendirileceklerdir.
Emniyet için lüzümlu yapı, sistem ve bileşenler, yeterli denemeye tabi tutulamazlarsa, önceden bilinmeyen arızaların etkisiz kılmak için reaktörün emniyetle durdurulmasını kritikaltı durumda muhafazasını, bozunma ısısının uzun bir süre giderilmesini ve hasıl olan radyoaktif kaçakların mümkün olduğu kadar düşük bir seviyede tutulmasını temin edecek uygun emniyet tedbirleri alınacaktır.
B.3 Çevrede Radyasyon Korunması:
Emniyet için önemli bütün yapı, sistem ve bileşenler, radyoaktif maddelerin serbest kalmasında olduğu kadar, direkt radyasyonun da mümkün mertebe düşük seviyede tutulmasını sağlayacak şekilde projelendirilip korunacaklardır.
B.4 Reaktör Tesisi İçinde Radyasyon Korunması:
Normal çalışma ve beklenilen işletme olayları süresince gereken işlerin yapılması için, radyoaktif maddeler ihtiva eden bütün yapı, sistem ve bileşenler, personel üzerindeki radyasyonu mümkün en düşük seviyede tutacak şekilde projelendirilecek, yerleştirilecekler ve zırhlandırılacaklardır.
B.5 Tabi Afetlerde Korunma İçin Proje Esasları:
Emniyet için önemli yapı, sistem ve bileşenler, deprem, fırtına, kasırga, seller v.b. gibi tabii afetler esnasında reaktörün emin olarak durdurulması, kritikaltı durumda tutulması, bozunma ısısının uzun bir süre giderilmesi ve radyoaktif maddelerin serbest kalma imkanının kabul edilebilir limitler altında tutulmasını sağlayacak şekilde projelendirileceklerdir.
Bu tip yapı, sistem ve bileşenler için proje esasları, santralın kurulacağı yere göre aşağıdaki hususları kapsıyacaktır:
(1) İstatistik bilgilerin süresi, miktarı ve doğruluğunu da göz önünde bulundurmak suretiyle kafi güvenlik payı bırakılarak geçmişte kaydedilmiş tabii afetlerin en şiddetlisi seçilmelidir.
(2) Aynı zamanda meydana gelme ihtimali nispetinde bunların kombinezonları da dikkate alınmalıdır.
(3) Tabii afetler tarafından oluşturulmuş kaza durumları ile tabii afetlerin etkilerinin kombinasyonları dikkate alınmalıdır.
B.6 İnsanlar Tarafından Yaratılan Etkilere Karşı Proje Esasları:
Emniyet için önemli yapı, sistem ve bileşenler, uçak kazaları, maden araştırılmaları yüzünden yıkılma, yakın çevredeki kimyasal patlamalar, zehirli veya kolay alevlenebilen sıvı veya gazlar ve patlayıcı maddelerle ilgili ulaştırma kazaları gibi, bölgeye mahsus olaylar arasında, reaktörün emin olarak durdurulması, kritikaltı durumda tutulması, bozunma ısısının uzun bir süre giderilmesi ve radyoaktif maddelerin serbest kalma imkanının kabul edilebilir limitler altında tutulmasını sağlayacak şekilde projelendirileceklerdir.
Yapı, sistem ve bileşenler için proje esasları, ilgili yerlerine göre aşağıdaki durumları kapsıyacaktır :
(1) -İnsanlar tarafından yaratılan tesirler ve bunların aynı zamanda oluşanlarının kombinasyonları da dikkate alınmalıdır;
(2) -İnsanlar tarafından yaratılan etkilerle oluşmuş kaza durumları ile, insanlar tarafından yaratılan tesirlerin kombinasyonları düşünülmelidir;
(3) -Tesisin hatalı işletmesine ve endüstriyel sabotajlara karşı uygun tedbirler alınmalıdır.
B.7 Aşırı Isı Giderme Sistemi:
Bütün sistemler için emniyet fonksiyonlarının yerine getirilmesi, fisyon, bozunma ve artık ısının dışarı atılması da soğutma sisteminin yeteneğine bağlıdır. Bu sebeple, aşırı ısı giderme sistemi, tesisin ömrü boyunca devamlı olarak serviste tutulacak; Tabii afetler ve insanlar tarafından oluşturulan olayların tesirlerine ve etkili çalışmasını önleyecek diğer tesirlere karşı korunacaktır.
B.8 Yangından Korunma:
Emniyet için önemli yapı, sistem ve bileşenler, yangın ve patlamaların tesir ve meydana gelme olasılıklarını, diğer emniyet gerekleri ile aynı paralelde ve en düşük seviyede tutacak şekilde projelendirilecek ve yerleştirileceklerdir. Ünitenin mümkün olan her tarafında ve özellikle kontrol odası, dış güvenlik kabuğu gibi önemli yerlerinde, yanmayan ve ısıya dayanıklı malzemeler kullanılacaktır. Uygun kapasite ve yetenekleri olan yangın bildirme ve söndürme sistemleri sağlanacaktır. Yangın söndürme sistemleri, yapı, sistem ve bileşenlerin emniyet yetenekleri bozulduklarında, veya anormal çalışma hallerinde kayda değer bir etkide bulunmayacak tarzda projelendirileceklerdir.
B.9 Çevresel olaylar ve fırlayan parçalar için proje esasları:
Emniyet için önemli yapı, sistem ve bileşenler, normal işletme, bakım, deneme, beklenen işletme olayları ve kazalarla ilgili çevre şartlarına uygun ve bunların tesirlerini karşılayacak tarzda projelendirileceklerdir. Bu yapı, sistem ve bileşenler; tesislerin arızalarından doğabilecek boru sızdırmaları, akışkan kaçakları ve herhangi bir yerden koparak fırlayan parçaların çarpma tesirlerini de içine alan dinamik etkilerle nükleer güç ünitesinin dışındaki olay ve şartlara karşı uygun tarzda yerleştirilecek veye korunmaya alınacaklardır.
B.10 Yapı, sistem ve bileşenlerin ortak kullanılması:
Emniyet için önemli yapı, sistem ve bileşenlerin dağılımı, bir ünitedeki bir kaza halinde, diğer ünitelerin birbirini takip eden durdurulmasını ve soğutulmasını da içine alan emniyet fonksiyonlarının yerine getirilmesi yeteneklerine, bu dağılımın bariz etkisi gösterilmedikçe, nükleer güç ünitelerinde yapılmayacaktır.
B.11 Reaktör tesisine girişin kontrolü:
Yapı elemanlarının uygun konumu ile reaktör tesisi, girişi devamlı olarak kontrol edilebilecek tarzda çevresinden tecrit edilecektir. Özellikle reaktör yerinin tanziminde ve binaların konumunda tesise müsadesiz personel ve eşyaların girişini her zaman kontrol altında tutabilecek şekilde projelendirmeğe önem verilmelidir.
Emniyet için önemli yapı, sistem ve bileşenler nükleer güç üniteleri arasında ortak kullanılmamalıdır, taki, bir ünitedeki bir kaza halinde, diğer ünitelerin durdurulmasını ve soğutulmasını da içine alan emniyet fonksiyonlarının yerine getirilmesi yeteneklerinin bozulmayacağı gösterilmiş olsun.
Bölüm - C
Reaktör Kalbi (Core)
Madde C.1 Reaktör projelendirmesi:
Reaktör kalbi ve ilgili soğutma, kontrol, korunma sistemleri beklenebilen işletme olaylarının tesirlerini de içine alan herhangi bir normal işletme süresince belirlenmiş olarak kabul edilen proje limitlerinin aşılmamasını sağlayacak tarzda kafi güvenlik payı bırakılarak projelendirilecektir.
Kaza halinde reaktivite aşırı derecede artmayacak, reaktörün emniyetle durdurulması ve soğutulması (uzunca bir süre kalbin bozunum ısısının alınması da dahil) sağlanacak ve tesbit edilmiş olan yakıt elemanları proje limitleri aşılmayacaktır.
C.2 Reaktör tabii korunması:
Reaktör kalbi ( nötron yavaşlatıcı, soğutucu, yansıtıcı v.s.dahil ) öz ani nükleer geri tesis karakteristiklerinin net tesirlerini, beklenilen hızlı reaktivite artışlarını telafi edebilecek tarzda projelendirilecektir.
C.3 Nötron akı titreşimlerinin söndürülmesi:
Reaktör kalbi ve kontrol sistemi, belirli yakıt proje limitlerinin aşılması şartlarından doğacak, nötron akı titreşimlerinin meydana gelmemesini veya güvenilir, hemen tesbit edilebilir, ve söndürülebilir olmasını sağlayacak şekilde projelendirilecektir.
C.4 Yakıt elemanları:
Yakıt elemanları, diğer yapı, sistem ve bileşenler için proje esası olarak kullanıldığından, reaktör kalbinde kullanılmaları esnasında, belirlenmiş yakıt proje limitleri aşılmayacak tarzda projelendirileceklerdir.
Yakıt elemanlarının projelendirilmesinde, malzeme özellikleri, malzeme üzerine radyasyonun etkileri, kimyasal prosesler, statik ve dinamik yüklemeler, ve heseplardaki belirsizlikler gibi hususlar göz önünde tutulacaktır.
C.5 Kalbin mekanik projelendirilmesi:
Reaktör kalbini meydana getiren veya çevresine yerleştirilen esaslı parçalar, tesisin içinde veya dışındaki kazalardan hasıl olan şartlarda olduğu kadar, beklenilen işletme olaylarını da kapsamına alan normal işletme şartlarında meydana gelmesi beklenilen, statik ve dinamik yüklere dayanacak tarzda projelendirilip monte edileceklerdir.
Bölüm - D
Ölçme Aletleri Ve Kontrol
Madde D.1 Ölçme aletleri ve kontrol:
Normal işletme kademelerinde, beklenilen işletme olaylarında ve kaza şartlarında, yeterli emniyeti sağlamak üzere değişken parametreleri ve sistemleri takip etmek için ölçme aletleri temin edilecektir.
Fisyon reaksiyonu ile reaktör gövdesi, kalp soğutma sistemi ve dış güvenlik kabuğu kaçırmazlığına etkide bulunabilecek değişken parametre ve sistemleri izlemek üzere de ölçme aletleri bulundurulacaktır. Bu tür değişken parametre ve sistem karakteristiklerini tesbit edilmiş bulunan işletme sınırları içinde kalmasını temin edecek uygun kontrollar sağlanacaktır.
D.2 Ölçme panolarının konumu:
Ölçme aletlerinin konumu bilgileri ve sunuş şekli, nükleer güç ünitesinin halini ve çalışma durumunu, işletme personeline her zaman uygun tarzda aksettirebilmeyi sağlıyacaktır.
D.3 Alarm sistemi:
Normalden ayrılan işletme şartları ve işlemlerin belirtilerini duyurabilecek, ve/veya gösterebilecek tarzda aletler temin edilecektir.
D.4 Kontrol parametrelerinin kaydı:
Nükleer güç ünitesinin emniyet analizinde belirlenen, emniyet için önemli kontrol parametreleri devamlı olarak kayıt edilecektir.
D.5 Reaktivite kontrol sisteminin yeteneği ve yedeği:
Normal çalışma ve kaza şartlarında reaktivite kontrolü için yeterli tedbirler sağlanmalıdır. Reaktivite kontrol sistemi, beklinilen işletme olaylarını da içine alan normal işletme şartlarında, yakıt için tesbit edilmiş bulunan proje sınır değerlerinin geçilmesine müsaade etmeyecek ve güvenilir bir şekilde, reaktivite değişiklerini kontrol etme yeteneklerine sahip olmalıdır.
Reaktivite kontrol sistemi, yeterli bir emniyet payı ile, projenlendirmeye esas alınan bütün şartlarda reaktörü durdurabilme yeteneğine sahip olmalıdır. Bu durdurma fonksiyonu işletme şartlarında iki bağımsız ve değişik sistemle temin edilmelidir. Durdurma sistemlerinden biri uzun süre soğuk şartlarda reaktör kalbini kritikaltı durumunda tutabilme yeteneğine sahip olmalıdır.
Durdurma sistemlerinin yeterliliği, nükleer güç santralinin kusur ve kaza analizi çerçevesi içinde iyice gösterilmelidir.
D.6 Kontrol odası :
Normal şartlarda nükleer güç üneitesi emniyetini tesis etmek ve kaza şartlarında bunun emniyetini sağlamak için, gerekli tedbirlerin alınabileceği bir kontrol odası tesis edilecektir.
Personelin beynelminel olarak kabul edilen limitlerden fazla radyasyon etkisine maruz kalmayacağı tarzda, kaza halinde kontrol odasına geçiş ve orada çalışma için uygun radrasyon korunması temin edilecektir.
Ana kontrol odası kullanılamaz hale geldiğinde, kontrol odasının dışında uygun yerlede, reaktörün güvenilir bir tarzda durdurulup emniyet altında tutulabilmesi için, lüzumlu sistem ve teçhizat temin edilecektir.
D.7 Kaza ölçme aletleri:
Kaza halinde aşağıdaki hususlarda yeterli bigileri verecek ölçme ve kaydetmeye uygun tesisler sağlanacaktır:
(1)- Reaktörde, personel ve reaktör tesisi için uygun koruyucu tedbirleri alabilmede,
(2)- Herhangi bir olay esnasında,
(3)- Tesis dışında, olağanüstü tedbirler alınmasını icabettirebilecek kazanın öngörülen gidişinden ciddi ayrılıklar bulunduğunu tespit etmede.
Bölüm-E
Korunma Sistemleri
Madde E.1 Koruma sisteminin görevleri:
Korunma sistemi:
(1) Beklenilen işletme olaylarının sonucu olarak, tespit edilen proje sınır değerlerinin geçilmesini önlemek üzere, reaktivite kontrol sistemlerini de kapsayan ilgili bütün sistemlerin otomatik işlemesini sağlayacak ve,
(2) Kaza şartlarını erken duyarak, güvenlik yönünden önemli olan sistem ve kısımların çalışmasını başlatacak nitelikte projelendirilmelidir.
E. 2 Korunma sistemi güvenilirlik ve denenebilirliği:
Korunma sistemi, öngörülen emniyet fonksiyonlarına uygun olarak, yüksek işletme güvenliği ve serviste denenebilirliği sağlayacak şekilde projelendirilecektir. Korunma sistemindeki bağımsızlığı ve emniyet payı aşağıdaki hususları sağlayacak nitelikte olmalıdır.
(1) Korunma fonksiyonunun kaybolması ile neticelenecek hiç bir tek arıza meydana gelmemesi; ve,
(2) Korunma sistemi işletme güvenliğinin başka bir yolla temin edilmiş olduğu tatmin edici bir şekilde gösterilmiş olmadıkça, herhangi bir esaslı parçanın veya kanalın servisten çıkarılması ile gerekli minimum emniyet payı yitirilmesin.
Korunma sistemi, meydana gelebilecek arıza ve emniyet payı kaybını belirlemek için kanalları bağımsız olarak tecrübe edebilmeyi de kapsamına alan, bütün fonksiyonların reaktör çalışırken periyodik olarak denenmesine imkan sağlayacak tarzda projelendirilecektir.
E.3 Korunma Sisteminin bağımsızlığı:
Korunma sistemi, tabii afet, normal çalışma, bakım, deneme ve kaza şartlarının, emniyet payı olarak düşünülmüş fazla kanallar üzerindeki tesirleri ile, korunma fonksiyonunun yitirilmesine sebebiyet vermeyecek bir şekilde projelendirilmelidir; veya bu hususun, iyice tarif edilmiş diğer bir yolla temin edilmiş olduğu tatmin edici bir şekilde gösterilmelidir
Fonksiyonda, parçaların projelendirilmesinde ve prensiplerde değişiklik getiren proje teknikleri, ancak, güvenlik fonksiyonunun yitirilmesine sebeb olmamak şartı ile kullanılıbilirler.
E.4 Kontrol sistemi arıza durumları:
Korunma sistemleri, sistemlerin bağlantılarının kesilmesi, enerji kaybı, (Elektrik, cihazların havası) veya aşırı çevre şartlarına maruz kalınması (Fazla ısı veya soğuk, yangın, basınç,buhar, su ve radyasyon) halinde arızalandıklarında, emniyetli bir duruma veya diğer belirlenmiş esaslarda kabul edilebilirliği gösterilebilecek duruma geçecek şekilde projelendirileceklerdir.
E.5 Korunma ve kontrol sistemlerinin ayrılması:
Korunma ve kontrol sistemlerinin birbirine girişimlerinden sakınılmalıdır. Eğer bu mümkün olmazsa, bağlılığın kapsamı sınırlandırılacak ve emniyetin açık bir tehlikeye düşmediği gösterilecektir. Korunma sistemi ile kontrol sisteminin bağlılık derecesi, bu iki sistemde müşterek olan herhangi bir korunma sistemi parçası veya kanalının arızalanması veya servisten çıkarılması, veya kontrol sisteminin herhangi bir parça veya kanalının arızalanması ile korunma sisteminin bütün güvenlik, yedek durumu ve bağımsızlık şartlarını yerine getirebilen bir sistemi hiçbir zarar görmemiş halde bırakacak cinsten olmalıdır.
E.6 Reaktivite kontrolu bozuklukları için korunma sistemi gerekleri :
Korunma sistemleri, kontrol cubuklarının (Ani çekme veya düşürme hariç) hatalı veya gereksiz çekilmelerinde olduğu gibi, reaktivite kontrol sistemlerinin herhangi bir bozukluğunda, belirlenmiş yakıt proje limitleri aşılmayacak tarzda projelendirileceklerdir.
E.7 Korunma sistemi karşı davranışı:
Korunma sistemi proje yeteneği ve tepki süresi, kaza şartlarının neticesi olarak belirlenmiş proje limitlerinin aşılmamasını sağlıyacaktır.
E.8 Beklenilen işletme olaylarına karşı korunma:
Korunma ve reaktivite kontrol sistemleri, beklenilen işletme olayları esnasında, emniyet fonksiyonlarının yerine getirilmesi olasılığı son derece yüksek olacak şekilde projelendirileceklerdir.
Bölüm - F
Reaktör Soğutma Sistemleri
Madde F.1 Reaktör soğutma sistemleri projelendirme:
Reaktör soğutma sistemi ve ilgili yardımcı parçaları, kontrol ve korunma sistemleri, beklenilen işletme olayları dahil normal işletmenin herhangi bir anında, reaktör basınçlı soğutme devresinin proje şartlarının aşılmamasını sağlamak için, yeterli emniyet payı ile projelendirileceklerdir.
Reaktör soğutucusunu teşkil eden, reaktör gövdesi, borular ve bağlantıları, mesnetleri ve donatımı, pompaları ve ısı değiştiricileri gibi kısımlar ile bunları güvenlik altına alacak sistemler, kaza ve normal işletme durumlarında beklenilen statik ve dinamik yüklere dayanacak şekilde projelendirileceklerdir.
Reaktör basınçlı soğutma devresi, anormal kaçaklar, hızla gelişen çatlaklar ve büyük kesitli kopmalar meydana gelme olasılığının son derece ufak olmasını sağlayacak şekilde projelendirilmeli, imal edilmeli, monte edilmeli ve denenmelidir.
F.2 Birincil reaktör soğutma sistemi gerekleri:
Reaktör basınçlı soğutma devresi parçaları mümkün olan en yüksek kalite standardlarına göre projelendirilip, imal ve monte edilecek ve denemelere tabi tutulacaktır. Normal şartlar altında kabul edilmeyen reaktör soğutucu kaçaklarını erken haber veren ve pratik olarak mümkün olduğu kapsamda kaçak yerini tespit edecek tedbirler sağlanacaktır.
Reaktör basınçlı sonğutma devresi, işletme, bakım, deneme ve kaza durumlarında basınca maruz kaldığı zaman, aşağıdaki hususları sağlayacak yeterli bir emniyet payı ile projelendirilecektir.
(1) - Cidar gevrek (Brittle) olmayan tarzda kalabilsin;
(2) - Hızla gelişen çatlamanın ihtimali en düşük seviyeye indirilebilsin;
Projelendirme servis sıcaklıklarını ve soğutma devresi malzemelerinin işletme, bakım, deneme ve kaza şartlarındaki diğer davranışları gözönünde bulundurulmalı ve;
(1) Malzeme özellikleri;
(2) Radyasyonun malzeme üzerindeki etkileri;
(3) Kalıcı gerilmeler, dengeli rejim ve değişken rejim gerilmeleri; ve
(4) Kaçak miktarları büyüklüğünü tespit etmekteki belirsizliklerde yansıtılmış olmalıdır.
F.3 Birincil reaktör soğutma sistemi muayenesi:
Birincil soğutma sistemi parçaları, güvenlik için gerekli muayene ve deneylerin, santralin ömrü boyunca belirli aralıklarla yapılmasına imkan verecek, şekilde planlanıp imal edilmelidir. Bu maksatla aşağıdakiler mümkün olabilmelidir:
(1) Reaktör basınçlı gövdesinin boru bağlantıları kaynak dikişleri ve boru dirsekleri icabetteği takdirde yapı elemanları kaldırılarak muayene edilebilmesi;
(2) Tahribatsız muayene metodları ile basınçlı gövdenin sağlamlığının gösterilebilmesi.
F.4 Reaktör soğutucusunun tamamlanması:
Anormal kaçaklar ile kaybolan reaktör soğutucusunun tamamlamak ve bu suretle tespit edilmiş olan yakıt proje sınır değerlerinin geçilmesini önlemek için bir soğutucu besleme sistemi temin edilecektir. Bu sistem, tehlike hali yedek elektrik gücü ile beslenecektir. Bu maksatla, normal işletme esnasında soğutucu stokunu idame ettiren borular, pompa ve sirkülatörler ve valfler kullanılabilir.
F.5 Artık ısının atılması:
Artık ısının atılması için bir sistem sağlanacaktır. Bu sistemin güvenlik görevi, tespit edilen yakıt proje sınır değerlerinin ve reaktör basınçlı soğutma devresi proje şartlarının geçilmesine meydan vermeyecek nispette, fisyon ürünleri bozunma ısısı ve diğer artık ısıları reaktör kalbinden dışarı transfer etmek olmalıdır.
"Tek arıza" meydana geldiği zaman, bu sistemin güvenlik fonksiyonunun yerine getirilebilmesini temin etmek üzere, parça ve özelliklerde gerekli emniyet payı, uygun bağlantılar, kaçak detektörleri ve tecrit imkanları sağlanmalıdır.
F.6 Tehlikeli hallerde kalp soğutması:
Kaza şartlarında kalbin soğutulmasını temin edecek bir sistem bulunmalıdır. Bu sistemin güvenlik görevi reaktör soğutucusun kazadan sonra aşağıdaki hususları temin edecek nispette, reaktör kalbinden ısıyı dışarı transfer etmek olacaktır.
(1) Devamlı ve tesirli kalp soğutmasına mani olacak şekilde yakıt elemanlarının ve iç aksamın bozulmasına sebebiyet vermemek ve,
(2) Mümkün kimyasal reaksiyonların önemsiz bir seviyede düşürülmesi.
Tek arıza meydana geldiği zaman, bu sistemin güvenlik fonksiyonunun yerine getirilebilmesini teminat altına almak üzere, parça ve özellikllerde gerekli yedek ve emniyet payı, uygun bağlantılar, kaçak detektörleri, tecrit ve dış güvenlik kabuğu yeterliliği sağlanacaktır.
F.7 Tehlikeli hal kalp soğutma sistemi tecriti:
Tehlikeli hal kalp soğutma sistemi ve diğer yüksek basınçlı sistemlerden tecriti, aktif bir parçanın tek bir arızası halinde, tehlikeli hal kalp soğutma sisteminin proje basıncından daha yüksek bir basınca maruz kalmamasını sağlayacak şekilde olacaktır.
F.8 Tehlikeli hal kalp soğutma sistemi muayenesi ve denenmesi:
Tehlikeli hal kalp soğutma sistemi, önemli kısımların uygun fasılalarla muayene edilebilmesini ve aşağıdaki hususların uygun fasılalarla denenmesini temin edebilecek nitelikte projelendirilecektir.
(1) Yapı ve bileşenlerin sızdırmazlık yeteneği.
(2) Sistemin aktif parçalarının, normal işletme süresince, mümkün olduğu nispette çalıştırılabilmesi ve verimliliğin kontrol edilmesi.
(3) Korunma sisteminin ilgili kısımları da dahil olmak üzere, bu sistemi harekete geçiren bütün işletme kademelerinin görev yapma yeteneği, normal güç kaynağından tehlike hali yedek güç kaynağına bağlanabilmesi ve bu sisteme bağlı soğutma suyu sisteminin kullanılabilirliği gibi işlemleri de içine alan, sistemin bir bütün olarak pratikte mümkün olduğu kadar dizayn şartlarına yakın çalışabilirliği.
F.9 Yardımcı Soğutma Sistemleri:
Güvenlik bakımından önemli olan yapı, sistem ve kısımlardan ısının nihai bir soğuk kaynağa atılabilmesi için soğutma sistemleri temin edilecektir. Bu sistemlerin güvenlik fonksiyonu, normal işletme ve kaza şartlarında bahis konusu olan yapı, sistem ve kısımların ısı yükünü dışarı transfer etmek olacaktır.
"Tek arıza" meydana geldiği zaman, bu sistemin güvenlik fonksiyonunu yerine getirebilmesini temin etmek üzere parça ve özelliklerde gerekli yedek ve emniyet payı, uygun bağlantılar, kaçak detektörleri ve tecrit imkanı sağlanacaktır.
Bölüm - G
Elektrik Temin Sistemi
Madde G.1 Prensipler:
Nükleer güç ünitesinin güvenlik bakımından önemli olan elektrik sistem ve parçaları, uygun bir kaynak ve dağıtım sistemine bağlanacaktır. Bu dağıtım sistemi, santral yerindeki kaza hali yedek güç jeneratöründen veya dış şebekelerden beslenebilecektir ve dağıtım sisteminin çalışma yeteneği bu kaynaklardan herhangi birinin mevcut olması şartına bağlı olmayacaktır. Bahis konusu olan dağıtım sisteminin tümü, "tek arıza" şartlarında dahi besledikleri sistemlerin önemine uygun bir güvenliğe sahip olacaktır.
G.2 Enerji Dağıtım Şebekesine Bağlanma:
Reaktörün esas elektrik sistemi, normal çalışma şartlarında, ana jeneratör ve/veya dış şebeke ile beslenecektir. Normal işletme veya kaza şartlarında ana jeneratör arızalandığı zaman esas elektrik sistemi dış şebekeye bağlanabilmelidir.
G.3 Tehlike Hali Yedek Güç Jeneratörleri:
Normal elektrik ceryanının kesilmesi ve dağıtım şebekesinin arızalanması halinde, reaktörün esas elektrik sistemi, santral yerindeki kaza hali yedek elektrik jeneratörleri ile beslenecektir. Bu suretle, reaktörün güvenlik cihazlarının normal çalışma ve kaza şartlarında, tek arıza halinde dahi fonksiyonlarını yapabilmeleri temin edilecektir.
Bölüm - H
Dış Güvenlik Kabuğu
Madde H.1 Dış Güvenlik Kabuğunun Gaye ve Önemi:
Bir kaza halinde, radyoaktivitenin çevreye sızmasını önlemek ve sızmanın kabul edilebilir limitler altında kalmasını temin için, bu miktarlardaki radyoaktivite sızmasının başka yollarla önlenebileceği gösterilmedikçe bir reaktör dış güvenlik kabuğu sağlanacaktır.
H.2 Dış Güvenlik Kabuğu Projelendirme Emniyet Kriterleri:
Reaktör dış güvenlik kabuğu, maksimum kabul edilebilir, sızma oranının, kaza esnasında ve sonrasında aşılmamasını temin edebilecek tarzda projelendirilecektir.
H.3 Dış Güvenlik Kabuğunun Projelendirme Esasları:
Dış güvenlik kabuğu strüktürünün, geçit ağızları ve diğer geçiş deliklerini de gözeten mukavemet hesapları, sismik etkileride içine alan, çevrede mümkün en şiddetli tabii afetlerle birlikte, projeye esas alınan kaza şartlarındaki aşırı basınç ve sıcaklıklara dayanabilecek şekilde yapılacak ve yeterli emniyet payına sahip olacaktır.
Yukarıda bahsi geçen emniyet payının bırakılmasında şunlarda gözetilmelidir:
(1) Mümkün kimyasal işlemleri de içine alan muhtemel diğer enerji kaynakları; ve
(2) Mevcut tecrübe verileri deney sonuçlarına dayanan hesap metodundaki muhafazakarlık derecesi.
H.4 Dış güvenlik kabuğu kaçak miktarının deneyle tespit edilebilmesi yeteneği.
Dış güvenlik kabuğu strüktürü ve kaçırmazlıkla ilgili diğer önemli kısım ve cihazlar, bütün geçişlerin montajından sonra, proje basıncında deney ile kaçak miktarının tespitine imkan verecek tarzda projelendirilip inşa edilecektir. Reaktörün servis ömrü boyunca, kaçak miktarının kontrol maksadı ile yeniden tayin edilebilmesi için, proje basıncındaki kaçak miktarının tahmin edilebilmesini sağlayacak daha alçak bir basınçta veya proje basıncında, belirli aralıklarla denenebilmesi mümkün olmalıdır. Elastik conta ve genleşme körüğüne sahip olan geçişlerin de proje basıncında denenebilmesi gereklidir. Dış güvenlik kabuğu bölümlerinden tamirata maruz kalmış olanların proje basıncında kaçırmazlık deneyine tabi tutulması zorunludur.
H.5 Dış güvenlik kabuğunun basınç denemesi yeteneği:
Dış güvenlik kabuğu, servise sokulmadan önce sağlamlığını kanıtlamak üzere, evvelce tespit edilmiş olan proje basıncından daha yüksek bir basınçta denenebilecek tarzda projelendirilip inşa edilecektir.
H.6 Düş güvenlik kabuğunun muayenesi:
Dış güvenlik kabuğu;
(1) Girişlerde olduğu gibi, mühim bölgelerin uygun aralıklı denetimini sağlayacak; ve
(2) Uygun bir kontrol programına elverişli tarzda projelendirililecektir.
H.7 Dış güvenlik kabuğunu delip geçen boru sistemleri:
Birincil güvenlik kabuğunu delip geçen boru sistemleri, bunların izolasyonunun güvenlik yönünden önemini yansıtan işletme yetenekleri, kafi emniyet payı olan kabuk ve izolasyon yetenekleri ve kaçak dedektörleri ile teçhiz edilecektir. Bu tip boru sistemleri, valf kaçaklarının kabul edilebilir sınırlar içinde kaldığını göstermek bakımından, tecrit valfleri ve ilgili cihazların işletme yeteneklerini belirli aralıklarda denenebilmesine imkan verecek tarzda projelendirilecektir.
H.8 Dış güvenlik kabuğu tecrit valfleri:
Dış güvenlik kabuğunu delip geçen hatlardan, reaktörün basınçlı soğutma devresine bağlı olanlar veya doğrudan doğruya kabuk atmosferine açılanlar, çevreye sızan radyoaktivitenin kabul edilebilir sınırlar içinde kalmasını temin etmek için, dış kabuk kaçırmazlığının önem kazandığı kaza halinde otomatik ve güvenilir bir şekilde tecrit edilebilmelidir. Bu maksatla, bu cins hatlar, müstakil sistemlerle çalıştırılan, biri içeride, diğeri dışarıda olmak üzere seri halinde konmuş iki kabuk valfi ile teçhiz edilecektir.
Birinci reaktör güvenlik kabuğunu delip geçen ve reaktörün basınçlı soğutma devresine bağlı olmayan veya kabuk atmosferine açık olmayan hatlar ise en az bir adet tecrit valfi ile teçhiz edilmelidir. Bu valf güvenlik kabuğunun dışına ve mümkün olduğu kadar yakınına konmalıdır.
H.9 Dış güvenlik kabuğu hava bölümleri:
Dış güvenlik kabuğuna personel geçişleri her seferinde bir kapının kapalı kalmasını sağlayacak kapılarla teçhiz edilmiş olan hava bölmelerinden geçerek yapılacaktır.
H.10 Dış güvenlik kabuğunun iç yapısı:
Dış güvenlik kabuğu, çeşitli iç bölümler arasında yeterki akış kesitleri sağlayacak şekilde projelendirilecektir. İç bölümler arasındaki açıklıkların kesitleri, kaza şartlarındaki geçici rejim basınç dengelenmesi esnasında meydana gelen basınç farklarının, basınca maruz strüktürlerin veya kazanın etkilerini sınırlamaya yarayan diğer önemli sistemleri tahrip etmeyecek şekilde boyutlandırılmalıdır.
H.11 Dış güvenlik kabuğu ısı atma sistemi:
Reaktör güvenlik kabuğundan ısıyı dışarı atmak için bir sistem temin edilecektir. Bu sistemin güvenlik görevi, diğer ilgili sistemlerle birlikte, kütle ve enerji açığa çıkmasına sebep olan bir kazadan sonra, kabuk basınç ve sıcaklığını hızla düşürmek ve bunları kabul edilebilir sınırlar içinde tutmaktadır. "Tek arıza" meydana geldiği zaman, bu sistemin güvenlik fonksiyonunu yerine getirebilmesini temin etmek üzere, parça ve özelliklerde gerekli yedek ve emniyet payı, uygun bağlantılar, kaçak detertörleri ve tecrit imkanı sağlanacaktır.
H.12 Dış güvenlik kabuğu atmosferinin temizlenmesi:
Kabuk atmosferi içine yayılması mümkün olan fisyon artıkları, hidrojen, oksijen ve diğer maddeleri, kontrol etmek için bir sistem temin edilecektir. Bu sistemin görevi, diğer ilgili sistemlerle birlikte, projeye esas alınan kazadan sonra çevreye sızacak olan fisyon artıklarının, konsantrasyon ve kalitesini kontrol etmek suretiyle tesirini azaltmaktır; ayrıca, farzedilen kazadan sonra kabuk içine yayılan, hidrojen, oksijen ve diğer maddelerin konsantrasyonlarını kontrol etmek suretiyle kabuk sağlamlığını korumaktır.
Bölüm-I
Radyoaktivite Kontrolu
Madde I.1 Radyoaktivite kontrolu :
Radyoaktivite kontrolunun gayesi, tesis personeli ve halkı, aşırı radyasyon tesirlerinden korumayı temindir. Bu husus, santraldeki radyoaktif ürünlerin dışarı atılmadan önce usulune göre ölçülmesi ve uygun işlemler tabi tutulması ile temin edilir.
I.2 Radyasyon tespit ediciler :
Uygun radyasyon koruma ve kontrolunu sağlamak için tesisler sağlanacaktır. Bunun için aşağıdaki hususlar temin edilecektir.
(1) işletme personelinin devamlı bulunduğu yerlerde ve reaktör binasının içinde, radyasyon seviyesinin gerçek doz oranın temsil edildiği noktalarda, mevzi radyasyon doz oranının ölçülmesi için sabit dozimetreler bulundurulacaktır. Bu aletler, istenilmediğinde, işletmeciler tarafından düzeltici tedbirlerin alınabilmesi için, kontrol odasını yeterli bilgileri vermelidir.
(2) İşletme personelinin sürekli içinde bulunduğu veya radyoaktivite sızmalarının erken tesbitine lüzüm görülen bina kısımlarında, radyonüklidin havadaki konsantrasyonunu ölçmek için hava monitörleri bulundurulacaktır. Bu sistem, santral atmosferinde yüksek radyonüklid konsantrasyonu bulunduğunu kontrol odasına bildirmelidir.
(3) Mevzii radyasyon doz oranları ile, hava ve sudaki radyonüklid konsantrasyonunun belirlenmesi için taşınabilir aletler.
(4) Radyoaktivite ile yüzey kirlenmesini ölçmek için aletler.
(5) Personel dozimetreleri.
Tesis içindeki bu ölçmelere ek olarak, eğer varsa, nükleer güç ünitesi çevresindeki etkileri belirlemek içinde tedbirler alınacaktır.
I.3 Radyoaktif maddelerin çevreye atılmasının kontrolu :
Nükleer güç ünitesinde, beklenilen işletme olaylarını da içine alan normal işletme süresince meydana gelen, gaz ve sıvı halindeki radyoaktif maddelerin cevreye atılmasını uygun bir şekilde kontrol etmek ve konsantre veya katı haldeki radyoaktif artıkları usulune göre işleme tabi tutmak üzere tedbirler alınmalıdır.
Dışarı kaçırılan radyoaktivite miktarını asgariye indirmek maksadı ile radyoaktif maddeler ihtiva eden gaz ve sıvı haldeki akışkanların, dışarı bırakılmadan önce gerekli işlemlere tabi tutulması (filtreden geçirmek gibi) veya bir süre depo edilmesi için yetenekli tedbirler alınmalıdır.
I.4 Havalandırma Sistemleri:
Aşağıdaki hususlar için bir havalandırma sistemi bulunmalıdır.
(1) Havada askıda bulunan radyoaktif maddelerin kontrolsuz sızmaları ve yayılmalarını önlemek ve ayrılabilir radyoaktif maddeleri belirli limitlerde tutmak için muhtevasını azaltmada tedbirler almak;
(2) Normal işletme ve belirlenen işletme olayları süresince reaktör tesisi içindeki atmosfer şartlarını belirli sınırlar içinde tutmak için;
(3) Durgun gaz ihtiva eden odaları havalandırmak için.
Havalandırma sistemi, kaza şartlarında dış güvenlik kabuğunda radyonüklid sızmalarını kontrol etmek, normal çalışma esnasında reaktör binasının hava şartlarını belirli sınırlar içinde kalmasını temin etmek üzere projelendirilecek ve diğer sistem ve parçalarla dengelendirilecektir.
Filtreler, hüküm süren şartların herbirinde, gerekli tutma yeteneğine sahip olacak şekilde yeterli güvenliği temin etmek üzere projelendirilecektir.
Bölüm-J
Yakıt Depolama ve Muamele Sistemleri
Madde J.1 Yakıt depolama ve muamele sistemleri:
Herhangi bir bölünebilir veya radyoaktif maddeleri kapsamına alan sistemlerde olduğu gibi, yakıt depolama ve işlem sistemleri normal ve kaza şartlarında uygun emniyeti sağlayacak tarzda projelendirilecektir.
J.2 Kullanılmamış Yakıt Depolama ve İşlemleri:
Kullanılmamış yakıt depolama ve işlem sistemleri:
(1) Fiziksel işlem veya sebeplerle kritik olmayı önlemek üzere uygun geometrik şekillerde; ve
(2) Güvenlik için önemli olan kısımların uygun fasılalarla muayene ve denemelerine müsaade edecek yetenekte projelendirileceklerdir.
J.3 Kullanılmış Yakıt Depolama ve İşlemleri:
Kullanılmış yakıt depolama ve işlem sistemleri:
(1) Fiziksel işlem veya sebeplerle kritik olmayı önlemek üzere uygun geometrik şekillerde; ve
(2) Uygun bir ısı atma yeteneği
(3) Güvenlik için önemli kısımların uygun aralıklı muayene ve denemelerine izin verecek yeteneklerle
(4) Radyasyon korunması için uygun koruyucu zırh ile, ve
(5) Kaza şartlarında yakıt deposu soğutucu stokunda, önemli azalmayı önleyecek şekilde projelendirileceklerdir.
Resmi Gazete Yayım Tarihi : 3.9.1975
