Nükleer sektörde güvenlik analizi raporu (safety analysis report) temelde santralin güvenilir olduğunun ispatının yapıldığı ya da haklı çıkarıldığı, santrale inşa izni verilmesi ve işletilmesi için gerekli olan ve santralin bir olay ya da kaza durumunda güvenlik fonksiyonlarının hangi sistemle nasıl yerine getirileceğini belirten bir nükleer santral lisanslama dokümanıdır.
"Regulatory Body" olarak adlandırılan düzenleyici kuruluş tarafından nükleer santrale lisans verilir. Ülkemizde düzenleyici kuruluş Nükleer Düzenleme Kurumu (NDK)'dur. Amerika'da Nuclear Regulatory Commission (NRC), İngiltere'de Office for Nuclear (ONR), Fransa'da ASN, Finlandiya'da STUK sektörde referansları çok kullanılan nükleer düzenleme kuruluşlarıdır.
Genel düzenleyici kuruluşlar için:
Santral sahibi güvenlik analizi raporunu hazırlar ve düzenleyici kuruluşa lisanslama için gönderir. Güvenlik analizi raporu santral sistemini, nükleer sektörde yer alan teknik konuları ve tartışmaları anlamada da yardımcı olan nispeten kapsamlı bir kaynaktır.
Amerika örneği olan NRC kaynakları oldukça açık ve kısmen daha paylaşımcı bir yapıdır. Düzenleyici kuruluş NRC'nin sitesi incelendiğinde de bu durum kolaylıkla farkedilecektir.
Örnek olarak yapımı devam eden Vogtle 3 santrali için en yeni güvenlik analiz rapor içeriği incelenebilir.
https://www.nrc.gov/reactors/operator-licensing/regs-guides-comm.html
Rapora bakıldığında, ekipman sınıflandırılması, kalite temini, kaza analizi, risk değerlendirme, santral sistemleri, test programı, radyasyonda koruma, insan faktörü mühendisliği vb. konulara yönelik santral güvenliği ile ilgili konular ele alınmaktadır. Rapor incelendiğinde teknik içerik hakkında genel bir bilgi sahibi olunmakta ancak nasıl yapıldığı ve analizler anlamında farklı alanları barındıran ciddi bir mühendislik çalışması gerekmektedir.
Elektrik sistemi, Güvenlik Analiz Raporu'nda Chapter 8 olarak adlandırılan kısımda yer alır. Rapor genel anlamda, düzenleyici kuruluş tarafından ele alınan uluslararası ve/veya ulusal standartlarda, yönetmelikte veya bir düzenleme noktasında klavuz, raporlarda vb. belirlenen kriter ve durumlara göre elektrik sisteminin, santral güvenlik foksiyonunu yerine getirecek sistemi besleme noktasında nasıl karşılık verdiğini, hangi yapıları içerdiğini kapsar. Basitçe elektrik sisteminin bu kaynaklarda yer alan kriterleri, ifadeleri, durumları nasıl karşıladığı raporda gerek tablolama, gerekse analiz ve ifadelerle belirtilir.
NRC regülasyonunda (yönetmelik olarak çevrilebilir) 10 CFR 50 ( Code of Federal Regulations) Appendix A General Design Criteria for Nuclear Power Plants olarak ele alınır ve genel tasarım kriterlerini belirler. Elektrikle ilgili örnekte Appendix A'da Critetion 17 yüzeysel olarak genel güvenlik için tasarım kriterini verir. Doküman incelendiğinde kriter bağımsız, yedekli, test edilebilir bir sistemin kurulmasını, iletim hattı beslemesinin 2 adet bağımsız besleme ile yapılmasını ister. Asıl amaç nükleer yakıtın erimemesini sağlayacak sistemin kurulumudur.
NRC'de regulatory guide (düzenleyici kılavuz) elektrik sistemlerinin güvenlik için neleri sağlaması gerektiğini belirten ağırlıklı olarak IEEE standartlarına atıfta bulunan bir başka lisanslama kaynağıdır. Zaten elektrik standartları da (örnek IEEE) güvenlik kriterleri ortaya koyan yapıdadır. Örnek olarak "IEEE 603 Standard Criteria for Safety Systems for Nuclear Power Generating Stations" santralde güvenlik sistemleri için standart kriterleri ( yedeklilik, Class 1E ekipmanın kalifiye edilmesi, fiziksel ayrıştırma bağımsız yapı, farklılaştırma ) belirtirken "IEEE 308 Standard Criteria for Class 1E Power Systems for Nuclear Power Generating Stations" güvenliğe yönelik Class 1E sistemin özelliklerini belirtir. IEEE 308, Class 1E kavramının ortaya çıktığı bir kaynaktır. Class 1E ekipmanı kalifiye olma anlamında sismik olaylar ve kaza sonrası çevre koşullarında çalışmak zorundadır. Class 1E ile ilgili diğer bir durum "single failure criterion" denilen tekil arıza kriterine göre tasarım koşuludur. Amaç, bir sistemin arıza yapması durumunda birbirini yedekleyecek diğer sistemlerin devrede kalmasıdır. Aşağıdaki şekilde dizel generator baralarının birinde arıza olması durumunda diğer iki bara tekil arıza kriterini sağlamak için faal olmalıdır. Arıza sonrası iki baraya ihtiyaç olmasının sebebi güvenlik fonksiyonu için besleme sağlarken kalan iki baradan birinin daha arıza yapması durumunda nükleer güvenliğin tehlikeye düşmesidir. Tekil arıza kriteri aktif sistemli reaktörler için minimum güvenlik gereksinimidir. EPR gibi aktif sistemli reaktörlerde güvenlik fonksiyonlarını yerine getirme, ağırlıklı olarak elektrik sistemlerine bağlı olduğundan alternatif akım (AC) Class 1E sistemi önemlidir.
 |
| Tekil Arıza Kriteri (Single Failure Criterion) |
Generation 3+ reaktörlerinde Tekil Arıza Kriteri online bakım göz önüne alınarak güvenliği artırma adına ( maliyet artışı da sağlar) N+2 şeklindedir. Aşağıdaki şekilde görüldüğü gibi bara arızası durumunda online bakıma alınan diğer bir bara olmasına rağmen nükleer güvenliği tehlikeye atmayacak şekilde en az iki bara güvenlik fonksiyonunu sağlamada çalışır durumdadır. İkisinden birinin arızası durumunda bile bir bara aktiftir. Farkedildiği üzere güvenlik kriteri olan yedeklilik kriteri tekil arıza durumunda tasarımı şekillendirmektedir.
Vogtle 3 örneğinde olduğu gibi AP1000 tipi ağırlıklı pasif sistemli reaktörlerde benzer tasarım kriterleri geçerli olmakla birlikte AC sistem bir güvenlik fonksiyonu görevine sahip değildir. Günümüz reaktörleri artan sayıda pasif özellikler içermektedir. Bazı reaktörler aktif sistemlerin yanında bir takım pasif soğutma yöntemleri ile yakıt erimesinin önüne geçecek tasarımlar içerir.
A thttps://www.nrc.gov/reading-rm/doc-collections/cfr/part050/part050-appa.htmlo Part 50—General Design Criteria for Nuclear Pow
0 Yorumlar