Nükleer Atık ve Nükleer Atık Yönetimi

Nükleer Atık ve Nükleer Atık Yönetimi
MsXLabs.org

Sponsorlu Bağlantılar

“Nükleer Santral atıkları ciddi bir sorundur” yalanının gerçeği nedir?

1000 MW'lık bir nükleer santralde yılda ortalama 25 ton kullanılmış yakıt çubuğu atığı çıkar. Bunun hacimsel değeri bir yemek masası büyüklüğüdür. Bu çubuklar büyük bir havuzda yıllarca toplanır. Dünyada hurda ya da atığı en kıymetli metaller sıralaması şöyledir: ALTIN – URANYUM – PLATİN – GÜMÜŞ ve ALUMİNYUM’DUR. Bu metal atıklarının (hurda) fiyatları Londra metal borsasında belirlenir. Ancak sadece “kullanılmış uranyum çubuk” fiyatları yoktur. Çünkü hiçbir ülke bu hurdaları elinden çıkartmak istemez. Sebebi ise gelişen teknoloji ile çubukların ileride “defalarca kullanılması gerçeğidir.”
Ciddi RADYOAKTİF ATIK sorunu ise yapılan özel nükleer araştırma ve atom ve nötron bombası geliştirmesi esnasında ortaya çıkmaktadır. Bu nedenle de Nükleer Enerjiyi barışçıl amaçlı kullanmayı isteyen ülkelerin kamuoylarında bu bilgi eksikliği nedeni ile zaman zaman koparılan fırtınaların gerçeklerle ilgisi yoktur. ABD, 103 nükleer santral ile en çok “kullanılmış yakıt stokuna” sahip ülkedir. Bu kullanılmış ya da atık yakıtlara, sürekli talip olan iki alıcı ülke; Fransa ve Rusya maalesef satıcı ülke bulunmaması nedeni ile alım YAPAMAMAKTADIR.
İşte bu gerçekler karşıtlar tarafından, sürekli ört-pas edilerek, atık yakıtlar üzerinden inanılmaz “yalan haberler” yaymaktadırlar. Medya ve yazılı basında ise haber ve programlardaki bilimselliğin temsil oranı da %15-20 seviyesinde olunca “bilgi kirliliğinin” önüne geçmenin güçlüğü daha da kolay anlaşılabilir.
Son gerçek ise daha da çarpıcıdır. Nükleer santraller yapılırken ileride çıkacak yakıt çubuklarını muhafaza edebilecek bir havuz mutlaka yapılır. Son yıllarda bu havuzların kapasitesi 50 yıllık atık yakıtları barındırabilecek kapasitede yapılmaya başlanmıştır. Kısaca ömrü biten santral ile birlikte bu havuz ve içindeki yakıt, sadece basit bir güvenlik koruması ile yıllarca yerinde muhafaza edilebilir. Zamanı ve ihtiyacı halinde atık yakıtlar, “yeniden değerlendirme tesisine” aktarılır. Böylece ortada tartışılacak konunun kalmadığı işin gerçek boyutudur. İşte şimdi “nükleer santrallerdeki” atık sorunundan bahsetmenin ciddiliği konusunu, sizlerin takdirine bırakıyoruz.


******

Radyoaktif atıklar tıp, endüstri, araştırma gibi değişik uygulama alanlarında değişik aktivite, fiziksel ve kimyasal durumlarda ortaya çıkmaktadırlar.
Radyoaktif atıklar değişik ölçütler çerçevesinde sınıflandırılmaktadırlar. Bir çok ülke, uygulanacak atık yönetiminin gerektirdiği özelliklere bağlı olarak değişik atık sınıflandırma sistemi geliştirmiştir. Atıklar sınıflarının gerektirdiği şekilde işlenmekte ve bertaraf edilmektedirler.
Radyoaktif atıkların uzun süreli depolanması amacıyla yapılan tesislerdeki yaklaşım radyoaktif atıkların konsantre edilmesi ve matris olarak tanımlanan beton, asfalt, cam gibi kapalı ortamlarda saklanmasıdır. Radyoaktif atıklar içlerindeki radyonüklitlerin yarı ömrüne ve diğer özelliklerine bağlı olarak değişik sürelerde depolanmaları gerekir.
Radyoaktif atıklar için yapılan depolama tesisleri kabaca iki grupta toplanabilir; yakın yüzey depolama tesisleri ve derin depolama tesisleri.
Radyoaktif atıkların çevre ve insan sağlığını etkilememesi, insanların ve çevrenin en etkin şekilde korunması amacı ile bütün dünyada çalışmalar sürdürülmektedir. Bu amaçla, radyoaktif atıklar ve atık nihai bertaraf tesislerinin envanterleri, gelecek nesillerin de açık şekilde bilgilendirilmesi ve atık kayıtlarına kolaylıkla ulaşmalarını sağlayacak koşullarda düzenlenir ve saklanır.
Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı(IAEA) tarafından hazırlanmış olan Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management isimli anlaşma ile (Kullanılmış Yakıt ve Radyoaktif Atık Yönetimi Güvenliği Birleşik Sözleşmesi) temel güvenlik ölçütleri; teknik ve yönetimsel açılardan belirlenerek atık güvenliği uluslararası ölçekte güvence altına alınmıştır.
Ülkemizde Radyoaktif Atık Yönetimi ve Depolama tesisleri hususundaki yasal düzenleme 2690 sayılı Türkiye Atom Enerjisi Kurumu Kanununun 4. Maddesinin (f) bendinde ve "Radyasyon Güvenliği Tüzüğünün" 8. Maddesinin (c) bendinde yer almaktadır. Belirtilen yasal yetkiler çerçevesinde TAEK Çekmece Nükleer Araştırma ve Eğitim Merkezi bünyesinde Düşük ve Orta Seviyeli Radyoaktif Atık (LILW) işleme ve geçici depolama tesisi kurulmuş olup, bu tesis faaliyetlerine devam etmektedir.

Nükleer güvenliğin tanımını tek bir cümlede yapabilmek ne yazık ki mümkün değil. Bu tanım açık bir şekilde yazılmış hedefler, ilkeler ve kriterler bütününden oluşur. Detaylardaki farklılıklar nedeniyle nükleer güvenliğin tanımı ülkeden ülkeye değişmektedir. Önemli olan kendi içinde tutarlı ve bütünsel bir yapının varlığı ve bunun güvenlik kültürü olarak tanımladığımız şekliyle hayata geçirilmesidir.
Hedefler
Nükleer Güvenlik Hedefleri nükleer güvenliğin tanımının ilk adımlarıdır. 2000 yılında hazırlanan TAEK dokümanına göre nükleer güvenliğin 3 hedefi vardır.

Genel nükleer güvenlik hedefi, nükleer tesislerde, sürdürülebilir ve etkin koruma önlemleri alarak birey, toplum ve çevreyi olası radyolojik zararlardan korumaktır.
Bu genel hedef Radyasyondan Korunma ve Teknik Hedefler ile bütünlenir. Nükleer tesisler her durumda radyolojik sonuçları olan süreçlerin kullanımı anlamına gelmektedir. Bunun farkında olmak ve gerekli teknolojileri kullanarak nükleer tesislerde üretilen radyasyondan korunmak nükleer güvenliğin önemli bir ayağıdır.
Radyasyondan korunma hedefi,

• Nükleer tesislerin kaza hariç bütün işletme koşullarında, tesis içinde veya tesisten herhangi bir planlı radyoaktif madde salınması durumunda maruz kalınan radyasyonun belirlenen sınırların altında ve ayrıca mümkün olan en düşük düzeyde tutulmasını,
• Kaza durumunda ise radyolojik sonuçların hafifletilmesini sağlamaktır.

Radyasyondan korunmanın yanı sıra, nükleer tesislerde oluşabilecek kazaları öngörmek, bunlara karşı sosyal ve ekonomik koşulları da dikkate alarak teknolojik önlemler almak ve önlem alınamayan durumlar için ise kaza sonuçlarının hafifletilmesine yönelik düzenlemelerin yapılması hedeflenmektedir.
Teknik nükleer güvenlik hedefi,

• Nükleer tesislerdeki kazaların önlenmesini ve buna rağmen kaza olması durumunda sonuçlarının hafifletilmesini,
• Olasılığı en düşük kazalar da dahil olmak üzere, tesisin tasarımında dikkate alınan tüm kazalar için radyolojik sonuçların boyutlarının küçük ve belirlenen sınırların altında tutulmasını ve
• Ağır radyolojik sonuçlar doğuracak ciddi kazaların gerçekleşme olasılığının son derece düşük olmasını sağlamak için mümkün ve makul olan bütün önlemleri almaktır.

İlkeler
Bu hedeflere ulaşılması bir dizi ilkenin hayata geçirilmesi ile mümkündür. Bu ilkeler tüm tesislere uygulanan temel ilkelerle başlar, nükleer santrallar, araştırma reaktörleri, yakıt tesisleri gibi farklı tesislere uygulanabilecek özel ilkelerle tamamlanır. Nükleer güvenliği tanımlaması açısından tüm nükleer tesislerde uyulması gereken temel ilkeler daha öne çıkmaktadır. Nükleer güvenliğin temel ilkeleri yönetsel ve teknik olarak iki ana başlık altında düşünülebilir. Yönetsel ilkeler arasında güvenlik kültürü ön plana çıkmaktadır. Güvenlik kültürü nükleer güvenliğe yaşamın her alanında öncelik vermekle başlar.

Güvenlik Kültürü: Nükleer tesislerle ilgili etkinliklerde bulunan tüm kişi, kurum ve kuruluşlar bir güvenlik kültürüne sahip olmalıdır.
Öte yandan nükleer tesislerin güvenliğinin ana sorumluluğu işleticidedir. İşletici tesisin güvenli bir şekilde çalışması için her türlü önlemi alırken, düzenleyici kuruluş olan TAEK bu önlemleri ve önlemlerin hayata geçirilip geçirilmediğini denetlemekle yükümlüdür.
Lisans Sahibinin Sorumluluğu: Bir nükleer tesisin güvenliğinin nihai sorumluluğu lisans sahibine ait olup tasarımcıların, tedarikçilerin, inşaatçıların ve Türkiye Atom Enerjisi Kurumunun etkinlikleri ve sorumlulukları lisans sahibinin bu sorumluluğunu hiçbir şekilde azaltmaz.
Nükleer güvenliğin sağlıklı bir şekilde sürdürülebilmesi için etkin yönetsel önlemler gereklidir. Bu önlemlerin bütünü güvenlik yönetimini oluşturur.
Güvenlik Yönetimi: Nükleer tesislere ilişkin tüm etkinliklerde, en yüksek önceliği güvenlik konularına tanıyan politikalar geliştirilmeli ve bu politikalar yetki ve sorumluluk sınırlarının kesin ve açık, iletişim yöntemlerinin belirli olduğu bir yönetim mekanizması içinde hayata geçirilmelidir.
Teknik ilkeler düşünüldüğünde ise öne çıkan ilke Derinliğine Savunmadır. Nükleer tesislerde radyasyonun açığa çıkmaması için alınan bir dizi içiçe geçmiş önlem paketine derinliğine savunma adı verilir. Bu önlemlerden ilki etkinliğini kaybettiğinde ikincisi devreye girer, o da kaybederse üçüncüsü. Derinliğine savunmanın en tipik örneği yakıtlardır. Yakıtın içinde bulunan radyoaktif malzemenin ilk koruyucusu yakıtın kimyasal yapısıdır. Bu yapı bozulduğunda yakıt zarfı radyasyonu içerde tutar. Yakıt zarfının erimesi durumunda (ki olasılığı düşük bir kazadır) kapalı devre olan birinci soğutma devresi radyasyonu içeride tutar. Birinci devreninde bütünlüğünü kaybetmesi durumunda Koruyucu bina denilen güçlendirilmiş yapı radyasyonun çevreye yayılmasını engeller. Radyasyonun kontrolsuz bir şekilde çevreye yayılması için teker teker bu aşamaların hepsinin etkinliğini kaybetmesi gerekmektedir.
Derinliğine Savunma:Nükleer tesisin güvenliğine ilişkin tüm etkinlikler güvenlik hedeflerinin zedelenmesini engelleyecek, derinliğine ve iç içe geçmiş bir dizi uygulamadan oluşmalıdır.
Yine de bu derinliğine savunma önlemlerinin etkinliklerini kaybetmemeleri için ek önlemler alınır. Bunlar kazaların önlenmesine yönelik olan önlemlerdir.

Kazaların Önlenmesi:Nükleer tesislerde, nükleer güvenlik hedeflerine ulaşmak için, radyolojik sonuçlar doğurabilecek kazaları önlemek üzere gereken önlemler alınmalıdır.
Herşeye karşın bir kaza yaşandığında ise kaza sonuçlarını en aza indirgemek için alınan kaza yönetimi uygulanır. Bu aşamada tahliye gibi önlemler devreye girebilir.
Kaza Sonuçlarının Hafifletilmesi: Herhangi bir kaza durumunda, tesisten radyoaktif madde salınmasının etkilerini önemli ölçüde azaltacak tesis içi ve dışı tüm önlemler alınmalıdır.
Bu temel ilkelerin yanısıra nükleer tesislerin güvenliğini garanti altına almak üzere tesisin her aşamasında (tasarımdan sökülmesine kadar) dikkate alınacak olan ilkeler ise şunlardır:
Güvenliğin Doğrulanması: Nükleer tesisin tasarımının güvenlik hedeflerini sağladığı kapsamlı bir güvenlik analizi çalışması ile gösterilmeli; nükleer tesisin durumu ve çalışmasının işletme sınır ve koşulları ile uyumlu olduğu ve güvenlik hedeflerini sağladığı gözetim, denetim, analizler ve testler aracılığıyla doğrulanmalı; ve nükleer tesisin güvenlik değerlendirmeleri, gerektiğinde, işletme deneyimleri ve yeni güvenlik bilgileri ışığında yenilenmelidir.
Kanıtlanmış Mühendislik Uygulamaları: Bir nükleer tesis, deneyimler ve/veya testlerle kanıtlanmış ve onaylı kod ve standartları esas alan mühendislik uygulamalarına dayandırılmalıdır.
Kalite Güvencesi: Nükleer tesisle ilgili yapı, sistem ve bileşenlerin, verilen hizmetlerin ve yerine getirilen görevlerin istenilen kriterlere uygunluğunun sağlanması amacıyla bir kalite güvencesi programı oluşturulmalı ve bu program tesisin yer seçiminden başlayarak işletmeden çıkarılması tamamlanıncaya kadar olan bütün aşamalarda uygulanmalıdır.
İnsan Faktörü: Nükleer tesislerin güvenliğini etkileyebilecek faaliyetlerde yer alan personel, görevlerini tam olarak yerine getirecek niteliklere sahip olacak şekilde eğitilmeli ve belgelendirilmeli; olası insan hataları dikkate alınmalı ve azaltılmalıdır.
Radyasyondan Korunma: Nükleer tesislerde, radyasyondan korunma uygulamaları Kurum tarafından belirlenen şartlara uygun olarak, tesisin yer seçiminden başlayarak işletmeden çıkarılması tamamlanıncaya kadar olan bütün aşamalarda hayata geçirilmelidir.
Radyoaktif Atık Yönetimi: Nükleer tesislerde ortaya çıkacak olan radyoaktif atık miktarı radyoaktivite ve hacim bakımından tasarım kriterleri ve işletme deneyimlerine uygun şekilde mümkün olan en az düzeyde tutulmalı ve tesisten çıkan bütün radyoaktif atıkların güvenli bir şekilde toplanması, işlenmesi, depolanması, taşınması ve tasfiyesini sağlayan bir atık yönetimi programı oluşturulmalı ve uygulanmalıdır.
Nükleer santrallarda, nükleer maddelerin çevreye bırakılmamasını ve aynı zamanda nükleer reaksiyon sonucunda oluşan ısının her durumda reaktörden alınmasını garantiye alacak şekilde birçok güvenlik önlemi alınmıştır. Nükleer maddelerin dışarıya salınmaması için kademeli koruma önlemleri, oluşan ısının alınması için ise yine kademeli ve yedekli sistem ve bileşenler bulunmaktadır.
Nükleer yakıt, seramik formunda, yaklaşık 1 cm çap ve yüksekliğinde silindirik parçaların ard arda dizilmesiyle yine silindirik biçimde kapalı sızdırmaz tüpler içindedir. Bu tüplerin binlercesinin, aralarından soğutucu suyun geçmesine izin verecek şekilde bir araya getirilmesi ile de reaktör kalbi oluşturulmuştur. Bu kalp ise paslanmaz çelikten yapılan bir basınç kabının içinde bulunur (Basınçlı veya Kaynar Sulu reaktörlerde). Basınç kabı ve buna bağlı sistemler ise reaktör korunak binası adı verilen betondan yapılmış kubbemsi yapının içinde bulunurlar. Dolayısıyla, yakıt içinde bulunan radyoaktif maddelerin dışarıya salınmalarını, seramik yakıt, yakıt tübü, basınç kabı, çelik gömlek ve beton korunak binası, kademeli olarak engellemiş olurlar.

Her enerji üretim teknolojisinde çevre ve insan sağlığı açısından risk vardır. Nükleer enerji üretimiyle ilgili tesisler, diğer enerji üretim teknolojilerinden farklı olarak, bağımsız bir nükleer lisanslama kuruluşundan lisans almak durumundadır.
Ülkemizde nükleer tesislere lisans verilmesine ilişkin esaslar "TAEK Nükleer Tesislere Lisans Verilmesine İlişkin Tüzük" ile düzenlenmektir. Nükleer tesisler tüm işletim ömrü boyunca TAEK'in denetiminde olmak zorundadır. Ancak bu sayede bir nükleer tesis kabul edilebilir risk sınırlarının altında bir riskle çalışabilir. Bir nükleer santralın lisanslanabilmesi için ²Güvenlik Analizi Raporu (GAR)² gereklidir. Bu raporun hazırlanması ve lisanslama otoritesine sunulması santral işleticisinin görevleri arasındadır. 2690 sayılı TAEK Kanunu'na göre, ülkemizde nükleer tesislere lisans verme görevi TAEK'indir. Lisans verebilmek için yapılacak güvenlik değerlendirmeleri GAR esas alınarak yapılmaktadır. Bu rapor lisanslama otoritesi tarafından onaylandıktan sonra santralın yapımına (inşaat lisansı) ve işletmesine (işletme lisansı) geçilebilir.
Bilindiği gibi lisanslama; bir nükleer tesisin mevzuata, kalite ve güvenlik gereklerine uygun olarak kurulması, işletilmesi ve işletmeden çıkarılıp sökülmesi için gerekli olan etkinliklerdir. Nükleer güvenlik ise; bir nükleer tesiste çalışan personelin ve çevrede yaşayan insanların, normal işletme ve kaza koşullarında, kabul edilebilir düzeyden daha yüksek radyasyon dozuna maruz kalmalarını önleyecek önlemlerin bütünüdür. Nükleer tesislerde kaza ihtimalinin azaltılmasına yönelik çalışmalar tesisin tasarımından başlamaktadır. Güvenlik marjları, servis içi denetim, kalite temin ve kontrol gibi uygulamalarla olası bir kazayı önlemek amaçlanmaktadır. Tasarıma temel oluşturan kazaların meydana gelmesi durumunda ise güvenlik sistemlerinin devreye girmesi sonucu kazanın çevre ve insan sağlığına zarar verecek şekilde sonuçlanması engellenmektedir. Güvenlik sistemlerinin tasarımı ise tutucu kabullerle yapılmaktadır. Böylelikle, güvenlik sistemlerinin devre dışı kalması durumunda yedek veya aynı işlevi gören farklı sistemlerin devreye girmesiyle kazanın tehlikeli bir sonuç doğurması engellenmektedir.

1. 1957 yılında İskoçya'da meydana gelen Windscale kazası; bu kazada reaktörün civarına bir miktar radyasyon yayılmakla beraber ölümle veya akut radyasyon hastalığıyla sonuçlanan bir olay meydana gelmemiştir.
2. 1979 yılında ABD'de meydana gelen Three Mile Island kazası; normal bir işletim arızası, ekipman kaybı ve operatör hatası ile kazaya dönüşmüş, ancak kısmi reaktör kalbi ergimesi meydana gelmesine rağmen reaktörü çevreleyen beton koruyucu kabuğun sayesinde çevreye ciddi bir radyasyon sızıntısı olmamıştır.
3. 1986 yılında Ukrayna'da meydana gelen Çernobil kazası;bu kaza insan ölümüne neden olmuş tek ticari nükleer santral kazasıdır. Kazanın nedenleri; operatörlerin güvenlik mevzuatına aykırı olarak santralda deney yapmaları sonucunda reaktördeki ani güç artışı ve santral tasarımında derinliğine güvenlik prensibine aykırı olarak, reaktörü çevrelemesi gereken bir beton koruyucu kabuğun bulunmaması olarak özetlenebilir.

Nükleer tesislerde işletme lisansı aşamalı olarak ulaşılan bir düzeydir. Bu süreç "Nükleer Tesislere Lisans Verilmesine İlişkin Tüzük"te ayrıntılı bir şekilde tanımlanmaktadır. Aşamalar bir dizi lisans veya izinden oluşur.
Her lisans/izin için Kurucu bir dizi dokümanı değerlendirilmesi için başvuru ile birlikte TAEK'e sunmak zorundadır. Bu dokümanlar başvurulan lisans/izin için farklılıklar gösterir ve Tüzükte ilgili maddelerde tanımlanmış bulunmaktadır.
Başvuru alındıktan sonra dokümanlar TAEK tarafından değerlendirilir. Bu değerlendirme süreci genel anlamda başvurunun Nükleer Güç ve Güvenlikten Sorumlu Başkan Yardımcısına gönderilmesi ile başlar. Dokümalar NGG Başkan Yardımcısının koordinasyonunda Nükleer Güvenlik Dairesi tarafından inceleme ve değerlendirmeye alınır. Nükleer Güvenlik Dairesi Nükleer Güvenlik Danışma Konitesinin de görüşlerini alarak Değerlendirme Raporunu hazırlayarak Başkan Yardımcılığına sunar. NGG Başkan Yardımcısı yapılan işlere ait kendi raporunu da ekleyerek değerlendirme raporunu başkanlığa iletir. Başkanlık Değerlendirme Raporunu Atom Enerjisi Komisyonuna sunar. Komisyonun vereceği olumlu karar lisans/izin anlamı taşımaktadır.

Bu sürecin ilk aşaması dokümanların mevzuata uygun ve/veya eksik olup olmadıkları üzerinedir. Bu ön değerlendirme sırasında sorunlar saptanırsa başvuru düzeltmeler için geri gönderilir. Sorun yoksa dokümanlar içeriği kapsamında nükleer güvenlik açısından incelenir ve değerlendirilir. Nükleer Güvenlik Dairesi kendi değerlendirmesine ek olarak Nükleer Güvenlik Danışma Komitesinin de görüşlerini almak zorundadır. Bunun yanı sıra NGD gerektiğinde değerlendirmelerine temel teşkil etmek üzere güvenlik analizleri yapabilir veya yaptırabilir. Değerlendirme sonuçları detaylı bir şekilde raporlanarak Başkan Yardımcılığına sunulur.
Bu aşamalar başvurulan her izin/lisans için geçerlidir.
Bütün nükleer tesisler öncelikle Yer Lisansı almak durumundadırlar. Bu, lisanslama sürecinin birinci aşamasıdır. Yer lisansına başvuru için gereken dokümanlar Tüzükte listelenmiştir.
Yer lisansını almış bir Kurucu tesisin tasarım değerlerine dayanan bir Ön Güvenlik Analiz Raporu (ÖGAR) ve destekleyici dokümanlarla birlikte ikinci aşama olan İnşaat Lisansı için başvurur. İnşaat lisansı iki aşamadan oluşur.

• Sınırlı Çalışma İzni
• İnşaat Lisansı

Kurum ÖGAR'nun ilgili bölümlerini değerlendirerek sınırlı çalışma izni konusunda değerlendirme yapar. Sınırlı Çalışma İzni alan Kurucu reaktör ve çevre güvenliği ile ilgili bina ve tesisler için temel yapımı ile bunların dışındaki yapı, sistem ve bileşenlerin yapımına başlayabilir.
Kurum daha sonra ÖGAR'nun bütününü değerlendirerek inşaat lisansı verilip verilmeyeceğine karar verir. İnşaat Lisansı Kurucuya tesisin tüm yapılarının yapılmına ve sistemlerin montajına başlama yetkisi verir. Kurum inşaat ve montaj aşamalarında sahadaki tüm aktiviteleri izlemek ve denetlemekle görevli ve sorumludur.
Üçüncü aşama ise İşletme Lisansıdır ve nükleer santrallar için üç, nükleer yakıt çevrimi tesisleri için iki ara aşamadan oluşur.

• Hizmete Sokma İzni
• Yakıt Yükleme ve Deneme İşletmelerine Başlama İzni

Tam Güçte Çalışma İzni ve İşletme Lisansı:
Nükleer yakıt çevrimi tesisleri için hizmete sokma izni tanımlanmamışken, yakıt yükleme aşaması ise yoktur. Nükleer Santrallarda nükleer güvenlik ve çevre güvenliği yönünden önem taşıyan sistem ve bileşenlerin hizmete sokulmasından önce sisteme ait bilgiler ve güvenlik analizleri ile birlikte Hizmete Sokma İzni başvurusu yapılması gerekmektedir. Bu sistemlerin de hizmete sokulmasından sonra ise nükleer santrala yakıtın getirilmesi, santralın türüne bağlı olarak ağır suyun getirilmesi işlemleri için izinler alınır.
Bu aşamadan sonra Kurucu ÖGAR'nda yer alan bilgileri inşaat ve montaj sürecinde ortaya çıkabilecek değişikleri de dikkate alarak yeniler ve son Güvenlik Analiz Raporunu (GAR) hazırlar. GAR ve destekleyici dokümanlarla birlikte Yakıt Yükleme ve Deneme İşletmelerine Başlama İzni için başvurur. Dokümanlar ve Hizmete sokma sırasındaki denetim raporları incelenerek izin için değerlendirme yapılır. İzni alan Kurucu tesiste deneme işletmelerine başlayabilir. Kurum bu aşamada da denetleyici rolünü sürdürür.
Tam Güçte Çalışma İzni ve İşletme Lisansı için GAR ve ilgili dokümanlarının bütünü ile deneme işletmeleri sırasındaki denetim raporları incelenerek son Değerlendirme Raporu hazırlanır. Yukarıda tanımlanan süreç sonrasında AEKnun vereceği olumlu karar İşletme Lisansı anlamına gelmektedir. Türkiye Atom Enerjisi Kurumu işletme lisansına istediği koşulları koymakta serbesttir.
Kurum lisans sonrasında da düzenli olarak tesisi denetlemek ve lisans koşulları uyarınca işletilip işletilmediğinin takipçisi olmak surumundadır. Lisans koşullarının ihlali durumlarında denetimciler işletmenin geçici olarak durdurulmasını veya lisansın iptalini talep edebilirler.
Dünyada yaşayan her insan, topraktan, uzaydan, kullandığımız elektronik aletlerden kaynaklanan doğal radyasyona maruz kalmaktadır. Bu radyasyonun miktarı, yaşadığımız yöre ve koşullara bağlı olarak yılda yaklaşık 2-3 mSv civarındadır. Buna ek olarak, nükleer santrallardan alacağımız radyasyon ise doğal radyasyona göre çok çok küçük seviyede kalmaktadır. Örnek olarak dünyada en fazla nükleer santralın olduğu Amerika Birleşik Devletleri’nde bu tür santrallardan dolayı halkın doğal radyasyona ek olarak aldığı miktar yılda 0.05 mSv'in altındadır.
Radyasyonla çalışan kişiler için, doğal radyasyonun üzerinde maruz kalınacak maksimum miktar ise, ülkelere göre yıllık 20 ile 50 mSv arasında değişiklik göstermektedir.


Nükleer reaktörler de dahil olmak üzere nükleer tesislerin sökülmesi ve yeşil alana dönüştürülmesi için gerekli teknoloji vardır, ve bazı ülkelerde sökme uygulamaları yapılmaktadır. Örneğin; Almanya'da bazı uygulamalar bulunmaktadır. Nükleer tesislerin Almanya'da işletmeden alınması ve sökülmesi işlemlerinin maliyeti zamanla azalmıştır. Özellikle uzaktan kumandalı sökme teknolojisinin gelişmesi ve maliyetlerin kabul edilebilir düzeye inmesi ile tesis sökülmesi işlemleri eskiye göre daha ucuz olmaktadır. Almanya'da kurulu bulunan standart bir nükleer reaktörün (1200 MWe) işletmeden alınması, sökülmesi ve yeşil alana dönüştürülmesinin maliyetinin 400 Milyon Euro olacağı tahmin edilmektedir ve bu rakam santralın ilk yatırım maliyetinin yaklaşık %20'sine karşılık gelmektedir. Fransa'da da benzer şekilde tesis sökme maliyet hesaplamaları yapılmaktadır ve 900 MWe gücündeki bir nükleer reaktörün işletmeden alma+sökme maliyetinin 210 Milyon Euro olacağı tahmin edilmektedir ve bu rakamın ilk yatırım maliyeti içindeki payı %15 kadardır.

ÇERNOBİL NÜKLEER REAKTÖRÜ KAZASI

Ukrayna’daki Çernobil nükleer güç santralındaki kaza, reaktör güvenliği ile ilgili bir test sırasında gerçekleşmişti. Yapılan test, bu tür reaktörlerin kararlı çalışamadığı çok düşük güç seviyesindeydi ve bu seviyede reaktörün güvenlik sistemlerinin devreye girmemesi için, sorumlu operatörler, normalde yapmamaları gerektiği halde acil durum kapama sistemini devre dışı bırakmışlardı. Deney sırasında kalp içi sıcaklıklar güvenli seviyenin üstüne çıktığında ise reaktörü kapatacak ve soğutma sağlayacak sistemler devre dışındaydı. Bu affedilmez hata, buhar basıncının artmasına ve bu yüzden oluşan buhar patlamasıyla birlikte çatının çökmesine yol açtı. Böylece, reaktör içindeki sıcak grafit doğrudan atmosferle temas eder hale geldi. Havada bulunan oksijenle reaksiyona giren grafitin yanmasıyla reaktör kalbi bütünlüğünü kaybetti ve bu tür Rus reaktörlerinde (RMBK-1000) koruma kabuğunun da olmaması nedeniyle, radyoaktif maddeler dışarı salındı.

.

26. Nisan 1986, saat 01:23’de olan bu kazanın etkileri çok büyük oldu. Dünyadaki, çoğunluğu 25 yıldan fazla işletme deneyimine sahip 400’den fazla nükleer reaktör içinde, çevredeki halk için ciddi olumsuz sonuçlara yol açan ilk kazaydı. 35 kişi kaza nedeniyle hayatını kaybetti. Uzun dönemde de binlerce kişi üzerinde olumsuz etkileri görülmeye devam etmekte.

Ukrayna'nın Kiev kenti yakınlarındaki Çernobil Nükleer Güç Reaktörünün 4.ünitesinde 26 Nisan 1986 günü erken saatlerde meydana gelen nükleer kaza sonrasında atmosfere büyük miktarda fisyon ürünleri salındığı 30 Nisan 1986 günü tüm dünya tarafından öğrenildi. Kazadan kaynaklanan radyoaktif salınım, 28 Nisan tarihinde kuzey-batı yönünde esen rüzgarlarla İskandinavya'nın güney ve orta bölgelerine yönelmişti. 3 Mayıs Cumartesi günü bulaşmış (kontamine) hava kütlesi Avrupa'nın büyük bir kısmı ile birlikte Bulgaristan ve Yunanistan üzerinden Trakya'yı etkisi altına aldı. İkinci bir salınımla Çernobil'den doğuya sürüklenen bulaşmış hava kütlesi 7-9 Mayıs tarihlerinde Kırım Yarımadası'nın kuzeyinden Karadeniz üzerinden geçerek Türkiye'nin kuzey-doğu kıyılarına ulaştı.
Radyoaktif bulutun yaptığı hareket mevcut atmosferik koşullardan ve hakim rüzgar yönlerinden kaynaklanmaktaydı. Bu nedenle, radyoaktif etki homojen bir dağılım göstermemekteydi. Bu durum şimdiye kadar meydana gelmiş en büyük nükleer reaktör kazasından büyük bir şans eseri Türkiye'nin büyük bir kısmının etkilenmeden çıkmasını sağladı. Ancak, tüm dünyada ekonomik, sosyal ve siyasal sorunlar yaratan etkileri kazanın üzerinden geçen yıllara rağmen halen süregelmektedir.
Bulutun geçtiği sırada etkisi altındaki ülkelerde yağış olması durumu o ülkenin radyoaktif bulaşmaya maruz kalmasındaki en önemli nedeni teşkil etmektedir. Bundan dolayıdır ki Türkiye, bulutun üzerinde seyrettiği tarihlerde Trakya ve Doğu Karadeniz bölgelerinde yağış alan yerlerde, özellikle Karadeniz Bölgesinin fındık, tütün ve çay üretimi yapılan bir kısım alanlarında yağış alması sebebiyle Çernobil reaktöründen kaynaklanan radyoaktivitenin etkisini ağırlıklı olarak hissetti. Dolayısıyla radyasyon etkilerinin hafifletilmesine yönelik önlemler de Trakya ve Karadeniz bölgelerinin bazı kısımlarına yönelik olarak alındı. Radyoaktif bulutun geşiş döneminde Trakya'da çok kısa yarı ömürlü I-131 radyoizotopuna karşı, etkilenen bölgelerde, meradaki hayvanların radyoaktif yağıştan etkilenmiş otları yemesini önlemek üzere ahırlarda tutularak bulaşmamış kuru ve suni yem ile beslenmesi; bulaşmış bir kısım sütün (Edirne ve yöresinde) toplatılarak beyaz peynir yapılması gibi bir dizi önlemle müdahale edildi. Radyoaktif iyota göre fiziksel yarı ömrü çok daha uzun olan radyoaktif sezyum ile, özellikle Karadeniz Bölgesinin en önemli tarım ürünü çayda mücadele edildi. Türk insanının büyük bir kısmının vazgeçilmez alışkanlığı olan çay, kontrol edilerek sağlığa zararlı olmamakla beraber spekülatif yorumlara yol açmaması için büyük bir ekonomik kayıp göze alınarak, 58.000 ton çayın imhası ile sonuçlanan bu denetim programı sonucunda radyoaktif bulaşmanın etkilerinin giderilmesine yönelik başarı sağlandı.

Doğu Karadeniz Bölgesinin diğer iki önemli ürünü olan fındık ve tütün ise Türkiye'nin bu iki tarım ürünü bakımından dünya rekoltesine önemli katkı sağlaması sebebiyle hiçbir zorlukla karşılaşılmadan, tütün başta ABD olmak üzere, ithalatda değişik limitler uygulayan ülkelere, aktivitelerine göre tasnif edilerek ihraç edildi.
Diğer Avrupa ülkeleri arasında kazanın etkisi en az düzeyde hisssedilen Türkiye'de çay dahil akla gelebilecek tüm tarım ürünleri ile ithal edilen gıda maddeleri ve hayvan yemleri ile solunum yada sindirim yolu ile Türk insanına ek risk getirecek tüm maddeler radyoaktif bulaşma yönünden titizlikle denetlendi ve denetlenmeye devam edilmektedir.
Meydana gelebilecek bir nükleer kazanın etkilerinin sınır tanımazlığı Çernobil kazası ile açık bir şekilde ortaya çıkmıştır. 1000-1500 metre yükseklikteki hava dinamiğine göre hareket eden radyoaktif bulutun atmosfer hareketlerine bağlı olarak serbest dolaşımını engelleyebilecek herhangi bir mekanizma mevcut değildir. Ancak alınacak bir dizi önlem ile radyasyon etkilerinin hafifletilebilmesi mümkündür. Bu ise bir nükleer kaza durumunda ortak mücadele verebileek ilgili kuruluşların etkin koordinasyonu ile sağlanabilir. Böyle bir kaza durumunda halkın sağduyu ile davranarak mevcut durumun ciddiyetinin haffifletilebilmesi için işbirliğini desteklemeleri ve spekülasyonlara değer vermemeleri beklenir. Çernobil Nükleer Kazasının ardından geçen 10 yıl dünyanın birçok ülkesinde olduğu gibi Türkiye'ye de benzeri tehlike durumlarına yönelik tavır almada çok şey öğretmiştir.
Çernobil kazası sonucunda radyoaktif kirlenmeden dolayı insanlar, radyoaktif bulutun geçişi esnasında buluttan ve yerden dış ışınlamaya, solunum ve sindirim yolu ile de iç ışınlamaya maruz kaldılar. Çernobil kazasından kaynaklanan radyoaktif bulutun atmosferde taşınmasının 10 günlük bir süreyi kapsaması ve bu süre zarfında bulut konsantrasyonun oldukça seyrelmesi ayrıca hareketinin atmosferin üst tabakalarından taşınması gözönüne alındığında Türkiye'yi diğer Avrupa ülkelerine göre daha az etkilediği anlaşılmaktadır. Bu sebeple Türk toplumunun Çernobil kazası sebebiyle maruz kaldığı etki Türk insanının yaşadığı bölge dolayısıyla maruz kaldığı doğal radyasyon etkisine kıyasla önemsiz olarak nitelendirilebilir.
Enerji üretimi amacıyla kurulan nükleer santralların nükleer silah yapımıyla bir ilişkisi bulunmamaktadır. "Nükleer Silahların Yayılmasının Önlenmesi" Antlaşmasını imzalayan ülkeler - ki ülkemiz bu antlaşmaya taraftır- uluslararası denetimlere açıktır. Nükleer silahların yayılmasını önlemek üzere, Birleşmiş Milletlerin bir alt kuruluşu olan Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı sürekli denetim faaliyetlerinde bulunmaktadır. Ayrıca, nükleer santralın bir ülkede bulunması tek başına nükleer silah yapımı için yeter şart değildir. Bu iş için başka tesislerin kurulması gerekmektedir. Nükleer güçle ilgili gerçekler üzerinde çalıştıkça, yararlarını ve oluşabilecek riskleri daha iyi anlayabilir, duygusal olmak yerine gerçekçi bir tutum takınabiliriz. Elektrik, buhar makinası, otomobil, uçak, uzay araştırmaları gibi yirminci yüzyılda ortaya çıkan her yeni teknoloji, başlangıçta birçok tehlikelerle dolu olduğu şeklinde kamuoyuna yansıtılmıştır. Ancak yaşamımıza getirdiği katkılar ortaya çıktıkça bu korkumuz da azalmıştır.

Modern Nükleer santrallar bir çok güvenlik sistemiyle donatılmışlardır. Bir sistem tamamıyla arızalansa bile diğeri onun yerine geçecek şekilde tasarlanmışlardır. Aynı zamanda diğer konvansiyonel elektrik üreten teknolojilerden farklı olarak, yer seçimi, inşaat, işletme ve işletme sonrası sökülme süreçlerinde, bağımsız bir otorite tarafından denetlenirler.