| dc.contributor.advisor | Ergün, Şule | |
| dc.contributor.author | Duman Kantarcıoğlu, Veda | |
| dc.date.accessioned | 2018-12-26T10:47:42Z | |
| dc.date.available | 2018-12-26T10:47:42Z | |
| dc.date.issued | 2018 | |
| dc.date.submitted | 2018-07-05 | |
| dc.identifier.citation | DUMAN KANTARCIOĞLU, VEDA," NÜKLEER GÜÇ SANTRALLERİNDE AĞIR KAZALAR İÇİN 3+ SEVİYE OLASILIKLI GÜVENLİK ANALİZİ YÖNTEMİNİN GELİŞTİRİLMESİ VE AKKUYU NÜKLEER GÜÇ SANTRALİ İÇİN UYGULANMASI", HACETTEPE ÜNİVERSİTESİ, 2018 | tr_TR |
| dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/11655/5569 | |
| dc.description.abstract | The purpose of this thesis is to develop 3+ level probabilistic safety analysis (PSA) method
for severe accidents in nuclear power plants and to apply the developed method to Akkuyu
Nuclear Power Plant. For this purpose, first of all, safety principles in nuclear power plants
were investigated. Off-site emergency management is defined as the ultimate safety barrier
for severe accidents. For this reason, off-site emergency management approaches in Turkey
and around the world have been examined. International standards for emergency and early
protective measures have been explored. Mass evacuation practices were also investigated
to detail the evacuation procedures which is one of the protective measures applied during
general emergencies.
In this study, 2nd and 3rd Level PSA applications were carried out in order to comprehend
PSA methods in an integrated manner. For this purpose, AES 2006 reactor design and
containment safety systems of Mersin Akkuyu NPP were examined. In order to study the
behavior of containment safety systems in a selected severe accident scenario, a simplified
Level 2 PSA application was performed. In this application, containment event tree (CAT)
and fault trees for passive safety systems of containment were developed. Analysis were
performed using SAPHIRE code.
Moreover, calculations were performed to understand the logic behind atmospheric
dispersion of radioactive materials in case of severe accidents. The calculation of the air
concentrations at different distances were performed using the PAVAN code as a
fundamental application. In addition, as an application related to Level 3 PSA, radiation
exposures that may arise from atmospheric dispersion were calculated for emergency
planning zones. For the severe accident case, RASCAL code was used to estimate the dose
distribution. Also, with NRC DOSE code, dose distributions were estimated using the
expected releases during normal operation. All data obtained were used to verify the data
presented by Akkuyu Project Company in the Environmental Impact Assessment (EIA)
Report.
According to the relevant regulations, size of Urgent Protective Action Zone (UPZ) is a
circle with 20 km diameter. Today, approximately 15,000 people live within UPZ. It is
assumed that Akkuyu NPP will be online in 2025 and the population estimated for the year
2025 is 26,000 within UPZ. In the light of obtained data, the area subject to the evacuation
plan was examined in detail and a probabilistic approach to the delay of evacuation, due to
the failures in the off-site emergency management process, was developed. Based on this
approach the evacuation model was generated. In the analysis, fault tree method was used.
The uncertainties in the results were analyzed and the confidence intervals were determined.
In addition, different combinations of failures that may arise independently from each other
were studied and their possible consequences were predicted. A risk matrix was constructed
to illustrate the probability-consequence analysis. Combinations with high probability and
large negative impacts on evacuation and with low probability but large negative impacts
were stated as having high risk profile because they may cause a serious break down in
evacuation procedures.
The results show that the probability of accidents during mass evacuation practices is
extremely high. The confidence intervals of the calculations are wide. The generated risk
matrix shows that disruptions can significantly affect the evacuation processes and in some
combinations the process can be seriously interrupted. As a result, it is concluded that the
developed method is a method that can be used to base plans on numerical data and analysis,
to make the necessary arrangements in the plans by anticipating possible problems and to
develop realistic emergency management approaches in this way. | tr_TR |
| dc.description.tableofcontents | ÖZET i
ABSTRACT
TEŞEKKÜR
İÇİNDEKİLER i
ÇİZELGELER v
ŞEKİLLER viii
KISALTMALAR
1. GİRİŞ 1
2. LİTERATÜR TARAMASI 8
2.1. Nükleer Güç Santrallerinde Güvenlik 8
2.1.1. Temel İlkeler 10
2.1.2. Özel İlkeler 15
2.2. Nükleer Güvenlik Analizleri 22
2.2.1. Deterministik Güvenlik Analizleri (DGA) 22
2.2.2. Olasılıklı Güvenlik Analizleri (OGA) 26
2.3. Olasılıklı Güvenlik Analizleri (OGA)’nin Seviyeleri 33
2.3.1. 1. Seviye OGA 34
2.3.2. 2. Seviye OGA 37
2.3.2.1. 2. Seviye OGA’nın Adımları 42
2.3.2.2. 2. Seviye OGA Sonuçlarının Dokümante Edilmesi 56
2.3.3. 3. Seviye OGA 57
2.3.3.1. Radyonüklit Salımının Belirlenmesi 60
2.3.3.2. Atmosferik Dağılım ve Birikme 61
2.3.3.3. Meteorolojik Veri ve Örneklenmesi 62
2.3.3.4. Maruziyet Yolları ve Doz Hesaplamaları 63
2.3.3.5. Nüfus, Tarım ve Ekonomik Veriler 66
2.3.3.6. Önlemlerin Etkisi 67
2.3.3.7. Sağlık Etkileri 69
2.3.3.8. Ekonomik Sonuçlar 70
2.3.3.9. 3. Seviye OGA Sonuçlarının Dokümante Edilmesi 72
2.3.3.10. Duyarlılık ve Belirsizlik Analizleri 73
2.4. Türkiye’de Acil Durumlara Müdahale Yaklaşımı 74
2.4.1. Ülke Genelini Etkileyebilecek Acil Durumlara Müdahale Yaklaşımı 74
2.4.2. NGS’lere ilişkin Müdahale Yaklaşımı 78
2.4.2.1. Acil Durum Planlama Bölgeleri ve Mesafeleri 81
2.4.2.2. “Genel Acil Durum” Sınıfında Kategori I ve II’deki tesisler için müdahale yaklaşımı 84
2.5. NGS Genel Acil Durumlarında Tahliye Planlaması 86
2.5.1. UAEA’nın Yaklaşımı 87
2.5.2. ABD Nükleer Düzenleme Kurulu’nun Acil Durum Yaklaşımı 93
2.5.3. UAEA ve NRC Ortak Yaklaşımı: Tahliye Süresi Tahmini Analizleri 99
2.5.4. Genel Değerlendirme 103
2.6. Tahliyeyi Etkileyen Faktörler 105
2.7. Kullanılan Bazı İstatistik Kavramları 109
2.7.1. Temel Kavramlar 110
2.7.2. Kesikli Rassal Değişkenler ve Dağılımları [42] 110
2.7.2.1. Rassal Değişken 110
2.7.2.2. Olasılık Dağılımı 111
2.7.2.3. Bazı Kesikli Dağılımlar 111
2.7.3. Sürekli Rassal Değişkenler ve Olasılık Dağılımları [42] 112
2.7.3.1. Sürekli Rassal Değişkenler 112
2.7.3.2. Normal Dağılım 113
2.7.3.3. Binom Dağılımına Normal Dağılım Yaklaşımı 114
2.7.4. İstatistiksel Tahminleme [43] 115
2.7.4.1. Nokta tahminlemesi 115
2.7.4.2. Aralık Tahminlemesi 115
2.7.5. Karar Teorisi [43] 117
2.7.5.1. Karar Probleminin Bileşenleri 118
2.7.5.2. Belirsizlik Altında Karar Verme 119
2.7.5.3. Risk Altında Karar Verme 120
2.7.5.4. Karar Ağacı 122
3. AKKUYU NÜKLEER GÜÇ SANTRALİNİN ÖZELLİKLERİ 123
3.1. Akkuyu Nükleer Güç Santrali Projesi 123
3.2. Akkuyu NGS Teknik Özellikleri 126
3.3. Güvenlik Sistemleri 131
3.4. Koruma Kabı Özellikleri ve Sistemleri 135
3.4.1. UAEA’nın Koruma Kabı için Temel Standartları 135
3.4.2. Koruma Kabı Tasarımı 138
3.4.2.1. Aktif Güvenlik Sistemleri 140
3.4.2.2. Pasif Güvenlik Sistemleri 141
4. GÜVENLİK ANALİZLERİ VE ANALİZ SONUÇLARI 145
4.1. Çalışmanın Temelini Oluşturan Senaryo 146
4.1.1. Koruma Kabı Bütünlüğünün Bozulması Yolları 146
4.1.2. Kaza Senaryosu 147
4.2. 2. Seviye Olasılıklı Güvenlik Analizi Uygulaması 151
4.2.1. Sınırlayıcı Güvenlik Sistemleri 151
4.2.1.1. Koruma Kabı Binası 152
4.2.1.2. Kapaklar, Geçişler, Kapılar ve Gömülü Öğeler 153
4.2.1.3. Sızdırmaz Boru Sistemi ve Kablo Girişleri 153
4.2.1.4. İzolasyon Araçları 153
4.2.1.5. Hidrojen Konsantrasyonu İzleme ve Acil Durum Hidrojen Tahliye Sistemi 153
4.2.1.6. Koruma Kabı Anulus Pasif Filtrasyon Sistemi 154
4.2.1.7. Eriyik Kor Lokalizasyon ve Soğutma Sistemi 154
4.2.2. Analizlerde Kullanılan Bilgisayar Kodu: SAPHIRE 156
4.2.2.1. Genel Bilgiler 156
4.2.2.2. Teknik Arkaplan 159
4.2.3. Model 174
4.2.3.1. Analizlerde Kullanılan Güvenilirlik Verileri 182
4.2.4. Oluşturulan Olay Ağacı ve Sonuçlar 182
4.2.4.1. Hata Ağacı Hesaplamalarında Farklı Belirsizlik Analizi Yöntemleri ile Elde Edilen Sonuçlar 184
4.2.4.2. Monte Carlo Yöntemi ile Elde Edilen Belirsizlik Analizi Sonuçları 185
4.2.4.3. Latin Hiper Küp Modeli ile Elde Edilen Belirsizlik Analizi Sonuçları 186
4.2.4.4. Olay Ağacı Hesaplamalarında Farklı Belirsizlik Analizi Yöntemleri ile Elde Edilen Sonuçlar 187
4.3. 3. Seviye Olasılıklı Güvenlik Analizi Uygulaması 193
4.3.1. Kullanılan Meteorolojik/Aerolojik Veriler 194
4.3.2. Kaza Durumlarındaki Salımlardan Kaynaklı, Dış Işıma ve Soluma Yoluyla Gerçekleşecek Radyasyon Maruziyet Dozlarının Hesaplanması ve ÇED Raporundaki Verilerle Karşılaştırılması 201
4.3.2.1. Kodun Tanıtımı ve Hesaplama Yöntemleri 201
4.3.2.2. Kodun Kullanımı ve Girdileri 206
4.3.2.3. Sonuçlar 209
5. AKKUYU’DA APB İÇİN TAHLİYE MODELLEMESİ 211
5.1. Ağır NGS Kazalarında Tahliye 211
5.2. Saha Analizi 215
5.3. Acil Durum Yöntemi Senaryosu Geliştirilirken Dikkate Alınan Veriler 219
5.3.1. APB Sınırları İçinde Kalan Hastaneler 222
5.3.2. APB Sınırları İçinde Kalan Okullar 222
5.3.3. Turistik Tesisler 223
5.3.4. Tahliye Prosedürleri için Kabuller 224
5.4. Model 227
6. 3+ SEVİYE OGA 230
6.1. Geliştirilen Metodoloji 230
6.2. Sonuçlar ve Belirsizlik Analizi 234
6.2.1. Hata Ağacı Hesaplamalarının Sonuçları 234
6.2.2. Belirsizlik Analizinde Kullanılan Yöntemler 236
6.2.3. Belirsizlik Analizi Sonuçları 237
6.3. 3+ Seviye OGA Metodolojisinin Akkuyu NGS için Uygulanması 238
6.4. Genel Değerlendirme 241
7. SONUÇ VE ÖNERİLER 244
8. İLERİDE YAPILACAK ÇALIŞMALAR 249
KAYNAKLAR 250
EKLER 256
EK-1 256
ATMOSFERİK DAĞILIM HESAPLAMALARI 256
Kodun Tanıtımı ve Hesaplama Yöntemleri 256
Girdi Olarak Kullanılan Veriler 263
Sonuçlar 264
EK-2 272
NORMAL İŞLETİM HESAPLAMALARI 272
Kodun Tanıtımı ve Hesaplama Yöntemleri 272
Kodun Kullanımı ve Girdileri 277
Sonuçlar 282
ÖZGEÇMİŞ 285 | tr_TR |
| dc.language.iso | tur | tr_TR |
| dc.publisher | Fen Bilimleri Enstitüsü | tr_TR |
| dc.rights | info:eu-repo/semantics/openAccess | tr_TR |
| dc.subject | Olasılıklı Güvenlik Analizi (OGA) | |
| dc.subject | Seviye OGA, | |
| dc.subject | 3. Seviye OGA | |
| dc.subject | 3+ Seviye OGA | |
| dc.subject | Acil Durum Yönetimi | |
| dc.subject | Akkuyu Nükleer Güç Santrali | |
| dc.subject | Ağır Kaza | |
| dc.subject | Kitlesel Tahliye | |
| dc.subject | Risk Temelli Karar Alma Süreçleri | |
| dc.subject | Pavan | |
| dc.subject | Saphire | |
| dc.subject | Rascal | |
| dc.subject | Nrcdose | |
| dc.title | Nükleer Güç Santrallerinde Ağır Kazalar İçin 3+ Seviye Olasılıklı Güvenlik Analizi Yönteminin Geliştirilmesi Ve Akkuyu Nükleer Güç Santrali İçin Uygulanması | tr_TR |
| dc.title.alternative | Development Of 3+ Level Probabilistic Safety Assessment Method For Severe Accidents In Nuclear Power Plants And Application For Akkuyu Nuclear Power Plant | tr_TR |
| dc.type | info:eu-repo/semantics/doctoralThesis | tr_TR |
| dc.description.ozet | Bu tezin amacı nükleer güç santrallerinde (NGS) bir ağır kaza meydana gelmesi durumu
için 3+ seviye olasılıklı güvenlik analizi (OGA) yönteminin geliştirilmesi ve geliştirilen
yöntemin Mersin’de kurulacak olan Akkuyu Nükleer Güç Santrali’ne uygulanmasıdır. Bu
amaçla öncelikli olarak nükleer güç santrallerinde güvenliğin genel ilkeleri araştırılmıştır.
Saha dışı acil durum yönetimi, ağır kaza durumlarında son güvenlik bariyeri olarak
tanımlanır. Bu nedenle, bu tez çalışmasında, ülkemizdeki ve dünyadaki acil durum yönetim
yaklaşımları irdelenmiştir. Acil ve erken koruyucu önlemlerin uluslararası standartları
araştırılmıştır. Genel acil durumlar sırasında uygulanan koruyucu önlemler arasında yer alan
tahliyenin detaylarına inebilmek için kitlesel tahliye uygulamaları incelenmiştir.
Bu çalışmada, ayrıca, olasılıklı güvenlik analizi yöntemlerinin bir bütünlük içinde
kavranmasına yönelik olarak 2. ve 3. Seviye OGA uygulamaları yapılmıştır. Bu amaçla,
Mersin Akkuyu Nükleer Güç Santralinde kurulması planlanan AES 2006 reaktör tasarımı
ve koruma kabı güvenlik sistemleri incelenmiştir. Seçilen bir tasarım ötesi kaza
senaryosunda koruma kabı güvenlik sistemlerinin davranışını incelemek amacıyla, koruma
kabı güvenlik sistemlerinin devreden çıkması sonucu koruma kabı bütünlüğünün bozulması
yollarını içeren basitleştirilmiş 2. Seviye olasılıklı güvenlik analizi uygulaması yapılmıştır.
Bu uygulamada sistemlerin hata ağaçları ve koruma kabı bütünlüğü bozulmasına ilişkin olay
ağacı hazırlanarak SAPHIRE kodu ile modellenmiştir.
Çalışmanın ilerleyen bölümlerinde, nükleer güç santrallerinden salınan radyoaktif
maddelerin atmosferik dağılımlarının hesaplamalarının uygulamaları da
gerçekleştirilmiştir. NGS’den farklı uzaklıklardaki konsantrasyonların PAVAN kodu ile
hesaplanması ile atmosferik dağılım konusunda temel bir uygulama yapılmıştır. Ayrıca, 3.
Seviye olasılıklı güvenlik analizi ile ilgili bir uygulama olarak acil durum planlama
bölgesinde atmosferik dağılımdan kaynaklanabilecek radyasyon maruziyetleri
hesaplanmıştır. Kaza durumu için doz dağılımı hesaplamalarında RASCAL kodu
kullanılmıştır. NRCDOSE kodu ile de normal işletim sırasında gerçekleşeceği öngörülen
salım verileri kullanılarak doz dağılımları tahmin edilmiştir. Elde edilen tüm veriler Akkuyu
Proje Şirketi tarafından Çevre Etki Değerlendirme (ÇED) Raporu’nda sunulan verilerin
doğrulanması amacıyla kullanılmıştır.
İlgili mevzuat gereği, Akkuyu Nükleer Güç Santralinde bir ağır kaza meydana gelmesi
durumunda 20 km’lik çap içinde kalan halkın tahliyesi söz konusudur. Bu bölgede bugün
itibariyle yaklaşık 15.000 kişi yaşamaktadır. Santralin 2025 yılında işletime alınacağı
öngörülerek nüfus dağılımı için 2025 yılı projeksiyonu yapılmıştır. 2025 yılı nüfus tahmini
Acil Koruyucu Eylem Planlama Bölgesi (APB) içerisinde yaklaşık 26.000 kişinin
bulanacağını göstermiştir. Elde edilen veriler ışığında, tahliye planlamasına tabi olan bölge
detaylı olarak incelenmiş, saha dışı acil durum yönetimi süreçlerindeki aksaklıklar
nedeniyle tahliyenin gecikmesine ilişkin olasılıklı bir yaklaşım geliştirilmiş ve bu yolla
tahliye modeli geliştirilmiştir. Analizlerde hata ağacı yöntemi kullanılmıştır. Oluşturulan
model ile elde edilen sonuçlardaki belirsizlikler hesaplanmış ve güven aralıkları
belirlenmiştir. Ek olarak, birbirinden bağımsız olarak ortaya çıkabilecek aksaklıkların farklı
kombinasyonları oluşturularak, bunların olası sonuçları değerlendirilmiştir. Bir risk matrisi
oluşturularak olasılık-etki analizi resimlenmiştir. Olasılığı düşük ancak olumsuz etkisi
büyük olan olaylar ile olasılığı yüksek ve olumsuz etkisi büyük olan kombinasyonlar yüksek
risk bölgesini oluşturmuştur.
Elde edilen sonuçlar, kitlesel tahliye uygulamaları sırasında aksaklık yaşanması
olasılıklarının son derece yüksek olduğunu göstermektedir. Hesaplamaların güven aralıkları
oldukça geniştir. Oluşturulan risk matrisi, aksaklıkların tahliye süreçlerini önemli ölçüde
etkileyebileceğini ve bazı kombinasyonlarda süreci ciddi şekilde kesintiye uğratabileceğini
göstermektedir. Sonuç olarak, geliştirilen yöntemin, planların sayısal verilere ve analizlere
dayandırılması, muhtemel aksaklıkların öngörülerek planlarda gerekli düzenlemelerin
yapılması ve bu yolla gerçekçi acil durum yönetimi yaklaşımlarının geliştirilmesi amacıyla
kullanılabilecek bir yöntem olduğu sonucuna varılmıştır. | tr_TR |
| dc.contributor.department | Nükleer Enerji Mühendisliği | tr_TR |
| dc.contributor.authorID | 169902 | tr_TR |
