Radyoaktif Maddelerin Serbestleştirilmesi ve Salımına İlişkin Yönetmelik

RADYOAKTİF
MADDELERİN SERBESTLEŞTİRİLMESİ


VE SALIMINA İLİŞKİN
YÖNETMELİK


 


BİRİNCİ BÖLÜM


Başlangıç Hükümleri


Amaç


MADDE 1- (1) Bu
Yönetmeliğin amacı, radyoaktif maddelerin serbestleştirilmesine ve salımına ilişkin
ilkeler ile usul ve esasları belirlemektir.


Kapsam


MADDE 2- (1) Bu
Yönetmelik, nükleer enerji ve iyonlaştırıcı radyasyona ilişkin faaliyetlerin
yürütülmesi sırasında ortaya çıkan radyoaktif maddelerin serbestleştirilmesi ve
salımına ilişkin işlemleri kapsar.


Dayanak


MADDE 3- (1) Bu
Yönetmelik, 5/3/2022 tarihli ve 7381 sayılı Nükleer Düzenleme Kanununun 9 uncu
maddesinin altıncı fıkrası ile 95 sayılı Nükleer Düzenleme Kurumunun Teşkilat
ve Görevleri Hakkında Cumhurbaşkanlığı Kararnamesinin 5 inci maddesinin birinci
fıkrasının (b) bendine dayanılarak hazırlanmıştır.


Tanımlar


MADDE 4- (1) Bu
Yönetmelikte geçen;


a) Kurum: Nükleer Düzenleme
Kurumunu,


b) Muamele: Radyoaktif atık
içeriğinin değiştirilmesi, radyoaktif atık hacminin azaltılması ve radyonüklitlerin
ayrıştırılması amacıyla yapılan iyon değiştirme, çöktürme, filtreleme ve
yoğunlaştırma gibi yöntemleri içeren faaliyetleri,


c) Oranlama çarpanları:
Radyoaktivitesi doğrudan ölçülemeyen radyonüklitlerin radyoaktivitelerinin,
ölçümü yapılabilen radyonüklitlerin radyoaktiviteleri ile çarpılarak
hesaplanabilmesi için kullanılan katsayıyı,


ç) Radyoaktif atık: Bir daha
kullanılmamasına karar verilen ve Kurum tarafından belirlenen serbestleştirme
ve salım sınırlarının üzerinde radyoaktiviteye sahip radyoaktif maddeleri ve
radyoaktif madde bulaşmış ya da radyoaktif olmuş her türlü malzemeyi,


d) Radyoaktif madde: Nükleer
madde, radyoaktif kaynak ve radyoaktif atıklar da dâhil olmak üzere,
çekirdekleri kendiliğinden bozunmaya uğrayarak radyasyon yayan izotop veya
izotopları içeren maddeleri,


e) Radyoaktif kirlilik: Çevrede,
vücutta veya herhangi bir maddenin yüzeyinde veya içinde istenmeyen radyoaktif
madde birikimini,


f) Saha: Tesisin yer aldığı,
etrafı fiziksel bariyerlerle çevrili, giriş ve çıkışı kontrollü olan ve Kurum
onayına tabi alanı,


g) Salım: Radyoaktivitesi veya
aktivite konsantrasyonu salım sınırlarını aşmayan gaz, aerosol ve sıvı hâldeki
radyoaktif maddelerin atmosfere, yüzey veya yeraltı sularına ya da
kanalizasyona planlı ve kontrollü olarak verilmesini,


ğ) Salım sınırları: Tesislerin
normal işletme durumlarında ve radyasyon uygulamalarının veya diğer
faaliyetlerin yürütülmesi sırasında ortaya çıkan radyoaktif gaz, aerosol veya
sıvıların çevreye salımı için, Kurum tarafından belirlenen veya uygun görülen
radyoaktivite ya da aktivite konsantrasyonu cinsinden değerleri,


h) Serbestleştirme: Radyoaktif
maddelerin radyoaktivitelerinin serbestleştirme sınırlarının altında olması
veya altına düşmesi sonucu düzenleyici kontrolden çıkarılmasını,


ı) Serbestleştirme sınırları:
Radyoaktif maddelerin serbestleştirilebilmesi için; doz, aktivite
konsantrasyonu ve yüzeydeki radyoaktif kirlilik düzeyleri cinsinden Kurum
tarafından belirlenen değerleri,


i) Temsilî kişi: Belirli bir
tesisten, radyasyon uygulamasından veya diğer faaliyetlerden kaynaklanan
radyasyon nedeniyle ışınlanan halkı temsilen en yüksek dozu alma ihtimali olan
kuramsal kişiyi,


j) Tesis: Nükleer tesis,
radyasyon tesisi veya radyoaktif atık tesisini,


k) Yetkilendirilen kişi: 7381 sayılı
Kanun kapsamındaki bir faaliyetin yürütülmesi için Kurum tarafından kendisine
lisans, izin, onay veya yetki belgesi verilen gerçek veya tüzel kişiyi,


ifade eder.


İKİNCİ BÖLÜM


Serbestleştirme


Serbestleştirme ilkeleri


MADDE 5- (1)
Serbestleştirme yalnızca katı formdaki radyoaktif maddelere uygulanır.


(2) Radyoaktif maddelerin
radyoaktivitesinin serbestleştirme sınırlarının altına düşürülmesi amacıyla
radyoaktif kirliliğin giderilmesi veya radyoaktif bozunma için bekletme gibi
yöntemler uygulanabilir. Serbestleştirme sınırlarının üzerinde radyoaktiviteye
sahip radyoaktif maddeler serbestleştirilmek amacıyla diğer maddelerle
karıştırılamaz.


(3) Tesis sahasının ve radyasyon
uygulamasının veya diğer faaliyetlerin yürütüldüğü yerin düzenleyici kontrolden
çıkarılabilmesi için, sahada veya yerde kalması planlanan ve bütünlüğünü
koruyan binaların veya binaların yıkılmasıyla ortaya çıkan molozların
serbestleştirilmiş olması gerekir.


(4) Radyoaktif maddeler;
serbestleştirme sonrası uygulanacak işlemin dikkate alınmadığı durumda
koşulsuz, dikkate alındığı durumda koşullu olarak serbestleştirilebilir.
Koşullu serbestleştirmenin uygulandığı durumda radyoaktif maddelere uygulanan
işlem, yetkilendirilen kişi tarafından Kuruma bildirilir.


Serbestleştirme sınırlarına
ilişkin genel hükümler


MADDE 6- (1)
Serbestleştirme sonrası uygulanacak işlemin dikkate alınmadığı durumda, yapay
radyonüklit içeren radyoaktif maddeler için EK-1’de yer alan aktivite
konsantrasyonu değerleri koşulsuz serbestleştirme sınırı olarak kullanılır.


(2) Serbestleştirme sonrası
uygulanacak işlemin dikkate alınmadığı durumda, doğal radyonüklit içeren
radyoaktif maddelerin serbestleştirilmesinde; K-40 için 10 Bq/gr ve uranyum ve
toryum bozunma zincirindeki radyonüklitler için 1 Bq/gr değerleri koşulsuz serbestleştirme
sınırı olarak kullanılır.


(3) Serbestleştirme sonrası
uygulanacak işlemin dikkate alındığı nükleer tesislerde ve radyoaktif atık
tesislerinde, doğal veya yapay radyonüklitlerle kirlenmiş metallerin, binaların
ve molozların koşullu serbestleştirilmesi için EK-2 ila EK-5’te yer alan
değerlerden ilgili olanları kullanılır. Bu tesislerin işletmeden çıkarılması
sürecinde ortaya çıkan 9 uncu ve 10 uncu maddelerde belirtilenlerden farklı
koşullarda ya da farklı türde radyoaktif maddeler için EK-1’de yer alan
aktivite konsantrasyonu değerleri veya 7 nci maddenin ikinci fıkrasında
belirtilen doz kriterleri serbestleştirme sınırı olarak kullanılır.


(4) Radyasyon tesisleri ve
uygulamaları için EK-1’de yer alan aktivite konsantrasyonu değerleri veya 8 inci
maddede verilen koşullu serbestleştirme sınırları serbestleştirme sınırı olarak
kullanılır.


(5) Tesis ve radyasyon uygulaması
dışında kalan diğer faaliyetler için EK-1’de yer alan aktivite konsantrasyonu
değerleri veya 7 nci maddenin ikinci fıkrasında belirtilen doz kriterleri
serbestleştirme sınırı olarak kullanılır.


(6) Serbestleştirilecek
radyoaktif maddeler için EK-1 ila EK-5’te verilen değerlerin kullanılmasında
EK-6’da yer alan hususlar dikkate alınır.


Serbestleştirilen radyoaktif
maddeler nedeniyle temsilî kişilerin alabileceği dozlar


MADDE 7- (1)
Aşağıdaki durumlarda, serbestleştirilmesi planlanan radyoaktif maddelerin
miktarları ve radyoaktiviteleri ile serbestleştirme sürecinde yaş grupları için
ayrı ayrı olmak üzere temsilî kişilerin radyasyona maruz kalma yolları ve
alabilecekleri dozlar belirlenir:


a) Serbestleştirme sınırı
verilmemiş olan radyonüklitleri ihtiva eden radyoaktif maddelerin
serbestleştirilmesinde.


b) Serbestleştirme koşulu
tanımlanmamış radyoaktif maddelerin serbestleştirilmesinde, EK-1’de yer alan
değerlerin kullanılmadığı durumda.


c) Nükleer tesislerin ve
radyoaktif atık tesislerinin işletilmesi sırasında açığa çıkan radyoaktif
maddelerin serbestleştirilmesinde EK-1’de yer alan değerlerin kullanılamadığı
durumda.


ç) Tesis veya radyasyon
uygulaması dışında kalan diğer faaliyetlerde yapılacak serbestleştirmelerde
EK-1’de yer alan değerlerin kullanılmadığı durumda.


(2) Serbestleştirilen radyoaktif
maddeler nedeniyle temsilî kişinin alabileceği etkin doz yıllık 10 μSv’i, serbestleştirilecek maddelerden kaynaklanan
radyasyona maruziyetin düşük olasılıkta bulunduğu durumda etkin doz yıllık 1
mSv’i aşamaz.


Radyasyon tesislerinde ve
radyasyon uygulamalarında serbestleştirme


MADDE 8- (1)
Radyasyon tesislerinde ve radyasyon uygulamalarında aşağıdaki serbestleştirme
sınırlarına uyulur:


a) Yarı ömrü yüz gün ve daha kısa
olan radyonüklitleri içeren sıvılar nedeniyle radyoaktif kirliliğe maruz kalmış
endüstriyel atık veya tıbbi atık malzemeler kırılmaya, delinmeye ve taşınmaya
karşı dayanıklı, tıbbi ve endüstriyel atıklara ilişkin mevzuata uygun şekilde
torbalara konulur. Bu atıklar, konuldukları torbalar içindeki en uzun yarı
ömürlü radyonüklitin on yarı ömrü süresince bekletilir.


b) Yarı ömrü yüz günden uzun olan
radyonüklitler nedeniyle radyoaktif kirliliğe maruz kalmış malzemelerin
serbestleştirilmesi için 12 nci maddede belirtilen yöntemlerle ölçümler alınır
ve aşağıdaki serbestleştirme sınırları kullanılır:


1) Ölçüme elverişli yüzeylerdeki
radyoaktif kirlilik, beta ve gama yayıcı radyonüklitler için 0,4 Bq/cm2.


2) Ölçüme elverişli yüzeylerdeki
radyoaktif kirlilik, alfa yayıcı radyonüklitler için 0,04 Bq/cm2.


3) Nötron oluşumuna neden olan
radyasyon tesisleri ve radyasyon uygulamalarında, cihazların metal parçaları
ile mekânsal tasarıma dâhil duvar, tavan ve zemin gibi bina kısımları ve metal
parçaların temsilî örnekleri için EK-1’de yer alan aktivite konsantrasyonu
değerleri.


(2) Yetkilendirilen kişi,
serbestleştirilen atıkları Çevre, Şehircilik ve İklim Değişikliği Bakanlığı
tarafından yetkilendirilmiş bir tıbbi atık işleme tesisine veya atık işleme
tesisine teslim eder.


Nükleer tesislerde ve
radyoaktif atık tesislerinde metaller için serbestleştirme


MADDE 9- (1) Nükleer
tesislerin ve radyoaktif atık tesislerinin işletilmesi sırasında radyoaktif
kirliliğe maruz kalmış metaller için EK-1’de yer alan aktivite konsantrasyonu
değerleri veya 7 nci maddenin ikinci fıkrasında belirtilen doz kriterleri
serbestleştirme sınırı olarak kullanılır.


(2) Nükleer tesislerin ve radyoaktif
atık tesislerinin işletmeden çıkarılması süreçlerinde ortaya çıkan metaller
için EK-2’de yer alan yüzeydeki radyoaktif kirlilik değerleri doğrudan kullanım
koşuluyla serbestleştirme sınırı olarak kullanılır. Serbestleştirilecek metal
miktarının az olması ve Kurum tarafından uygun görülmesi durumunda, 7 nci
maddenin ikinci fıkrasında belirtilen doz kriterlerine uyularak serbestleştirme
yapılabilir.


(3) Nükleer hammaddelerin
çıkarıldığı, işlendiği ve depolandığı tesislerden ve bertaraf tesislerinden ortaya
çıkan metaller için EK-1’de yer alan aktivite konsantrasyonu değerleri veya 7
nci maddenin ikinci fıkrasında belirtilen doz kriterleri serbestleştirme sınırı
olarak kullanılır.


(4) Diğer malzemelerle karışık
bulunan metaller serbestleştirilmeden önce diğer malzemelerden ayrılır.
Metaller için EK-2’de yer alan yüzeydeki radyoaktif kirlilik değerleri, diğer
malzemeler için 10 uncu maddede yer alan değerler, EK-1’de yer alan aktivite
konsantrasyonu değerleri veya 7 nci maddenin ikinci fıkrasında belirtilen doz
kriterleri serbestleştirme sınırı olarak kullanılır.


Nükleer tesislerde ve
radyoaktif atık tesislerinde binalar ve molozlar için serbestleştirme


MADDE 10- (1) Nükleer
tesislerin ve radyoaktif atık tesislerinin işletilmesi sırasında radyoaktif
kirliliğe maruz kalmış binalar ve molozlar için EK-1’de yer alan aktivite
konsantrasyonu değerleri veya 7 nci maddenin ikinci fıkrasında belirtilen doz
kriterleri serbestleştirme sınırı olarak kullanılır.


(2) Nükleer tesislerin ve
radyoaktif atık tesislerinin işletmeden çıkarılması süreçlerinde ortaya çıkan
ve serbestleştirme sonrası işlemin dikkate alındığı binalar ve molozlar,
koşullu olarak EK-3, EK-4 ve EK-5’te yer alan değerler dikkate alınarak
serbestleştirilir.


(3) Nükleer tesislerin ve
radyoaktif atık tesislerinin işletmeden çıkarılması süreçlerinde;


a) Binaların koşullu
serbestleştirilmesinde EK-3 ve EK-4’te yer alan yüzeydeki radyoaktif kirlilik
değerleri serbestleştirme sınırı olarak kullanılır. Binaların yıkılmaları
koşuluyla serbestleştirilmeleri durumunda, serbestleştirme süreci
tamamlandıktan sonra binalar yıkılır.


b) Binaların yıkılmasıyla ortaya
çıkan molozlar için EK-5’te yer alan aktivite konsantrasyonu değerleri
serbestleştirme sınırı olarak kullanılır. Molozların serbestleştirilmesinden
önce içlerinde yer alan metaller ayrılır. Bu metallerin serbestleştirilmesi 9
uncu maddeye göre yapılır. Serbestleştirilecek moloz miktarının yılda 100
tondan az olduğu durumda, Kurum tarafından uygun görülmesi durumunda 7 nci
maddenin ikinci fıkrasında belirtilen doz kriterlerine uyularak serbestleştirme
yapılır.


Serbestleştirme usulü


MADDE 11- (1)
Tesislerin işletilmesi ve işletmeden çıkarılmasında ortaya çıkan radyoaktif
maddelerin serbestleştirilmesine yönelik bilgiler yetkilendirilen kişi
tarafından radyoaktif atık ve kullanılmış yakıt yönetimine ilişkin planlara
veya güvenlik analizi raporuna dâhil edilir ve lisans/işletme lisansı ile
işletmeden çıkarma veya kapatma izni başvurularında Kuruma sunulur. Bu
bilgiler; serbestleştirilmesi planlanan radyoaktif maddelerin özelliklerini ve
miktarlarını, koşullu serbestleştirme sonrası radyoaktif maddelere uygulanacak
işlemi ve uygulanacak ölçüm programını içerir. Kurum tarafından lisans/işletme
lisansı ile işletmeden çıkarma ya da kapatma izni verilmesinin ardından, yetkilendirilen
kişi tarafından serbestleştirilmesi planlanan radyoaktif maddelere ilişkin bir
ölçüm programı uygulanır ve ölçüm sonuçları ile gerekli ise temsilî kişiler
için yapılan doz hesaplarını içeren bir rapor Kuruma sunulur. Ölçüm programı en
az; ölçüm noktalarını, ölçüm yöntemlerini, ölçüm için kullanılacak cihazları,
ölçüm için seçilen radyonüklitleri, kalite prosedürlerini, ölçümü yapacak
personelin niteliklerini ve ölçüm kuruluşu hakkında bilgileri içerir. Kurum
raporu değerlendirir ve değerlendirmenin uygun bulunması durumunda radyoaktif
maddeler serbestleştirilir.


(2) Radyasyon uygulamalarında,
serbestleştirmeye ilişkin bilgiler radyoaktif atık yönetimi planı kapsamında
lisans başvurusunda Kuruma sunulur.


(3) Kurum, serbestleştirme
yapılan diğer faaliyetlerde birinci fıkrada yer alan bilgilerden gerekli
olanları yetkilendirme başvurularında talep edebilir.


Ölçüm yöntemleri


MADDE 12- (1)
Serbestleştirilmesi planlanan radyoaktif maddelerin radyoaktiviteleri; doğrudan
ölçümlerle, gerekli ise temsilî örnekler üzerinde gerçekleştirilen laboratuvar
analizleriyle veya sadece belirli malzemeler için faaliyete özel olarak
türetilen oranlama çarpanlarının ya da Kurumun uygun bulacağı diğer yöntemlerin
kullanılmasıyla belirlenir.


(2) Binaların yıkılmaksızın veya
yıkılmadan önce serbestleştirilmesinin planlandığı durumlarda bina üzerinden
ölçümler alınır. Binalardaki radyoaktif kirliliğin tespitinde binaların
yüzeyindeki kirlilik ile yüzeylerden iç kısımlara doğru yayılmış olan kirlilik
birlikte dikkate alınır.


(3) Serbestleştirilmesi planlanan
metallerin, molozların ve binaların belirli kütle ve alanlara ayrılarak
tamamının radyoaktiviteleri ölçülür. Radyoaktivitenin homojen olarak
dağılmadığı durumlarda;


a) Metallerin
serbestleştirilmesinde aktivite konsantrasyonunun tespiti için en fazla 100 kg
kütle ve yüzeydeki radyoaktif kirlilik tespiti için en fazla 100 cm2 alan
üzerinden,


b) Nükleer tesis ve radyoaktif
atık tesislerinde binaların serbestleştirilmesinde yüzeylerdeki radyoaktif
kirliliğin tespiti için en fazla 1 m2 alan üzerinden,


c) Radyasyon tesislerinde
binaların serbestleştirilmesinde aktivite konsantrasyonunun tespiti için duvar,
tavan ve taban alanlarında temsilî sayıda ve farklı derinliklerden alınacak
karotlar marifetiyle,


ç) Molozların serbestleştirilmesinde
aktivite konsantrasyonunun tespiti için en fazla 1 ton kütle üzerinden,


ölçüm alınır ve her bir kütle
veya alan üzerinden ölçülen değer ayrı ayrı serbestleştirme sınırları ile
kıyaslanır.


ÜÇÜNCÜ BÖLÜM


Salım


Salıma ilişkin genel ilkeler


MADDE 13- (1)
Tesislerin normal işletme durumlarında ve radyasyon uygulamalarının veya diğer
faaliyetlerin yürütülmesi sırasında atmosfere, yüzey veya yeraltı sularına ya
da kanalizasyon sistemine bırakılmak suretiyle çevreye verilecek gaz, aerosol
veya sıvı salımların radyoaktivitesi veya aktivite konsantrasyonları salım
sınırlarını aşamaz.


(2) Atmosfere verilen gaz ve
aerosol salımları ile sıvı salımlarından dolayı temsilî kişilerin alacağı
dozlar, radyasyondan korunmaya ilişkin mevzuatta belirtilen doz kısıtlarını
aşamaz.


(3) Radyoaktif gaz, aerosol veya
sıvı atıkların salıma uygun hâle getirilmesi amacıyla gerektiğinde uygun
muamele metotları kullanılır. Sıvı salımların içindeki bütün radyonüklitler su
içerisinde çözünebilir ve dağılabilir özellikte olmalıdır.


(4) Nükleer tesisler ve
radyoaktif atık tesislerinde salımların türü, miktarı, radyoaktivitesi, çevreye
veriliş yolları, zamanlaması ve metotları, salımlardan dolayı alınan temsili
kişi dozları, salımların kontrolü için alınan önlemler ve salım sınırları
inşaat izni ve işletme lisansı aşamalarında yetkilendirilen kişi tarafından
güvenlik analizi raporu kapsamında Kuruma sunulur. Radyasyon tesislerinin ve
radyasyon uygulamalarının lisans aşamalarında yetkilendirilen kişi tarafından
salımların türü, miktarı, radyoaktivitesi, çevreye veriliş yolları, zamanlaması
ve metotları, radyoaktif atık yönetim sisteminin nihai tasarımı ve temsilî
kişilerin salımlardan dolayı alabileceği dozlar Kuruma sunulur.


(5) Salım sınırlarının aşılması
durumunda, yetkilendirilen kişi tarafından Kuruma bildirim yapılır, durumun
nedenleri araştırılır ve gerekli önlemler alınır.


Nükleer tesislerde ve
radyoaktif atık tesislerinde salım sınırları


MADDE 14- (1)
Yetkilendirilen kişi, halk için Kurum tarafından belirlenen doz kısıtlarını ve
radyasyondan korunmanın optimizasyonu ilkesi çerçevesinde tesisin tüm işletme
durumlarını esas alarak, salım sınırlarını atmosfere ve suya verilen salımlar
için ayrı ayrı belirler.


(2) Salım sınırları tesisin
işletme sınır ve koşulları kapsamında yer alır.


(3) Salım sınırları her bir
radyonüklit ya da radyonüklit grubunun radyoaktivitesine ilişkin yıllık
sınırlar şeklinde tanımlanır. Yıllık sınırlara ilaveten, gerektiğinde
yetkilendirilen kişi tarafından daha kısa dönemli sınırlar da belirlenebilir.


(4) Salım sınırları yeni
işletmeye geçen bir tesiste ilk üç yıl içinde, sonraki süreçte beş yılda bir
yetkilendirilen kişi tarafından gözden geçirilir, gerekli ise yenilenir ve
değerlendirilmek üzere Kuruma sunulur.


Radyasyon tesislerinde ve
radyasyon uygulamalarında salımlar ve salım sınırları


MADDE 15- (1)
Radyasyon tesislerinin ve radyasyon uygulamalarının lisans aşamalarında
yetkilendirilen kişi tarafından radyoaktif atık yönetim sisteminin nihai
tasarımı, ilgili prosedürler ve temsilî kişilerin salımlardan dolayı
alabileceği dozlar Kuruma sunulur.


(2) Radyasyon tesislerinde ve
radyasyon uygulamalarında ortaya çıkan radyoaktif sıvı atıklar,
radyoaktiviteleri salım sınırlarının altına düştükten sonra sadece kanalizasyon
sistemine salınır.


(3) Yetkilendirilen kişinin
kanalizasyon sistemine salabileceği sıvı salımlar için aşağıdaki salım
sınırları uygulanır:


a) Her bir radyonüklitin
radyoaktivitesi, tek seferde radyasyondan korunmaya ilişkin mevzuatta
belirtilen muafiyet değerlerini geçemez.


b) Birden çok radyonükliti içeren
radyoaktif sıvılarda her bir radyonüklitin radyoaktivitesinin muafiyet değerine
oranlarının toplamı tek seferde 1’i ve aylık salımlarda 10’u geçemez.


c) Sıvı salım içindeki
radyoaktivite, bir radyonüklit için tek seferde en fazla toplam 100 MBq ve bir
yılda toplam 100 GBq’i geçemez.


(4) Yataklı tedavi amaçlı
radyonüklit uygulaması yapılan hastanelerde sıvı atık tank sistemi kurulur ve
hastaların idrar ve dışkılarını ihtiva eden radyoaktif sıvıların kanalizasyon
sistemine salımında üçüncü fıkra uygulanmaz. Bu sıvılar, sıvı atık tank
sisteminde aktivite konsantrasyonu 100 Bq/l olan salım sınırlarının altına
düşünceye kadar ve içerisindeki en uzun radyonüklitin yarılanma ömrünün 10 katı
kadar süre geçinceye kadar bekletildikten sonra kanalizasyon sistemine salınır.


Tesislerden yapılan
salımlardan kaynaklanan temsilî kişilerin dozları


MADDE 16- (1)
Tesislerin normal işletme durumlarında salımı planlanan radyoaktif gaz, aerosol
ve sıvıların özellikleri ve radyoaktiviteleri, potansiyel salım noktaları,
yolları, yöntemleri ve zamanlaması ile salımı gerçekleştirilen radyonüklitlerin
neden olacağı halk için ışınlanma yolları yetkilendirilen veya yetkilendirilmek
üzere Kuruma başvuru yapan kişi tarafından belirlenir ve yetkilendirme
aşamalarında Kuruma sunulur. Salımlar nedeniyle, farklı yaş grupları için ayrı
ayrı temsilî kişilerin maruz kalacağı radyasyon ve radyonüklitlerin çevrede
birikimi göz önüne alınarak, işletmenin en son yılında alınabilecek maksimum
yıllık dozlar hesaplanır.


(2) Temsilî kişilerin maruz
kalabileceği dozlar Kurum tarafından belirlenen doz kısıtlarını aşamaz.


Çevresel radyolojik izleme


MADDE 17- (1) Nükleer
tesisler ve radyoaktif atık tesisleri için yetkilendirilen veya yetkilendirilmek
üzere Kuruma başvuru yapan kişi, işletme sırasında ve radyasyon acil
durumlarında halkın alabileceği tahminî dozu yeterli seviyede ve mümkün olan en
kısa sürede değerlendirebilmek amacıyla çevresel radyolojik izleme programı
hazırlar. Program; tesisin inşaat, işletmeden çıkarma veya kapatma izni
başvurularında Kuruma sunulur. Kurum tarafından uygunluğu değerlendirilen
program, inşaat izninin verilmesinden tesis ve sahanın düzenleyici kontrolden
çıkarılmasına kadar tüm süreç boyunca gerekli ise güncellenerek uygulanır.


(2) Salım yapılan radyasyon
tesisleri için, ilgili yetkilendirme başvurularında çevresel radyolojik izleme
programı hazırlanarak Kuruma sunulur. Kurum tarafından uygunluğu
değerlendirilen program, yetkinin verilmesinden tesis ve sahanın düzenleyici
kontrolden çıkarılmasına kadar tüm süreç boyunca, gerekli ise güncellenerek
uygulanır.


(3) Salım yapılan diğer
faaliyetler için, Kurum çevresel radyolojik izleme programının hazırlanmasını
ve uygulanmasını isteyebilir.


(4) Çevresel radyolojik izleme
programı asgari olarak; çevre doz hızının sürekli olarak ve hava, su, toprak,
flora, sediment, gıda ve benzeri ortamlarda radyoaktivite seviyelerinin düzenli
aralıklarla ölçülmesini, çevresel radyolojik izlemeyle görevli organizasyonu,
personel eğitim ve kalifikasyonunu, örnek alma noktalarını ve tesise göre
mesafelerini, bu noktaların seçilme gerekçelerini, örnek alma dönemini, izleme
ve ölçüm cihazları hakkında bilgileri, örneklerde izlenen radyonüklitleri,
örneklere uygulanan ölçüm ve analizleri, referans seviyeleri, kalite
prosedürlerini ve radyasyon acil durumlarında yürütülecek çevresel radyolojik
izleme faaliyetlerini içerir.


(5) Çevresel radyolojik izleme
programı uygulanırken referans seviyelerin aşıldığı saptanırsa yetkilendirilen
kişi tarafından Kuruma bildirim yapılır, durumun nedenleri araştırılır ve
gerekli önlemler alınır.


(6) Kurum gerekli gördüğü
takdirde yetkilendirilen kişiden çevresel ölçümlerin doğrulamasını veya ilave
çevresel ölçümler yapmasını isteyebilir.


Salımların izlenmesi


MADDE 18- (1) Nükleer
tesislerden ve radyoaktif atık tesislerinden kaynaklanan radyoaktif gaz,
aerosol ve sıvıların salımı yetkilendirilen kişi tarafından uygun ölçüm
sistemleriyle izlenir. Gerekirse salımlardan alınan örneklerin
radyoaktiviteleri laboratuvar analizleri yapılmak suretiyle ölçülür. Salım
izleme sistemlerinin düzenli aralıklarla kalibrasyonu yapılır.


DÖRDÜNCÜ BÖLÜM


Kayıt ve Raporlama


Serbestleştirmeye ilişkin
kayıtlar


MADDE 19- (1)
Yetkilendirilen kişi; serbestleştirmenin hangi amaçla yapıldığına,
serbestleştirilen maddelerin miktarları ile aktivite konsantrasyonlarına ve
yüzeylerdeki radyoaktif kirlilik seviyelerine, ölçüm tarihlerine, ölçüm yapan
personele ve koşullu serbestleştirilen radyoaktif maddelere uygulanan işleme
ilişkin bilgileri kayıt altına alır.


(2) Serbestleştirmeye ilişkin
kayıtlar tesis, saha veya yer düzenleyici kontrolden çıkarılana kadar saklanır.


Salıma ve çevresel radyolojik
izlemeye ilişkin kayıtlar


MADDE 20- (1)
Salımları takiben, faaliyetin türüne uygun olarak yetkilendirilen kişi
tarafından aşağıdaki bilgiler kayıt altına alınır:


a) Salımların miktarı,
radyoaktivitesi ve içeriği.


b) Sıvı salımların nereye
verildiği ve çevreye verilme tarihi.


c) Salım ve izleme noktaları ile
izleme dönemleri, izleme ve analiz cihaz, yöntem ve tarihleri.


ç) Varsa beklenen işletme
olayları ve kazalar kapsamında planlanmayan salımlara ve salım sınırlarının
aşılmasına ilişkin bilgiler.


(2) Nükleer tesisler ve
radyoaktif atık tesisleri için inşaat aşamasından itibaren, radyasyon tesisleri
için lisans verildikten sonra ve salım yapılan diğer faaliyetler için yetki
verildikten sonra yetkilendirilen kişi tarafından yürütülen çevresel radyolojik
izleme faaliyetleri kapsamında; örnek alma ve analiz tarihleri, örnek alma
noktaları ve tesise göre mesafeleri, örnek türleri, örneğe uygulanan ölçüm ve
analiz cihaz, yöntem ve sonuçları ile görev alan personel bilgilerinin
kayıtları tutulur.


(3) Salım ve çevresel radyolojik
izleme kayıtları; tesis, saha veya yer düzenleyici kontrolden çıkarılana kadar
saklanır.


Raporlama


MADDE 21- (1)
Tesislerde işletme ve işletmeden çıkarma veya kapatma ve kapatma sonrası
süreçlerde serbestleştirme raporu, salım raporu ve çevresel radyolojik izleme
raporu; yetkilendirilen kişi tarafından lisans/işletme lisansının verildiği
tarihten başlamak üzere düzenleyici kontrolden çıkarılana kadar her yıl Kuruma
sunulur.


(2) Nükleer tesislerde salım
raporu, 20 nci maddenin birinci fıkrasında belirtilen salım kayıtlarını kapsar.
Ayrıca, gerçekleşen salımların aktivite konsantrasyonu değerlerinin salım
sınırlarının altında kaldığının gösterilmesi, salımların önceki yıllarla
karşılaştırılması ve farkların analizi, salımlar nedeniyle farklı yaşlardaki
temsilî kişilerin iç ve dış ışınlanma nedeniyle aldığı dozlar, bu dozların doz
kısıtlarının altında kaldığının gösterilmesi de raporda yer alır. Temsilî
kişilerin dozları raporlanan döneme ilişkin ve nükleer tesisin işletime geçtiği
tarihten itibaren kümülatif olarak ayrı ayrı belirlenir. Radyoaktif atık
tesislerinde, 20 nci maddenin birinci fıkrasında belirtilen kayıtların yanı
sıra, salımlara ilişkin radyolojik değerlendirme de raporda yer alır.


(3) Nükleer tesislerde ve
radyoaktif atık tesislerinde çevresel radyolojik izleme raporu 20 nci maddenin
ikinci fıkrasında belirtilen kayıtları kapsar. Raporda ayrıca, çevresel
radyolojik izleme sonuçlarına dayanarak hesaplanan farklı yaşlardaki temsilî
kişilerin iç ve dış ışınlanma nedeniyle aldığı dozlar, bu dozların doz
kısıtlarının altında kaldığının gösterilmesi ve çevresel ölçüm sonuçlarının
referans seviyelerle kıyaslanması da yer alır.


(4) Tesisler haricinde
serbestleştirme ve salım yapılan diğer faaliyetlerde, dereceli yaklaşım ilkesi
esas alınarak, 19 uncu ve 20 nci maddelerde belirtilen bilgilerden Kurum
tarafından gerekli görülenler Kuruma raporlanır.


BEŞİNCİ BÖLÜM


Çeşitli ve Son
Hükümler


Akreditasyon ve kalite
prosedürleri


MADDE 22- (1)
Serbestleştirme ve salım ile çevresel radyolojik izleme konularında hizmet
verecek laboratuvarlar ile kullanılacak ölçüm ve analiz yöntemleri akredite
edilmiş olmalıdır. Söz konusu laboratuvarlar ile ölçüm ve analiz yöntemleri
için Kurum tarafından ilave şartlar belirlenebilir.


(2) Serbestleştirmeye yönelik
ölçüm programında ve çevresel radyolojik izleme programında yer alan kalite
prosedürleri; izleme verilerindeki belirsizlikleri azaltmaya yönelik önlemleri,
laboratuvarlararası karşılaştırma çalışmalarının sonuçlarını, ölçüm
cihazlarının bakım, test ve kalibrasyonuna ilişkin bilgileri içerir.


Denetim ve yaptırım


MADDE 23- (1) Bu
Yönetmelik kapsamındaki serbestleştirme ve salım faaliyetleri Kurumun
denetimine tabidir. Denetime ilişkin hususlarda ilgili yönetmelikte yer alan
hükümler uygulanır.


(2) İlgili mevzuat veya yetki
koşullarına, Kurum kararlarına ve talimatlarına aykırı hareket edildiğinin
tespit edilmesi hâlinde idari yaptırım uygulanır. İdari yaptırımlara ilişkin
hususlarda ilgili yönetmelikte yer alan hükümler uygulanır.


Yürürlükten kaldırılan
yönetmelik


MADDE 24- (1)
9/3/2013 tarihli ve 28582 sayılı Resmî Gazete’de yayımlanan Nükleer Tesislerde
Serbestleştirme ve Sahanın Düzenleyici Kontrolden Çıkarılmasına İlişkin
Yönetmelik yürürlükten kaldırılmıştır.


(2) Mevzuatta, birinci fıkra ile
yürürlükten kaldırılan Nükleer Tesislerde Serbestleştirme ve Sahanın
Düzenleyici Kontrolden Çıkarılmasına İlişkin Yönetmeliğe yapılan atıflar bu
Yönetmeliğe yapılmış sayılır.


Geçiş hükümleri


GEÇİCİ MADDE-1 (1) Bu
Yönetmeliğin yürürlüğe girdiği tarihten önce radyasyon tesislerini işletmek
veya radyasyon uygulamalarını yürütmek üzere yetkilendirilen kişiler tarafından,
lisansın yenilenmesine veya lisans kapsamı değişikliğine ilişkin ilk başvuruda
bu Yönetmelik hükümlerine uyum sağlayacak bir plan oluşturularak Kuruma sunulur
ve plan Kurum tarafından uygun görüldükten sonra uygulanır.


(2) Bu Yönetmeliğin yürürlüğe
girdiği tarihten önce nükleer tesis kurmak veya nükleer tesis veya radyoaktif
atık tesisi işletmek üzere yetkilendirilen kişiler tarafından, bu Yönetmelik
hükümlerine uyum sağlayacak bir plan oluşturularak bu Yönetmeliğin yayımı
tarihinden itibaren bir yıl içinde Kuruma sunulur ve plan Kurum tarafından
uygun görüldükten sonra uygulanır.


Yürürlük


MADDE 25- (1) Bu
Yönetmelik yayımı tarihinde yürürlüğe girer.


Yürütme


MADDE 26- (1) Bu
Yönetmelik hükümlerini Nükleer Düzenleme Kurumu Başkanı yürütür.


 


Ekleri için tıklayınız