Radyoaktif Maddelerin Serbestleştirilmesi ve Salımına İlişkin Yönetmelik
YÖNETMELİKLER | 2023-09-01

1 Eylül 2023 CUMA
Resmî Gazete
Sayı : 32296
YÖNETMELİK
Nükleer Düzenleme Kurumundan:
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