Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı (UAEA) Sekretaryası 2007 yılından beri, daha önce alınan Genel Konferans kararları gereğince, “Nükleer Güvenliğin güçlendirilmesinde” üye ülkeleri Teknik ve Bilimsel Destek Kuruluşları (İngilizce yaygın kullanımı: Technical Support Organization – TSO) kurmaya teşvik etmektedir.
2017 yılından itibaren Türkiye’deki nükleer lisanslama kuruluşu ile yapılan görüşmeleri takiben Almanya Federal Reaktör Güvenliği Kurumu (GRS) ile temas kurulmuş ve Türkiye’de FİGES’in TDK olması için atılacak adımlar saptanmıştır. TDK olabilmek için FİGES bünyesinde ihtiyaç duyulan altyapı çalışmaları başlamış ve ileriki adımlar için hazırlıklar yapılmıştır.
FİGES’te yer alan Nükleer Teknoloji başta olmak üzere ilgili birimler “nükleer güvenlik” kültürü anlayışı içinde Türkiye’de kurulacak nükleer reaktör ve diğer tesislerin güvenlik analizlerinde ve lisanslanmalarında ihtiyaç duyulacak teknik desteği sağlamayı hedeflemektedirler.
FİGES Nükleer Teknoloji (NT) Bölümü
FİGES bünyesinde nükleer bileşenlerin termal-hidrolik analizleri, yapısal mukavemet analizleri, tasarım hesaplamaları ve güvenlik analizleri yapılmaktadır. Bu bağlamda, soğutma çevriminin akış karakteristikleri, yapısal malzemelerdeki gerilme analizleri, sismik analizler, titreşim ve yorulma analizleri, yayılım analizi (radyoaktif serpinti), uçak çarpması analizi ve kaza sonrası sistem davranışı analizleri uygun sayısal yöntemler kullanılarak bilgisayar destekli hesaplama araçları ile araştırılmaktadır.
Nükleer Güvenlik, FİGES NT faaliyetlerinin merkezindedir. Kabul edilen Nükleer Güvenlik Kültürü kavramı, IAEA ve Türkiye mevzuatları esaslarına dayanmaktadır.
Termal-Hidrolik Analizler
Son yıllarda gelişmiş nükleer reaktör güvenlik analizlerine karşı artan talep, çok boyutlu termal-hidrolik analizler için üretilen yöntemlerin hızlı bir şekilde gelişimine yol açmıştır. Bu yöntemler, denge durumu ve zamana bağlı reaktör koşullarında beklenen fiziksel olayları da hesaba katabilmek için devamlı olarak daha karmaşık hale gelmiştir. Dünya genelinde gelişmiş termal-hidrolik hesaplamalar için kullanılan çeşitli yazılımlar ve kodlar bulunmaktadır.
Nükleer reaktör sistemini oluşturan elemanların büyük bir kısmı için ısıl-akışkan analizleri yapılmaktadır. NT bölümünde kor içerisinde olduğu gibi buhar üreteci, dolaşım pompaları, pasif soğutma sistemleri, basınçlandırıcı ve akışkan taşınımında kullanılan borularda bu analizler ANSYS-CFD yazılımları kullanılarak gerçekleştirilmektedir.
HAD (Hesaplamalı Akışkanlar Dinamiği-CFD) Nükleer Sistemler gibi karmaşık akış çözümlemelerinde en uygun araçtır. Ancak bu aracın kullanılmasında, sayısal ağ oluşturulmasında, uygun sınır koşullarının tanımlanması ve sonuçların doğru olarak yorumlanmasında bilgi, dikkat ve deneyim gerekmektedir.
NT bölümünde HAD analizi ile Nükleer Güç Santralleri için aşağıdaki hesaplamalar yapılabilmektedir;
Denge durumu veya zamana bağlı akışkan davranışları
Basınç, hız ve sıcaklık dağılımları
Isı transferi karakteristikleri
Tek ve çok fazlı akışlar
Radyolojik serpinti analizleri
Alt kanal analizleri;
Yakıt sıcaklıklarının tespiti
Yakıt zarflarının sıcaklıklarının tespiti
Soğutucu sıcaklıklarının tespiti
Akış alanı hesaplamaları
Sistem Elemanlarının Analizi
Güvenlik Değerlendirme Analizleri
Nükleer güç santralleri için tasarımda öngörülen ya da tasarım ötesi güvenlik ve kaza senaryoları analizleri reaktörün termal-hidrolik çevrimi kodları ve yapısal analizleri ile yapılmaktadır. Termal-hidrolik çevrim için hesaplama yapan kodlar sayesinde sistemde dolaşan akışkanın herhangi bir yerde oluşan küçük veya büyük kırık-sızıntı gibi sebeplerden dolayı kaçması durumunda oluşacak güvenlik hesaplamaları ele alınmaktadır. Diğer yandan, santral sahasında yer alan yapıların herhangi bir uçak kazasına karşı dayanım analizleri, alt sistemlerin yapısal dayanım hesaplamaları, sismik veya dinamik koşullarda ekipmanların dayanım ve yorulma analizleri gibi birçok farklı analizler yapılmakta ve bu sayede reaktör sistemlerinin güvenlikleri test edilebilmektedir.
Sistem Tasarımları ve Modernizasyonu
Reaktör kabı, buhar üreteci ve basınçlandırıcı gibi nükleer sistem elemanlarının termal-hidrolik veya yapısal dayanım hesaplamaları yapılarak, ilgili standartlara uygun şekilde tasarımı yapılabilmektedir. Kullanılan çeşitli yazılımlar ve simülasyon araçları sayesinde bu elemanların performanslarını arttıracak şekilde tasarım iyileştirmeleri de gerçekleştirilmektedir.