tÜrkİye atom enerjİsİ kurumu hayalİ bİr nÜkleer...
TRANSCRIPT
TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU
HAYALİ BİR NÜKLEER TESİSİN FİZİKSEL KORUMA PROGRAMININ HAZIRLANMASI
VE OLASI SENARYOLAR ÜZERİNDEN DEĞERLENDİRİLMESİ
UZMANLIK TEZİ
Hazırlayan Berk AKBAY
Kasım, 2017- ANKARA
TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU
HAYALİ BİR NÜKLEER TESİSİN FİZİKSEL KORUMA PROGRAMININ HAZIRLANMASI
VE OLASI SENARYOLAR ÜZERİNDEN DEĞERLENDİRİLMESİ
UZMANLIK TEZİ
Hazırlayan Berk AKBAY
Tez Danışmanı Dr. Fatih ÂLİM
Kasım, 2017- ANKARA
Berk AKBAY tarafından hazırlanan Hayali Bir Nükleer Tesisin Fiziksel Koruma
Programının Hazırlanması ve Olası Senaryolar Üzerinden Değerlendirilmesi adlı bu tezin
Atom Enerjisi Uzmanlık tezi olarak uygun olduğunu onaylarım.
Daire Başkan V ., Dr. Fatih ÂLİM
Tez Danışmanı
Bu çalışma, aşağıdaki tez jürisi tarafından Atom Enerjisi Uzmanlık tezi olarak kabul
edilmiştir.
Başkan V., Dr. Zafer DEMİRCAN
Başkan
Başkan Yardımcısı, Veysel UYAR
Uye
Başkan Yardımcısı, Suat ÜNAL
Üye
Başkan Yardımcısı T., Dr. İsmail Hakkı ARIKAN
Üye
Daire Başkanı T., Süheyla SUNER
Üye
Bu tez Atom Enerjisi Uzmanlığı Tez Hazırlama Kılavuzu'na uygundur.
ÖZET
HAYALİ BİR NÜKLEER TESİSİN FİZİKSEL
KORUMA PROGRAMININ HAZIRLANMASI VE
OLASI SENARYOLAR ÜZERİNDEN
DEĞERLENDİRİLMESİ
Berk AKBAY
TÜRKİYE ATOM ENERJİSİ KURUMU
Kasım, 2017
TEZ DANIŞMANI: Daire Başkan Vekili, Dr. Fatih ÂLİM
Bu tez çalışmasında nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunması konusunda
çok önemli bir belge olan fiziksel koruma programının oluşturulması ve değerlendirilmesi
çalışmalarına katkı sunulmuştur. Bu amaçla fiziksel korumanın temel öğeleri, fiziksel
koruma programının özellikleri, nükleer araştırma reaktörleri özelinde tehditler, hedefler,
riskler ve bu etkenlerden kaynaklanan fiziksel koruma zorlukları incelenmiş, hayali bir
araştırma reaktörü için bir fiziksel koruma programı taslağı hazırlanmıştır. Nükleer güç
santralleri ve nükleer araştırma reaktörlerinin fiziksel korunmasına yönelik farklar
belirlenmiştir. Farklı ülkelerin fiziksel koruma uygulamaları ve düzenlemeleri üzerine
araştırmalar yapılmıştır. Nükleer tesislerin fiziksel koruma sistemlerinin değerlendirilmesi
ve özellikle fiziksel koruma sistemlerinin değerlendirilmesinde çok önemli bir araç olan
senaryo analizleri hakkında bilgiler verilmiştir. Senaryo analizleri konusu hayali bir nükleer
tesisin fiziksel koruma sisteminin, hazırlanan senaryolar ile değerlendirilmesiyle
pekiştirilmiştir. Emniyet değerlendirmelerinde bulunacak ekip ve kalite yönetimi konusunda
tavsiyelerde bulunulmuştur. Fiziksel koruma programında bulunması gereken tüm konular
değerlendirilirken kaynak teşkil etmesi amacıyla iyi uygulamalar derlenmiştir. Düzenleyici
kurumun ve uygulayıcının nükleer tesislerde fiziksel korunmanın uygun seviyede
sağlandığından emin olması için tesis ömrünün her aşamasındaki sorumlulukları da tez
kapsamında sunulmaktadır.
Anahtar Kelimeler: Değerlendirme, fiziksel koruma, fiziksel koruma programı, nükleer
araştırma reaktörü, nükleer emniyet, nükleer güç santrali, nükleer tesis
iii
ABSTRACTESTABLISHMENT AND EVALUATION BY
POSSIBLE SCENARIOS OF PHYSICAL PROTECTION
PLAN OF AN HYPOTHETICAL NUCLEAR FACILITY
Berk AKBAY
TURKISH ATOMIC ENERGY AUTHORITY
November, 2017
SUPERVISOR: Deputy Head of Department, Dr. Fatih ÂLİM
This thesis contributed to the establishment and evaluation of the physical protection plan,
which is a very important document regarding the physical protection of nuclear facilities
and nuclear materials. For this purpose, the basics of physical protection, the characteristics
of the physical protection plan, the threats, targets and risks specific to nuclear research
reactors, and the physical protection difficulties resulting from these factors were examined
and a physical protection plan proposal for an hypothetical research reactor were prepared.
The differences between nuclear power plants and research reactors regarding the physical
protection were determined. Physical protection implementations and regulations of
different countries were researched. The information on the assessment of the physical
protection systems of nuclear facilities was provided. Scenario analysis issue which is a very
important tool in the evaluation of physical protection systems has been enhanced by
assessment of a hypothetical facility against generic scenarios. The advices on security
assessment teams and the quality management were given. Good practices were compiled in
order to form a source of information to be used during assessment of all the issues that need
to be included in a physical protection plan. The responsibilities of the regulatory authority
and operator during every stage of the lifetime of the nuclear facility which ensure that
physical protection are provided at the appropriate level in the facility were also presented
in the thesis.
Key words: Evaluation, nuclear facility, nuclear power plant, nuclear research reactor,
nuclear security, physical protection, physical protection plan
iv
İÇİN D EK İLERİçindekiler Sayfa
Ö Z E T ...............................................................................................................................................iii
A B STR A C T...................................................................................................................................iv
İÇİN D EK İLER D İZ İN İ.............................................................................................................. v
ŞEK İLLER D İZİN İ.....................................................................................................................xv
TABLOLAR D İZİN İ................................................................................................................. xvi
TA N IM LA R.......................................................................... xvii
SİM GELER VE K ISALTM ALAR........................................................................................ xix
G İR İŞ ................................................................................................................................................ 1
1 LİTERATÜR Ö Z E T İ...........................................................................................................4
2 FİZİK SEL KORUMA PROGRAM I VE NÜKLEER ARAŞTIRMA
R EA K TÖ R LER İ....................................................................................................................8
2.1 Fiziksel Korumanın Temel Ö ğeleri...............................................................................8
2.1.1 Fiziksel koruma unsurları....................................................................................... 8
2.1.1.1 Tespit etme............................................................................................................ 8
2.1.1.2 Geciktirme............................................................................................................ 9
2.1.1.3 Karşılık verme.....................................................................................................10
2.1.2 Fiziksel koruma tasarım ilkeleri...........................................................................10
2.1.2.1 Emniyet katmanları............................................................................................ 10
2.1.2.2 Derinlemesine savunma.................................................................................... 11
2.1.2.3 Dengeli emniyet................................................................................................. 11
2.1.2.4 Dayanıklılık........................................................................................................ 11
2.1.2.5 Tesis ömrü boyunca em niyet............................................................................12
2.1.2.6 Güven yönetimi...................................................................................................12
2.1.2.7 Daimi emniyet.....................................................................................................12
2.1.2.8 Konum üstünlüğü.............................................................................................. 12
2.1.3 Güvenlik ve emniyet risklerinin dengelenmesi................................................. 12
v
2.2 Fiziksel Koruma Programının Özellikleri................................................................. 13
2.2.1 Bütünlük..................................................................................................................13
2.2.2 A çıklık..................................................................................................................... 13
2.2.3 Akılcılık...................................................................................................................14
2.2.4 Gerçekçilik...............................................................................................................14
2.2.5 Bütünsellik...............................................................................................................14
2.2.6 Güncellik.................................................................................................................14
2.2.7 İleri görüşlülük.......................................................................................................15
2.3 Araştırma Reaktörlerinde Tehditler, Hedefler ve R isk ........................................... 15
2.3.1 R isk...........................................................................................................................15
2.3.2 Sonuçların ciddiyeti............................................................................................... 16
2.3.3 Sonuçların olasılığı................................................................................................ 17
2.3.4 Tehditler..................................................................................................................17
2.4 Nükleer Araştırma Reaktörlerinde Fiziksel Koruma Zorlukları............................ 17
2.4.1 Tasarımdan kaynaklanan emniyet zafiyetleri.....................................................17
2.4.2 Aletlerin ve işletme donanımının hazır bulunması............................................18
2.4.3 Güvenliğe yönelik tasarım.................................................................................... 18
2.4.4 Maddenin hırsızlık açısından çekiciliği...............................................................18
2.4.5 Başka tesislerle ortak yerleşim .............................................................................19
2.4.6 Bilgi erişiminde ve paylaşımında açıklık........................................................... 19
2.4.7 Araştırma reaktörleri kullanım amaçlarının çeşitliliği...................................... 20
2.4.8 Bütçe........................................................................................................................20
2.4.9 Düzenleyici ve uygulayıcı sorunları....................................................................20
2.4.10 Araştırma reaktörünün saha yerleşimi................................................................ 21
2.4.11 Emniyet uzmanlığı seviyesi..................................................................................21
2.4.12 Tesisin yaşlanması sorunları.................................................................................21
2.4.13 Çalışması askıya alınmış araştırma reaktörleri.................................................. 22
vi
2.4.14 Nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin taşınması............................................ 22
2.5 Fiziksel Koruma Açısından Nükleer Araştırma Reaktörleri ve Nükleer Güç
Santralleri Arasındaki Farklar......................................................................................... 22
2.5.1 Nükleer emniyeti tehdit eden tehditler açısından araştırma reaktörleri ve güç
santralleri arasındaki farklar.................................................................................23
2.5.1.1 Nükleer silah yapma amacıyla nükleer madde hırsızlığı............................. 23
2.5.1.2 “Kirli bomba” yapma amacıyla nükleer madde hırsızlığı............................ 24
2.5.1.3 Nükleer tesislerin sabotaja uğram ası.............................................................. 25
2.5.2 Güç reaktörleri ve araştırma reaktörlerinin fiziksel koruma programları
arasında kapsam, şiddet ve yaptırımları açısından farklılıklar........................25
2.6 Hayali Bir Araştırma Reaktörü ve İlgili Tesisler için Örnek Bir Fiziksel Koruma
Program ı............................................................................................................................ 27
2.6.1 G iriş......................................................................................................................... 28
2.6.2 Fiziksel koruma gereksinimleri ve amaçları...................................................... 29
2.6.2.1 Uyumlu olduğu yönetmelik............................................................................. 29
2.6.2.2 Kabul edilemez sonuçların engellenmesi...................................................... 29
2.6.3 Fiziksel koruma programının kapsamı ve amacı...............................................31
2.6.4 Tesisin genel tanımı, amacı ve nitelendirilmesi................................................ 31
2.6.5 Tesis birleşik yönetim sistem i............................................................................. 33
2.6.5.1 Nükleer emniyet için liderlik........................................................................... 33
2.6.6 Fiziksel koruma yönetim sistemi......................................................................... 34
2.6.6.1 Faaliyetler...........................................................................................................34
2.6.6.2 İşlem ler............................................................................................................... 38
2.6.7 Tesis birleşik yönetim sistemi arayüzleri...........................................................45
2.6.7.1 İnsan kaynakları................................................................................................. 46
2.6.7.2 Tedarik, kontrat ve anlaşmalar......................................................................... 46
2.6.7.3 Politika ve yönergeler....................................................................................... 46
2.6.7.4 İşlemler ve prosedürler..................................................................................... 46
vii
2.6.7.5 Kayıt yönetimi ve belge kontrolü....................................................................47
2.6.7.6 Yetki atam a.........................................................................................................47
2.6.7.7 Değişikliklerin yönetilmesi.............................................................................. 47
2.6.7.8 Etkinlik değerlendirme sistem i........................................................................47
2.6.7.9 Güvenlik, sağlık ve çevre..................................................................................47
2.6.7.10 Nükleer madde sayım ve kontrolü.............................................................. 48
2.6.8 Fiziksel koruma acil durum planı........................................................................49
2.6.9 Gözden geçirme......................................................................................................50
2.6.10 Kaynakça................................................................................................................ 50
2.7 Türkiye’de ve Diğer Ülkelerde Fiziksel Koruma Uygulamaları ve Düzenlemeleri .
..........................................................................................................................................50
2.7.1 Amerika Birleşik Devletleri..................................................................................51
2.7.1.1 Giriş ve uygulama takvimi................................................................................51
2.7.1.2 Genel etkinlik amaçları..................................................................................... 52
2.7.1.3 Tasarıma esas tehdit...........................................................................................52
2.7.1.4 Emniyet organizasyonu..................................................................................... 52
2.7.1.5 Fiziksel engeller................................................................................................. 53
2.7.1.6 Erişim kontrolü alt sistemleri ve prosedürleri................................................ 53
2.7.1.7 Tespit etme, gözetim ve alarm alt sistem leri................................................. 54
2.7.1.8 İletişim alt sistemleri..........................................................................................55
2.7.1.9 Test etme ve bakım programları......................................................................55
2.7.1.10 Fiziksel koruma acil durum planları ve prosedürleri................................55
2.7.1.11 Nükleer maddenin madde erişim alanlarında yetkilendirilmiş olarak
yerleştirilmesi ve taşınm ası.......................................................................... 56
2.7.1.12 Stratejik özel nükleer maddenin madde erişim alanları kapılarından
çıkarılması.......................................................................................................56
2.7.1.13 Fiziksel koruma bileşenleri için telafi edici önlemler (Ek A ) .................56
2.7.1.14 Fiziksel korumayı etkileyen özel durumlar (Ek B ) .................................. 56
viii
2.7.2 Rusya Federasyonu................................................................................................ 56
2.7.2.1 Fiziksel koruma sistemi için genel gereklilikler............................................56
2.7.2.2 Fiziksel koruma sistemi bileşenleri için gereklilikler................................... 57
2.7.2.3 Fiziksel koruma teknik tesisleri bileşenleri için gereklilikler......................58
2.7.2.4 ....................Fiziksel koruma mühendislik ve teknik tesisleri bileşenleri için
gereklilikler......................................................................................................... 60
2.7.2.5 Korunan alanların genel gereklilikleri............................................................ 61
2.7.2.6 Korunan alan donanımı için genel gereklilikler.............................................61
2.7.2.7 Fiziksel koruma mühendislik ve teknik tesisleri işletimi için gereklilikler61
2.7.3 Finlandiya............................................................................................................... 62
2.7.4 Japonya....................................................................................................................63
2.7.5 Türkiye....................................................................................................................65
3 FİZİKSEL KORUMA PROGRAMININ DEĞERLENDİRİLMESİ................... 69
3.1 Fiziksel Koruma Sistemi Değerlendirmesi............................................................... 69
3.1.1 Fiziksel koruma sistemi etkinliği......................................................................... 69
3.1.2 Fiziksel koruma sistemi etkinliği değerlendirme yöntemleri............................73
3.1.2.1 Düşman yolu analizi......................................................................................... 74
3.1.2.2 Senaryo analizi................................................................................................... 76
3.1.3 Kapsamlı senaryo analizi...................................................................................... 77
3.1.3.1 Senaryo geliştirilmesi....................................................................................... 78
3.1.4 Senaryo tü rleri........................................................................................................80
3.1.4.1 Doğrudan saldırı senaryoları............................................................................ 80
3.1.4.2 Dolaylı saldırı senaryoları.................................................................................81
3.1.4.3 İç destek saldırısı senaryosu.............................................................................82
3.1.4.4 İç desteğin dış düşman ile işbirliği yapması senaryoları..............................83
3.1.5 Senaryo analizi araçları........................................................................................ 84
3.1.5.1 Etkinlik testleri...................................................................................................84
ix
853.1.5.2 Masaüstü alıştırmaları....
3.1.5.3 Bilgisayar simülasyonları.................................................................................85
3.1.5.4 Kuvvete kuvvet tatbikatı................................................................................... 86
3.2 Hayali Bir Nükleer Tesisin Fiziksel Koruma Sisteminin Oluşturulması ve
Etkinliğinin Değerlendirilmesi....................................................................................... 86
3.2.1 Lagassi Cumhuriyeti ve Hashbakar şehri........................................................... 86
3.2.2 Lagassi Nükleer Araştırma Enstitüsünün çevresel ve fiziksel koşulları........87
3.2.2.1 Topoğrafya..........................................................................................................88
3.2.2.2 Bitki örtüsü.........................................................................................................88
3.2.2.3 Vahşi yaşam ........................................................................................................88
3.2.2.4 Arka plan gürültüsü...........................................................................................88
3.2.2.5 İklim .....................................................................................................................88
3.2.3 Havuz tipi araştırma reaktörü...............................................................................88
3.2.3.1 Reaktörün genel tanım ı..................................................................................... 88
3.2.3.2 Reaktör bilgisi.................................................................................................... 89
3.2.3.3 Soğutma sistemi................................................................................................. 89
3.2.3.4 Işınlanmış yakıt depolama ve kullanımı.........................................................90
3.2.3.5 Işınlanmamış yakıt depolama ve kullanım ı................................................... 90
3.2.3.6 Deney malzemeleri............................................................................................90
3.2.4 Atık depolama sahası.............................................................................................91
3.2.4.1 Sahanın genel tanımı........................................................................................ 91
3.2.4.2 Sıvı atıklar .......................................................................................................... 91
3.2.4.3 Düşük seviye ve orta seviye katı a tık lar.........................................................91
3.2.4.4 Yüksek seviye atıklar, izotoplar ve metaller.................................................. 91
3.2.5 Kullanılan ya da depolanan mevcut nükleer malzeme ve radyolojik sonuç
analizi ..................................................................................................................... 92
3.2.5.1 Kullanılan ya da depolanan mevcut nükleer m alzem e.................................92
3.2.5.2 Radyolojik sonuç analizi...................................................................................92
x
3.2.6 LNAE için tehdit değerlendirmesi.......................................................................93
3.2.7 Karşılık verme güçleri ve alarm istasyonları..................................................... 93
3.2.7.1 Karşılık verme güçleri...................................................................................... 93
3.2.7.2 Alarm istasyonları..............................................................................................95
3.2.8 LNAE fiziksel koruma alanları ve unsurları..................................................... 96
3.2.8.1 Kontrollü a lan .................................................................................................... 96
3.2.8.2 Korunan alan.......................................................................................................99
3.2.8.3 İç alan.................................................................................................................101
3.2.8.4 Hayati a lan ........................................................................................................102
3.2.9 LNAE erişim kontrolleri..................................................................................... 103
3.2.9.1 Kontrollü a lan ...................................................................................................103
3.2.9.2 Korunan alan.....................................................................................................104
3.2.9.3 İç alan.................................................................................................................105
3.2.9.4 Hayati a lan ........................................................................................................ 105
3.2.10 Karşılık verme güçlerinin konuşlanması ve karşılık verme prosedürleri .... 105
3.2.10.1 Karşılık verme güçlerinin konuşlanması...................................................105
3.2.10.2 Karşılık verme prosedürleri........................................................................ 106
3.2.11 Fiziksel koruma sisteminin değerlendirilmesi................................................. 107
3.2.11.1 Sabotaj senaryosu.........................................................................................107
3.2.11.2 Hırsızlık senaryosu...................................................................................... 112
3.3 Kalite Yönetimi ve Emniyet Değerlendirme Ekibi Özellikleri........................... 116
3.3.1 Kalite yönetimi tavsiyeleri...................................................................................116
3.3.1.1 Kalite güvence programı................................................................................. 116
3.3.1.2 Analiz çalışmaları............................................................................................ 116
3.3.1.3 Bağımsız yorumlar...........................................................................................116
3.3.1.4 Prosedürler........................................................................................................116
3.3.1.5 Belge kontrolü...................................................................................................117
xi
3.3.1.6 Düzeltici faaliyetler..........................................................................................117
3.3.1.7 İç denetimler.....................................................................................................117
3.3.2 Emniyet değerlendirme ekibi için tavsiyeler..................................................... 117
3.4 Fiziksel Koruma Programı Değerlendirmesi için İyi Uygulamalar.....................118
3.4.1 Tespit etme için iyi uygulamalar....................................................................... 118
3.4.1.1 İntrüzyon tespiti için iyi uygulamalar........................................................... 118
3.4.1.2 Erişim kontrolleri için iyi uygulamalar......................................................... 120
3.4.1.3 Kaçak madde tespiti için iyi uygulamalar.....................................................121
3.4.2 Geciktirme için iyi uygulamalar........................................................................ 121
3.4.3 Karşılık verme için iyi uygulamalar..................................................................123
3.4.3.1 Karşılık verme güçleri için iyi uygulamalar................................................ 123
3.4.3.2 Alarm iletimi ve görüntüleme sistemi için iyi uygulamalar...................... 124
3.4.3.3 Alarm değerlendirme sistemi için iyi uygulamalar..................................... 125
3.4.3.4 Merkezi ve ikinci alarm istasyonları için iyi uygulam alar..........................125
3.4.3.5 Nöbet yerleri için iyi uygulamalar.................................................................126
3.4.3.6 Muharebe mevzileri için iyi uygulamalar.....................................................127
3.4.3.7 Eğitim için iyi uygulam alar............................................................................127
3.4.4 İç destek tehdidini azaltma için iyi uygulamalar............................................. 128
3.4.5 Bilgi emniyeti için iyi uygulamalar...................................................................130
3.4.6 Bilgisayar emniyeti için iyi uygulam alar......................................................... 131
3.4.7 Nükleer madde sayım ve kontrol ve fiziksel koruma ara yüzü için iyi
uygulamalar.......................................................................................................... 131
3.4.8 Fiziksel koruma acil durum planı için iyi uygulamalar.................................. 132
3.4.9 Etkinlik testleri için iyi uygulamalar.................................................................133
3.4.9.1 Masaüstü alıştırmaları için iyi uygulamalar................................................. 134
3.4.9.2 Bilgisayar simülasyonları için iyi uygulamalar...........................................135
3.4.9.3 Kuvvete kuvvet tatbikatı için iyi uygulamalar............................................. 135
xii
3.4.10 Fiziksel koruma ve güvenlik ara yüzü için iyi uygulamalar...........................135
3.4.11 Nükleer emniyet kültürü için iyi uygulamalar................................................. 136
3.5 Fiziksel Koruma Konularında Uygulayıcı Sorumlulukları.................................... 137
3.5.1 Planlama aşaması................................................................................................. 137
3.5.2 Saha aşaması......................................................................................................... 138
3.5.3 Tasarım aşam ası...................................................................................................138
3.5.4 İnşaat aşaması.......................................................................................................139
3.5.5 İşletmeye alma aşam ası.......................................................................................140
3.5.6 İşletme aşaması.....................................................................................................141
3.5.7 İşletmenin durdurulması aşam ası...................................................................... 143
3.5.8 İşletmeden çıkarma aşaması...............................................................................144
3.6 Fiziksel Koruma Programı Değerlendirmelerinde ve Diğer Fiziksel Koruma
Konularında Düzenleyici Kurumun Sorumlulukları................................................. 144
3.6.1 Planlama aşaması................................................................................................. 145
3.6.2 Saha aşaması......................................................................................................... 145
3.6.3 Tasarım aşaması ...................................................................................................145
3.6.4 İnşaat aşaması .......................................................................................................146
3.6.5 İşletmeye alma aşaması .......................................................................................146
3.6.6 İşletme aşaması.....................................................................................................147
3.6.7 İşletmenin durdurulması aşaması ...................................................................... 148
3.6.8 İşletmeden çıkarma aşaması ...............................................................................149
SO N U Ç.........................................................................................................................................150
KAYNAKÇA...............................................................................................................................155
E K L E R .........................................................................................................................................159
EK 1: TESİSLERİN EMNİYET DENETİMLERİNE HAZIRLANMASI......................... 159
EK 2: FİZİKSEL KORUMA PROGRAMI DEĞERLENDİRME KILAVUZU................162
ET İK KURALLARA UYGUNLUK B E Y A N I...................................................................172
xiii
ÖZGEÇMİŞ 173
xıv
Şekil Sayfa
Şekil 1 Saha dışından hırsızlık amacıyla gelen düşmana karşı fiziksel koruma alanları veunsurlarını içeren düşman hareket şeması.................................................................................72Şekil 2 Fiziksel koruma alanları ve unsurları........................................................................... 72Şekil 3 Markov yöntemi ile yarı otomatik silahlı düşmana yarı otomatik silahlar ile karşılıkverilmesi durumunda düşmanı etkisiz hale getirme olasılığı g rafiğ i....................................73Şekil 4 Hırsızlık Eylemi için örnek bir Düşman Zaman Çizelgesi ...................................... 75Şekil 5 Birleşik Zaman Çizelgeleri .......................................................................................... 75Şekil 6 Hashbakar Kenti Haritası...............................................................................................87Şekil 7 LNAE Kontrollü Alan.................................................................................................. 97Şekil 8 Kontrollü alanı çevreleyen tel örgü................................................................................. 98Şekil 9 N1 Taşıt Kontrol Noktası...............................................................................................98Şekil 10 N2 Personel Kontrol N oktası...................................................................................... 99Şekil 11 LNAE korunan alanı ve fiziksel koruma bileşenleri..............................................100Şekil 12 LNAE iç a lan ı...................................................................................................... 102Şekil 13 Saldırganların kontrollü ve korunan alanlardaki eylemleri...................................108Şekil 14 Saldırganların hayati alandaki eylemleri................................................................. 108Şekil 15 Hırsızların kontrollü ve korunan alanlardaki eylemleri........................................ 112Şekil 16 Hırsızların korunan alan ve iç alandaki eylemleri.................................................. 113
ŞEKİLLER DİZİNİ
xv
Tablo Sayfa
Tablo 1 Finlandiya’da nükleer tesislerin sınıflandırılması.................................................... 27Tablo 2 Doğrudan saldırı senaryosu örneği............................................................................. 81Tablo 3 Dolaylı saldırı senaryosu örneği..................................................................................82Tablo 4 İç destek saldırı senaryosu örneği................................................................................83Tablo 5 LNAE’de bulunan nükleer malzemeler ve zenginlikleri......................................... 92Tablo 6 LNAE karşılık verme güçlerinin dağılımı............................................................... 106Tablo 7 Karşılık verme güçlerinin hareket çizelgesi...............................................................107Tablo 8 Düşman hareket çizelgesi........................................................................................109Tablo 9 Düşman yolu boyunca FKS tespit etme unsurları.................................................. 110Tablo 10 Düşman hareket çizelgesi.......................................................................................114Tablo 11 Düşman yolu boyunca FKS tespit etme unsurları................................................115
TABLOLAR DİZİNİ
xvi
TANIMLAR
Anahtar: Mekanik, kartlı, biyometrik, lazer optik, elektronik ve benzeri her türlü kilit açma mekanizmasıdır.
Bilgi emniyeti: Bilgilerin gizlilik, bütünlük ve geçerliliğini muhafaza etmek amacıyla yetkisiz erişim, kullanım, ifşa etme, tahrifat, tadilat, değiştirme, inceleme, kopyalama, kaydetme veya imha etme gibi fiillere karşı korunması ve saklanmasının sağlanmasıdır.
Bilmesi gereken ilkesi: Herhangi bir konu veya işi ancak görev veya sorumlulukları gereği öğrenmekle, incelemekle, gereğini yerine getirmekle ve korumakla yükümlü bulunanların yetkileri düzeyinde bilgi sahibi olması ve erişim sağlamasıdır.
Dereceli yaklaşım: Fiziksel koruma gerekliliklerinin tehdidin güncel değerlendirmesini, bağıl çekiciliği, maddenin niteliği ile nükleer maddenin çalınması ve nükleer maddenin veya nükleer tesislerin sabote edilmesiyle bağlantılı potansiyel sonuçları göz önünde bulunduran yaklaşımdır.
Derinliğine savunma: Fiziksel koruma sisteminin tasarımında kullanılan, saldırganın amacını gerçekleştirmesini önlemek veya caydırmak için aşmak zorunda bırakılacağı benzer veya farklı çoklu engeller oluşturma kavramıdır.
Fiziksel koruma: Tesislere ve tesis içi alanlarda yetkisiz erişimi engelleyen, donanım, kaynaklar, personel ve mülkü hırsızlık, sabotaj ya da casusluk gibi kötü niyetli eylemlerden koruma.
Fiziksel koruma sistemi: Personel, iletişim ve emniyet teknolojileri unsurları kullanılarak nükleer tesislerde ve nükleer maddelerin taşınması sırasında meydana gelebilecek sabotaj, hırsızlık veya diğer kötü niyetli faaliyetlere karşı tespit etme, geciktirme ve gerektiğinde karşılık verme fonksiyonlarını yerine getirmek üzere oluşturulan, etkinliği ve yeterliliği sürekli analiz edilen ve güncellenen geniş kapsamlı koruma sistemidir.
Hayati alan: Korunan alanın içerisinde yer alan ve sabotaja maruz kalması durumunda doğrudan veya dolaylı olarak kabul edilemez radyolojik sonuçlara neden olabilecek ekipman, sistem, cihaz veya nükleer maddelerin bulunduğu alandır.
Hırsızlık: Nükleer maddelerin çalınmasıdır.
Kabul edilemez sonuç: Devletin olayın yaşanmasındansa önlenmesi için kaynakların harcanmasının haklı olduğuna karar verdiği eşik şiddetinde sonuçtur.
Karşılık verme güçleri: hırsızlık ya da sabotaja karşılık verecek, eğitimli, silahlı ya da silahsız genellikle koruma görevlileri, yarı askeri güçler ya da kolluk güçleridir.
Kontrollü alan: Bir nükleer tesiste, varsa korunan alanı kapsayan, giriş ve çıkışı kontrol altında tutulan ve III. sınıf nükleer maddelerin bulundurulduğu, kullanıldığı veya depolandığı alandır.
İç alan: Korunan alanın içerisinde yer alan ve I. sınıf nükleer maddelerin bulundurulduğu, kullanıldığı veya depolandığı alandır.
xvıı
İki kişi kuralı: Nükleer madde ve nükleer tesislerle ilgili faaliyetlerin yetkili ve bilgili en az iki kişi tarafından yapılması sağlanarak yetkisiz erişimlerin tespit edilmesine ve önlenmesine yönelik bir prosedürdür.
İkinci Alarm İstasyonu: Merkezi Alarm İstasyonu ile aynı teknik özelliklere sahip, alarmların sürekli olarak izlendiği ve değerlendirildiği, özellikle Merkezi Alarm İstasyonunun devre dışı bırakılması durumunda da çalışır olma temelinde tasarlanmış bina veya odadır.
İntrüzyon: Bir nükleer tesise veya nükleer maddenin bulunduğu yere hırsızlık, sabotaj veya kötü niyetli bir amaç için izinsiz veya yetkisiz girme eylemidir.
Merkezi alarm istasyonu: Nükleer tesis yönetimi, kolluk kuvvetleri ve koruma görevlileri ile kesintisiz haberleşmeyi sağlayacak teknik özellikte donatılmış, alarmların sürekli olarak izlendiği ve değerlendirildiği bina veya odadır.
Nükleer emniyet: Nükleer madde ve nükleer tesisleri hedef alan hırsızlık, sabotaj, yetkisiz erişim ve diğer kötü niyetli girişimleri engellemek, tespit etmek ve gerektiğinde karşılık vermek üzere gerekli fiziksel koruma önlemlerinin alınmasını ve etkinliğinin sürdürülmesidir.
Nükleer emniyet kültürü: Nükleer emniyet ile ilgili faaliyetlerde yer alan tüm kişi, kurum ve kuruluşların söz konusu faaliyetler yürütülürken nükleer emniyeti garanti altına almak için gereken her türlü inanış, davranış ve alışkanlıkları edinmesi, desteklemesi, geliştirmesi ve önem vermesidir.
Nükleer güvenlik: Nükleer tesislere ilişkin faaliyetler sırasında birey, toplum ve çevrenin radyasyondan korunmasını sağlamak üzere uygun koşulların oluşturulması, kazaların önlenmesi veya kaza sonuçlarının hafifletilmesidir.
Nükleer tesis: Kurum tarafından nükleer emniyetin ve nükleer güvenliğin göz önüne alınması gerektiği belirlenen, nükleer maddenin üretildiği, işlendiği, kullanıldığı, bulundurulduğu, yeniden işlendiği veya depolandığı her türlü tesistir.
Sabotaj: Radyoaktif madde salmak veya radyasyona maruz bırakmak suretiyle doğrudan veya dolaylı olarak tesis çalışanlarının, halkın ve çevrenin sağlık ve güvenliğini tehlikeye sokabilecek, nükleer tesislere veya nükleer maddelere karşı yapılan saldırı dâhil her türlü kötü niyetli, zarar verici ve kasıtlı harekettir.
Saha: Nükleer tesisin yer aldığı etrafı fiziksel bariyerlerle çevrili, giriş ve çıkışı kontrollü ve yetkilendirilen kişinin otoritesi altında olan yerdir.
Tasarıma esas tehdit: Fiziksel koruma sisteminin tasarımına temel teşkil eden, nükleer madde hırsızlığı veya sabotajla sonuçlanabilecek olan potansiyel olarak en güçlü tehdittir.
Tehdit değerlendirmesi: Kötü niyetli eylemde bulunabilecek mevcut tehditlerin motivasyonu, amacı ve kabiliyetlerini içeren değerlendirmedir.
Yetkilendirilen kişi: Nükleer emniyet veya nükleer güvenlik ile ilgili olarak düzenleyici kurumdan yetki alınmasını gerektiren herhangi bir faaliyeti yerine getirmek üzere düzenleyici kurum tarafından yetkilendirilmiş gerçek veya tüzel kişidir.
xvııı
SİMGELER VE KISALTMALAR
ABD:Am:BM:
C:
CNT:
CPPNM:
Cs:DZU:FKP:FKS:gr:Gy:ICTP:
INNM
JAEA:
JAEC:
km:KMN:KTN:LLNL:
LNAE:m:MAİ:MDA:NEA:
NMSK:NNSA:
NPT:
NRA:
NRC:
NTIS:
O:
Amerika Birleşik Devletleri Amerikyum United Nations (Birleşmiş Milletler)Düşman Saldırısının Başarılı Olması Halinde Neden Olacağı SonuçlarInternational Convention for the Suppression of Acts of Nuclear Terrorism(Nükleer Terörizm Eylemlerinin Önlenmesi Sözleşmesi) Convention on the Physical Protection of Nuclear Material (Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Hakkında Sözleşme) SezyumDüşük Zenginleştirilmiş Uranyum Fiziksel Koruma Programı Fiziksel Koruma Sistemi Gram GrayAbdus Salam International Centre for Theoretical Physics (Abdus Salam Uluslararası Teorik Fizik Merkezi)Institute of Nuclear Materials Management (ABD)(Nükleer Madde Yönetimi Enstitütüsü)Japan Atomic Energy Agency (Japonya Atom Enerjisi Ajansı)Japan Atomic Energy Commission (Japonya Atom Enerjisi Komisyonu)KilometreKritik Müdahale NoktasıKritik Tespit Etme NoktasıLawrence Livermore National Laboratory (ABD)(Lawrence Livermore Ulusal Laboratuvarı)Lagassi Nükleer Araştırma Enstitüsü MetreMerkezi Alarm İstasyonu Madde Denkleştirme Alanı Nuclear Energy Agency (Nükleer Enerji Ajansı)Nükleer Madde Sayımı ve KontrolüNational Nuclear Security Administration (ABD)(Ulusal Nükleer Emniyet Yönetimi)Treaty on the Non-Proliferation of Nuclear Weapons (Nükleer Silahların Yayılmasının Önlenmesi Andlaşması)Nuclear Regulation Authority (Japonya)(Nükleer Düzenleme Kurumu)Nuclear Regulatory Commission (ABD)(Nükleer Düzenleme Komisyonu)National Technical Information Service (ABD)(Ulusal Teknik Bilgi Servisi)Oksijen
xıx
ONR:
Pa :Pd:Pe:Pi:Pn:Pu:R:ROSATOM:
Rostekhnadzor:
s:sn:SNL:
Sr:STUK:
TAEK:TET:TID:
U:UAEA:
WINS:
YZU:2005 Değişikliği:
Office of Nuclear Regulation (Birleşik Krallık)(Nükleer Düzenleme Ofisi)Düşmanın Saldırma OlasılığıDüşmanı Tespit Etme OlasılığıFiziksel Koruma Sistemi Etkinliği OlasılığıDüşman Hareketini Durdurma OlasılığıDüşmanı Etkisiz Hale Getirme OlasılığıPlütonyumEmniyet RiskiState Atomic Energy Corporation (Rusya Federasyonu)(Devlet Atom Enerjisi Şirketi)Federal Service for Ecological, Technological and Nuclear Supervision (Rusya Federasyonu)(Çevre, Teknoloji ve Nükleer Yönetimi Federal Servisi)SaatSaniyeSandia National Laboratories (ABD)(Sandia Ulusal Laboratuvarları)StronsiyumRadiation and Nuclear Safety Authority (Finlandiya)(Radyasyon ve Nükleer Güvenlik Kurumu)Türkiye Atom Enerjisi Kurumu Tasarıma Esas Tehdit Tamper-indicating Devices (Kurcalanmayı Gösteren Cihazlar)UranyumInternational Atomic Energy Agency (Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı)World Institute for Nuclear Security (Dünya Nükleer Emniyet Enstitüsü)Yüksek Zenginleştirilmiş UranyumAmendment to the Convention on the Physical Protection of Nuclear Material(Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Sözleşmesinde Değişiklik)
xx
GİRİŞ
Türkiye’nin de taraf olduğu Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Sözleşmesi uyarınca
bir Devlette fiziksel koruma rejiminin oluşturulması, uygulanması ve idamesi sorumluluğu
tamamen o Devlete aittir. Esas amacı bireyleri, mülkiyeti, toplumu ve çevreyi nükleer madde
ve diğer radyoaktif maddeleri içeren kötü niyetli eylemlerden korumak olan nükleer emniyet
rejiminin (UAEA, 2013) ana bileşenlerinden biri olan fiziksel koruma rejimi şu amaçları
gütmektedir (UAEA, 2011):
- Yetkisiz alıp götürmeye karşı korumak: Nükleer maddenin hırsızlığına ve diğer
kanun dışı yollardan elde edilmesine karşı koruma sağlamak
- Kayıp nükleer maddenin yerini belirlemek ve ele geçirmek: Kayıp ya da çalınmış
nükleer maddenin yerinin belirlenmesi ve en kısa sürede ele geçirilmesi için gerekli
önlemlerin uygulandığına emin olmak
- Sabotaja karşı korumak: Nükleer maddeleri ve nükleer tesisleri sabotaja karşı
korumak
- Sabotaj etkilerini hafifletmek ya da en aza indirmek
Fiziksel koruma rejimi kapsamında bu amaçları gerçekleştirmek için şu faaliyetler
yürütülmektedir:
- Caydırma önlemleri ve hassas bilgilerin korunması ile kötü niyetli eylemlerden
korunma
- Kötü niyetli eylemlerin veya kötü niyetli eylem teşebbüslerinin bütünleşik tespit
etme, geciktirme ve karşılık verme sistemi ile engellenmesi
- Kötü niyetli eylemin neden olacağı sonuçların hafifletilmesi
Bahsedilen amaçlara ulaşılması için birleşik ve eşgüdümlü farklı nükleer emniyet risklerinin
göz önünde bulundurulması gerekmekle birlikte nükleer maddelerin ve nükleer tesislerin
fiziksel korunmasında üç ana risk temel alınmaktadır:
- Nükleer silah yapma amacıyla yetkisiz alıp götürme (hırsızlık) riski
- Hırsızlık sonucu nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin dağılma riski
- Sabotaj riski
1
Bu riskler temelinde Devletlerce tehdit değerlendirmeleri yapılmakta ve tasarıma esas tehdit
(TET) belirlenmektedir (UAEA, 2009). İşletici ise nükleer tesis için lisans başvurusu
yaptığında tehdit değerlendirmesini veya TET’i temel alarak fiziksel koruma programı
(FKP) hazırlamalıdır (UAEA, 2011). FKP fiziksel koruma sistemi (FKS) ve fiziksel koruma
acil durum planlarının tasarımı, değerlendirilmesi, uygulanması ve sürdürülmesi ile ilgili
bölümler içermelidir. Tüm fiziksel koruma önlemlerinin, dolayısıyla FKP’nin Devletin
yönetmeliklerine ve Devletin belirlediği fiziksel koruma gereksinimlerine uygun olarak
hazırlandığından ve sürdürüldüğünden emin olmak için düzenleyici kurum uygulayıcı
tarafından etkinlik testleri yapıldığını ve bu testleri temel alan emniyet değerlendirmeleri
yapıldığını teyit etmelidir. Bu değerlendirmeler Devletin düzenleyici kurumu tarafından
gözden geçirilmeli ve değerlendirmelere tespit etme, değerlendirme, geciktirme ve iletişim
sistemlerinin test edilmesi, karşılık verme prosedürlerinin uygulanması gibi idari ve teknik
anlamda fiziksel koruma önlemleri dâhil edilmelidir. İşleticinin düzenleyici kurum
tarafından onaylanmış FKP’yi uygulaması ve düzenli olarak mevcut işletme koşullarına ve
FKS’ye göre programı gözden geçirerek programın güncelliğini korumasını sağlaması
gerekmektedir. Edinilen tecrübe ve tespit edilen eksiklikler sonucunda planda yapılmasına
karar verilen değişiklikler uygulayıcı tarafından düzenleyici kuruma onay için sunulmalı,
düzenleyici kurum ise yapılması planlanan değişikliklerin FKP ile uyumlu olacağından
yapacağı denetimler ve değerlendirmeler doğrultusunda emin olmalı ve uygun gördüğü
değişiklikleri onaylamalıdır.
Türkiye’de FKP oluşturulması, değerlendirilmesi ve onaylanması süreçleri Türkiye’nin taraf
olduğu uluslararası antlaşmaların, UAEA’nın belirlediği nükleer emniyet ilkelerinin ve başta
Nükleer Tesislerin ve Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Yönetmeliği olmak üzere
ulusal mevzuatın gereklilikleri doğrultusunda yapılmaktadır. Yönetmeliğin 10. ve 11.
maddeleri doğrudan FKP ve onaylama süreci ile ilgili olup FKP’nin içermesi gereken
konular, onaylama süreci ve hangi durumlarda onaylama sürecinin tekrarlanacağı
belirtilmektedir (Resmi Gazete, 2012a). Uygulayıcı, Türkiye’nin nükleer alanda düzenleyici
kurumu olan Türkiye Atom Enerjisi Kurumu (TAEK) tarafından onaylanmış FKP’ye sahip
değilse, hem Yönetmelik hem de Nükleer Tesislere Lisans Verilmesine İlişkin Tüzük
gereğince tesise nükleer madde getirilmesine izin verilmemektedir (Resmi Gazete, 1983).
Bu bakımdan uygulayıcıların TAEK tarafından onaylanabilecek nitelikte FKP sunmaları
zorunluluk arz etmektedir.
2
Bu tez çalışmasının ana amacı nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunması
konusunda çok önemli bir belge olan FKP’nin oluşturulması ve değerlendirilmesi
çalışmalarına katkı sunmaktır. Konunun içerdiği hassasiyetten ötürü verilen örneklerde
hayali tesisler ve olaylar tercih edilmiş, kötü niyetli eylemlere fayda sağlayabileceği
değerlendirilen bilgilerin tezde yer almasından kaçınılmıştır. Tez çalışmasının Türkiye’nin
mevcut nükleer araştırma reaktörlerinin ve ilgili tesislerin FKP’sinin hazırlanmasında ve
değerlendirilmesinde yararlanılabilecek bir kaynak oluşturması amacı güdülmüştür.
Bununla birlikte yapılan çalışma yalnızca nükleer araştırma reaktörleri ve ilgili tesisleri değil
kurulacak nükleer güç santrallerinin FKP’sinin hazırlanması ve değerlendirilmesi açısından
da yararlı bir kaynak niteliği taşıdığı değerlendirilmektedir.
Tezin birinci bölümünde yapılan literatür çalışması kısaca özetlenmiştir. İkinci bölüm ise
Fiziksel Koruma Programı ve Nükleer Araştırma Reaktörleri başlığını taşımaktadır. Bu
bölüme fiziksel korumanın temel öğeleri ve FKP’nin özellikleri hakkında bilgiler verilerek
başlanmıştır. Bölüme nükleer araştırma reaktörleri özelinde tehditler, hedefler, riskler ve bu
etkenlerden kaynaklanan fiziksel koruma zorlukları belirtilerek devam edilmiştir. Nükleer
araştırma reaktörleri ve nükleer güç santrallerinin fiziksel korunması konularındaki
farklılıklar incelenmiştir. Düzenleyici kurumun uygulayıcıdan talep edeceği FKP’ye örnek
oluşturması amacıyla hayali bir araştırma reaktörü ve ilgili tesisler için bir FKP taslağı
hazırlanmıştır. Son olarak farklı ülkelerin fiziksel koruma konusunda uygulama ve
düzenlemeleri incelenmiştir. Üçüncü bölüm ise Fiziksel Koruma Programının
Değerlendirilmesi başlığını taşımaktadır. Bu amaçla ilk olarak FKS değerlendirmesi
hakkında bilgiler verilmiş, FKP değerlendirmesinde çok önemli bir araç olan senaryo
analizleri üzerinde çokça durulmuştur. Senaryo analizleri konusu hayali bir nükleer tesisin
FKS’sinin jenerik senaryolar ile değerlendirilmesiyle pekiştirilmiştir. Daha sonra FKP
değerlendirmesinde bulunacak ekip ve kalite yönetimi konusunda tavsiyelerde
bulunulmuştur. FKP değerlendirirken kaynak teşkil etmesi amacıyla FKP’nin içermesi
gereken konu başlıklarında iyi uygulamalar derlenmiştir. Üçüncü bölüm düzenleyici
kurumun ve uygulayıcının nükleer tesislerde fiziksel korunmanın uygun seviyede
sağlandığından emin olunması için tesis ömrünün her aşamasındaki sorumlulukları ile
sonlanmaktadır. Sonuç bölümünde ise yapılan çalışmada elde edilen sonuç ve çıkarımlar
özetlenmekte, tavsiyelerde bulunulmaktadır. Kaynakça bölümünde kullanılan kaynaklar
sıralandıktan sonra fiziksel koruma denetimleri ve FKP değerlendirmeleri hakkında iki ek
sunulmaktadır.
3
1 LİTERATÜR ÖZETİ
Nükleer tesislerin FKP değerlendirmesine yönelik yapılan literatür araştırması sonucunda
Uluslararası Atom Enerjisi Ajansı (UAEA) ve Dünya Nükleer Emniyet Enstitüsü (WINS)
gibi uluslararası kurum ve kuruluşların, Amerika Birleşik Devletleri (ABD), Birleşik
Krallık, Finlandiya ve Japonya gibi ülkelerin ve Türkiye’nin konu ile ilgili resmi belgelerinin
mevcut olduğu görülmüştür. Ayrıca üniversitelerde bilim insanlarının ve özel şirketlerin
özellikle FKP etkinlik testleri ve kritik altyapıların fiziksel korunması ile ilgili çalışmalar
yaptığı da kaydedilmiştir. FKP değerlendirmesine yönelik yapılan bu çalışmada ilgili
kaynaklardan Türkiye’nin de taraf olduğu Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması
Hakkında Sözleşme (CPPNM) ve Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Sözleşmesinde
Değişiklik (2005 Değişikliği), UAEA nükleer emniyet yayınları ve Türkiye’nin Nükleer
Tesislerin ve Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Yönetmeliği kapsamında belirlenen
esaslara uygun olarak yararlanılmıştır.
Nükleer silahsızlanma ve nükleer terör konularında ilk uluslararası antlaşma olan ve 1970
yılında yürürlüğe giren Nükleer Silahların Yayılmasının Önlenmesi Antlaşması (NPT)
ilerleyen dönemlerde nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunmasına temel
oluşturacaktır (Resmi Gazete, 1979). Antlaşma nükleer silahsızlanma açısından devletleri
nükleer silah sahibi olan1 ve olmayan2 olarak ikiye bölmekte, nükleer silah sahibi taraf
devletlerin nükleer silah ve diğer patlayıcıları hiçbir şekilde başkalarına devretmemelerini,
başka devletlere nükleer silah yapımı için yardımda ya da teşvikte bulunmamalarını
amaçlamaktadır. Nükleer terörizm açısından ise NPT’nin ana getirisi UAEA tarafından
gerçekleştirilen nükleer güvence denetimlerine3 ve nükleer tesislerin emniyetine ilişkin
esasları belirlemesi olmuştur. 1987 yılında yürürlüğe giren CPPNM ise barışçıl amaçlarla
kullanılacak nükleer maddenin uluslararası taşıma sırasında uygun fiziksel koruma
seviyelerine göre korunması konusunda esaslar getirmekte, nükleer maddenin korunması,
çalınan maddenin ele geçirilmesi ve sahibine teslim edilmesi konularında devletlerarası
işbirliği için bir çerçeve oluşturmaktadır (Resmi Gazete, 1986). Ayrıca nükleer madde içeren
suçlarla ilgili cezalar da Sözleşmede listelenmektedir. Ancak Sözleşmenin yürürlüğe girdiği
tarihten günümüze doğru gelindikçe nükleer tesislerin yaygınlaşması, Sözleşmenin yurt içi
1 ABD, Rusya Federasyonu, Çin, İngiltere ve Fransa2 Diğer Ülkeler3 “Nükleer güvence denetimleri” Antlaşmanın resmi Türkçe çevirisinde “nükleer güvenlik denetimleri” olarak çevrilmiştir.
4
nükleer madde kullanımlarında fiziksel koruma esaslarına dair bilgiler içermemesi ve
özellikle 11 Eylül 2001’de ABD’de yaşanan terör saldırıları sonrasında ülkelerin kritik
altyapılarına benzer saldırıların yaşanabileceği endişesinden doğan ihtiyaç sonucunda 2005
Değişikliği yapılmıştır (Resmi Gazete, 2015a). 2005 Değişikliği ile Sözleşmeye nükleer
maddelerin yurtiçinde kullanımı, taşınması veya depolanması sırasında alınması gereken
fiziksel koruma önlemleri maddeleri eklenmiştir. Nükleer Terörizm Eylemlerinin Önlenmesi
Sözleşmesi (CNT) ise nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin terörist eylemlerde
kullanılmasını önlemeye yönelik bir uluslararası düzenleme olmuştur (Resmi Gazete,
2012b). Benzer şekilde 1373 sayılı Birleşmiş Milletler (BM) Kararı Devletlere genel
anlamda terörizmin önlenmesine yönelik zorunluluklar getirirken (BM, 2001) 1540 sayılı
BM Kararı nükleer, kimyasal ve biyolojik silahlara ve ilgili araçlara erişimin kısıtlanması
için Devletlerin fiziksel koruma önlemleri almasına ve sınırlarını emniyete almaya yönelik
zorunluluklar getirmektedir (BM, 2004). 1887 sayılı BM Kararı ise NPT amaçları
doğrultusunda uluslararası istikrarı güçlendirerek ve herkes için emniyet ilkesiyle nükleer
silahlardan arındırılmış daha güvenli bir dünya hedefi için koşulları oluşturma amacı
gütmektedir (BM, 2009). Bu amaçla Devletlerin nükleer alanda alacağı güvenlik ve emniyet
önlemlerinin arttırılması yönünde çağrıda bulunulmuştur.
UAEA’nın temel, tavsiye, uygulama kılavuzu ve teknik kılavuz olmak üzere dört başlıkta
yayınladığı nükleer emniyet serileri ve serilere eklenecek taslak belgeler FKP hazırlama ve
değerlendirme süreci açısından ilgili pek çok bilgiyi içeren kaynaklar olduğundan tez
çalışmasında oldukça çok yararlanılmıştır. Nükleer emniyet serileri yayınlarından Objective
and Essential Elements o f a State’s Nuclear Security Regime adlı yayın ulusal nükleer
emniyet rejiminin amaçları ve önemli unsurları ülkelerin nükleer emniyet rejimlerine temel
teşkil etmesi amacıyla yayımlanmıştır (UAEA, 2013). Fakat genel anlamda nükleer
emniyetin bir alt başlığı olan fiziksel koruma konusunda esas kaynağı teşkil eden Nuclear
Security Recommendations on Physical Protection o f Nuclear Material and Nuclear
Facilities -INFCIRC/225/Revision 5- adlı yayın nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin
fiziksel korunması konusunda tavsiyeleri içermektedir (UAEA, 2011). 1972’de ilk kez
yayımlandıktan sonra 4 kez gözden geçirilip düzeltme yapılan yayın nükleer tesisler ve
nükleer maddeler için ulusal fiziksel koruma rejiminin temel unsurları, nükleer maddenin
kullanılması, depolanması veya taşınması sırasında çalınmasına ve nükleer madde ve
nükleer tesislerin sabotajına karşı gereksinimleri içermektedir. Ayrıca uygulayıcının tehdit
değerlendirmesi veya TET belgelerini temel alarak FKS ve fiziksel koruma acil durum
5
planlarının tasarımının yapılması, değerlendirilmesi, uygulanması ve sürdürülmesi ile ilgili
bölümler içermesi gereken FKP’nin düzenleyici kurumun onayına sunulması ile ilgili
bilgiler de bu yayında bulunmaktadır.
Pek çok ülkede “güvenlik” ve “emniyet” kelimesinin aynı anlamda kullanılmasından doğan
karışıklığa son vermek amacıyla UAEA tarafından önceki yıllarda “ nükleer emniyet”
(nuclear security) kelimesi yerine “fiziksel koruma” (physical protection) kelimesi
üretilmiştir. Günümüz literatüründe “nükleer emniyet”, nükleer maddelerin ve nükleer
tesislerin fiziksel korunmasını olduğu gibi bilgisayar emniyeti, tesis personelinin
güvenilirliği gibi konuları da kapsamaktadır. Bununla birlikte pek çok önemli kaynakta
“fiziksel koruma” ve “nükleer emniyet” halen aynı anlamda kullanılmaya devam etmektedir.
Bu benzerlik ve farklılıklar, bu konuda çalışma yürütecek kişilerin dikkat etmesi gereken bir
konuyu oluşturmaktadır.
Türkiye’nin fiziksel koruma ile ilgili yönetmeliği olan ve 2012 yılında yürürlüğe giren
Nükleer Tesislerin ve Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Yönetmeliği yazılırken
UAEA’nın güncel yayını olan INFCIRC/225/Revision 5 değil, INFCIRC/225/Revision 4
temel alınmış fakat INFCIRC/225/Revision 5 ’e göre kontrol edilerek hazırlanmıştır (Resmi
Gazete, 2012). Yönetmeliğin 10. ve 11. maddeleri doğrudan FKP ve onaylama süreci ile
ilgili olup FKP’nin içermesi gereken konular, onaylama süreci ve hangi durumlarda
onaylama sürecinin tekrarlanacağı belirtilmektedir. Türkiye’nin nükleer alanda altyapısının
güçlendirilmesi konusunda önemli adımlar atıldığı mevcut süreçte edinilen tecrübe sonucu
ve birtakım gereksinimler nedeniyle Yönetmelikte güncelleme çalışmaları yapılmakta, FKP
ile ilgili maddelerde de değişikliğe gidilmektedir.
UAEA’nın yalnızca Preventive and Protective Measures Against Insider Threats (UAEA,
2008) ya da Development, Use and Maintenance o f the Design Basis Threat (UAEA, 2009)
gibi sırasıyla iç destek tehdidine karşı alınması gereken önlemleri ve TET geliştirilmesini
açıklayan görece eski kaynaklarından değil yakın zamanda hazırladığı kaynaklardan da tez
çalışmasında faydalanılmıştır. Bu bağlamda Nuclear Security Management for Research
Reactors and Related Facilities yayını nükleer araştırma reaktörlerinin fiziksel korunması
ve araştırma reaktörlerine uygun FKP hazırlanması konusunda çok önemli bilgiler
içermektedir (UAEA, 2016a). Keza Kasım 2017 itibariyle taslak halinde olan Security
during the Lifetime o f a Nuclear Facility uygulama belgesinde nükleer tesislerin ömürleri
boyunca alınması gereken hukuki, idari ve teknik önlemleri açıklanırken düzenleyici
6
kurumun sorumlulukları da ayrıca belirtilmiştir (UAEA, 2016b). UAEA’nın 2017 yılında
Ağustos ayında ilgili nükleer emniyet uzmanlarının görüşüne sunduğu Handbook on the
Design o f Physical Protection Systems for Nuclear Material and Nuclear Facilities adlı
yayının taslağı nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunması konusunda
oldukça kapsamlı ve güncel bilgileri içermektedir (2017, UAEA).
Ülkelerin FKP’ye yönelik uygulamaları ve düzenlemeleri konusunda ABD, Rusya
Federasyonu, Finlandiya, Japonya ve Türkiye’nin ulusal mevzuatından ve katılım sağlanan
eğitim ve çalıştaylardan yararlanılmıştır.
FKS değerlendirmesi konusunda ise çoklukla ABD, Japonya ve Birleşik Krallık resmi
kurum ve kuruluşlarının kaynakları kullanılmıştır. ABD’nin nükleer konusundaki
düzenleyici kurumu Nükleer Düzenleyici Komisyon (NRC) ve nükleer emniyet konusunda
önemli çalışmalar yapan kuruluşu Sandia Ulusal Laboratuvarlarının (SNL) fiziksel koruma
sistemlerinin değerlendirilmesine yönelik önemli çalışmaları bulunmaktadır. Bu bağlamda
Nuclear Power Plant Security Assessment Guide (NRC, 2013) ve Nuclear Power Plant
Security Assessment Technical Manual (SNL, 2007) tez çalışması sırasında çokça
faydalanılan kaynaklar arasında bulunmaktadır. SNL ayrıca Japonya Atom Enerjisi Ajansı
(JAEA) ile birlikte nükleer maddelerin ve nükleer tesislerin fiziksel korunması üzerine
Security by Design (SNL ve JAEA, 2013) gibi yayınlar yayımlamış ve eğitim notları
hazırlamıştır. SNL ve JAEA’nın birlikte yayımladığı yayınlardan ve eğitim notlarından da
tez çalışmasında özellikle FKP değerlendirmeye yönelik bölümde yoğun şekilde
yararlanılmıştır. Birleşik Krallık’ta nükleer alandaki düzenleyici kurum olan Nükleer
Düzenleme Ofisi’nin (ONR) FKP hazırlama ve değerlendirmeye yönelik oluşturduğu
belgeler de değerli bulunmuştur.
Bu kaynaklardan başka TAEK personelinin katılım sağladığı fiziksel koruma ile ilgili
UAEA, Abdus Salam Uluslararası Teorik Fizik Merkezi (ICTP) ve JAEA tarafından
düzenlenen eğitim kursları ve çalıştaylarda edinilen bilgilerle de tez desteklenmiştir.
7
2 FİZİKSEL KORUMA PROGRAMI VE NÜKLEER ARAŞTIRMA
REAKTÖRLERİ
2.1 Fiziksel Korumanın Temel Öğeleri
Fiziksel korumanın temel öğeleri; fiziksel koruma unsurları, fiziksel koruma tasarım ilkeleri
ve güvenlik ve emniyet risklerinin dengelenmesi başlıkları altında incelenmiştir (UAEA,
2016a).
2.1.1 Fiziksel koruma unsurları
Fiziksel koruma hem teknik donanımı (algılayıcılar, kameralar, yaka kartları, metal
dedektörler, kapılar, kilitler, tel örgüler vb.) ve personeli (koruma görevlileri ve diğer
karşılık verme güçleri) hem de idari sistemleri (erişim kontrolü prosedürleri, karşılık verme
taktikleri, güvenilirlik soruşturmaları vb.) içeren geniş bir kapsama sahiptir. Donanım,
çalışanlar ve prosedürlerden şu amaçlar için faydalanılmaktadır:
1. Kötü niyetli eylemlerin tespit edilmesi
2. Kötü niyetli eylem sürecinin geciktirilmesi
3. Kötü niyetli eyleme karşılık verme
Bu üç amaç (tespit etme, geciktirme, karşılık verme) fiziksel korumanın temel unsurları
olarak kabul görmektedir. Herhangi bir fiziksel koruma sisteminin etkili olması için, tüm
düşman senaryolarında bu üç unsurun vaktinde başarıyla gerçekleştirilmesi gerekmektedir.
Önemle belirtilmesi gereken husus, düşmanın başarılı olması için bu unsurların bir tanesini
bertaraf etmesinin yeterli olması gerçeğidir.
2.1.1.1 Tespit etme
Tespit etme kötü niyetli eylemi fark etme olarak tanımlanabilir. Tespit etme, düşman eylemi
gerçekleşme sırasıyla zamana göre değerlendirildiğinde emniyet sisteminin ilk unsurunu
meydana getirmekte ve fiziksel korumanın başarıya ulaşması için gerekecek koruma
eylemlerini tetikleyecek ilk adımı oluşturmaktadır. Tespit etme aşağıda belirtilen yollarla
gerçekleşmektedir:
- Kötü niyetli eylemi görsel olarak fark eden, duyan ya da bir şekilde haberdar olan
koruma görevlileri ve diğer kişiler sayesinde
8
- İntrüzyon olması nedeniyle yaşanacak fiziksel değişikliklerle tetiklenecek intrüzyon
algılayıcılarıyla
- Bir alana ya da bir cihaza yetkisiz erişim sağlanması durumunda, olayı duyuran
cihazlarla
- Kötü niyetli eylem göstergesi olabilecek, beklenen değerlerdeki farklılıkları tespit
eden işleyiş kontrolleriyle
Tespit etme sistemlerinin tetiklenmesi her zaman kötü niyetli eylemler nedeniyle
olmamakta, masum nedenlerden (ör. vahşi hayvanlar, böcekler, rüzgar vb.) de
kaynaklanabilmektedir. Bu tür doğal nedenlerle hatalı alarmlar ve alarm sisteminin kendi
sorunlarından kaynaklanan yanlış alarmlar yaşanabilmektedir. Bu nedenle tüm alarmların,
kötü niyetli eylemi açığa vuracak belirtileri doğrulayabilme kabiliyetine sahip, eğitilmiş
kişiler tarafından değerlendirilmesi gerekmektedir. Bu değerlendirme genellikle alarm gelen
yere bir koruma görevlisinin sevk edilmesiyle ya da video kameralarının uzaktan kumanda
edilmesiyle yapılmaktadır. Değerlendirme yapıldıktan sonra karşılık verme güçleri ile
iletişime geçilir. Bu olay emniyetin diğer unsurlarını başlatır: Geciktirme ve karşılık verme.
2.1.1.2 Geciktirme
Geciktirme, emniyet güçlerinin kötü niyetli eyleme müdahale etmesine olanak sağlayacak
şekilde düşman eyleminin yavaşlatılması veya engellenmesidir. Düşmanın eylemi tespit
edilmeden yapılacak geciktirmenin karşılık verme güçlerinin olaya müdahale etmesine
olanak sağlaması açısından hiçbir yararı olmaması nedeniyle geciktirme bileşenleri, düşman
yolu boyunca daima tespit etme bileşenlerinden sonra gelmelidir. Geciktirme edilgen
engeller (ör. kapılar, duvarlar, tel örgüler ve kilitler), etkin engeller ( ör. duman, ve yapışkan
köpük), önlemler (ör. kapı sürgüleme veya akışkan yayma), uzaklık ve ayırma vasıtasıyla
gerçekleştirilir. Engeller, görevler ve uzaklık süreci engellemekte, düşmanın içeri girmesini
ve hırsızlık ya da sabotaj gibi amaçlarını gerçekleştirmesi için gereken süreyi uzatmaktadır.
Önemli bir husus olarak geciktirme ancak karşılık verme güçlerinin düşmana müdahale
etmesi için gerekli süreyi kazandırabilirse başarılı olarak kabul edilmektedir. Başka bir
önemli husus ise etkin engellerin önemli ölçüde geciktirme sağlamasına karşın güvenlik
açısından çok kullanışlı olmaması, emniyet güçlerinin olaya müdahale etmesi açısından
zorluklar çıkarması ve bu nedenlerle nükleer tesislerde yaygın şekilde kullanılmamasıdır
(ICTP ve UAEA, 2015).
9
2.1.1.3 Karşılık verme
Karşılık verme kabul edilemez sonuçların yaşanmasından önce kötü niyetli eylemi kesecek
ve fiziksel olarak durduracak kabiliyete tekabül etmektedir. Düşman geciktirilirken, emniyet
güçleri toplanır, düşman hareketini kesme ve düşmanla karşılaşma amacıyla taktik hazırlık
yapar ve değerlendirilmiş tespit etme sonucunda kurulan alarm iletişimi ile belirlenen kötü
niyetli eylem yerine sevk edilir. Karşılık verme güçlerinin iletişiminin sağlanması,
toplanması ve düşmanla karşılaşması için gereken süre kötü niyetli eylemin tespit
edilmesinden sonra düşmanın hedefine ulaşması için gerekecek süreden kısa olmalıdır.
Ayrıca sevk edilen müdahale güçlerinin düşmanı teslim almaya, kaçırmaya ya da etkisiz hale
getirmeye yeterli sayıda, donanımlı ve eğitimli olması, hem de uygun müdahale taktikleri
uygulayarak düşmanı engellemesi önem arz etmektedir.
2.1.2 Fiziksel koruma tasarım ilkeleri
Fiziksel koruma sistemi uygun tespit etme, geciktirme ve karşılık verme bileşenlerinin
birleşik etkileşimi olarak tanımlanmaktadır. Bu bağlamda FKS bileşenleri tasarımında,
emniyet etkinliğini en üst seviyeye çıkaracak ilkeler bulunmaktadır. Fiziksel koruma
tasarımı ilkelerine ilişkin özet bilgiler aşağıda sunulmaktadır (UAEA,2016a).
2.1.2.1 Emniyet katmanları
Korunacak nükleer ve diğer radyoaktif madde hedeflerini içeren bir FKS genellikle eş
merkezli emniyet katmanlarından4 (ör. korunan alan sınırları) oluşmaktadır. Genellikle her
katman tel örgü, bir binanın ya da odanın duvarı gibi bir engelle belirlenen bir sınır çizgisi
barındırmaktadır. Yetkisiz erişimin kötü niyetli bir eylemle ilişkilendirilmesi gerçeğinden
yola çıkılarak katman boyunca yetkisiz erişimin tespit edilmesi sağlanır. Yine katman
hattında giriş kontrol noktaları aracılığıyla yetkili kişilerin girişine izin verilir. Giriş kontrol
noktaları tespit etme ve geciktirme bileşenleriyle donatılarak yetkisiz girişimi tespit etme ve
yetkisiz erişim durumunda düşmanı geciktirme sağlanır. Emniyet alanlarından5 çıkış da
benzer prosedürlere göre yapılır. Eş merkezli katman sayısı potansiyel radyolojik sonuçların
ciddiyetine göre belirlenmektedir. Emniyet engellerinin daha kolay bertaraf edilebilecek
sürüklenebilir metal çit gibi hareketli engellerden ziyade tasarımda belirlenmiş, yerinden
4 Bazı kaynaklarda fiziksel katman ya da fiziksel koruma katmanı diye geçmektedir.5 Bazı kaynaklarda fiziksel alan ya da fiziksel koruma alanı diye geçmektedir.
10
oynatılması olanaksız duvar ya da zemine beton ile sabitlenmiş tel örgü benzeri inşa edilmiş
engeller olması emniyet katmanları açısından ayrıca önem arz etmektedir (WINS, 2014).
2.1.2.2 Derinlemesine savunma
Derinlemesine savunma çok sayıdaki emniyet bileşeni içinde bir tane emniyet bileşeninin
başarısız olmasının emniyet unsurunun başarısız olmasıyla aynı sonuçlara götürmemesi
açısından emniyet bileşenlerinin eşit tutulmamasını, dolayısıyla başarısızlığın tüm emniyet
sisteminin başarısız olmasıyla eşit tutulmamasını sağlamaya yönelik bir ilkedir. Bu
bakımdan düşman yolu boyunca aynı emniyet unsuruna yönelik birden çok bileşenler (ör.
tespit etme unsuru açısından çoklu ve farklı türde algılayıcı) kullanılmaktadır. Tüm düşman
yollarına karşı başarılı savunma sağlamak için tasarım çok sayıda eş merkezli emniyet
katmanı içermelidir. Savunmanın güçlendirilmesi hem tespit etme hem de geciktirme
amacıyla kullanılacak bileşenlerin teknik olarak çeşitlendirilmesiyle doğru orantılı olduğu
kabul edilmektedir. Örneğin, düşmanın tel örgü ve duvardan oluşan engelleri aşması için
hem cıvata kesicilere, hem de balyozlara ve alev lambalarına ihtiyaç duyması olasıdır.
2.1.2.3 Dengeli emniyet
Düşmanlar yapacakları kötü niyetli eylemde kullanacakları yolu ve senaryoyu seçmekte
özgürdürler, bu bakımdan en zayıf noktadan saldırmaları olasıdır. Bu nedenle emniyet
etkinliğini en üst seviyeye getirirken dengeli emniyet sağlanması için kaynakların en iyi
şekilde kullanılması büyük önem arz etmektedir. Bu amaçla yol ve senaryo ne olursa olsun
katmanlarda eşit seviyede tespit ve geciktirme etkinliğinin sağlandığından emin olunmalıdır.
Emniyet katmanı boyunca sağlanan denge her erişim noktası için de uygulanmalıdır.
2.1.2.4 Dayanıklılık
Emniyet sisteminin doğal olaylar ya da kötü niyetli bir saldırı nedeniyle bir ya da birden
fazla parçasının işlevselliklerinde başarısız olması durumunda bile sistem etkinliğinin
yüksek olması hedeflenmelidir. Bu bağlamda, sistem bileşenlerinin başarısız olması
durumunda sistem etkinliğinde ani düşüşler yaşanmaması, etkinliğin yavaş ve tahmin
edilebilir ölçülerde düşmesi beklenmektedir (SNL ve JAEA, 2013).
11
2.1.2.5 Tesis ömrü boyunca emniyet
Emniyet gereksinimlerinin tasarım, işletme, bakım, kısa süreli işletmeyi durdurma ve daimi
kapatılma süreçleri dâhil tüm tesis ömrü boyunca göz önünde bulundurulması
gerekmektedir. Aynı zamanda tesis ömrü boyunca tehditlerin değişebileceği, bunun için de
emniyet sistemi tasarımının yapılacak değişikliklere olanak sağlayabilecek esnekliğe sahip
olmalıdır.
2.1.2.6 Güven yönetimi
FKS tarafından tanınan yetki ve ayrıcalıklar emniyet tehditlerini, özellikle iç destek tehdidini
azaltacak şekilde yönetilmelidir. Personele ve birimlere tanınacak yetki, personelin ve
birimlerin işlerini yapmalarını sağlarken yetkilerinin dışındaki başka işleri
gerçekleştirmelerini engellemeli, ayrıcalıklar özenle ayrılarak tanınmalı ve bireysel güvene
karşı dirençli, katı bir emniyet sistemi kurulmalıdır.
2.1.2.7 Daimi emniyet
Daha az emniyetli olmasına karar verildiği, sıklıkla yaşanmayacak durumlar haricinde
normal koşullarda sistem sürekli emniyetli olmalıdır. Sistemin ya da bileşenlerinin doğal
afetler ya da kötü niyetli eylemlerde başarısız olması durumunda ise sistem mümkün olan
en üst emniyet seviyesine hemen geçiş yapabilmelidir.
2.1.2.8 Konum üstünlüğü
Emniyet sistemi her zaman doğanın değişmez kanunlarının, coğrafi konumun düşmanlara
karşı sağlayacağı üstünlükleri göz önünde bulundurularak kurulmalıdır. Fiziğin temel
yasaları, tesis çevresindeki etkenler düşmanın saldırısını zorlaştırma, geciktirme sağlama ve
düşmana daha az çekici gelmesi gibi amaçlar için kullanılmalıdır.
2.1.3 Güvenlik ve emniyet risklerinin dengelenmesi
Araştırma reaktörleri ve ilgili tesisler için nükleer emniyet ve nükleer güvenlik aynı derecede
önem arz etmektedir. Genellikle nükleer emniyet ve nükleer güvenlik pek çok ortak unsura
sahiptir ve araştırma reaktörünün, tesiste bulunan nükleer ve radyoaktif maddenin
korunmasına hizmet etmektedir. Her ikisinin de ortak amacı insanların, halkın ve çevrenin
korunmasıdır. Varsayımsal olarak kabul edilen riski oluşturan nedenlerin güvenlik ya da
12
emniyet olayından kaynaklanmış olması bir değişiklik yaratmamaktadır. Hem emniyette
hem de güvenlikte sıklıkla derinlemesine savunma stratejisi, örneğin koruma katmanları
kullanılmaktadır. Katmanlar benzer temellere dayanmaktadır ve öncelik engellemeye
verilmektedir. Emniyet stratejisin ilk adımı olarak olağandışı durumlar erkenden tespit
edilmelidir. Sonraki adımda herhangi bir hasara neden olmasına olanak vermeden önce
acilen müdahale edilmelidir. Hasarları telafi etmek etkili emniyet stratejisinin üçüncü adımı
oluşturmaktadır. Dengeli strateji hem olağan faaliyetlerde hem de acil durum faaliyetlerinde
alınan emniyet önlemlerinin güvenlik önlemleriyle çakışmamasını sağlamalıdır.
Kimi zaman emniyet hedefleri güvenlik hedefleriyle çakışmaktadır. Bu tür durumlarda,
çalışanların, halkın, ülkenin ve çevrenin korunmasını en iyi sağlayacak şekilde
emniyet/güvenlik birleşimi sonucuna varılması önem arz etmektedir. Bunu yaparken de
faaliyetlerin göz önünde bulundurulması ve alınacak emniyet/güvenlik tedbirlerinin
faaliyetlere etkisinin azaltılması gerekmektedir.
2.2 Fiziksel Koruma Programının Özellikleri
İyi bir FKP’nin özellikleri dokuz önemli başlık altında özetlenebilmektedir (ONR, 2016a):
2.2.1 Bütünlük
Tehdit değerlendirmelerinde, TET’te belirlendiği gibi emniyete yönelik öngörülebilir
tehditlerin tanımlanması ve tesisin tehdide karşı yeterli korunmaya sahip olduğunun
gösterilmesi gerekmektedir. Bütünlüğün sağlanması için sadece tesis tasarımında FKS’nin
güçlü olması değil tesisin içinde ya da çevresinde emniyet güçlerinin etkinliğini
azaltabilecek coğrafi koşulların etkilerinin azaltılması da düşünülmelidir. Düşmanın
yapabileceği hırsızlık eylemlerinin önlenmesine yönelik sınıflandırma tablolarının; sabotaj
eylemlerinin önlenmesine yönelik ise derecelendirilmiş yaklaşımın göz önünde
bulundurulması önem arz etmektedir.
2.2.2 Açıklık
FKP’nin güçlü ve zayıf yönleri vurgulanmalıdır. Nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin
fiziksel korunmasında her ne kadar “fiziksel koruma sistemleri herhangi bir zafiyete sahip
olmamalı” ilkesi gerçekleştirilmeye çalışılsa da güvenlik önlemlerinin emniyet önlemleriyle
çelişkiye neden olduğu durumlar olabilmektedir. Bu gibi durumlar FKP’de vurgulanarak
13
belirtilmelidir. Ayrıca emniyet hedefleri, önemli kötü niyetli eylemlerin niteliği ve
büyüklüğü; eylemlerin etkilerini azaltacak ya da eylemleri engelleyecek mevcut koruma
sistemi açıklıkla sunulmalıdır. FKP’nin anlaşılabilir olması ve programda sunulan bilgilere
kolaylıkla ulaşılabilir olması gerekmektedir. Yapılan tüm varsayımların, elde edilen
sonuçların ve tavsiyelerin temelleri sunulmalı, çözümlenmemiş konular açıklanmalı ve
gerekçelendirilmelidir. Açıklık özelliği çerçevesinde bilgileri destekleyecek kaynakların
doğrulanması da gerekmektedir.
2.2.3 Akılcılık
FKP akla yatkın, makul olmalı ve programda ikna edici, tutarlı ve mantıklı savlar
sunulmalıdır. Bu savlar alınan önlemlerin uygulanabilir olduğu kadar risklerin en aza
indirildiği nitelikte destekleyici olmalıdır.
2.2.4 Gerçekçilik
Tesisin, donanımın, işlemlerin ve prosedürlerin durumları “olduğu gibi”, gerçekçi olarak
doğru bir şekilde yansıtılmalıdır.
2.2.5 Bütünsellik
FKP emniyet analizi ve mühendislik uygulamaları arasındaki ilişkilerin gösterilmesi
açısından bütünsel olmalıdır. Ayrıca dış tesis ve hizmetlere bağlı olunması durumunda (ör.
destek güç, kesintisiz güç kaynağı), yapılan tüm varsayımların açıkça belirtilmesi ve
desteklenmesi gerekmektedir. Faaliyet gereksinimleri ve koşullar arasındaki ilişki de açıkça
belirtilmelidir.
2.2.6 Güncellik
Güncel, öz ve ilgili bilgileri içermesi açısından FKP gözden geçirilmeli, yeniden
düzenlenmeli ve güncellenmelidir. Nükleer tesis ömrü boyunca FKP gözden geçirilmeli ve
geçerliliğini koruduğundan emin olunmalıdır. Ayrıca FKP büyük bir değişiklik ya da çok
sayıda küçük değişiklikler yapılması söz konusu olduğunda gözden geçirme işlemini
başlatmalıdır. Yapılan değişiklikler tüm fiziksel, işlemsel ve idari açılardan incelenmelidir.
14
2.2.7 İleri görüşlülük
F K P n ü k lee r te s is in ö m rü b o y u n ca em niyetli ka lacağ ın ı gösterm elid ir.
2.3 Araştırma Reaktörlerinde Tehditler, Hedefler ve Risk
A raştırm a reak tö rle rin em niyetin in , n ü k lee r v ey a d iğer rad y o a k tif m ad d e le rin h ırsızlığ ı ve
sabotaj ey lem lerin d en k ay n ak lan acak po tansiye l sonuçların b e lirleyeceğ i risk sev iyesine
göre y ö n e tilm esi g e rekm ek ted ir. R isk ise h ırs ız lık y a da sabotaj ey lem lerin in yaşanm ası
h a lin d e o rtay a ç ık ab ilecek so n u ç la r v e b u tü r ey lem lerin yaşanm ası ih tim a lin in b irleşim iy le
b e lir len m ek ted ir (U A E A , 2016a).
2.3.1 Risk
R isk yönetim i, a lın an fiz ik se l k o ru m a ön lem leri ile m aliy e tle r a rasın d a u y g u n denge
g ö ze teb ilecek d erece len d irilm iş y ak laşım ı h ed eflem ek te v e şu konu ları içerm ekted ir:
- O lası dü şm an teh d id in in özellik leri
- N ü k lee r v e d iğ er rad y o a k tif m ad d e lerin izo to p ların a , d u ru m ların a v e ak tiv ite le rine
göre y aşan ab ilecek son u ç la rın p o tansiye l cidd iyeti
- T esisin ısıl gü cü v e sabotaj yaşanm ası d u ru m u n d a g ü v en lik ö ze llik le rin in e tk in liğ i
- F iz ikse l k o ru m a sis tem lerin in e tk in liğ i
- F iz ikse l k o ru m a sis tem lerin in uy g u lan m ası v e sü rdü rü lm esi ile ilg ili tüm m aliy e tle r
D erece len d irilm iş yak laşım hem n ü k lee r em n iy e tte hem de risk y ö n e tim in d e tem el
ilk e le rd en b irin i o luştu rm ak tad ır. B u yak laşım çerçevesinde fiz ikse l k o ru m a sis tem lerin in
e tk in liğ i kö tü niyetli ey lem lerin ned en o lacağ ı son u ç la rın c idd iyeti ile d oğru o ran tılı
o lm alıd ır. H ırs ız lığ a karşı INFCIRC 225 Revision 5 y ay ın ın d a y ap ılan n ü k lee r m adde
sın ıflan d ırm ası6 d erece len d irilm iş yak laşım ın n ü k lee r em niyet u y g u lam ala rın a ö rn ek o larak
verileb ilir. Sabotaj iç in ise d erece len d irilm iş yak laşım d o ğ ru ltu su n d a hayati a lan ların
fiz ik se l v e b ilg isay a r tab an lı sa ld ırıla ra karşı çok lu ko ru m a katm an ları ile korunm ası
y ap ılm ak tad ır. F iz ik se l k o ru m a ö n lem lerin in sağ lam lığ ı v e em niyet k a tm an la rın ın sayısı,
D ev le t ta ra fın d an tan ım lan m ış teh d itle r v e “kabu l ed ilem ez rad y o lo jik sonuçlar” ile orantılı
o larak b e lirlenm ek ted ir.
6 Sınıflandırma, Nükleer Tesislerin ve Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Yönetmeliğinde de aynı şekilde kullanılmaktadır.
15
FKS’nin genel etkinliği aşağıdaki konulardaki başarısının birleşimi olarak
tanımlanabilmektedir:
- Kötü niyetli eylemi en erken şekilde tespit etme ve karşılık verme prosedürünü
başlatma
- Yeterli sayıda, eğitimli ve uygun donanımlı karşılık verme güçlerinin, düşman kötü
niyetli eylemini tamamlamadan önce düşmana müdahale etmesini sağlayacak şekilde
düşman ilerleyişini geciktirme
- Düşmanın kötü niyetli eylemlerini tamamlamasını önleme
Riskler ise aşağıdaki önlemlerle azaltılabilmektedir:
- Tehdidi caydırma: Güçlü emniyet önlemleri, hassas bilgilerin gizliliğinin korunması
ve ülke ceza sistemi düşmanı caydırıcı etki yapar.
- FKS etkinliğinin arttırılması: Derinlemesine savunmanın, nükleer emniyet
kültürünün ve önleyici diğer nükleer emniyet önlemlerinin güçlendirilmesi FKS
etkinliğini arttırır.
- Kötü niyetli eylemlerin potansiyel sonuçlarının azaltılması: Bu nükleer maddenin
miktarı ve türünü değiştirmek, tesis tasarımında farklılığa gitmek gibi belirli etkenler
değiştirilerek yapılabilir.
2.3.2 Sonuçların ciddiyeti
Nükleer maddeler ve nükleer tesisler açısından olası bir hırsızlığın potansiyel sonuçları
maddenin miktarına, özelliğine ve durumuna bağlıdır. Nükleer tesislerde yaşanacak bir
sabotajın potansiyel sonuçları ise reaktörün ısıl gücüne, biriken bölünme ürünlerinin
envanterine ve hafifletici güvenlik sistemlerinin etkinliğine bağlıdır. Basit nükleer silah ya
da sabotaja uğramış reaktörden kaynaklanan kontrolsüz radyoaktif madde salınımı şunlara
sebep olabilmektedir:
- Radyasyona maruz kalma sonucu deterministik ve stokastik sağlık etkileri
- Radyoaktif maddelerin çevreden temizleme maliyetleri
- Kirlenmiş alanların kullanım dışına alınarak kaybedilmesi
- Olumsuz siyasi etkiler
16
2.3.3 Sonuçların olasılığı
Sonuçların olasılığı birkaç etkene bağlıdır:
- Hırsızlık ya da sabotaj açısından nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin çekiciliği
- Potansiyel düşmanların niyeti
- Potansiyel düşmanların hırsızlık ya da sabotaj hedeflerini gerçekleştirmeleri için
emniyet, güvenlik ve diğer sistemlere üstün gelme kabiliyetleri
Herhangi bir nükleer emniyet olayının olasılığını anlamak, hesaplamak ve nitelendirmek
benzer güvenlik senaryolarının olasılıklarını hesaplamaktan farklıdır. Bu farkın temel nedeni
düşmanın bilinçli olarak emniyet önlemlerini bertaraf etme amacı olmasıdır.
2.3.4 Tehditler
Bir nükleer emniyet olayının olasılığını tahmin etmek için nükleer emniyete yönelik
tehditlerin değerlendirilmesi yapılmalıdır. Değerlendirme yapılırken düşmanın özellikleri,
motivasyonu ve kabiliyetleri çerçevesinde nükleer maddelere ve nükleer tesislere
yapabileceği kötü niyetli eylemler göz önünde bulundurulmalıdır. Düşmana ait özelliklerin
belirlenmesi genellikle istihbarat kurumlarının desteği ile yapılmaktadır.
2.4 Nükleer Araştırma Reaktörlerinde Fiziksel Koruma Zorlukları
Nükleer araştırma reaktörleri ve ilgili tesisler farklı amaçlara, kurulumlara, bütçelere ve
personel düzenlemelerine sahip olmalarından dolayı etkili FKP uygulama ve sürdürmede
pek çok zorlukla karşılaşılmaktadır. Bu zorluklar aşağıda özetlenmektedir (UAEA, 2016a):
2.4.1 Tasarımdan kaynaklanan emniyet zafiyetleri
Günümüzde mevcut araştırma reaktörlerinin pek çoğunda tesis kurulurken nükleer emniyet
bir öncelik olarak görülmemiş; reaktörler eğitim, araştırma ya da radyoizotop üretimi gibi
belirli bir amaca yönelik tasarlanmıştır. Bu nedenle tasarımdan kaynaklanan bir takım
emniyet zafiyetleri bulunabilmektedir:
- Deneyler için kullanılan ışınlama tüpleri ve pnömatik ışınlama sistemleri nedeniyle
reaktör kalbine kolay erişim
17
- Reaktör kalbinde yeniden düzenlemeler yapmayı kolaylaştırmak için açıkta duran
kalp ve yakınlarında bulunan, kolayca ulaşılabilecek el aletleri
- Talimatları kolaylaştırmak için düzenlenmiş cam duvarlı kontrol odaları
- Yerleşik bilgisayar sistemlerine erişimin kolay olabilmesi
- Kullanılmış yakıt havuzlarının maliyeti düşürme amacıyla açık ve korumasız
bırakılması
2.4.2 Aletlerin ve işletme donanımının hazır bulunması
Araştırma reaktörlerinde araştırma ve eğitim faaliyetlerinde kolaylık sağlamak amacıyla
sıklıkla aletler ve donanım hazır bulunmaktadır. Örneğin reaktör kalbine yakıtı yerleştirmek
ya da içinden çıkarmak için çubuklar, vinçler ya da yakıt kapları, elektrikli el aletleri,
taşınabilir zırhlama blokları gibi aletler ve donanım hazır bulunabilmektedir. Bu tür aletlerin
ve donanımın reaktör yakınında, fiziksel koruma önlemleri alınmadan kullanıma hazır
bulunması emniyet zafiyetine neden olmaktadır.
2.4.3 Güvenliğe yönelik tasarım
Nükleer güç santralleri ile karşılaştırıldığında daha az ısıl enerjiye ve bölünme ürününe sahip
olmasından dolayı nükleer araştırma reaktörleri, bir kaza durumunda daha az zarara neden
olmakta, bu nedenle genelde daha az çeşitlilikte ve yedeklemeli güvenlik sistemlerine sahip
olmaktadır. Güvenlik sistemlerinin daha az güçlü olması düşmanın kullanmak isteyebileceği
bir duruma neden olmaktadır. Sistemlerin daha güçsüz olmasına neden olabilecek konular
şu şekilde derlenmiştir:
- Kısıtlı güç kaynakları
- Tepkime kontrolü türleri
- Bozunma ısısının giderilmesi
- Yangına karşı korunmanın daha az olması
- Güvenlik sistemlerinde sınırlı çeşitlilik/yedekleme
- Sınırlı bölümlendirme
2.4.4 Maddenin hırsızlık açısından çekiciliği
Genellikle araştırma reaktörlerinde kullanılan uranyum nükleer güç santrallerinde
kullanılandan daha yüksek zenginliktedir. Yüksek oranda zenginleştirilmiş uranyuma sahip
18
nükleer araştırma reaktörlerinde 25-50 kg madde hırsızlığı yaşanması durumu teröristlerin
nükleer silah yapabilmeleri için yeterli miktarda nükleer maddeye erişebilmelerini olası
kılabilmektedir (Bunn ve Braun, 2003). Özellikle çok sık kullanılmayan araştırma
reaktörlerinde yakıt yanmasının az olması, kullanılmış ya da ışınlanmış yakıttan
kaynaklanan doz oranlarının düşük olmasına neden olmaktadır. Bu doz oranı maddeyi
çalmak isteyen düşmanı anında etkisiz hale getirebilecek doz oranından düşük olabilmekte
ve dolayısıyla daha az caydırıcı özelliğe sahip olabilmektedir. Bu yüzden hırsızlık açısından
araştırma reaktörlerindeki nükleer madde, nükleer güç santrallerindekilerden daha çekici
olabilmektedir. Bu çekiciliği arttırabilecek diğer hususlar şunlardır:
- Yakıt bileşenlerinin hacmi ve ağırlığı açısından fiziksel durumu ve dolayısıyla
taşınabilirliği
- Kimyasal işlemlerin karmaşıklığı ve kapsamı açısından kimyasal durumu
- Nükleer madde miktarı
- Nükleer maddeye erişim kolaylığı
2.4.5 Başka tesislerle ortak yerleşim
Araştırma reaktörleri daha büyük organizasyonların içinde (ör. tıbbi radyoizotop üretimi
veya eğitim yerleşkeleri), hatta hiç de reaktörlerle ilgili faaliyetlerin yürütülmediği tesislerle
beraber yer alabilirler. Benzer şekilde nükleer araştırma reaktörleri farklı tesislerle beraber
aynı emniyet yönetimi altında da işletilebilirler. Sınai veya araştırma tesisleri gibi farklı
tesislerle ortak yerleşimin olması özel emniyet önlemlerinin alınmasını gerekli kılmaktadır.
Aşağıda, genellikle araştırma reaktörleri ile birlikte bulunan tesislerin listesi verilmektedir:
- Radyoizotop üretim tesisleri
- Yakıt araştırma ve üretim tesisleri
- Taze yakıt, kullanılmış yakıt veya radyoaktif kaynakları depolama tesisleri
- Radyoaktif atık depolama ve imha tesisleri
- Laboratuvarlar, sıcak hücreler
- Işınlama tesisleri
2.4.6 Bilgi erişiminde ve paylaşımında açıklık
Araştırma reaktörlerinde ve ilgili tesislerde yapılan işlevsel çalışmalar genellikle personel,
yükleniciler, ziyaretçi bilim insanları, öğrenciler ve diğer ziyaretçiler tarafından reaktöre
19
erişimin kolaylıkla sağlanmasını gerektirir. Eşlik edilmeden yapılabilen çok sayıda geçici
çalışan erişimi fiziksel koruma sisteminde büyük karmaşıklıklara neden olmaktadır. Buna
ek olarak, bilim topluluğunun ayrılmaz parçası olan bilgi paylaşımı ve veri şeffaflığı ilkeleri
bilgisayar tabanlı sistemler dâhil olmak üzere fiziksel koruma sistemi açısından zafiyet
yaratabilmektedir. Bilim insanlarının ve araştırmacıların genellikle yüksek düzeyde
bilgisayar bilgisine bilgi teknolojisi altyapısına erişim haklarına sahip olmaları üzerinde
ayrıca durulması gereken bir nokta oluşturmaktadır.
2.4.7 Araştırma reaktörleri kullanım amaçlarının çeşitliliği
Daha önce de belirtildiği gibi araştırma reaktörleri eğitim, araştırma, nitelikli personel
yetiştirme, ışınlama, nötron saçılma deneyleri, nötron radyografisi, kaynak/radyoizotop
üretimi, tıbbı tedavi ve araştırma ve nötron aktivasyonu gibi pek çok farklı amaç için
kullanılmaktadır. Bu çeşitlilik, emniyet açısından standart bir yaklaşım geliştirilmesini
engellemektedir.
2.4.8 Bütçe
Araştırma reaktörleri farklı kurum ve kuruluşlar tarafından ortak sahip olunabilir ve mali
açıdan desteklenebilir. Bu durum tesis bütçesinin kapsamını ve öngörülebilirliğini,
dolayısıyla emniyet için ayrılacak bütçeyi de etkilemektedir. Ayrıca, bütçe kısıtlamalarının
olduğu durumlarda nükleer emniyet bütçesi üzerine baskı uygulanabilmektedir. Bu açıdan
bütçe kısıtlamaları uygun nükleer emniyet sistemlerinin uygulanması ve sürdürülmesi
açısından zorluk yaratabilmektedir.
2.4.9 Düzenleyici ve uygulayıcı sorunları
Araştırma reaktörünün ve ilgili tesislerinin işleticileri nükleer emniyet kültüründen yoksun
olabilirler, kimi zaman reaktörün kullanım amacının, düzenleyici gereksinimlere uyum
sağlamaktan daha önemli olduğunu düşünebilirler. Bu durum nükleer emniyet uzmanlığının
olmaması ya da nükleer tesisin düzenleyici kuruma direk bağlı olmasıyla daha da
kötüleşebilir. Bunun gibi koşullar etkili bir düzenleyici denetimin yapılamamasına neden
olabilir ve emniyet önlemlerinin uygulanmasını önemli ölçüde karmaşıklaştırır.
20
2.4.10 Araştırma reaktörünün saha yerleşimi
Pek çok araştırma reaktörü nükleer emniyet ve güvenlik açısından zor koşullara sahip
coğrafik yerlerde bulunmaktadır. Aşağıda belirtilen özelliklere sahip olan yerler bu konuda
örnek olarak verilebilir:
- Nüfusun yoğun olduğu yerlere yakınlık
- Tesis etrafında yoğun trafik olması
- Olumsuz iklim veya aşırı hava koşullarının sıklıkla yaşanması
- Depremsel hareketlilik
- Emniyet açısından sakıncalı topoğrafya
- Gözetimsiz çalışma durumu
- Diğer tesislerle bir arada bulunması
2.4.11 Emniyet uzmanlığı seviyesi
Büyük araştırma reaktörleri haricinde, nükleer emniyet sorumlulukları genellikle tek bir tesis
personeline yüklenmekte ve nükleer emniyet faaliyetleri ile ilgilenmek bu personelin
yapmakla sorumlu olduğu işlerden sadece bir tanesi olabilmektedir. Bu bakımdan bu
personelin emniyet sistemi konusunda bilgi ve tecrübe eksikliği olabilmektedir. Bu durum
tesis yönetiminde veya düzenleyici kurumda emniyet uzmanlığının olmaması nedeniyle
etkili kontrolün ve denetimlerin yapılamaması ile daha da kötüleşebilmektedir. Uzmanlık
eksikliği şu sonuçlara neden olabilmektedir:
- Emniyeti gözetme ve uygulama sorumluluğu büyük oranda göz ardı edilir.
- Emniyet sorumluluğu üstlenilmesine rağmen emniyet konusundaki bilgi ve tecrübe
eksikliği nedeniyle ortaya çıkan sonuç yetersiz olur.
- Emniyet sorumluluğu ticari şirkete devredilir, genellikle ticari şirketlerin esas
motivasyonu etkili emniyet oluşturmaktan ziyade maddi kazanç sağlamaktır.
2.4.12 Tesisin yaşlanması sorunları
Araştırma reaktörlerinin %70’inden fazlası 30 yaşın üstündedir. Dolayısıyla, bu tür
reaktörler eski teknolojiyle ve emniyet hususlarına yeterince önem verilmeden inşa
edilmişlerdir. İnşadan geçen süre boyunca birtakım güçlendirmeler yapılmış ise de yeterli
emniyet sağlanamamış olabilir. İnşa süresince ya da daha sonraki güçlendirmelerde sisteme
21
eklenen emniyet unsurlarının etkinliği zamanla azalmış olabilir. Bu açıdan tesisin
yaşlanmasından kaynaklanan zayıflıklar şu şekilde özetlenebilmektedir:
- Sağlam engel tasarımının olmaması
- Emniyet ve güvenlik bileşenlerinin bozulması
- Güçlendirme yapmaya olanak sağlamayan altyapılar, tesis tasarımları
- Güvenilirlik araştırması yapılmadan tesise ya da tesisin emniyet bileşenlerine erişim
sağlamış eski yükleniciler
2.4.13 Çalışması askıya alınmış araştırma reaktörleri
Bazı nedenlerden dolayı çalışması askıya alınmış araştırma reaktörlerinde emniyet
tedbirlerinin devam ettirilmesi gerekmektedir. Bu reaktörlerde şu hususlara dikkat edilmesi
gerekmektedir:
- Sahada kalan yakıt
- Düzenleyicinin ve uygulayıcının daha az temkinli davranması nedeniyle emniyet
gözetiminin azalması
- Bütçe ve personel yetersizliği
- Yakıtın tam yanmaması nedeniyle düşük radyasyon miktarı
- Yakıtın tam yanmaması nedeniyle düşük radyasyon yayılması ve radyoaktif
maddelerden yayılan radyasyon miktarının zamanla azalmasından dolayı maddenin
kendini korumasının zamanla azalması
2.4.14 Nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin taşınması
Araştırma reaktörlerinde yapılan çalışmalar nedeniyle tesis sahası içinde nükleer madde
veya diğer radyoaktif maddeler sıklıkla resmi emniyet prosedürleri uygulanmadan
taşınmaktadır. Prosedürlerin olmaması ya da uygulanmaması özellikle hırsızlık açısından
potansiyel emniyet zayıflığı sonucu doğurmaktadır.
2.5 Fiziksel Koruma Açısından Nükleer Araştırma Reaktörleri ve
Nükleer Güç Santralleri Arasındaki Farklar
Bu bölümde nükleer emniyeti tehdit eden tehditler ve fiziksel koruma programları açısından
nükleer araştırma reaktörleri ve nükleer güç santralleri arasındaki farklar incelenecektir.
22
2.5.1 Nükleer emniyeti tehdit eden tehditler açısından araştırma
reaktörleri ve güç santralleri arasındaki farklar
N ü k lee r em niyeti teh d it eden teh d itle r n ü k lee r s ilah y ap m a am acıy la n ü k lee r m adde
h ırsızlığ ı, “k irli b o m b a” y ap m a am acıy la n ü k lee r m ad d e h ırsızlığ ı v e n ü k lee r tes is le rin
sabo ta ja u ğ ram ası b aşlık la rı a ltın d a incelenm iştir.
2.5.1.1 Nükleer silah yapma amacıyla nükleer madde hırsızlığıN ü k lee r güç san tra llerin d e gen e llik le k u llan ılan % 3-5 zen g in lik te U 235 içe ren n ü k lee r y ak ıtın
aksine, a raştırm a reak tö rle rin d e g en e llik le y ü k sek zen g in leştirilm iş u ran y u m (Y Z U )
k u llan ılm ış tır (U A E A , 2016c). Y Z U k u llan ım ı daha y ü k sek n ö tro n ak ıla rın a sahip daha
y o ğ u n çek irdek lere , y ak ıt ik m alle ri a rasın d a d ah a u zu n süre k u llan ım sü resine v e d ah a çeşitli
k u llan ım a lan ların a im k ân sağ lam aktad ır. A n cak Y Z U ’dan k ay n ak lan an em n iy e t ted b irle ri
göz ö nünde b u lu n d u ru la rak 1978’de A B D ’nin o lu ştu rd u ğ u A raş tırm a v e T est R eak tö rleri
iç in D ü şü k Z en g in lik (Reduced Enrichment for Research and Test Reactors) p rog ram ı B M
tara fın d an tak ip ed ilm iş v e B M d esteğ iy le 1980 y ılın d a g erçek leştirilen U lu sla ra rası N ü k lee r
Y ak ıt D eğ erlen d irm esi so n u cu n d a n ü k lee r a raştırm a reak tö rle rin d e k u llan ılan y ak ıtla rın
% 2 0 ’den az zen g in lik te U 235 içerm esi gerek tiğ i sonu cu n a v arılm ıştır. B u b ağ lam d a y ap ılan
Y Z U yakıtı d ü şük zen g in leştirilm iş u ran y u m (D Z U ) y ak ıta d ö n ü ştü rm e çalışm aları
so n ucunda 2015 y ılın a g e lin d iğ in d e 93 a raştırm a reak tö rü n d e Y Z U y ak ıtla r D Z U y ak ıtla ra
dönü ştü rü lm ü ş y a da Y Z U y ak ıt k u llan an b u reak tö rle r k apatılm ıştır. F ak a t gü n ü m ü zd e
ça lış ır du rum dak i y ak laş ık 150 araştırm a reak tö rü n d e Y Z U k u llan ım ın a devam ed ilm ekted ir.
B ü y ü k o lasılık la te rö r ö rg ü tle rin e sa tm ak am ac ıy la o rg an ize suç ö rg ü tle rin in y a da n ü k leer
silah y ap m ak am ac ıy la te rö r ö rg ü tle rin in n ü k lee r a raştırm a reak tö rle rin d e h ırs ız lık yapm aları
o lasılığ ı d eğ erlen d irild iğ in d e Y Z U y ak ıt k u llanan a raştırm a reak tö rle rin in b ü y ü k risk teşk il
ettiği g ö rü lm ek ted ir (B u n n v e d iğerleri, 2003). A raştırm a reak tö rü n d e k u llan ılan y ak ıtla r
y ü k sek n ö tro n ak ıs ın d a u zu n süre, sürekli o larak ış ın lan ırsa çok rad y o a k tif o lm aktad ırlar.
B u n u n la b irlik te , a ra ş tırm a reak tö rü deney leri g en e llik le k ısa süreli o larak
g erçek leştirilm ek te v e d en ey le r a rasın d a reak tö r durdu ru lm ak tad ır. A y rıca bazı a raştırm a
reak tö rle ri d ü şü k güçte ça lış tırılm ak tad ır. B u neden lerle , herhang i b ir a raştırm a reak tö r
h av uzundak i ha rcan m ış yak ıt, çok rad y o a k tif o lan, rad y o a k tif o lm ayan v e aradaki farklı
rad y o ak tiv ite değ erle rin e sahip düzenek leri içe reb ilm ek ted ir. B u b ağ lam d a araştırm a
23
reaktörlerinde U235 açısından yeterli zenginlikteyse ışınlanmış yakıt bile nükleer silah
yapmak için kullanılabilmektedir.
Nükleer güç reaktörleri ise sürekli güç sağlamak amacıyla işletildikleri için mümkün olduğu
kadar uzun süre, aralıksız çalıştırılmaktadır. Reaktörler genellikle bakım ya da
reaktörlerindeki yakıt çok uzun süre boyunca yanıp da yakıtın reaktivitesi önemli ölçüde
düşene kadar yeniden yakıt doldurmak için kapatılmamaktadırlar. Bu nedenle, güç
reaktörlerinden alınan harcanmış yakıt genellikle yüksek radyoaktif düzeyde bulunmakta ve
radyoaktivite seviyesinde araştırma reaktörlerinde olduğu gibi değişkenlik
göstermemektedir. İnsanların bu kadar yüksek seviyede radyoaktiviteye maruz kalması çok
kısa sürede ölümle sonuçlanacak radyasyon hastalığına neden olmaktadır. Bu bağlamda
intihar saldırısı yapabilecek teröristlerin bile bu derecede yüksek radyoaktiviteye sahip
harcanmış yakıt hırsızlığı gerçekleştirmesi olası gözükmemektedir. Öte yandan, araştırma
reaktörü yakıtı bazı durumlarda yüksek oranda radyoaktif, bazı durumlarda daha az
radyoaktif olabilmektedir. Bunun sonucunda, dozimetre ya da radyasyon dedektörü
kullanmayı bilen eğitimli bir terörist, ölümüne hemen sebep vermeyecek seviyede radyasyon
yayan yakıtı çalmayı seçebilmektedir.
Sonuç olarak teröristlerin ya da organize suç örgütlerinin YZU yakıt kullanan nükleer
araştırma reaktörlerinden YZU yakıtları çalmaları ile nükleer silah için gerekli bölünebilir
madde kaynağını sağlamaları mümkünken, DZU yakıt kullanan araştırma reaktörlerinden
çalınacak DZU nükleer silah için gerekli bölünebilir madde kaynağını sağlayamamakta ve
doğrudan nükleer silah yapımında kullanılamamaktadır. Bu bağlamda YZU yakıt yerine
DZU yakıt kullanan araştırma reaktörlerinin yaygınlaşması nükleer emniyet açısından büyük
önem arz etmektedir.
2.5.1.2 “Kirli bomba” yapma amacıyla nükleer madde hırsızlığı“Kirli bomba” yapımı için araştırma reaktörleri ya da güç reaktörlerinden ziyade
hastanelerden ya da sanayi tesislerinden çalınacak radyoaktif maddelerin kullanılması daha
muhtemeldir. Bununla beraber genellikle hastanelerde ve sanayi tesislerinde bulunan
kaynaklar ancak birkaç gram radyoaktif madde içermektedir ve bu kaynakların neden
olacağı radyoaktif maddenin kirli bomba ile dağılımı çok geniş bir alanı etkileyemeyecektir.
“Akıllı” bir terörist farklı hastanelerden ve sanayi tesislerinden çaldığı küçük radyoaktif
maddeleri birleştirerek büyük bir “kirli bomba” yapabilir. Ancak bunun yerine iyi
korunmayan bir araştırma reaktör sahasından çalabileceği ışınlanmış yakıt çubuklarını
24
etkileyici patlayıcılara bağlayarak kötü niyetli eyleminde başarılı olabilir. Hastanelerde ya
da sanayi tesislerinde birkaç kere hırsızlık yapması her defasında yakalanma riskini
beraberinde getirirken, araştırma reaktöründe bir kerede yapacağı hırsızlık daha az riskli
olabilmektedir. Harcanmış yakıtların kirli bomba yapımı amacıyla çalınması konusunda
nükleer araştırma reaktörleri ve nükleer güç santralleri kıyaslandığında ise yakıtın
radyoaktivitesi hesaba katılması gerekmektedir. Nükleer güç reaktörleri ve büyük araştırma
reaktörlerinde kullanılan yakıt uzun süre ışınlandığında yüksek seviyede radyoaktif olacağı
için bomba yapımı için uğraşan teröristin merkezi sinir sistemini etkileyecek ve teröristi kısa
süre içinde bayıltacaktır. Bu noktada, sürekli kullanılmadığı için düşük seviyede
radyoaktiviteye sahip harcanmış yakıtlara sahip, fiziksel koruma önlemlerinin daha az
olduğu küçük araştırma reaktörleri (ör. üniversite yerleşkelerinde bulunan reaktörler) kirli
bomba amacıyla hırsızlık eylemleri açısından teröristlere daha cazip gelebilmektedir.
2.5.1.3 Nükleer tesislerin sabotaja uğramasıNükleer araştırma reaktörleri ile kıyaslandığında nükleer güç santralleri genellikle reaktör
çekirdeklerinde daha yüksek radyoaktivitede yakıtlar ve soğutma havuzlarında daha fazla
miktarda ve daha yüksek radyoaktivitede harcanmış yakıtlar bulundurmaktadır. Bu
bağlamda bir nükleer güç santralinde yaşanabilecek terörist saldırının reaktörün korunak
binasının ya da harcanmış yakıt havuzunun sağlayacağı engeli geçmesi, hayati alanlara
yeterince hasar vermesi durumunda gerçekleşecek sabotaj nükleer araştırma reaktörüne göre
çok daha geniş alanı etkileyecek radyolojik sonuçlara neden olacaktır. Bu bakımdan nükleer
güç santrallerine yapılabilecek bir sabotajın neden olacağı sonuçlar açısından teröristler için
daha cazip bir saldırı hedefi olabilmektedir. Bununla beraber özellikle şehir merkezinde,
kalabalık bölgelerde bulunan ve fiziksel koruma önlemlerinin görece az olduğu nükleer
araştırma reaktörlerinin sabotaja maruz kalma riski açısından nükleer güç santralleri ile aynı
ölçüde göz önünde bulundurulması gerekmektedir.
2.5.2 Güç reaktörleri ve araştırma reaktörlerinin fiziksel koruma
programları arasında kapsam, şiddet ve yaptırımları açısından
farklılıklar
Nükleer güç santrallerin ve nükleer araştırma reaktörlerinin FKP’leri arasında kapsam,
şiddet ve yaptırımları açısından farklılıklar bu bölümde incelenmiştir.
25
Nükleer araştırma reaktörleri ve nükleer güç santralleri arasında kapsam açısından önemli
bir farklılığın nükleer güç santrallerinin kapladığı alan, karmaşık yapısı, sabotaja
uğradığında araştırma reaktörlerine göre neden olabileceği çok daha ciddi radyolojik
sonuçların engellenmesi amacıyla çoklu fiziksel koruma önlemlerinin ve FKS bileşenlerinin
çok daha fazla sayıda olması gerektiği değerlendirilmektedir. Bununla beraber nükleer güç
santrallerinin ve nükleer araştırma reaktörlerinin kendilerine özgü yapılarından kaynaklanan
farklar bir yana koyulursa kapsam açısından çok benzer olacaklardır. Örneğin bir nükleer
güç santralinde korunan alan içine alınmasında fayda görülen türbinler için alınan fiziksel
koruma önlemleri bu nükleer güç santrali için hazırlanacak FKP’de bulunurken nükleer
araştırma reaktörü için hazırlanacak bir FKP’de böyle bir bölüm olmayacaktır. Benzer bir
durumun varlığı, bor nötron yakalama tedavisi tesisine sahip bir nükleer araştırma
reaktöründe hasta kişilerin erişim kontrollerine dair fiziksel koruma bilgilerinin araştırma
reaktörünün FKP’sinde yer alırken nükleer güç santralinin FKP’sinde yer almayacağı
örneğinde de gösterilebilmektedir. Bu bağlamda nükleer tesislerin FKP’lerinin kapsamının
tesislerin özgün durumları değerlendirilerek belirlenmektedir.
Bununla beraber derinlemesine savunma ve kademeli yaklaşıma göre kurulacak FKS
bileşenlerinin seviyesi ve hazırlanacak FKP’lerin kapsamında yararlanılacak temel iki
ölçütten bir tanesi UAEA tarafından kabul edilen nükleer maddenin hırsızlığa karşı
sınıflandırılmasıdır (Resmi Gazete, 2012a). İkinci ölçüt ise nükleer tesisin sabotaja uğraması
durumunda neden olacağı radyolojik sonuçların şiddetidir. Sabotajın neden olduğu
radyolojik sonuç Devletin belirlediği kabul edilemez sonuç seviyesini aşmakta ise tesiste
uygulayıcının en üst düzey fiziksel koruma önlemlerini alması gerekmektedir
(UAEA,2011). Sabotaja uğraması durumunda nükleer güç santralleri en şiddetli radyolojik
sonuçlara neden olması beklenirken araştırma reaktörlerinin de bulunduğu konum itibariyle
yerleşim alanlarına yakın olabilmesinin etkileri de göz önünde bulundurulmalıdır. Nükleer
tesislerin fiziksel koruma açısından sınıflandırılmasına örnek bir çalışma Finlandiya’da
yapılmış ve tesisler hırsızlık ve sabotaj tehditleri göz önünde bulundurularak
sınıflandırılmıştır (Tablo1).
Tablo 1’e göre sınıflandırılan tesislerden 1. ve 2. sınıf nükleer tesislerin erişimi kısıtlı alan,
işletme alanı, korunan alan ve hayati alan olmak üzere dört emniyet alanı oluşturması
gerekirken 3. sınıf nükleer tesislerin en az iki emniyet alanı oluşturması gerekmektedir.
Kademeli yaklaşım gereğince nükleer tesisin en dış alanı olan erişimi kısıtlı alanda emniyet
26
Tablo 1 Finlandiya’da nükleer tesislerin sınıflandırılması
1. Sınıf Tesis 2. Sınıf Tesis 3. Sınıf TesisNükleer güç santrali Nükleer araştırma reaktörü Nükleer madde taşınmadan
ya da nükleer maddeden arındırılmasından sonra nükleer güç santrali
Harcanmış nükleer yakıtın kuru ya da havuz deposu
Yüksek seviyeli nükleer atığın işlendiği ya da imhasının yapıldığı tesis
Düşük ya da orta seviyeli atığın işlendiği ya da imhasının yapıldığı tesis.
l.sınıf nükleer maddenin işlendiği ya da depolandığı tesis
2.sınıf nükleer maddenin işlendiği ya da depolandığı tesis
3.sınıf nükleer maddenin işlendiği ya da depolandığı tesis
(STUK, 2013)
personeli rastgele devriye gezmesi gerekirken, işletme alanı iki tel örgüyle çevrilmektedir.
Korunan alanın çevresi TET’te belirlenen tehdide karşı korunması gerekirken, korunan alan
içinde bulunan nükleer güvenlik işlevlerinin yürütüldüğü yapıları, sistemleri ve bileşenleri;
nükleer maddeleri, kontrol odasını, alarm merkezini içeren alanlar ise hayati alan olarak
nitelendirilmekte ve en üst seviyede korunmaktadır.
Yapılan araştırmalar sonucunda nükleer güç santralleri ve nükleer güç reaktörlerinin
FKP’leri için uygulanacak yaptırımlara dair herhangi bir farklılığa rastlanmamıştır.
Ülkelerin fiziksel koruma konusunda eksiklik tespit etmeleri durumunda uygulayacakları
yaptırımlar genel anlamda tüm nükleer tesisleri kapsayacak şekilde belirlenmiş, nükleer güç
reaktörü ve nükleer araştırma reaktörleri arasında fark gözetilmemiştir.
2.6 Hayali Bir Araştırma Reaktörü ve İlgili Tesisler için Örnek Bir
Fiziksel Koruma Programı
Araştırma reaktörlerinin FKP tesis işleticisinin emniyet yönetimi tarafından hazırlanmakta
ve sürdürülmektedir. Program fiziksel koruma amaçlarını, maddelerin, tesislerin ve bilginin
korunması için kullanılan yaklaşımı ve sistemi tanımlamak için gerekli tüm bilgileri
kapsamalıdır. Programın ayrıntı ve içerik seviyesi, programın kapsadığı madde veya tesis
kategorisi ile orantılı olmalıdır. Programda TET veya diğer tehdit ölçütlerine karşı FKS
tarafından tesisin nasıl korunacağını gösterilmelidir.
27
Uygulanması için düzenleyici kurumun onayı gereken FKP, düzenleyici kurum tarafından
yapılan fiziksel koruma denetimleri için de temel teşkil etmektedir. FKP’nin hazırlanması
ve uygulanması sırasında önemli bir husus mevcut koşulların ve yapılan varsayımların
geçerliliğini koruduğundan emin olunması için programın düzenli olarak gözden
geçirilmesidir. Programda değişiklik yapılması gerektiren durumlar sorumlu tesis personeli
tarafından belirlenmeli ve gerektiğinde yetkili kurum tarafından incelenmeli ve
onaylanmalıdır. Buna ek olarak tesiste, madde envanterinde, emniyet sisteminde, tehdit
değerlendirmelerinde veya yönetmeliklerde değişiklik olması durumunda programın gözden
geçirilmesi ve güncellenmesi gerekmektedir. Ayrıca programda sorumluluk alan kurum ve
kuruluşların programa uygun faaliyet yürüttüklerinden emin olunması için belge
kontrolünün de yapılması gerekmektedir.
Hayali bir nükleer araştırma reaktör ve ilgili tesisler için örnek bir FKP taslağı bu bölümde
sunulmaktadır (UAEA, 2016a). FKP taslağı sunulmasındaki amaç kapsamlı bir belge olan
FKP’nin içermesi gereken konuların neler olduğunu, konu başlıklarının hangi bilgileri
içermesi ve alt başlıklara sahip olması gerektiğini göstermek açısından bir örnek
oluşturmaktır.
2.6.1 Giriş
Bu FKP (tesisin adı) araştırma reaktörü ve ilgili tesislerin emniyet yönetimi tarafından
hazırlanmış ve sürdürülmekte olup, nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin korunması,
nükleer tesisler, eş konumlu diğer tesisler ve bilgiler için kullanılan emniyet amaçları,
yaklaşımları ve sistemleri tanımlamak için gerekli bilgileri içermektedir. Bu programın
ayrıntıları ve içeriğinin derinliği, tehdide ve hırsızlık ve sabotajdan kaynaklanabilecek
potansiyel sonuçların ciddiyetine orantılı olarak belirlenmiştir.
Bu FKP ilgili düzenleyici gereksinimlere uygun olarak hazırlanmıştır. Bu program
(düzenleyici kurum ismi) tarafından onaylanmakta ve düzenleyici denetimleri için temel
teşkil etmektedir. Bu nedenle FKP her tür emniyet gereksinimini tanımlama amacıyla
bilgiler içermekte ve Devletin tehdit değerlendirmesi doğrultusunda hazırlanan TET ve diğer
tehdit ölçütlerine karşı bu tesisin fiziksel koruma sistemini göstermektedir.
28
2.6.2 Fiziksel koruma gereksinimleri ve amaçları
Nükleer emniyet rejiminin amacı insanları, mülkiyeti, toplumu ve çevreyi nükleer ve diğer
radyoaktif maddeler içeren kötü niyetli eylemlerden korumaktır. Ülke nükleer emniyet
rejiminin önemli bir parçası olan fiziksel koruma rejimi amaçları şu şekilde sıralanmaktadır:
- Nükleer ve/veya diğer radyoaktif maddelerin yetkisiz taşınması ve yetkisiz
alınmasına karşı korumak
- Nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin çalınması veya kaybolması durumunda söz
konusu maddenin en kısa sürede bulunup yerine konulması ve düzenleyici
kontrollerin yeniden kurulması için hızlı ve kapsamlı önlemler almak
- Nükleer ve/veya diğer radyoaktif maddeler ve ilgili tesisleri sabotaja karşı korumak
- Sabotajın radyolojik sonuçlarını azaltmak ya da en aza indirmek.
Ülke fiziksel koruma rejimi bu amaçları aşağıdaki faaliyetleri yürüterek sağlamaktadır:
- Caydırıcılık ve hassas bilginin korunması yoluyla kötü niyetli eylemlerin
engellenmesi
- Kötü niyetli eylem teşebbüslerini ya da kötü niyetli eylemleri tespit etme, geciktirme
ve karşılık verme birleşik sistemi ile engelleme
- Kötü niyetli eylemin sonuçlarını azaltma
2.6.2.1 Uyumlu olduğu yönetmelik
Bu bölümde FKS için ülke emniyet yönetmelikleri ve diğer kurumsal emniyet amaçları ana
hatlarıyla belirtilmektedir. Emniyet gereksinimlerini izah edecek ulusal mevzuata,
uluslararası emniyet anlaşmalarına ve UAEA kılavuzlarına bu bölümde atıfta bulunulabilir.
2.6.2.2 Kabul edilemez sonuçların engellenmesi
Korunması gereken hedefler Devletin belirlediği kabul edilemez sonuç ölçütleri, uluslararası
ve ulusal nükleer emniyet ilkeleri doğrultusunda tanımlanmaktadır. Hedef tanımları reaktör
işleyişini ve güvenlik sistemlerini kontrol eden sabotaj hedeflerini (madde, donanım veya
işlem) ve hırsızlık hedeflerini (nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin sınıflandırmasına
göre), kapsamaktadır. FKP’de her kabul edilemez sonucu, tesis için önem arz eden her hedefi
belirtmek gerekmektedir.
29
Hedef tanımı hedeflerin yerlerini içerdiği gibi hırsızlık hedeflerinin özelliklerini (ör.
nitelik/aktivite, hal, izotop kompozisyonu, zenginliği) ve sabotaj hedefi alanlarını da
içermektedir. Ayrıca hedefler ile ilgili ek bilgiler, sonuç analizi, iç alan ve hayati alan
tanımları FKP’ye “Ek” olarak konulabilmektedir. FKP’nin güncellenmesinin çok sık
yapılmasına ihtiyaç duyulmaması amacıyla envanterin zamanla değişeceğini göz önünde
bulundurarak mevcut miktara göre en üst emniyet kategorisine göre koruma sağlamanın
uygun olacağı değerlendirilmektedir.
Bilgi emniyeti açısından ne tür bilgilerin emniyet açısından hassas kabul edileceği de bu
bölümde işlenmelidir. Bilgiler yazılı, görsel, elektronik ya da bilgisayar tabanlı olabildiği
gibi çalışanlar tarafından bilinen, zihinde tutulan bilgiler de olabilir. Bilgilerin gizliliği,
gizlilik seviyesi (ör. gizli, çok gizli) ve bilgilerin muhafaza edildiği yerler tanımlanmalıdır.
Faaliyetleri kontrol eden ya da kabul edilemeyecek sonuçları engellemek ve sonuçlarını
hafifletmek için kullanılan bilgisayar tabanlı işlemlerin de sabotaja ve diğer tehlikelere karşı
korunması gerekmektedir.
Bu bağlamda FKP’de kabul edilemez sonuçların önlenmesi bölümünde olması gerekenler
şu şekilde özetlenebilmektedir:
- Kaynak gösterilmesi
o Ulusal ve uluslararası nükleer emniyet ölçütleri
■ Nükleer ve radyolojik maddeler için hırsızlık sınıflandırma tablosu
■ Ülkenin kabul edilemez radyolojik sonuç ölçütleri
o Nükleer olmayan olayların (ör. yangın, sel, sert hava koşulları) neden
olabileceği önemli sonuçlar
- Kabul edilemez sonuç ölçütlerine göre korunması gereken tüm hedeflerin
tanımlanması
o Hırsızlık hedefleri
■ Yer
■ Nitelik, hal, izotop kompozisyonu, zenginlik, aktivite
■ Sınıflandırma seviyesi
o Sabotaj hedefleri
■ Alanlar (hayati alanlar)
■ Maddeler
30
■ Reaktör faaliyetlerini ve reaktör koruma sistemini yöneten donanım
ve işlemler
o Hassas emniyet bilgileri
o Başka önemli işlemler (bilgisayarla kontrol edilen ya da edilmeyen)
- Sonuç analizi
o Radyolojik sonuçların potansiyel etkisinin analizi
o Sonuçların Devlet tarafından belirlenmiş kabul edilemez sonuçlarla
kıyaslanarak emniyet gereksinimleri için dayanak sağlaması ve emniyet
seviyesinin uygunluğunun belirlenmesi
- Değerlendirme
- Gözden geçirme
2.6.3 Fiziksel koruma programının kapsamı ve amacı
Tesise ait FKP ülke yönetmelikleri ve kurumsal amaçlar ile uyumlu olarak yapılan emniyet
düzenlemeleri hakkında ayrıntılar içermektedir. Bu programın başka tesis planlarıyla,
örneğin acil durum planı, bilgisayar emniyeti planı vb. ile ilişkisi bulunmaktadır.
2.6.4 Tesisin genel tanımı, amacı ve nitelendirilmesi
Bu bölümde özellikle emniyet açısından etki yapacak, tesise ait özel nitelikler göz önünde
bulundurularak belirtilerek tesisin tanımı yapılmaktadır. Aşağıda bunun nasıl yapılacağına
dair özet bilgiler sıralanmaktadır:
- Alt yapı
o Kaynak
■ Kurum misyonu
■ Mevzuat, yetkili kurumlar ve işletme lisansı
■ Başka ilgili planlar ve anlaşmalar
- Araştırma reaktörü tesisisin genel tanımı
o Tesisin yeri ve çevresi
o Araştırma reaktörünün nitelikleri
■ Isıl gücü
■ Açık havuz ya da kazan tipi
■ Yakıt, yavaşlatıcı ve soğutucu
31
o Araştırma reaktörünün amacı
■ Malzeme test reaktörü
■ Eğitim
■ Araştırma
■ Radyoizotop üretimi
■ Tıbbi tedavi
■ Başka amaçlar
o Tesis personeli olmayan tesis kullanıcılar (araştırmacılar, öğrenciler vb.)
o Tesis çalışma saatleri
o Tesis paydaşları
o Kişilerin (tesis personeli olan veya olmayan) ve taşıtların erişim kontrolleri
o Personel sayısı ve iş miktarı
o Kullanıcılar, yükleniciler ve ziyaretçiler (tahmini sayılar)
o Binaların, katların, giriş/erişim noktalarına ait plan
o Eş konumlu tesislerin genel tanımı
■ Radyoizotop üretimi tesisi
■ Yakıt üretimi tesisi
■ Taze yakıt deposu, kullanılmış yakıt ya da radyoaktif kaynaklar
■ Radyoaktif atık deposu ve tasfiyesi
■ Laboratuvarlar ve sıcak hücreler
■ Işınlama tesisleri
■ Başka tesisler
o İşin mahiyeti
o Faaliyetler
o Altyapı
o Nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin saha içi depolanması ve taşınması
(sıklığı, madde nitelikleri)
o Mevcut tanımlayıcı belgelere kaynak
■ Tesis güvenliği ve çevre planları ve lisansları
■ Emniyet yönetmelikleri ve lisansları
■ Tesis emniyeti politika ve prosedürleri
o Çevresel ortam
■ Yakındaki tesisler
■ Halka açık alanlara göre tesisin yerinin çizimi
32
■ En yakın yerleşim yeri
■ En yakın kolluk kuvvetine/karşılık verme gücüne uzaklık
2.6.5 Tesis birleşik yönetim sistemi
Bu bölümde tesisin başarıyla işletilmesini destekleyen resmi belgeleme, politikalar,
prosedürler, uygulamalar ve faaliyetler özetlenmektedir. Ayrıntılı tesis emniyet
organizasyonu yapısını da içeren onaylanmış organizasyon yapısı burada sunulmaktadır.
Organizasyon yapısında şu bilgiler verilmektedir:
- Yönetim tarafından belirlendiği üzere güvenilir, yetkili, kendi başına karar verebilen
ve kaynaklara sahip tesis personelinin görev ve sorumlulukları
- Dış emniyet güçleriyle ilişkiler (ör. saha dışında bulunan karşılık verme güçleriyle
ilişkiyi kuran yetkilinin belirlenmesi)
- Anlaşma ile belirlenmiş, saha içi ya da saha dışı karşılık verme güçlerini oluşturan
sözleşmeli koruma görevlileri ya da kolluk güçleri
2.6.5.1 Nükleer emniyet için liderlik
Nükleer emniyet için yönetimin liderlik görevleri bu bölümde özetlenmektedir. Yöneticiler
sağlam temelleri olan nükleer emniyet kültürünün gerektirdiği gibi standartlarda davranış ve
performans sergilendiğinden emin olunması ile standartların anlaşıldığından emin
olunmasından sorumludurlar. Yöneticilerin teşvik edici veya caydırıcı önlemler yoluyla
nükleer emniyete organizasyonun tümünde yeterince önem verilmesini sağlaması
gerekmektedir. Yönetimin ayrıca her seviyede, tek tek tüm bireylerin emniyet konusundaki
görev ve sorumluluklarını anlamış olduklarından ve yerine getirdiklerinden emin olması
gerekmektedir. Bu bağlamda programın bu bölümü şu konuları kapsar:
- Emniyet kültürünün arttıracak faaliyetlerin, programların ve çalışmaların
tanımlanması
- FKP’ye yönetici kadronun desteğini gösteren mevcut politika, sözleşme ve
görevlerin kaynak gösterilmesi
33
2.6.6 Fiziksel koruma yönetim sistemi
2.6.6.1 Faaliyetler
FKP fiziksel, personel, bilgi ve bilgisayar emniyetinin birincil emniyet faaliyetleri hakkında
detaylı bilgi vermelidir.
Fiziksel koruma
FKS kurulma amacına kötü niyetli eylemleri caydırma, tespit etme, geciktirme ve karşılık
verme gayesi ile bütünleşik teknik ve idari önlemler aracılığıyla ulaşmaktadır. Bu bölümde
FKS, alınan önlemler ve TET ya da diğer tehdit ölçütlerine karşı koruma ve emniyet amaçları
FKP’de belirlenen hedeflere göre ayrıntılı olarak anlatılmaktadır. Bu bakımdan FKS’yi
oluşturan alanlar ve fiziksel koruma önlemlerinin nasıl alındığı konularına şu örnekler
verilebilir:
- Alan sınırlarının çizilmesi (ör. tel örgü ile)
- Kötü niyetli eylemin tespit edilmesinin sağlanması (ör. algılayıcı tipi)
- Tespitin değerlendirilmesi (ör. kamera ile)
- Alanda kötü niyetli eylemin geciktirilmesi (ör. beton duvar ve çelik kapı ile)
- Erişim kontrollerinin ve kaçak madde tespitinin yapılması (ör. personelin yaka
kartları ile giriş yaparken paket ve çantaların dedektörlerden geçirilmesi)
- MAİ’nin tanımı ve varsa ikinci alarm istasyonu, yerleri ve ağ altyapısı
- MAİ ve ikinci alarm istasyonunun duvarlarının ve kapılarının sağlamlığı
- Tespitin yapılması, değerlendirmeye ve saha içi ve saha dışı karşılık verme gücüyle
iletişime geçmeye yarayacak donanım
Hazırlanacak FKS özeti şu şekilde olabilir:
- Emniyet alanları sınırlarının tesis planı krokisinde çizilmesi
- Tanımlanan her alan için fiziksel korumanın ayrıntılarıyla açıklanması
o Teknik ve idari önlemler
■ İşaretler, levhalar aracılığı ile ve emniyetin güçlü şekilde yapıldığı
izlenimi yaratarak caydırma
■ İntrüzyon tespiti ve alarm değerlendirmesinin desteklenmesi
• Tespit teknolojisi ve yöntemi (ör. pasif kızılötesi algılayıcı,
koruma devriyeleri)
34
• Değerlendirme yaklaşımı (ör. ışıklandırılmış bölge
kameraları, gözcü kuleleri)
■ Alanlara giriş/çıkış, erişim kontrolleri
• Erişim noktaları
• Acil durum çıkış noktaları
• Madde giriş/çıkış noktaları
• Taşıt giriş/çıkış noktaları
• Her bir erişim noktası için erişim noktaları boyunca fiziksel
engeller (kapılar, turnikeler, kilitler)
• Her bir erişim noktası için erişim anahtarları (ör. mekanik
anahtar, yaka kartı, parmak izi)
• Her bir giriş/çıkış noktası için tespit
• Ziyaretçileri alana alma
• Her bir giriş/çıkış noktası için nükleer ve radyoaktif maddeler
de dâhil olmak üzere kaçak maddelerin tespiti (ör. metal
dedektör, koruma görevlisinin paketleri araması)
■ Geciktirme engelleri ve bertaraf edilmeye karşı dirençleri (ör. iki
sıralı tuğladan duvar, tel örgü)
• Bertaraf edilmeye karşı alan sınırı boyunca dengesizliklerin
ve hafifletici etkilerin tanımlanması
■ Karşılık verme güçleri ve alanlarda alarmlara karşılık verme
zamanları
• Tesis içi emniyet noktaları, nöbet yerleri, muharebe
mevzilerinin tanımlanması
o Her bir alan için iç destek tehdidine karşı alınan ayrıntılı koruma önlemleri
■ İki kişi kuralı
■ “Erişimi gereken” ilkesine göre kişi sayısının sınırlanması
■ Hedefler ve faaliyetler için gözetleme sistemleri
■ Kurcalamayı belli eden cihazlar
■ Hırsızlık ve sabotaj hedefleri içeren faaliyetlerin prosedür kontrolü
o Saha içi nükleer ya da diğer radyoaktif maddelerin taşınması
■ Taşıma aracı
■ Prosedürler
35
■ Kilitler/engeller
■ İdari prosedürler
■ Sıklık
■ Eşlik etme/koruma görevlileri
■ Emniyet açısından telafi edici önlemler
■ Planlama ve gizlilik
Personel emniyeti
Bu bölümde tesislere ve hassas bilgilere erişimi sağlanacak ziyaretçiler, yükleniciler ve
personelin güvenilirliğinin tespit edilmesinin ülke ve düzenleyici kurum ölçütlerine göre
nasıl sağlanacağı anlatılmaktadır. Personelin erişim hakkı olduğu alan ve bilgi gizliliği
sınıflandırmasına göre dürüstlüğünden, güvenilir bir kişi olduğundan ulusal ölçütlere göre
emin olunması gerekmektedir. Dolayısıyla, herhangi bir kötü eyleme karışacağına dair şüphe
uyandırabilecek belirtilerin (ör. uyuşturucu veya alkol bağımlılığı, ruhsal bozukluklar, mali
sorunlar; kişinin şiddet içerikli, suç teşkil eden ya da nükleer karşıtı eylemlerde bulunmuş
olması) araştırıldığı güvenilirlik araştırmalarının yapılması elzemdir. Personel emniyeti ile
ilgili bölümün şu şekilde yazılabileceği değerlendirilmektedir:
- Başlangıç işlemi
o İç destek tehdidine karşı kişilerin işe alınmasından veya alanlara eşlik
edilmeden erişimine izin verilmesinden önce yapılacak güvenilirlik tespit
işlemlerinin ilgili kurumlarca nasıl yapıldığının ve kişilerin nasıl elendiğinin
anlatılması
- Sonraki işlemler
o Personelin güvenilirliğinden emin olunması için yapılacak düzenli takip
araştırmalarının nasıl ve hangi sıklıkta yapıldığının aktarılması
o Güvenilirlik araştırması yapılmasını tetikleyecek bilgilerin toplanması
■ Suç kayıtları hakkında güncel bilgiler elde edilmesi
■ Mali değişim güncellemeleri
■ Kişisel durum güncellemeleri
■ Personel davranışlarında farklılıkların izlenmesi
• Davranış farklılıklarını tanımlayacak ve raporlayacak
prosedürler
36
■ Tesis faaliyetlerinin tek kişilik iç destek tehdidine karşı zayıf
olmaması için alınan önlemler
Bilgi emniyeti
Nükleer emniyeti sekteye uğratacak ya da nükleer tesise, organizasyona veya nükleer madde
taşınmasına karşı yapılacak kötü niyetli bir eyleme destek olabilecek bilgilerin belirleneceği
hassas bilgileri koruma planı ayrıntıları bu bölümde anlatılmaktadır.
Hassas bilgi koruma planı sınıflandırma, bilgi kontrolleri ve bilgi takibi aracılığıyla olduğu
kadar bilginin korunması için alınacak emniyet önlemleriyle bilgilere ait gizliliğin,
bütünlüğün, erişilebilirliğin ve geçerliliğin sağlandığından emin olunması amaçlarını
taşımaktadır. Fiziksel koruma için yapıldığı gibi bilgi emniyeti için de bilginin gizliliği ifşa
edildiğinde neden olabileceği sonuçlar doğrultusunda bilgiyi tanımlama, sınıflandırma ve
derecelendirme yapılmalıdır. Hassas bilgilere erişim izni ancak temiz bir sicile sahip, bilmesi
gereken ilkesi açısından yapılan dikkatli değerlendirmelere göre olumlu sonuca varılan
yetkili kişilere verilmelidir.
Ayrıca bu bölümde kimlik doğrulama, erişim yetkilendirme ve erişimi bölümlere ayırma,
erişim tespiti, bilgi saklama kuralları ve erişimi geciktirme konuları gibi bilgi emniyeti
önlemleri de işlenecektir. Bilgiler yazılı, görsel, elektronik ya da bilgisayar tabanlı ya da
çalışanlar tarafından bilinen bilgi olabilir ve bu bilgilerin gizlilik seviyesi ve muhafaza
edildiği yerler tanımlanmalıdır.
Yapılması gereken sınıflandırma hakkında bilgilendirici kılavuz ilgili yetkili kurumlar
tarafından sağlanmalıdır. Kılavuz belgede belli başlıklar altında bilgiler gruplandırılır ve
bilgi hassasiyeti bildirilir.
Bu bilgiler ışığında bilgi emniyetini açıklayacak program bölümü şu başlıklar altında
değerlendirilebilir:
- Tesiste kullanılan ya da saklanan hassas bilginin tanımlanması süreci ve hassas bilgi
ölçütlerinin listelenmesi
- Hassas bilgi koruma planının değerlendirilme sıklığı ve ölçütleri
- Bilgi erişim hakkının belirlenmesi süreci
- Bilgi emniyeti önlemlerinin tanımlanması
o Bilginin sınıflandırılması
37
o Kimlik doğrulama
o Bilmesi gereken ilkesi doğrultusunda kişileri belirleme
o Erişim yetkilendirme
o Erişim tespiti
o Bilgi saklama kuralları
o Erişimi geciktirme
Bilgisayar emniyeti
Eğer tesisin bilgisayar emniyeti planı varsa programa eklenebilir. Bu planda tanımlanmış
tehditlere karşı ağların ve diğer dijital sistemlerin zafiyetleri değerlendirilir; işlemler,
bilgisayar sistemleri ve elektronik verinin bütünlüğünü, güvenilirliğini ve gizliliğini
korumak için uygun önlemler geliştirilir. Emniyet yöneticisinin olası bilgisayar saldırılarına
karşı derinlemesine savunmanın uygulanmasını takip etmesi gerekmektedir. Konu ile ilgili
yapılan çalışmalar şu şekilde irdelenebilir:
- Bilgisayar varlıkları yönetimi
o Kritik bilgisayar sistemleri listesi
o Kritik bilgisayar sistemleri uygulamaları
o Dış bilgisayar sistemlerine bağlananlar dâhil ağ şeması
- Sistem emniyet tasarımı ve düzenleme yönetimi
o Temel yapı ve tasarım yönetimi
o Farklı emniyet seviyeleri için gereksinimler
o Tedarikçiler ve satıcılar için tanımlanmış bilgisayar emniyeti gereksinimleri
o Bilgisayarların kullanım süreleri boyunca emniyet
2.6.6.2 İşlemler
Analiz ve planlama
TET, tehdit değerlendirmesi ve benzeri ulusal tehdit ölçütleri gözetilerek yapılan analiz ve
planlamalar bu bölümde kısaca anlatılır. Nükleer emniyeti tasarlama ve değerlendirme
amacıyla tehdit bilgilerinin kullanılması, yerel tehdit durumlarının eklenmesi, iletişimin
sağlanması ve değişen mevcut tehdit durumlarının belirlenmesi süreçleri burada
aktarılmalıdır. Yapılacak analiz ve planlama şu başlıklar altında özet olarak açıklanabilir:
- TET’in ya da tehdit değerlendirmesinin kaynak gösterilmesi
38
- Yerel tehditlerin nasıl tanımlandığı ve tehdit ölçütlerine nasıl eklendiğinin
açıklanması
- Nükleer emniyet sisteminin tasarımı ve değerlendirilmesi için tehdit ölçütlerinin
nasıl kullanıldığının tanımlanması
- Tehdit durumlarındaki geçici değişiklikler hakkında nasıl iletişim sağlandığı ve bu
değişikliklerin nasıl belirlendiğinin aktarılması
Erişim kontrolü
Emniyet kontrolü yapılan alanlara eşlik edilmeden erişim hakkına sahip kişi sayısını
sınırlamak ve kontrol etmek amacıyla yapılacak erişim kontrolü ve alanların bölümlere
ayrılması konuları burada işlenmektedir. FKP erişim yetkisinin belirlenmesindeki
yöntemleri (emniyet, faaliyetler, radyasyondan korunma ve endüstri güvenlik birimlerinden
onaylar dâhil) ve hangi erişim hakkının nasıl verildiğini veya alındığını göstermelidir. Bu
nedenle erişim kontrolü ile ilgili şu şekilde bir çalışma yapılabilir:
- Tesise, kontrollü alanlara ve hassas bilgilere erişim için dereceli yaklaşımın
anlatılması
o Politika ve ölçütleri de içerecek şekilde gözetleme, koruma desteğiyle erişim,
iki kişi kuralı gibi ek erişim kontrolleri
- Fiziksel veya sanal erişim ve erişimi gereken kişi için talep etme ve onaylama
süreçlerinin aktarılması
- Sistemlerin kötü niyetli eylemlerden etkilenmemesi için kimlik doğrulama donanımı,
kayıt istasyonları, veri tabanları ve diğer kritik bilgisayar sistemleri için alınan
önlemlerin belirtilmesi
- Erişim kontrolü etkinliğini değerlendirme sürecinin anlatılması
- Ziyaretçilerin sahaya girmesine izin verilmesi ve eşlik edilmesi süreçlerinin
aktarılması
- Yangın, tıbbi olay ya da doğal felaketlerde acil duruma müdahale ekiplerinin acil
erişimini onaylama sürecinin aktarılması
o Her bir erişim noktası için izlenilecek prosedürler
- Denetçiler, müfettişler ve diğer yetki sahibi kişiler için geçici erişim hakkı verme
onaylama süreci
o Her bir erişim noktası için izlenilecek prosedürler
- Erişim kayıt yönetimi işlemlerinin açıklanması
39
o Yetkilendirme ve erişim kayıtları
o Erişim kayıtlarının kötü niyetli eylemlere karşı korunması kontrolleri
- Erişim kontrolü sağlayan kilitlerin ve anahtarların yönetimi
o Yetkili kişilerin listesi
o Emniyet anahtarları deposu (yaka kartları, PIN kodları vb.)
o Yetkilendirilmemiş personelin tesisten anahtarları alıp götürmemesi veya
kopyalamaması için alınan önlemler
o İlişiği kesilen ya da sorumlulukları dâhilinde erişimi daha fazla gerek
duyulmayan çalışanlardan tüm anahtarların geri dönüşünü doğrulayacak
önlemler
o Anahtar kaybolması durumunda yapılacak raporlama ve telafi edici önlemler
o Bir çalışanın erişimi daha fazla gerek duyulmaması ya da kötü niyetli bir
eylem yapılması durumunda kombinasyonların ya da kodların hemen
değiştirilmesi işlemleri
o Anahtar ve kilitlerin düzenli fiziksel envanter sıklığı
- Yasak eşyanın belirlenmesi (ör. kameralar, silahlar, uyuşturucu, kişisel taşınabilir
görsel kaydediciler)
- Normal çalışma saatlerinde yapılan düzenlemelerin ayrıntılı olarak anlatılması
o Mesai başlangıcında ve sonunda kapıları/alanları açma ve kilitleme
o İntrüzyon tespit sistemini etkin ya da etkisiz hale getirme
Emniyet eğitimleri
Personelin emniyet açısından prosedürleri izlemesi ve işlerini sürdürmesi için yapılan
emniyet eğitimleri bu bölümde anlatılmaktadır.
Emniyet eğitimleri için şu başlıklar altında çalışma yapılabilir:
- Belirlenen sorumluluklar dâhilinde emniyet farkındalık eğitiminin tüm personele
açıklanması
- Tesis emniyetine önemli etki yapabilecek görev ve sorumluluklara sahip personel
için emniyet eğitim programının belirlenmesi
o Her kişi (mevki) için eğitimin türü ve seviyesi
o Belirlenen eğitim konuları
o Eğitimin sıklığı
40
o Eğitim materyalleri, materyallerin geliştirilmesi ve eğitimi gerçekleştirmek
için sorumluluklar
o Eğitim materyallerinin, kayıtlarının saklanması ve kursiyer değerlendirilmesi
o Eğitim programının gözden geçirilmesi
- Farkındalık iletişiminin ve emniyet kültürünün arttırılması
- Eğitim programının etkinliğinin belirlenmesi işlemlerinin belirtilmesi
Sistem sürekliliği
FKS’nin tesisin ömrü boyunca sürekliliğinin sağlanması için yapılan çalışmalar ve
programlar bu bölümde aktarılmaktadır. Bütçe kaynakları, donanım bakımları, ölçümleme,
test etme ve performans teminatı konuları bu bölümde irdelenmektedir.
Kaynaklar ve bütçe
Tesisin FKP’nin uygulanması, yönetilmesi, işletilmesi ve sürdürülmesi için gerekli
kaynaklar ve bütçe anlatılmaktadır. Bir anlamda donanım, personel, eğitim, test etme ve
sistem güçlendirmeleri için gerekli kaynak ve bütçenin karşılanabileceğini gösterilmektedir.
Bakım, ölçümleme ve test etme
Emniyet sistemi donanımının etkinliğinden emin olunması ile ilgili bakım, ölçümleme test
programları bu bölümde aktarılmaktadır. Konu şu başlıklar altında irdelenebilir:
- Donanım ve sistemlerin tasarımda belirlendiği gibi çalıştığının sağlanması
o Önleyici bakım (düzenli olarak)
o Donanımın arıza vermesi ya da bozulması durumunda düzeltici bakım
o Bakım prosedürleri ve takvimler için kaynak verilmesi
o Ölçümleme prosedürleri ve takvimlerine kaynak teşkil eden donanımları dahi
içerecek şekilde donanım ölçümlemesi
o Emniyet donanımının etkili olduğunu doğrulayacak test etme işlemlerinin,
kaynak test prosedürlerinin ve test etme sıklığının tanımlanması
Etkinlik teminatı
Bu bölümde donanımın, personelin ve prosedürlerin tesis ya da alt sistem/alan seviyesinde
birleşmesini içerecek şekilde FKS etkinlik teminatı programı tanıtılmaktadır. Bu bağlamda
41
kişilerin, prosedürlerin ve donanımın (tek tek ya da bir arada) etkinlik testi türlerini ve
sıklıklarını içerek edecek şekilde öz değerlendirme yapılması beklenmektedir. Emniyet
etkinliği ve zafiyetlerini ortaya çıkarmak ve zafiyetlere çözümler, hafifletici önlemler
üretmek amacıyla düşman senaryosu geliştirilmesi ve analiz edilmesi sürecinde uygulanan
yaklaşım bu bölümde izah edilecektir. Etkinlik teminatı için şu taslak kullanılabilir:
- Etkinlik teminatı işleminin tanımlanması: Etkinlik teminatı programının FKS’nin
tasarlanmış haliyle ve etkili çalışması (testler tespit, değerlendirme, iletişim için
güvenilirliğinin dâhil edilmesi)
- Donanımın, personelin ve prosedürlerin tesis ya da alt sistem/alan seviyesinde test
edilmesi dâhil etkinlik teminatı programının uygulanma sürecinin tanımlanması
o Etkinlik testleri ihtiyacının ve kapsamının belirlenmesi
o Değerlendirme ölçütleri (ör. karşılık verme süresi, tespit etme başarısı) dahil
etkinlik test planları ve prosedürlerinin geliştirilmesi
- FKS ya da bilgisayar emniyeti kontrolleri etkinliği için öz değerlendirmenin
tanımlanması
o FKS’ni zorlayacak olası düşman senaryolarının belirlenmesi
o Test sonuçlarının dâhil edilmesi
o Sistemin karşılık verme zafiyetlerini ortaya çıkaracak değerlendirme
o Zafiyetlere getirilecek çözümlerin ve hafifletici önlemlerin belirlenmesi
Hafifletici önlemler
Geçici hasara uğramış, çalışmayan emniyetle alakalı donanım, sistemler veya bileşenler için
hafifletici önlemleri ve olağandışı durumlarda (ör. zorlu hava koşulları, kötü niyetli olmayan
sivil karışıklıklar, donanımın bozulması, tesis dışına sızmış kritik bilgisayar zafiyetleri gibi)
emniyet zafiyetlerini belirleyici faaliyetleri içeren hafifletici önlemler programı bu bölümde
anlatılır. Hafifletici önlemler iki başlık altında incelenebilir:
- Emniyetle alakalı donanım, sistemler veya bileşenlerin geçici hasara uğraması ya da
çalışmaması durumunda ve olağandışı durumlarda etkili bir şekilde zafiyeti azaltacak
hafifletici emniyet önlemlerinin belirlenmesi için uygulanacak işlemlerin
tanımlanması
- Yetkili kurumlar tarafından alınacak onaylar için uygulanacak işlemlerin
tanımlanması
42
İşlemlerin geliştirilmesi
FKS’yi güçlendirme amacıyla işletme tecrübelerinden ve düzeltici faaliyetlerden
özümsenerek hazırlanan resmi program açıklanmaktadır.
Emniyet olaylarının raporlanması
Nükleer saha ile ilgili olan emniyet olayları hakkında bilginin tanımlanması, elde edilmesi,
raporlanması ve araştırılması faaliyetleri programı açıklanmalıdır. Bu bakımdan, neyin, ne
zaman, nasıl ve kimler tarafından raporlanması, raporlama zaman çerçevesi ve raporların
belgelenmesi belirlenmelidir. Bu faaliyetler taslak olarak şu şekilde yapılabilir:
- Yetkili kurumun gereksinimleri doğrultusunda neyin, nasıl raporlanacağının
tanımlanması
o Yetkili kuruma raporla bildirilmesi gereken olay tipleri ve hangi zamanlarda
yapılması gerektiğinin belirlenmesi
o Çalışanların olay raporlama prosedürleri ve sorumlulukları hakkında
eğitilmesi
o Yetkili kurum ile birlikte araştırma yapılması süreci
o Bir olayın yeniden yaşanmasını engellemek için olayın kökünde ne yattığının
saptanması ve atılacak düzeltici adımların belirlenmesi
o Raporlanabilir olay ve düzeltici adımların belgelenmesinin sürdürülmesi
Emniyet güçleri
Bu bölümde tesis fiziksel koruma faaliyetlerini yürütebilen ve tesisi koruyabilen koruma
görevlileri dâhil herhangi bir emniyet olayı olduğunda karşılık verecek tüm karşılık verme
güçleri de anlatılmaktadır. Koruma görevlileri ve diğer karşılık verme güçlerinin ayrı
nitelikte olduğu varsayımı yapılmıştır.
Koruma görevlileri
Fiziksel koruma unsurlarını (ör. erişim kontrol noktaları ve alarm istasyonları) işletme,
erişim yetkilendirmesini doğrulama, kaçak madde aramalarını yapma, devriye gezme,
alarmları değerlendirme, karşılık verme gücü ile iletişime geçme ve saha personelinin
emniyet prosedürlerine uymasını sağlama faaliyetlerini yürüten koruma görevlileri bu
43
bölümde anlatılmaktadır. FKP koruma görevlilerinin görev ve sorumluklarını içermelidir.
Koruma görevlilerinin nitelikleri ve eğitimleri hakkında kaynak gösterilmelidir.
Koruma görevlileri olağan işlerinin dışında emniyet olaylarında olaya ilk müdahaleyi
edecek, caydırma, geciktirme, karşılık verme ve hatta etkisiz hale getirme eylemlerini
gerçekleştirecek güçler de olabilmektedir. Dolayısıyla bir emniyet olayı yaşandığında
zamanında değerlendirme yapıp karşılık vermeleri için yetiştirilmeli, yönetilmeli, eğitilmeli
ve test edilmelidirler. Ayrıca koruma görevlilerine işletme prosedürlerinin yazılı olarak
verilmesi de önem arz etmektedir. FKP’de koruma görevlileri ile ilgili bölüm şu şekilde
hazırlanabilir:
- Koruma görevlileri kadro seviyelerinin ve gerekli yeterliliklerin tanımlanması
o Genel ve göreve özgü yeterlilikler (MAİ işletimi gibi)
o Gerekli yetenekler ve önkoşul eğitimleri
o Yetkilendirmeler ve yetkili kurumlar
- Koruma görevlilerinin emniyet sistemi unsurlarını nasıl işlettiğinin tanımlanması
o Koruma görevlilerine tahsis edilen emniyet donanımı (ör. el feneri, kelepçe,
telsiz)
o FKS donanımı
o Aramalar dâhil erişim kontrolleri
o Devriyeler ve nöbet yerleri
o Anahtar kontrolü
o İletişimler
o MAİ faaliyetleri
o Alarma karşılık verme
o Emniyet kurallarına uyulmasını sağlama
o Saha içi ve dışı karşılık verme güçleri ile etkileşimde olma
o Test etme ve tatbikat
o Emniyet olaylarına karşılık verme
Karşılık verme güçleri
Bu bölümde bir emniyet olayı yaşandığında düşmana karşılık verecek güçler
anlatılmaktadır. Karşılık verme güçleri her hangi bir nükleer emniyet olayına karşı eğitilmiş,
silahlı ve uygun donanımlı olan, saha içi ya da saha dışında bulunan nitelikli kişilerden
44
oluşmaktadır. Uygun koşullarda koruma görevlileri de karşılık verme gücü olarak
nitelendirilmektedir. Karşılık verme güçleri genellikle kötü niyetli eylemin tespit edilip
değerlendirilmesi üzerine tesisin koruma görevlileri tarafından harekete geçirilirler. Karşılık
verme ise düzenli olarak tatbikatı yapılması gereken fiziksel koruma acil durum planında
belirlendiği gibi tesis personeli ve koruma görevlileri ile eş güdümlü olarak yapılacaktır.
Ayrıca karşılık verme güçleri nükleer maddenin çalınması ihtimaline karşı ve maddenin
çalınması durumunda yeniden ele geçirilmesi için yazılı planlar ve taktikler doğrultusunda
hazırlıklı olmak durumundadır.
Herhangi bir nükleer emniyet olayı yaşandığında karşılık verme güçlerinin uygun donanımlı
ve silahlı, yeterli sayıda personelle olaya zamanında, ulusal hukuka ve belirlenen
prosedürlere göre müdahale etmesi önem arz etmektedir. Bu açıdan FKP’de karşılık verme
güçleri hakkında şu bilgilerin bulunmasında fayda görülmektedir:
- Karşılık verme güçlerinin tanımlanması
o Karşılık verme güçlerinin kimler olduğu, hangi yetkilere sahip olduğu ve
olaya müdahale etme için uymaları gereken kuralları
o Belirlenen tehditlere zamanında karşılık verme kabiliyetine sahip
olunduğunun gösterilmesi
o Karşılık verme güçlerinin tesisi tanıması
■ Tesis koruma görevlileri ve diğer çalışanlarla etkileşimleri
■ Tesiste yapılan tatbikat ve saha gezileri
■ Saha içi ve saha dışı emniyet güçleri arasında donanım ve iletişim
protokolü
■ Nükleer veya diğer radyoaktif maddelerden kaynaklananlar dâhil
olası tehlikelere karşı kabiliyet
o Komuta ve kontrol geçişi
o Tesis ve karşılık verme güçleri arasında anlaşma
2.6.7 Tesis birleşik yönetim sistemi arayüzleri
Tesisin birleşik yönetim sistemi tesisin başarılı bir şekilde işlemesini sağlayacak faaliyetleri
mümkün kılan resmi belgeleme, politika ve prosedürler, uygulamalar ve faaliyetlerden
oluşmaktadır.
45
2.6.7.1 İnsan kaynakları
Konu ile ilgili örnek taslak sunulmaktadır:
- İşe alım sürecinde ve sonraki süreçlerde güvenilirlik gereksinimleri
- İşe alım sonucunda emniyet zorunlulukları ve sorumluluklarına uyumluluğun
belgelenmesi
- İşin bir parçası olarak emniyet farkındalığı ve eğitim
- Emniyet zorunlulukları ve sorumlulukları ihlal durumunda işleyecek disiplin süreci
- Emniyet personelinin atanması için mevcut yetkinlikler
- Çalışanların işyerindeki memnuniyetsizlikleri bilgilerinin kayıt edilmesi
2.6.7.2 Tedarik, kontrat ve anlaşmalar
Konu ile ilgili örnek taslak sunulmaktadır:
- İhale sürecinden önce belirlenen tedarikçi/yüklenici güvenilirliği
- İhale sürecinde bilgilerin gizliliği
- Sözleşmenin emniyetle ilgili koşulları ve şartlarının belgelenmesi
o Gizli bilginin korunması
o Emniyet zorunlulukları ve sorumluluklarına uyum
o İhlal durumunda cezalar
- Kontrat ve sözleşmelerde emniyet hükümlerine kaynak gösterilmesi
2.6.7.3 Politika ve yönergeler
Tesisin FKP’yi etkileyecek ilgili politika ve yönergelerin kaynak gösterilmesi bu bölümde
yapılmaktadır. Tesis çevresinde uygulanacak taşıt park yasağı ya da fotoğraf çekme yasağı
örnek olarak verilebilir.
2.6.7.4 İşlemler ve prosedürler
Gelişmeyi, uygulamayı, test etmeyi, onaylanmayı, iletişim/eğitimi sağlayacak onaylanmış
tesis işlemleri ve prosedürlerinin kaynak gösterilmesi ve yazılı prosedürlerin sürdürülmesi
bu bölümde aktarılır.
46
2.6.7.5 Kayıt yönetimi ve belge kontrolü
Nükleer emniyeti ilgilendirecek kayıt yönetimi ve belge kontrolü onaylanmış tesis program
ve prosedürlerinin kaynak gösterilmesi bu bölümde yapılmaktadır.
2.6.7.6 Yetki atama
Yetkinin geçici ya da kalıcı olarak atanmasını kapsayacak onaylanmış resmi süreçlerin
kaynak gösterilmesi bu bölümde yapılmaktadır.
2 .6 .7 .7 Değişikliklerin yönetilmesi
Emniyet işlevlerine dolaylı ya da dolaysız olarak etki edebilecek onaylanmış değişiklik
işlemlerinin kaynak gösterilmesi bu bölümde yapılmaktadır.
2.6.7.8 Etkinlik değerlendirme sistemi
Konu ile ilgili örnek taslak sunulmaktadır:
- Onaylanmış yönetim etkinlik değerlendirme sistemi içinde emniyet özelinde
göstergelerin birleştirilmesi (ör. bir yıl içinde yaşanmış raporlanabilir emniyet
olayları)
o Ölçüm
o Değerlendirme
o Geliştirme
2.6.7.9 Güvenlik, sağlık ve çevre
Bu bölümde güvenlik, sağlık, çevre konularının nükleer emniyetle olan ilişkisi
irdelenmektedir.
- Emniyet amaçlarıyla güvenlik amaçlarının çelişmesi durumunda çelişkiyi giderecek
işlemlerin belirlenmesi
- Hassas bilgilerin korunması gereksinimi ile güvenlik kültürünün bir parçası olan
“bilginin açık olması” arasında çelişkileri giderecek işlemlerin belirlenmesi
- Emniyet güvenlik ara yüzünün işlemler esnasında nasıl bütünleştirildiği hakkında
kaynak gösterilmesi
47
o Hem emniyet hem de güvenlik amaçlarıyla alanlara erişim kurallarının
tanımlanması
o Kısıtlama ve intrüzyon geciktirme için bölümlere ayırmanın kullanılması
o Düşman senaryoları ve sonuç analizleri için güvenlik çalışmalarının
kullanılması
o Güvenlik sistemlerinin yedeklenmesi ve çeşitliliğinin düşmanın sabotaj
senaryosunu nasıl karmaşık hale getireceğinin analiz edilmesi
o Madde sayımı ve denetimlerinde yaşanabilecek emniyet risklerinin en aza
indirgenmesi
o Acil tahliye yapılması ya da acil durumlarda müdahale ekiplerinin çabuk giriş
yapmaları ihtiyacı duyulduğunda emniyet risklerinin en aza indirgenmesi
2.6.7.10 Nükleer madde sayım ve kontrolü
Bu bölümde nükleer madde sayım ve kontrolü (NMSK) sistemlerinin depolanan, kullanılan
ya da saha içinde taşınan nükleer ya da diğer radyoaktif maddelerin özellikle iç destek
tarafından çalınmasına karşı nasıl tespit etme sağlayacağı tanımlanmaktadır. Bu açıdan şu
şekilde bir taslak önerilmektedir:
- NMSK düzenlemeleri ile emniyet hedefleri ara yüzlerinin tanımlanması
o Nükleer veya diğer radyoaktif maddenin emniyet eşiklerini aşmayacak
şekilde taşınması
- NMSK önlemlerini almak için kullanılan yöntembilimin tanımlanması
- Madde sayımı güncellemeleri/ölçümleri sıklığının belirlenmesi
- Uzun süreli hırsızlığa karşı en az miktarda madde eşiği ölçümlerinin belirlenmesi
- Kontroller hakkında ayrıntıların belirlenmesi
o Nükleer veya diğer radyoaktif maddelerin kurcalanmadığının görsel olarak
doğrulanması
o İntrüzyon yapılmadığının doğrulanması (ör. mühürlerin kullanılması)
- Kayıtların belgelenmesine erişimin tanımlanması
- Emniyet zafiyetlerine neden olan durumlar için iletişim prosedürlerinin belirlenmesi
- Sayım/envanter zafiyetleri durumunda uygulanacak emniyet prosedürlerinin
belirlenmesi
48
2.6.8 Fiziksel koruma acil durum planı
Fiziksel koruma acil durum planında kötü niyetli eylem teşebbüsünün ya da olayının
yaşanmakta olduğunun tespit edilmesi durumunda etkili bir şekilde düşmana karşılık vermek
için önceden belirlenmiş eylem dizisi tanımlanmaktadır. Bu plan FKP’nin içinde yer
alabildiği gibi ayrı bir belge olarak da hazırlanabilmektedir. Ayrı bir belge olarak
hazırlanması durumunda planın tesiste nerede saklandığı, kimlerin bu plana erişim hakkının
olduğu program içinde belirtilmelidir. Ayrıca fiziksel koruma acil durum planının
hazırlanmasında hangi kurum ve kuruluşların, kişilerin katkısı olduğu, planın tesiste veya
karşılık verme güçlerinde yaşanan hangi değişikliklerde güncelleneceği ve güncellenme
sıklığı belirtilmelidir.
Fiziksel koruma acil durum planında, yapılan tatbikat ve incelemeler aracılığıyla belirlenen
etkinliğin geçerliliğinin nasıl sağlandığını da açıklanmalıdır. Tesise ait fiziksel koruma acil
durum planı, ulusal fiziksel koruma acil durum planı ile uyumlu ve bütünleşmiş olmalıdır.
Fiziksel koruma acil durum planı için şu şekilde bir taslak sunulmaktadır:
- Tesisin, faaliyetlerin, fiziksel korumanın ve olası tehditlerin tanımlanması
- Amaçları karşılamak için önceden belirlenmiş eylem planlarının gösterilmesi
- Fiziksel koruma acil durum planının uygulanması için bilgi, ölçüt, politika, plan ve
prosedürlerin tanımlanması
- Saha içi ve saha dışı görev yapacak personel ve grupların görev ve sorumluluklarının,
sevk etme ve müdahale etme taktiklerinin, kurallarının, iletişim protokollerinin
tanımlanması
- Dış kurum ve kuruluşlar ile eşgüdümün sağlanması
- Hangi durumlarda ve ne şekilde karşılık vermenin yapılacağının, taktik değişimine
gidileceğinin, zor kullanımının arttırılacağının belirlenmesi
- Nerede toplanma ve eşgüdüm noktalarının oluşturulacağı, dışarıdan gelen emniyet
güçlerinin saha içine nereden gireceğinin, karşılık vermenin başlatılacağı yer ve
nereye doğru ilerleyeceğinin, belirlenmesi
- İlk müdahalenin başarısız olması durumunda tesisin yeniden ele geçirilme
prosedürlerinin belirlenmesi
- Düzenli devriye alanlarının belirlenmesi
49
- Kötü niyetli eylemlerin radyolojik sonuçlara yol açıp açmayacağı, radyolojik
sonuçlara yol açması halinde sonuçların hafifletilmesi için gerekli donanım ve acil
durum personeli, güvenlik, emniyet ve işletme konuları arasındaki örtüşmelerin ne
olduğu ve hangi konunun önceliğe sahip olduğunun belirlenmesi
- Etkinliğin nasıl ölçüldüğünün ve eğitim bilgilerinin verilmesi
- Fiziksel koruma acil durum planının nasıl gözden geçirildiği, test edildiği ve
güncellendiğinin gösterilmesi
2.6.9 Gözden geçirme
Bu bölümde FKP’nin hangi koşullarda ve varsayımlardan yararlanılarak hazırlandığı ve
geçerliliğini koruması konularında ayrıntılı bilgiler verilir. Tesisin FKP’nin hangi sıklıkta ya
da durumlarda (tesiste veya tehdit değerlendirmesinde önemli değişiklikler olması gibi)
güncelleneceği belirtilir. FKP’de değişiklik yapılması gerekiyorsa, değişikliğin düzenleyici
kurum tarafından onay alması şarttır. Tesiste, madde envanterinde, fiziksel koruma
sisteminde, yönetmeliklerde veya tehdit niteliğinde değişiklikler olduğunda programın
gözden geçirilmesi ve güncellenmesi gerekmektedir. Tüm bu çalışmaların da ötesinde,
mevcut, onaylanmış FKP’de belirlendiği şekilde faaliyetlerini yürütmesi gereken tüm kurum
ve kuruluşların, tesis personelinin faaliyetlerini kontrol edecek doğrulama araçlarını da
içermesi gerekmektedir.
2.6.10 Kaynakça
Kaynakça bölümünde FKP ile ilgili atıfta bulunulan belgeler, mevzuat, kılavuzlar, planlar,
mutabakat metinleri ve benzeri belgeler kaynak olarak gösterilir.
2.7 Türkiye’de ve Diğer Ülkelerde Fiziksel Koruma Uygulamaları ve
Düzenlemeleri
Bu bölümde Türkiye’de ve güçlü nükleer emniyete sahip olduğu değerlendirilen ABD,
Rusya Federasyonu, Finlandiya ve Japonya’da FKP’lere ve FKP’lerin uygulanmasına
yönelik bilgiler karşılaştırma amacıyla derlenmiştir. Bu ülkelerde bulunan nükleer tesislerin
FKS’lerine yönelik bilgiler çoğunlukla gizli belge niteliğinde korundukları için elde
edilememiştir. Ancak mevzuat açısından FKP’lerin içeriğine ve bazı fiziksel koruma
uygulamalarına ulaşılmıştır.
50
2.7.1 Amerika Birleşik Devletleri
11 E ylü l 2 0 0 1 ’de y aşan an te rö r sa ld ırısı so n u cu n d a A B D ’de n ü k lee r te s is le rin fiz iksel
k o ru n m asın a y ö n e lik a lın an ö n lem ler arttırılm ış, k a rş ılık v e rm e g ü ç le rin d e önem li
d eğ iş ik lik le r yaşanm ıştır. A B D ’de E nerji D ep a rtm an ı’n a (D O E ) bağ lı U lusal N ü k lee r
E m n iy e t Y önetim i (N N S A ) 11 E y lü l 2001 te rö ris t sa ld ırıs ından son ra çok say ıda po lis
m em u ru n u kendi b ü n y es in e k a tm ış v e b u şek ilde sayısın ı arttırd ığ ı F edera l K o ru y u cu
G üçleri (Federal Protective Forces) p a ram ilite r (yarı askeri) sev iyeye ç ıkarm ış, “tak tik
karş ılık verm e g ü ç le ri” o lu ştu rm u ştu r (N N S A , 2017). B u b ağ lam d a z ırh lı araç, b o m b a atar,
u zak tan k um andalı m ak ineli tü fek gibi yeni silah v e donan ım k a rş ılık verm e gü ç le rin in
en v an terine g irm iştir. F edera l K o ru y u cu G ü çle r S ın ıflan d ırm a I v e I l ’ye g iren özel n ü k lee r
m ad d e lerin v e n ü k lee r te s is le rin fiz ik se l k o ru n m asın d an so rum lu b u lu n m ak tad ır (D O E ,
2009). A raştırm a reak tö rle rin in fiz iksel k o ru n m asın ın k im in ta ra fın d an sağ lanacağ ı du rum a
göre d eğ işm ek ted ir (N R C , 2017a). Ü n iv e rs ite y e rleşk e le rin d e b u lu n an araştırm a
reak tö rle rin in fiz ik se l korunm ası g en e llik le y erleşk ed e y e rle ş ik b u lu n an silah lı p o lis lere
dayanm aktad ır. Y erleşk e po lisleri sürekli gö rev y ap m ak ta v e gerek tiğ in d e yerel, b ö lg ese l ya
da ey a le t p o lis in in d esteğ e çağ ırab ilm ek ted ir. H e r a raştırm a reak tö rü b u em n iy e t güçleri ile
düzenli ta tb ik a t y ap a rak em niyet o lay la rın a etk ili v e h ızlı k a rş ılık v e rm e im k ân ın ın m ev cu t
o ld u ğundan em in o lunm asın ı sağ lam aktad ır.
A B D ’n in düzen ley ic i k u ru m u o lan N R C ta ra fın d an n ü k lee r te s is le rin v e n ü k lee r m ad d e lerin
fiz iksel k o ru n m asın a y ö n e lik g e rek lilik le r b e lir len m iş tir (N R C , 2017b). A B D ’de n ü k lee r
tes is le rin F K P içe rik le rin e ilişk in güncel b ilg ile r ise g izli tu tu lm ak tad ır (N R C , 2017c).
B u n u n la b irlik te 1994 y ılın a a it o lan, n ü k lee r güç san tra lleri d ışındak i n ü k lee r te s is le r iç in
h az ırlan acak b ir F K P taslağ ı aç ık k ay n ak la rd an elde ed ilm iştir (N R C , 1994). B u tas lağ a göre
F K P şu b ilg ile ri içerm ekted ir:
2.7.1.1 Giriş ve uygulama takvimi
B u b ö lü m d e tesis h ak k ın d a genel b ilg ile ri, te s is in v e çev resin in genel düzen in i
tan ım lan m ak tad ır. T üm tesisi içe recek harita ç iz ilm esi v e ç iz ilecek h aritan ın k o ru m a
sistem leri, a lt s istem ler, f iz ik se l k o ru m a b ileşen le ri, n ü k lee r m alzem e b u lu n d u ran alanlar,
hayati a lan lar, e rişim kon tro l nok taları v e alarm istasy o n ları gibi fiz ik se l k o ru m a açısından
önem li konu ları içerm esi gerekm ek ted ir.
51
Bu bölüm ayrıca FKP’nin uygulanmasına, FKS’de önemli değişikliklerin yapılmasının
planlandığı durumlara yönelik uygulama takvimini de kapsamaktadır.
2.7.1.2 Genel etkinlik amaçları
Bu bölüm genel anlamda FKP’nin fiziksel korumayı nasıl sağlayacağını tanımlamaktadır.
FKS’nin kurulması, sürdürülmesi ve düzenlenmesi ile etkinlik kabiliyetlerinin özetlenmesi,
FKS bileşenlerinin, alt sistemlerinin yedeklik ve çeşitliliğine dair bilgiler de bu bölümde
sunulmaktadır. Ayrıca tesis ömrünün tüm aşamaları için FKS’nin birleşik sistem olarak
işlemesinin nasıl tasarlandığı da bu bölüm içinde tanımlanmaktadır.
2.7.1.3 Tasarıma esas tehdit
TET’te belirlenen nükleer maddelerin çalınmasına ve radyolojik sabotaja karşı nasıl
önlemler alındığı bu bölümde anlatılmaktadır.
2.7.1.4 Emniyet organizasyonu
- Emniyet organizasyonunun kurulması
- Emniyet organizasyonunun yönetimi
o Üniformalı ya da emniyetle ilgili çalışan diğer personel, yöneticiler dâhil
görev ve sorumlulukların belirlenmesi gerekmektedir.
o Yazılı emniyet prosedürlerinin ve düzeltmelerin uygulanacağı
doğrulanmalıdır.
o Emniyet organizasyonunun en az bir tam zamanlı çalışanının nükleer sahada
bulunması gerekmektedir.
- Emniyet personeli istihdamı için niteliklilik
o Emniyet personelinin 8 saatten fazla çalışmamasının garanti edilmesi
beklenmektedir. İş saatinin uzamasının FKS’nin etkinliğinin azaltacağı
değerlendirilmektedir.
- Koruma gücünün eğitilmesi
o Koruma gücü ve taktik karşılık verme güçleri için ateşli silah programları ve
karşılık verme taktikleri anlatılmalıdır.
- Emniyet güçlerinin silahları ve donanımı
52
o Tüm koruma görevlilerinin ve karşılık verme güçlerinin silahlı olması ve her
birinin görevleri belirlenmesi gerekmektedir. Karşılık verme kabiliyetini
etkileyen donanım da tanımlanmalıdır.
- Kuvvete kuvvet tatbikatı
o Kuvvete kuvvet tatbikatı için senaryoların nasıl hazırlandığı, tatbikat
amaçları ve hangi aralıklarla tatbikat yapıldığı anlatılmalıdır. Bu bölümde
ayrıca NRC’nin tatbikata gözlemci olarak katılması için en az 60 gün önce
NRC’ye bilgi verileceği teyit edilmelidir.
- Kayıtlar
o Güncel ve son üç yılın emniyet prosedürleri,
o Görev yapan emniyet güçlerinin nitelikleri ve son üç yılın ilgili kayıtları,
o Silah kullanma niteliklerinin güncel kayıtları ve son üç yılın ilgili kayıtları,
o Taktik karşılık verme güçlerinin eğitim kayıtları ve son üç yılın ilgili
kayıtları,
o Koruma görevlilerinin ve taktik karşılık verme güçlerinin alıştırmalarının
güncel ve son üç yıldaki sonuçlarının kayıtları açıklanmaktadır.
2.7.1.5 Fiziksel engeller
- Genel yerleşim planı
- Korunan alan engelleri
- Taşıt engelleri
- Madde erişim alanları engelleri
- Emniyet noktaları ve yapıları
- Yalıtılmış alanlar
- Aydınlatma
- Stratejik özel nükleer madde depolanması
o Depo kasaları (sığınaklar)
o Kurcalanmayı gösteren kaplar
o Madde erişim alanlarında süreçler
o Zenginleştirilmiş uranyum deposu
2.7.1.6 Erişim kontrolü alt sistemleri ve prosedürleri
- Numaralı, fotoğraflı kimlik kartı tanımlama sistemleri
53
o Yalnızca tesis personeli değil, dışarıdan hizmet getirecek kişiler ve
ziyaretçiler için uygulanacak kimlik kartı tanımlama sistemleri burada
anlatılmalıdır. Acil durumlarda kimlik kartı olmadan yapılacak erişime
ilişkin bilgilerin de bu başlığa eklenmesi gerekmektedir.
- Hayati alanlara, madde erişim alanlarına ve kontrollü alanlara geçiş
o Erişim prosedürleri, iki kişi kuralının uygulanacağı alanlar ve erişim yetkisi
tanımlama bilgileri anlatılmalıdır.
- Korunan alandaki erişim kontrolleri
o Personel
o Elde taşınan paketler
o Teslim edilen paketler
o Taşıtlar
o Lisans sahibinin taşıtları
- Hayati alanlarda, madde erişim alanlarında ve kontrollü alanlarda erişim kontrolleri
o Personel
o Madde: nükleer maddenin alana girişinde miktarının ve tipinin doğrulanması
için yetkilendirmeler ve prosedürler, yetkisiz maddenin tespit edilmesi için
kullanılacak prosedürler ve donanım da bu bölümde anlatılmaktadır.
o Taşıtlar
- Kirlenmiş atıkların madde erişim alanından çıkarılırken aranması
- Nükleer maddenin saha dışına taşınması
- Koruma görevlileri ve koruma görevlilerinin eşlik ettiği kişiler
- Anahtarlar ve kilitler
- Kayıtlar
2.7.1.7 Tespit etme, gözetim ve alarm alt sistemleri
- Yalıtılmış bölge ihlalleri
- Acil durum çıkışları
- Madde erişim alanının ve hayati alanın korunması
- Panik alarmları
- Merkezi ve ikinci alarm istasyonları
54
o İstasyonların görevlerini yerine getirmesi ve alarma karşılık vermesi kötü
niyetli tek eylemle engellenemeyecek nitelikte çoklu fiziksel koruma
önlemine sahip olmalıdır.
- Güç kaynakları
- Alarm sistemlerinin denetimi
- Dış korunan alanın gözetimi ve değerlendirilmesi
- Madde erişim alanlarının gözlemlenmesi
2.7.1.8 İletişim alt sistemleri
- Emniyet güçlerinin iletişimleri
- Alarm istasyonu iletişimleri
- Güç kaynakları
2.7.1.9 Test etme ve bakım programları
İntrüzyon alarmları, acil durum çıkış alarmları, iletişim donanımı, fiziksel engeller ve diğer
fiziksel koruma ile ilgili cihaz ve donanım için:
- İnşa ve kurulum testleri
- İşletim öncesi testler
- İşletme testleri
- Önleyici bakım programları
- Tamir ve bakımlar
- Değerlendirme ve denetimler
2.7.1.10 Fiziksel koruma acil durum planları ve prosedürleri
- Fiziksel koruma acil durum planı belgesi
o NRC tarafından onaylanmış olmalıdır.
- Yerel kolluk güçleri ile işbirliği
- Taktik karşılık verme gücü
- Karşılık verme prosedürleri
- Güç kullanma
- Korunan alan alarm değerlendirme
- Personel bulunmayan depoların ve madde erişim alanının alarm değerlendirmesi
55
Kayıtlar
2.7.1.11 Nükleer maddenin madde erişim alanlarında yetkilendirilmiş
olarak yerleştirilmesi ve taşınması- Genel bilgiler
- Stratejik özel nükleer maddenin yetkilendirilmiş olarak yerleştirilmesi ve taşınması
- Stratejik özel nükleer maddenin güncel bilgisinin oluşturulması
- Stratejik özel nükleer maddenin yetkisiz yerleştirilmesinin ve taşınmasının
önlenmesi
2.7.1.12 Stratejik özel nükleer maddenin madde erişim alanları
kapılarından çıkarılması- Maddenin çıkarılması için yetkilendirme prosedürlerinin geliştirilmesi
- Hurda ve nükleer atıklar dâhil maddenin çıkarılması için prosedürler ve kontroller
2.7.1.13 Fiziksel koruma bileşenleri için telafi edici önlemler (Ek A)
2.7.1.14 Fiziksel korumayı etkileyen özel durumlar (Ek B)
2.7.2 Rusya Federasyonu
Rusya’daki tüm nükleer güç santralleri askeri güçler, Devlet Atom Enerjisi Şirketi’ne
(ROSATOM) ait emniyet birimi ve saha emniyeti ekipleri tarafından korunmaktadır
(ROSATOM, 2017). Diğer nükleer tesisler ise Rusya Federasyonu İçişleri Bakanlığına bağlı
askerlerin ya da bakanlık dışı polis korumalarının ilgili askeri birim ve departmanları
tarafından yönetilmesi ile korunmaktadır.
Rusya Federasyonunda bulunan nükleer tesislerin fiziksel koruma sistemlerine yönelik
gereklilikler Rusya Federasyonu’nun nükleer alanda düzenleyici kurumu Çevre, Teknoloji
ve Nükleer Yönetimi Federal Servisi’nin (Rostekhnadzor) çıkardığı ilgili yönetmelikte
belirlenmiştir (Rostekhnadzor, 2007). Bu yönetmeliğe göre belirlenen FKS gereksinimleri,
ilgili başlıklarda incelenmiştir.
2.7.2.1 Fiziksel koruma sistemi için genel gereklilikler
- Nükleer madde nükleer tesise taşındığında işleyen bir FKS bulunmalıdır. FKS tesis
kapatılıp da nükleer maddelerin tamamı tesisten götürülene kadar işlemelidir.
56
- FKS hem olağan koşullarda hem de tehdit durumunda (acil durumlarda) işler
vaziyette olmalıdır.
- FKS’nin önemli bir parçası olarak bilgi emniyetine önem verilmelidir.
- Zafiyet analizlerinde belirlenen nükleer olmayan yapı ve alanlar için de fiziksel
koruma sağlanmalıdır.
2.7.2.2 Fiziksel koruma sistemi bileşenleri için gereklilikler
FKS için organizasyonel önlemler açısından:
- Çalışma planlaması, etkileşim organizasyonu, saha gözetimi dâhil FKS yönetimi
- Güvenilirlik soruşturması organizasyonu ve nükleer maddelere, nükleer tesislere ve
hassas bilgilere erişim
- Tesis içi emniyet politikası
- Bilginin korunmasına yönelik önlemler
- FKS etkinliği değerlendirmesi, zafiyet analizleri dâhil FKS’yi güçlendirmeye
yönelik analitik çalışmalar
- Nükleer maddelerin kullanıldığı, sınıflandırması yapılan bina, yapı ve odalarda
yetkisiz erişime karşı
o Kendini koruma prosedürleri
o Personel ve ziyaretçi kayıtları
- FKS personeli için gerekli nitelikler ve tıbbi gereklilikler
- Temel eğitim, ileri eğitim ve yeniden eğitilme dâhil profesyonel eğitim konularında
bilgiler FKP’de bulunmalıdır.
Fiziksel koruma teknik tesisleri ve mühendislik kompleksi:
- FKS’nin sürekli ve hızlı şekilde kontrol edilmesini
- Erişim prosedürlerinin uygulanmasını
- Yetkisiz erişimi olduğunda sinyallerin ulaşmasını
- Yetkisiz erişimi yapan saldırganların yerlerinin, yetkisiz erişimin zamanının ve
yerinin belirlenmesini
- Saldırganların yavaşlatılmasını
- Karşılık verme güçlerine müdahale etmekte yarar sağlayacak koşulların
oluşturulmasını
- Fiziksel korunma sağlanan alanların sürekli gözetimini
57
- Komuta istasyonlarından gelen emirlerin, raporların, fiziksel koruma teknik ve
mühendislik tesislerinden gelen sinyallerin kayıt edilmesini sağlamalıdır.
Bu bağlamda fiziksel koruma teknik ve mühendislik tesisleri temel olarak bu eleman ve
araçlarda bulunmaktadır:
- Alarm sistemi
- Alarm-çağrı sinyalizasyonu
- Erişim gözetimi ve kontrol sistemi
- Optoelektronik gözetim ve durum değerlendirme sistemi
- Ani uyarı ve iletişim sistemi
- Engel sistemleri
- Korunan alanların ve emniyet noktalarının mühendislik donanımı
- Telekomünikasyon sistemi
- Bilgi emniyeti
- Güç desteği
- Işıklandırma
2.7.2.3 Fiziksel koruma teknik tesisleri bileşenleri için gereklilikler
İntrüzyon tespit sistemi:
- Yetkisiz erişimin tespit edilmesini,
- Algılayıcıların tetiklenmesi durumunda sinyalin merkezi kontrol birimine ya da yerel
kontrol birimine ulaşmasını,
- FKS dâhilinde yaşanan tüm olayların kaydının tutulmasını sağlamalıdır.
Alarm çağrı sistemi:
- Alarm kontrol sistemi cihazlarının (algılayıcıların) tetiklenmesi durumunda fiziksel
koruma personelinin bilgilendirilmesini,
- Sinyalin geldiği yerin belirlenmesini,
- İletişimde gizliliğin korunmasını ve donanımın kontrolden çıkarılmasının imkânsız
kılınmasını,
- FKS personelinin hayati işlevlerini yerine getirilmesini sağlamalıdır.
Erişim gözetimi ve kontrol sistemi:
58
- Yetkisiz erişimi engellemelidir. Yetkisiz erişim yaşandığında ise ilgili fiziksel
koruma personeline bilgi sağlamalıdır.
- Tesis personeli, geçici görevle gelen kişiler ve ziyaretçilere ait tüm giriş/çıkış
bilgilerini saklamalıdır.
- Kimlik kartlarını hazırlamalı ve arşivini tutmalıdır.
- Nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin, patlayıcıların ve metal eşyanın tespitini
yapmalıdır.
Optoelektronik gözetim ve durum değerlendirmesi sistemi:
- Yetkisiz eylemlerin tespit edilmesinin doğrulanmasını ve durum değerlendirmesini
sağlamalıdır.
- Emniyet olayı sonrasında olayın incelenmesi için bilgi görüntüleme, kaydetme ve
arşivleme niteliklerine sahip olmalıdır.
- Video sinyalinin kaybolması, kabloların kopması gibi arızalan görüntülemelidir.
Ani uyarı ve iletişim sistemi:
- Nükleer tesisin tamamında sürekli ve güvenilir sesli iletişim sağlamalıdır.
- İletişim yollarına yetkisiz müdahaleyi engelleyecek önlemler almalıdır.
- Tesis içi ve tesis dışı emniyet birimlerinin işbirliği ve emniyet olaylarına hemen
müdahaleyi mümkün kılacak iletişim kanalları oluşturmalıdır.
- En az iki alternatif iletişim teknolojisi kullanılmalı, bir iletişim yöntemi işlevini
yerine getiremez hale gelmesi durumunda, öbür yöntem hemen kullanılabilmelidir.
Telekomünikasyon sistemi:
- FKS’yi oluşturan sistemler arasında güvenilir ve sürekli bilgi akışını, kabul edilebilir
bir zaman aralığında sağlamalıdır.
- Nükleer tesisin güvenlik sistemleri ile bilgi değişimini mümkün kılmalıdır.
- Bir ya da birden fazla sayıda iyi korunan iletişim kanalları fiziksel koruma
faaliyetleri için kullanılmalıdır.
Bilgi emniyeti dâhilinde nükleer tesisin FKS ile ilgili bilgiler korunmalıdır.
59
Güç desteği ve aydınlatma sistemi fiziksel koruma mühendislik ve teknik tesislerine iki
farklı güç kaynağından kesintisiz güç sağlanmalı ve yedek güç sistemine geçiş otomatik
olmalıdır.
Merkezi kontrol birimi ve yerel kontrol birimleri:
- Fiziksel koruma mühendislik ve teknik tesisleri kompleksinin tüm elemanlarına ya
da sistemlerine hızlı geri bildirim yapmalı ve arka plan bilgisi görüntüsü
sağlamalıdır.
- Kontrol birimlerinde görev yapan personelin durumu açıkça değerlendirmesini ve
doğru kararlar almasını, FKS faaliyetlerini doğru yönetmesini sağlayacak yeterli
bilgiyi sağlamalıdır.
- Kontrol istasyonlarını işleten personelin tüm faaliyetlerini kaydetmelidir.
- Fiziksel koruma mühendislik ve teknik tesislerin donanımını, donanımının işletimini
durdurmadan, bozmadan test etmelidir.
2.7.2.4 Fiziksel koruma mühendislik ve teknik tesisleri bileşenleri için
gereklilikler
Nükleer tesislerde kullanılan çitler:
- Korunan alanların çevresine insanların ve taşıtların yetkisiz erişimlerini engelleyecek
şekilde kurulmalıdır.
- Korunan alanların çevresine iç ve dış çit çekilerek bu iki çitin arasında yasak bölge
oluşturmalıdır. Yasak bölgenin genişliğine göre tesisin koruma görevlilerinin taşıt
kullanabileceği yollar inşa edilebilir. “Yasak bölge” levhaları kullanılarak uyarma ve
caydırma sağlanmalıdır.
- Bertaraf edilmeyi kolaylaştıracak hiçbir unsur teşkil etmemelidir.
Yapay engeller:
- Saldırganların hareketlerini engelleyici ve geciktirici, emniyet personelinin karşılık
vermesini kolaylaştırıcı nitelikte kurulmalıdır.
- Tespit etme cihazlarının çalışmasını engellememelidir.
- İnsanların ve taşıtların yetkisiz erişimlerini engelleyecek şekilde sabit ya da
taşınabilir nitelikte olabilir.
60
2 .7 .2 .5 Korunan alanların genel gereklilikleri
- FKS alanlar temel alınarak kurulmalıdır.
- Fiziksel koruma araçları, odaları ve yapılarının sınıflandırmasına göre nükleer tesisin
korunan ve kısıtlı alanlar belirlenmelidir.
- Projede yer almayan yapılar, tesisler, araçlar, donanım ve iletişim sistemleri korunan
alanda bulunmamalıdır.
- Saldırganlar tarafından araçla saldırı yapılabileceği değerlendirilen yerlere çarpmaya
karşı yol direklerinin dikilmesi gibi önlemler alınmalıdır.
- Korunan alanın dışındaki çalılar ve ağaçlar tamamen kesilmeli ya da budanmalıdır.
- Korunan alan çevresine kontrol noktaları inşa ederek insanların ve taşıtların kontrollü
erişimi sağlanmalıdır. Kontrol noktalarında nükleer ve diğer radyoaktif maddelerin,
patlayıcıların, silahların ve diğer kaçak nesnelerin tespiti yapılmalıdır.
- Kontrol noktalarında hafif silahlara, taşıt kontrol noktalarında ise çarpmaya karşı
önlemler alınmalıdır.
- Özel öneme sahip alanlara erişimde ve bu alanlarda işlerin yürütülmesinde iki kişi
kuralı uygulanmalıdır.
2 .7 .2 .6 Korunan alan donanımı için genel gereklilikler
- Gözetimi yapılmayan “ölü alan” bulunmamalıdır.
- Zorla geçişi, taşıtların hızlanmasını engelleme amacıyla korunan alan çevresinde
çarpmaya karşı araçlar, yapılar, duvarlar, beton bloklar bulunması ve yolların zikzak
şeklinde yapılması ve yol boyunca dikilen sütunlarla taşıtların yoldan çıkmasının
engellenmesi gerekmektedir.
- Taşıt kontrol noktaları kaçak madde aramaları için gerekli teknik araçlarla
donatılmalıdır.
- Etkin bir anahtar ve kilit kontrolü uygulanmalı, anahtarların üzerine envanter
numarası mühürlenmeli ve anahtarlar korunan alanda saklanmalıdır.
2 .7 .2 .7 Fiziksel koruma mühendislik ve teknik tesisleri işletimi için
gereklilikler
- Fiziksel koruma mühendislik ve teknik tesisleri teknik bakımı için organizasyonel ve
teknik önlemler alınmalıdır.
61
- Bu tesislerde çalışacak personel:
o Özel eğitim almalı ve uygulama tecrübesi olmalıdır.
o Tesis işletimi, kurallar ve güvenlik önlemleri hakkında yapılacak sınavda
başarılı olmalıdır.
o Tesis işletimi için lisans sahibi olmalıdır.
o Sağlık durumuna, eğitim seviyesine, yeteneklerine ve çalışma tecrübesine
göre seçilmelidir.
2.7.3 Finlandiya
Finlandiya’da nükleer tesislerin fiziksel korunması faaliyetleri çoğunlukla özel şirketler
tarafından yürütülmektedir. Finlandiya’nın askeri güçlerinin nükleer tesislerin fiziksel
korunmasına yönelik bir faaliyeti bulunmamaktadır. Kolluk güçlerini temsilen polis gücü
ancak bir emniyet olayı olduktan sonra olayın büyüklüğüne göre müdahale etmekte ve
soruşturma yürütmektedir. Finlandiya’nın geniş topraklara, beş buçuk milyon nüfusa ve
özellikle kışın çetin geçen hava koşullarına sahip olması, ülkede görev yapan polis sayısının
7500 personelle kısıtlı kalması özel şirketlerin nükleer tesislerin fiziksel koruma
faaliyetlerinde önemli rol oynamasına neden olmuştur. Finlandiya’da adı belirtilmemiş bir
nükleer tesiste emniyet olayı olduğunda polis karakolundan tesise ulaşmanın bir saat on
dakika sürdüğü bildirilmiştir (UAEA, 2015a).
Finlandiya’nın nükleer alandaki düzenleyici kurumu olan Radyasyon ve Nükleer Güvenlik
Kurumu’na (STUK) ait kılavuzda Finlandiya’da bulunan nükleer tesislere yönelik
hazırlanması gereken FKP’lerde olması gereken konular belirlenmiştir (STUK, 2013):
- TET temel alınarak yapılmış koruma gereksinimleri analizi ve risk analizi dâhil
nükleer emniyet için temel bilgiler
- Koruma gereksinimlerinin analizine göre belirlenen tasarım ve boyutlandırma
ölçütleri
- Tesisin nükleer emniyet organizasyonları (emniyet faaliyetlerine katkı sunan tüm
birimler dâhil), görevleri, karar yetkileri ve sorumluluk sahaları
- Personelin güvenilirliğinden emin olunması için uygulamalar
- Farklı lisanslama aşamalarına yönelik nükleer emniyet uygulamaları
- Olağan işletme koşullarında ve tehdit altında fiziksel koruma faaliyetleri
- Personelin eğitilmesi ve istihdamı, tesis personeli olmayan işgücünün kullanımı
62
- Emniyet personelinin sayısı ve donanımına yönelik envanter sayımı
- Yetkili kurumlarla işbirliği
- Tesisin gerekçelendirilerek emniyet alanlarına ayrılması
- Emniyet alanları, alanlardaki yapılar ve erişim açıklıkları ara yüzü
- Yaya ve yük trafik kontrolü, yollar, erişim hakları, kilitler ve anahtar yönetimi
- Emniyet kontrolü ve alarm
- MAİ ve ikinci alarm istasyonu
- Komuta merkezi ve ikinci komuta merkezi
- Kontrol odası ve acil durum kontrol odası
- İletişim araçları
- Tehdit altında faaliyetler
- Nükleer maddelerin tesisten çalınmasına karşı alınan önlemler
- Çalınan ya da kayıp nükleer maddenin ele geçirilmesi için alınan önlemler
- Emniyet düzenlemelerinin etkinliğinin incelenmesi
- Emniyet düzenlemelerinin sürdürülmesi ve takip edilmesi
- Telafi edici ve düzeltici faaliyetler
- Emniyet ve emniyet organizasyonları için eğitim programları
- Emniyet ve emniyet organizasyonları için alıştırma ve tatbikat programları
- Saha dışı iletişim
- Tesis çevresinin gözetiminde kullanılan donanımın korunması
- Emniyet düzenlemelerinin tasarımı ve uygulanmasına yönelik kalite yönetimi
- Bilgi emniyeti
- Nükleer emniyeti ilgilendiren diğer bilgiler
2.7.4 Japonya
Japonya’da nükleer tesislerin fiziksel korunmasının sağlanması silahsız koruma görevlileri
ve nükleer sahaların içinde kurulmuş olan karakollarda görev yapan polisler tarafından
sağlanmaktadır (JAEC, 2012). Koruma görevlileri nükleer tesis sahasında kötü niyetli
eylemlere karşı yapılan tespit etme konusunda lisans sahibi intrüzyonu tespit edecek
algılayıcıları ve alarm sistemlerini kontrol etmekle ve intrüzyonu yerleşik polis karakoluna
ve diğer ilgili kurumlara bildirmekle yükümlüyken polisler tespit etme amacıyla devriye
gezmek gibi faaliyetlerle yükümlü bulunmaktadır. Bir diğer fiziksel koruma işlevi olan
geciktirme lisans sahibinin kurduğu FKS tarafından sağlanmaktadır. Alarm merkezlerinde
63
ça lışan personel v e k o ru m a g ö rev lile ri, p o lis gücüne d estek o lacak n ite lik te b ilg iy i
u laştırm alıd ır. P o lis ise in trü zy o n u d u rd u racak v e g ec ik tirm e sağ lay acak şek ilde faa liy e t
y ü rü tm ek ted ir. K a rş ılık v e rm e aç ıs ın d an lisan s sah ib in in so ru m lu lu ğ u p o lise v e tak tik
k a rş ılık v e rm e gücü n e b ilg i sağ lam ak o larak b e lirlen m iştir . S a ld ırgan lara esas m üdahaley i
karako l p o lis le rin d en d ah a iyi d o nan ım lı v e özel eğ itim li o lan v e saha d ışından in tikal eden
tak tik k a rş ılık v e rm e güçleri yapm ak tad ır.
N ü k lee r te s is le rin v e n ü k lee r m ad d e lerin fiz ik se l k o ru n m asın a y ö n e lik d ü zen lem ele r ise
N ü k lee r D ü zen lem e K u ru m u (N R A ) ta ra fın d an y ap ılm ak tad ır (N R A , 2015). Ja p o n y a ’daki
n ü k lee r tes is le rin F K P ’lerin in v e F K P ’ye önem li etki y ap ab ilecek d eğ iş ik lik le rin
o n ay lan m asın d a N R A ’n ın U lusa l K am u G üven liğ i K o m isy o n u n a v e Jap o n Sahil G ü v en lik
K o m u tan lığ ın a dan ışm ası gerekm ek ted ir. F K P ’n in uy g u lan m ası N R A denetç ile ri tara fın d an
düzenli o larak den e tlen m ek te v e u y g u lay ıc ın ın fiz ik se l k o ru m a faa liy e tle rin in F K P ’ye
u y g u n şek ilde y ü rü tü ld ü ğ ü n d en em in o lm ak iç in b ir fiz ikse l k o ru m a y ö n etic isi atam ası
g e rek m ek ted ir (N E A , 2017). Ja p o n y a ’da ö ze llik le 2011 y ılın d a gerçek leşen “Fukushima
DaiichF k azasın d an so n ra n ü k lee r g ü v en lik k o n u su n d a o lduğu gibi n ü k lee r em niyet
k o n u su n d an da d ü zen ley ic i g ü ç len d irm e le r y ap ılm ıştır. Son o larak 2016 y ılı E y lü l ay ında
g ü v en ilirlik soruştu rm aları dâhil, iç d estek teh d id in e karşı ö n lem lerde d eğ iş ik lik le r
yap ılm ıştır.
Ja p o n y a ’d a n ü k lee r m ad d e lerin v e n ü k lee r te s is le rin fiz iksel k o runm ası k o n u su n d a şu
k o n u la r öne ç ık m ak tad ır (JA E C , 2012):
- İn trü zy o n u n erken tesp iti: L isan s sah ip leri in trü zy o n u tesp it ed ecek a lg ılay ıc ıla rın
y erleştirild iğ i g e leneksel y e rle re ek o larak n ü k lee r sahan ın d ış çevresi y ak ın ın a da
alg ılay ıc ı k o y m ay a te şv ik ed ilm ekted ir.
- T erö rist ey lem lere karşı gecik tirm e: L isan s sah ip lerin in , k o ru n an alanı çev re ley en çit
gibi geleneksel ön lem lere ek o larak sahan ın en d ış çev resine de fiz ik se l engel in şa
etm eleri y a d a v a r o lan engelleri gü ç len d irm ele ri bek lenm ek ted ir.
- K oru n m ası g e reken d o n an ım ın day an ık lılığ ın ın a rttırılm ası: Ö zellik le te rö ris t
sa ld ırıla ra karşı ko ru n m ası g e rek en d o n an ım ın d ay an ık lılığ ın a rttırılm ası ve
k o runm ası g e rek en tüm d o n an ım ın ko ru n an a lan iç in e a lınm ası gerekm ek ted ir.
- F K S ’n in bakım ı: F K S tesp it e tm e v e k a rş ılık v e rm e k ab iliy e tin in sü rek liliğ in i
sağ lam ak iç in F K S b ile şen le rin in b ak ım ı çok iyi yap ılm alıd ır.
64
- Sabotaj sonuçlarını hafifletmek için hazırlıklar: Lisans sahipleri, düzenleyici
kurumlar, emniyet kurumlan ve ilgili diğer kurum ve kuruluşlar tesis personelinin,
yaralı insanların ve nükleer sahaya yakın bölgede yaşayan insanların güvenli kaçışını
sağlamak için fazladan personel ve donanım için plan yapmaları gerekmektedir.
- Eğitim ve değerlendirme: Lisans sahipleri, düzenleyici kurumlar, emniyet kurumları
ve ilgili diğer kurum ve kuruluşların işbirliği ile düzenli eğitim ve eğitim
değerlendirmesi yapılmalıdır. Nükleer tesiste emniyet güçlerinin intikali ve sabotaj
durumunda kaçış planları dâhil olmak üzere kapsamlı eğitimlere ilgili kurum ve
kuruluşlardan en fazla katılımın sağlaması önem arz etmektedir.
- İç destek tehdidine karşı önlemler: Lisans sahiplerinin erişim kontrollerinde kimlik
doğrulama, arama ve kişisel eşya kontrollerini güçlendirmeli, genişletilmiş
güvenilirlik soruşturmalarının sonucuna göre erişim kontrolü sağlaması
gerekmektedir.
2.7.5 Türkiye
Türkiye’de nükleer tesislerin fiziksel korunması sorumluluk bölgelerine göre kolluk güçleri
(Jandarma Genel Komutanlığı, Emniyet Genel Müdürlüğü, Sahil Güvenlik Komutanlığı) ve
silahlı ya da silahsız görev yapan resmi ya da özel koruma görevlileri tarafından
sağlanmaktadır. Nükleer emniyetin sağlanması konusunda denetleyici ve düzenleyici kurum
ise TAEK’tir. TAEK’in “Nükleer Tesislerin ve Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması
Yönetmeliği” Türkiye’de nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunmasına
yönelik alınması gereken önlemleri ve FKP’nin içermesi gereken konuları belirlemiştir
(Resmi Gazete, 2012a):
- Yetkilendirilen kişi TET esas alınmak suretiyle bir FKP hazırlamakla ve TET’in
değişmesi durumunda değişikliğin fiziksel koruma etkilerini analiz ederek gerekli
önlemleri almakla yükümlüdür.
- Fiziksel koruma programı;
o Fiziksel koruma sorumlularını gösteren bir organizasyon şemasını,
o Sahanın bulunduğu yerin imar planını,
o Saha yerleşim planını,
o Nükleer tesis ve ilgili diğer bina ve bölümleri tanımlayan planları, bu
bölümlerde bulundurulan, kullanılan veya depolanan nükleer maddelere
ilişkin bilgileri,
65
o Fiziksel koruma sistemine ait tüm bileşenleri,
o Koruma görevlileri ve kolluk kuvvetlerinin eğitimini ve korunan alanlara
intrüzyon olduğunda uygun karşılık verme prosedürlerini ve fiziksel koruma
acil durum eylem planını içerir.
- Merkezi alarm istasyonu herhangi bir tehdit altında dahi işlevlerini yerine getirecek
sağlamlıkta olmalı ve güvenilirliği önceden tespit edilmiş personel tarafından
işletilmelidir. Merkezi alarm istasyonu ile kolluk güçleri ve koruma görevlileri
arasında süreklilik, yedeklilik ve çeşitlilik özellikleri olan iki yollu sesli iletişim
sistemleri kurulmalıdır.
- Bir nükleer tesis hırsızlığa karşı kontrollü alan, korunan alan, iç alana ayrılmaktadır.
Hayati alan, bu alanlara ek olarak sabotaja özel olarak oluşturulmaktadır.
- Kontrollü alanlar III. sınıf nükleer madde bulundurulan alanlardır ve bu alanlarda
giriş ve çıkışlar kontrol altında tutulmakta, yazılı ve görüntülü kayıt altına alınmakta,
kişi, araç ve paket araması yapılmaktadır.
- Korunan alanlarda II. sınıf nükleer madde bulunmaktadır:
o Mümkün olan en az sayıdaki erişim noktalarında giriş ve çıkış yapacak
herkesin kimlikleri doğrulanarak giriş kartı verilir ve kayıt altına alınır.
o Korunan alana giriş yapacak kişilerin güvenlik soruşturması ilgili kurumlar
tarafından yapılır. Korunan alana girmesi uygun bulunmayan kişiler
yetkilendirilen kişiye TAEK tarafından bildirilir.
o Güvenlik soruşturması yapılmamış kişilere korunan alanda nezaretsiz giriş
ve çıkış yetkisi olan tesis personeli tarafından eşlik edilir.
o Ancak tesisin özel taşıtları korunan alana girebilir.
o Korunan alan çevresi fiziksel engellerle çevrilir ve engellere intrüzyon
intrüzyon dedektörleri ve kameralar yerleştirilir.
o Korunan alanın çevresinde yeterince aydınlatılan boş ve açık alanların
bulunması sağlanır. İntrüzyon açısından potansiyel tehlike oluşturabilecek
noktalara özel dikkat gösterilir.
- I. sınıf nükleer maddelerin bulundurulduğu iç alanlarda korunan alanlar için alınan
önlemlere ek olarak;
o İç alanın tavanı, duvarları ve zemini intrüzyonu engelleyecek şekilde
tasarımlanır ve yapılır.
o Hususi motorlu taşıtlar iç alanlara giremez.
66
o İç alana girildiğinde, giren kişinin iç alanda bulunduğu süre boyunca iki veya
daha fazla yetkili personel sürekli gözetim yapar.
o İç alanlara giriş ve çıkışların sayısı en az olacak şekilde düzenlenir. Tüm acil
çıkış noktaları ve diğer potansiyel giriş olabilecek yerler intrüzyon
dedektörleri ile donatılır ve alarm sistemi kurulur.
o İç alanlar çalışan trafiğinin fazla olduğu yerlerin yakınında kurulamaz.
o I. sınıf nükleer maddelerin depolama alanları sürekli olarak kilitli tutulur ve
kullanılmadıkları zamanlarda alarmlar aktif hale getirilir.
o I. sınıf nükleer maddelerin depolandığı alanların ve dolaplar için, çoğaltılma
olasılığı en düşük olan anahtar tiplerinin veya ele geçirilmesi en zor olan şifre
kombinasyonlarının seçilmesine önem verilir ve anahtarların kimde ve
nerede olduğunun takibi için gerekli düzenlemeler yapılır.
- I. ve II. sınıf nükleer maddeler için yetkilendirilen kişi, herhangi bir hırsızlığa etkin
bir şekilde karşı koymak üzere karşılık verecek olan koruma görevlilerinin ve kolluk
kuvvetlerinin eğitimini ve korunan alanlara intrüzyon olduğunda uygun karşılık
verme prosedürlerini de içeren bir fiziksel koruma acil durum eylem planı
hazırlamakla yükümlüdür. Koruma görevlileri ve kolluk kuvvetleri arasındaki
işbirliğinin güçlendirilmesi amacıyla düzenli tatbikat yapılır. Tesisteki diğer
çalışanlar acil durum eylem planının uygulanmasına ilişkin olarak koruma
görevlileri, kolluk kuvvetleri ve tesisin güvenli bir şekilde çalışmasından sorumlu
kişiler ile işbirliğinin sağlanmasına yönelik hazırlıklı olunması için eğitilir.
- Tatbikat da dahil olmak üzere acil tahliye koşullarında da nükleer maddenin
korunduğundan emin olacak şekilde gerekli düzenlemeler yapılır.
- Hayati alanlar için, yetkilendirilen kişi:
o Hırsızlığa karşı alınması gereken fiziksel koruma önlemlerine ek olarak
fiziksel engeller, teknik donanım, koruma görevlileri ve kolluk kuvvetlerinin
kullanımını da içeren koruma önlemleri ile nükleer tesis veya nükleer
maddelere yönelik sabotajların önlenmesini sağlamak,
o Sabotaja karşı korunması gereken nükleer madde, donanım, sistem veya
cihazların tek başlarına veya birlikte sabotaja maruz kaldıklarında sebep
olabilecekleri radyolojik sonuçların analizleri ile TET’i temel alarak sabotaja
karşı alınacak önlemlerin belirlenmesini sağlamak,
o İç alanlarda alınan tüm fiziksel koruma önlemlerinin hayati alanların sabotaja
karşı korunması için de alınmasını sağlamak,
67
o Herhangi bir sabotaj girişimine etkin bir şekilde karşı koymak üzere koruma
görevlilerinin ve kolluk kuvvetlerinin eğitimini, korunan alanlara intrüzyon
olduğunda uygun karşılık verme prosedürlerini ve şehir planları ile ulaşım
bağlantılarını içeren acil durum eylem planını hazırlamak,
o Koruma görevlileri ve kolluk kuvvetleri arasındaki işbirliğinin sağlanması
için düzenli eğitim ve tatbikat yaptırmak,
o Acil durum eylem planının uygulanmasına ilişkin olarak koruma görevlileri,
kolluk kuvvetleri ve tesisin güvenli bir şekilde çalışmasından sorumlu kişiler
ile işbirliğine yönelik tesisteki diğer çalışanların eğitilmesini sağlamakla
yükümlüdür.
68
3 FİZİKSEL KORUMA PROGRAMININ DEĞERLENDİRİLMESİ
3.1 Fiziksel Koruma Sistemi Değerlendirmesi
Nükleer tesislerin fiziksel koruma sistemlerinin düzenleyici kurum ve uygulayıcı tarafından
değerlendirilmesi birbirlerini tamamlayıcı nitelik taşımaktadır. Bu açıdan uygulayıcının öz
değerlendirmeler yapması, düzenleyici kurumun fiziksel koruma denetimleri yapması, hem
uygulayıcı hem de düzenleyici kurum tarafından FKS değerlendirmeleri yapılması ya da
düzenli olarak FKS’nin yeniden onaylanma süreçlerine gidilmesi gibi düzenleyici
gereksinimler yerine getirilirken FKS’nin olası zafiyetlerinin ortaya çıkarılması,
gerektiğinde etkinliğinin arttırılması da hedeflenmektedir (JAEA ve SNL, 2014).
Düzenleyici kurumun uygulayıcılardan talep edeceği FKS etkinlik derecesi TET’e ve/veya
tehdit değerlendirmelerine göre ya da düşmanın kötü niyetli eylemini gerçekleştirmesi
durumunda neden olacağı potansiyel sonuçların risk seviyesini kabul edilebilir seviyede
tutacak şekilde belirlenmelidir. Potansiyel sonuçlar arttıkça FKS etkinliği olasılığının (Pe)
artırılarak riski kabul edilebilir seviyede tutması beklenmektedir. Bu nedenle düzenleyici
kurum dereceli yaklaşımla farklı hedefler için farklı gereksinimler talep edebilmektedir.
3.1.1 Fiziksel koruma sistemi etkinliği
FKS etkinliği değerlendirmesinin niteliğini esas olarak iki ana etken belirlemektedir:
- Uzman görüşleri: Fiziksel koruma ve ilgili konularda uzmanların bilgi ve tecrübesi
tüm değerlendirme yöntemlerinde önemli bir etkendir.
- Etkinlik test verileri: FKS değerlendirmesinde kullanılan fiziksel koruma
bileşenlerinin (tespit, geciktirme ve karşılık verme bileşenleri) etkinlik verileri
gerçeği yansıtacak seviyede, yüksek nitelikte olmalı ve bileşenlerin tek tek, gruplar
ya da alt sistemler halinde gerçekleştirilen etkinlik testleri ile belirlenmelidir.
Genel olarak kabul gören FKS etkinlik değerlendirmesi olan risk tabanlı etkinlik
değerlendirmesine göre etkili FKS düşmanın kötü niyetli eylemlerini kabul edilebilir
seviyeye çekecektir. Bu değerlendirmeyi yapmak için aşağıdaki denklem kullanılmaktadır:
R = [Pa x (1 - Pe)] x C
69
Bu denklemde “R” emniyet riski, “Pa” düşmanın saldırma olasılığı, “ 1 - Pe” saldırı olması
halinde düşmanın başarılı olma olasılığı ve “C” ise düşman saldırısının başarılı olması
halinde neden olacağı derecelendirilmiş sonuçlar için kullanılmaktadır.
FKS’nin hırsızlık ve sabotaja karşı etkili olması için karşılık verme güçlerinin düşmanın
hareketini durdurması ve etkisiz hale getirmesi gerekmektedir. Düşman hareketinin
durdurulması karşılık verme güçlerinin düşmanı amacına ulaşmadan önce durdurması ve
düşmanın karşılık verme güçleriyle karşılaşmak zorunda olması demektir. Etkisiz hale
getirme ise karşılık verme güçlerinin müdahalesiyle düşman eyleminin kesin olarak durması,
düşmanın teslim olması, kaçması, ölü ya da diri ele geçirilmesi anlamına gelmektedir.
FKS etkinliği ya da başka bir deyişle FKS’nin düşmanı yenme olasılığı “P e” olarak
tanımlanırsa,
Pe - P i x Pn
denkleminde görüldüğü üzere “P i” düşman hareketini durdurma olasılığının “Pn” düşmanı
etkisiz hale getirme olasılığının çarpımı FKS etkinliğini belirleyecektir.
FKS tasarımında genellikle tesise bir kez saldırı yapılacağı varsayımı yapılmakta (Pa - 1),
bu nedenle risk denklemi
R = 1- (Pi x Pn) x C ya da R=1 - (Pe x C)
olarak da sadeleştirilebilmektedir (SNL, 2007).
Düşman hareketini du rdurm a olasılığı (P i ): Esas olarak zamanında tespit etme ve kritik
tespit etme noktasına (KTN) dayanmaktadır. KTN karşılık verme güçlerinin düşmana
müdahale edilebilmesine olanak sağlayacak son tespit etme anına tekabül etmekte, P i ise
düşman yolu boyunca KTN dâhil FKS’nin düşmanı tespit etme olasılıklarının tamamını
kapsamaktadır (JAEA ve SNL, 2014).
Pi hesaplanması için öncelikle düşmanı tespit etme olasılığının (Pd) elde edilmesi
gerekmekte, bu amaçla
Pd = 1 - (1-Pd1) x ( 1 -Pd2)x ..... (1-Pm)
70
denklemi kullanılmaktadır. Bu denklemde Pd i ilk tespit etme olasılığı, Pd 2 ikinci tespit etme
olasılığını PD n ise FKS’nin “n” sayıdaki tespit etme olasılığı için kullanılmaktadır. Düşman
hareketini tespit edebilecek “n” sayıda olasılık giderek artan şekilde denkleme girmekte, bu
durumdan FKS’nin tespit etme bileşenlerinin artmasının düşman eylemini tespit etme
olasılığını arttıracağı, karşılık verme güçlerinin düşmana müdahale etmesine ve düşman
hareketini durdurmasına olanak sağlayacağı sonucu çıkarılmaktadır. Burada belirtilmesi
gereken bir fark, dışarıdan gelen saldırılar düşünüldüğünde düşman yolu durdurma analizi
için KTN’den sonraki tespit etme olasılıkları hesaba katılırken, iç destek tehdidi analizi için
tüm tespit etme ihtimallerinin hesaba katılmasıdır.
P ı ’nın hesaplanması için yalnızca algılayıcılar gibi tespit etme bileşenlerinin düşmanı tespit
etme olasılıkları değil algılayıcının alarm vermesi, MAİ ve/veya ikinci alarm istasyonunda
sorumlu personelin alarmı başarıyla değerlendirmesi ve karşılık verme güçlerine alarmı
bildirmesi olasılıkları da hesaba katılmalıdır. Bu bağlamda bahsi geçen bu diğer olasılıklar
(Pd iğer) da dahil edildiğinde düşman hareketini durdurma olasılığı (Pi)
P i = Pd x Pdiğer
denklemiyle tanımlanabilmektedir.
Pi belirlenirken genellikle düşman hareket şemaları kullanılmaktadır. Düşman yolunu ve
nükleer tesisin FKS’nin görsel olarak sunumu olan düşman hareket şeması hazırlanırken
tesis hırsızlık ya da sabotaj açısından eş merkezli alanlara ayrılır. Her koruma katmanı,
barındırdığı fiziksel koruma unsurlarıyla belirtilir (Şekil 1). Koruma katmanlarının ve
unsurlarının sağlayacağı tespit etme olasılıkları ve geciktirme süreleri not edilir (Şekil 2).
Düşmanın amacına ulaşması için her FKS katmanını aşması gerekmektedir. Şema
hazırlanırken hırsızlık için düşmanın hedefe ulaşması ve tesisten çıkması gerektiği göz
önünde bulundurulurken, sabotaj için yalnızca hedefe ulaşması göz önünde bulundurulur.
Düşmanı etkisiz hale getirme olasılığı (Pn ): Karşılık verme güçlerinin düşmanın kötü
niyetli eylemini engelleme olasılığıdır. Düşman hareketinin durdurulmasından sonra
düşmanın süratle etkisiz hale getirilmesi FKS’nin etkili olmasının göstergelerindendir.
71
Şekil 1 Saha dışından hırsızlık amacıyla gelen düşmana karşı fiziksel koruma alanları ve
unsurlarını içeren düşman hareket şeması
(JAEA ve SNL, 2014)
Şekil 2 Fiziksel koruma alanları ve unsurları
(JAEA ve SNL, 2014)
Karşılık verme güçlerinin düşmanı etkisiz hale getirme olasılığının hesaplanması için
kullanılan
Pn Nzafer / Nkarşılaşma
72
denkleminde Nzafer karşılık verme güçlerinin düşmanı alt etme sayısı, Nkarşıiaşma ise toplamda
hesaba katılan karşılaşma sayısı için kullanılmaktadır. Kritik altyapıların korunmasında
karşılık verme güçlerinin hangi koşullarda düşmanı alt edeceğine dair istatistiksel bilgiler
Devletler tarafından ilgili kurum ve kuruluşlar arası çalışmalarla (uzman görüşleri,
hesaplamalar, simülasyonlar, kuvvete kuvvet tatbikatı, geçmişte yaşanmış ilgili emniyet
olayların araştırılması) belirlenmektedir. Yapılan hesaplamalarda Markov Zinciri ve Monte
Carlo yöntemleri öne çıkmaktadır (SNL, 2007). Markov Zinciri yöntemi düşman yolundan
bağımsız olarak bir sonraki adımda olacakların yalnızca mevcut durum veya hemen bir
önceki duruma bağlı olarak olasılıksal değerlendirme yöntemi (ör. Şekil 3) iken Monte Carlo
yönteminde rastgele örnekleme teknikleri kullanılarak yaklaşık sonuçlar üretilir.
Şekil 3 Markov yöntemi ile yarı otomatik silahlı düşmana yarı otomatik silahlar ile karşılık
verilmesi durumunda düşmanı etkisiz hale getirme olasılığı grafiği
3.1.2 Fiziksel koruma sistemi etkinliği değerlendirme yöntemleri
FKS etkinliğinin değerlendirilmesi için birbirini tamamlayan iki yöntem kullanılmaktadır
(JAEA ve SNL, 2014):
1. Düşman Yolu Analizi: Düşmanın kötü niyetli eylemini gerçekleştirmesi için
kullanabileceği tüm yollar düşünülerek, FKS’de planlandığı seviyede düşman
73
hareketini durdurma ve karşılık vermeyi sağlayacak tespit etme ve geciktirmenin
mevcut olup olmadığını ve karşılık verme güçlerinin düşmanı alt etme olasılıklarını
belirlemek için yapılan analizdir.
2. Senaryo Analizi: Tehdit değerlendirmeleri ve TET ile belirlenmiş seviyelerde
düşmanın olası saldırılarını ayrıntılarıyla içeren senaryolar dâhilinde tesisin FKS
etkinliğinin yeterli olup olmadığını belirlemek için yapılan analizdir.
3.1.2.1 Düşman yolu analizi
Düşman yolu analizi düşman yolunu durdurma ve düşmanı etkisiz hale getirme analizlerini
kapsamaktadır. Düşman yolunu durdurma analizi FKS’de belirlenen karşılık verme planına
dayanılarak yapılmakta iken, düşmanı etkisiz hale getirme analizi ise karşılık verme
güçlerinin ve düşmanın sayısına ve kabiliyetlerine göre yapılmaktadır.
İç destek tehdidi ayrı tutulduğu takdirde düşmanın hırsızlık ya da sabotaj amacına ulaşması
için nükleer tesise dışarıdan girmesi ve seçeceği bir yolu veya yolları izlemesi
gerekmektedir. Düşman eyleminin hırsızlık amacıyla yapılması durumunda nükleer
maddeyi çalan düşmanın maddeyi tesisten dışarı çıkaracağı, bunun için bir kaçış yolu
seçmesi gerektiği de aşikârdır. Düşmanın kullanacağı yol ya da düşman yolu, düşmanın
amacına ulaşmak için kullanacağı fiziksel rota ve bu rota boyunca geçen süre olarak
tanımlanmaktadır. Düşman yolu tanımlanırken düşmanın bulunduğu emniyet alanını, yaptığı
eylemleri ve eylem sürelerini içeren zaman çizelgesi hazırlanmaktadır (Şekil 4). Bu zaman
çizelgelerinde düşmanın bir noktadan başka bir noktaya koşması, kapıyı açması gibi basit
eylemler olduğu gibi tespit etme ve geciktirme unsurlarından sakınması, unsurları bertaraf
etmesi gibi niteliğinin belirlenmesi uzmanlık isteyen eylemler de bulunmaktadır. Sadece
düşman yolunu belirlemek için değil düşman saldırısına karşılık verecek olan karşılık verme
güçleri için de zaman çizelgeleri oluşturulmakta, bu çizelgeler birleştirilerek FKS
işlevlerinin değerlendirilmesinde kullanılmaktadır (Şekil 5). Birleşik çizelgelerde tespit
etme, alarm iletişimi, alarmı değerlendirme, alarmın karşılık verme güçlerine iletimi, karşılık
verme güçlerinin hazırlanması ve olay yerine intikal etmesi sürelerini içermektedir. Sonuç
olarak düşmanın ve karşılık verme güçlerinin zaman çizelgeleri karşılaştırılarak karşılık
verme güçlerinin düşmana zamanında karşılık verip veremeyeceği anlaşılmaktadır.
74
Şekil 4 Hırsızlık Eylemi için örnek bir Düşman Zaman Çizelgesi
Kontrollü Alana Giriş - Tel Örgü
İ l i l I I I
Korunan Alana Giriş - Standart
İç Alana Giriş - Muhafaza KabınaKilitli Kapı Erişim
^ M-Hedef - Nükleer Madde
-------= ?Eylem Eşlem Eylem Eylem Eylem Eylem Eylem
1 » I 2 Al 3 Al 4 A l5 Al 6 Al7 A> I > l > l -HEylem 8 3
Düşman Eyleminin Tanımlanması Düşman Eyleminin Süresi (sn.)1 Tel örgüyü aşma 122 76 metre koşma 123 Kapıyı zorlayarak açma 484 45 metre yüriime 245 Kilidi keserek kapıyı açma 126 Muhafaza kabına yürüme 067 Kabı açma ve maddeyi ele geçilm e 128 Kaçma 54
Toplam 180 sn.
(JAEA, 2015)
Şekil 5 Birleşik Zaman Çizelgeleri
Düşmanın EyleminiDüşmanın Eylemine Düşmanı Algılama Fırsatlarıl a m am la m asıBaşlaması
Düşman Eylemleri Suresi(Düşman Zaman Çizelgesi)
ilk Algılamadan Sonra Düşmanın Eylemlerini Tamamlaması için Gerekli Süre
İK S Karşılık verme Suresi
Düşman Eyleminin
Karşılık VermeEtme | Güçlerinin ZamanSüresi S S / - - i •Çizelgesi
DurdurulmasındanSonra Kalan Süre
Zaman
(JAEA, 2015)
75
Şekil 5’te de görülebileceği gibi karşılık verme güçlerinin düşmana zamanında müdahale
etmesi ve düşmanın amacına ulaşmasını engellemesi için FKS’nin en erken zamanda
düşmanı tespit etmesi gerekmektedir. Düşman eylemi zamanında tespit edilmediği takdirde
geciktirme ve karşılık verme unsurları FKS’ne bir yarar sağlamamakta, FKS etkisiz
kılınmaktadır.
Düşman yolunu durdurma analizleri genellikle FKS’nin en zayıf olduğu yolların
belirlenmesi ve dolayısıyla en düşük düşman hareketini durdurma olasılığını hesaplama
amacıyla yapılmaktadır. Düşmanı etkisiz hale getirme analizleri ise daha önce belirtildiği
gibi Devletler tarafından ilgili kurum ve kuruluşlar arası çalışmalarla (uzman görüşleri,
hesaplamalar, simülasyonlar, kuvvete kuvvet tatbikatı, geçmişte yaşanmış ilgili emniyet
olayların araştırılması) belirlenmektedir. Düşman yolunu durdurma ve düşmanı etkisiz hale
getirme analizleri ile elde edilen sonuçlara göre FKS etkinliği düşman yolu analizi
yöntemiyle değerlendirilmektedir.
3.1.2.2 Senaryo analizi
Senaryo analizi düşman saldırısı (hırsızlık ya da sabotaj vb.) yaşandığı varsayımına dayanan,
düşman yolu analizine göre çok daha detaylı bir Pe değerlendirme yöntemidir. Düşman yolu
analizinin gerçekçiliği sağlama konusunda yeterli olamayacağı saldırılar olmasına karşın,
senaryo analizlerinde gerçekleşmesi olası tüm senaryolar değerlendirilebilir. Bu bakımdan
yalnızca tesis dışından saldıran düşman senaryoları değil iç desteğin tek başına ya da dış
düşman ile işbirliği yaptığı saldırılar da değerlendirilebilir. Senaryo analizi yapacak kişilerin
dikkat etmesi gerekenlerin başında senaryonun gerçekçi olması bulunmaktadır. Bu
gerçekçiliği sağlamak için ise önceden belirlenmiş düşman tehdidinin kabiliyetini yeniden
değerlendirmesi ve düşmanın amacına ulaşması için bertaraf etmesi gereken fiziksel koruma
bileşenlerini ve yapması gereken eylemleri doğru belirlemesi gerekmektedir. Senaryo analizi
ile yalnızca FKS donanımları değil fiziksel koruma acil durum planları ve karşılık verme
prosedürleri de değerlendirilmektedir. Analiz sürecinde, analiz çalışmalarına katılan kişilere
FKS bileşenlerinin kurulum özellikleri ve işletme prosedürleri hakkında bilgi verilerek bu
bileşenlerin düşman tarafından nasıl bertaraf edilebileceği değerlendirilir. Bu bağlamda
algılayıcılar, engeller ve iletişim sistemlerinin bertaraf edilmesi, karşılık verme güçlerini
yanıltma ya da engelleme olasılıkları işlenir.
76
Düşmanı etkisiz hale getirme ve dolayısıyla tüm sistem etkinliği değerlendirilirken daha
gerçekçi sonuçlara ulaşmak için düşman saldırısının nasıl olacağı hakkında sadece düşman
yolu bilgisi yeterli olmamakta, saldırı hakkında daha ayrıntılı bilgi sahibi olunması
gerekmektedir. Düşman yolu analizi FKS’nin en zayıf rotasını bulmak için
kullanılmaktayken, senaryo analizi esas olarak şu amaçlar için kullanılmaktadır:
- Düşman senaryolarının ayrıntılı olarak gösterilmesi
- Nükleer tesisin FKP’nin ve karşılık verme prosedürlerinin ayrıntılı olarak
açıklanması
- FKS ve düşmanların etkileşimini en doğru ve gerçekçi şekilde yansıtılması
Bu amaçları gerçekleştirmek için hazırlanan senaryo
- Her bir düşmanın zamana göre ne yaptığını
- Düşmanların eşgüdümlü eylemlerini (bir düşman kapı kilidini kırarak açana kadar
diğer düşmanların saklanması vb.)
- Düşmanın hangi nitelikte ve ne miktarda donanım getirdiğini, nasıl taşıdığını
- Düşman saldırısı sırasındaki FKS varsayımlarını
içermelidir. Bu bağlamda senaryo analizi yapılırken düşman yolu analizinden farklı olarak
çok sayıda zaman çizelgesine ihtiyaç duyulmaktadır.
Senaryo analizi hazırlanırken düşman taktikleri de dâhil edilmelidir. Örnek olarak şu
taktikler verilebilir:
- Zor kullanma taktikleri: Tespit edilmeye aldırmaksızın düşmanın zor kullanarak FKS
unsurlarını bertaraf etmesi
- Gizlenme taktikleri: Tespit edilmeyi en aza indirerek FKS unsurlarının bertaraf
edilmesi
- Aldatma taktikleri: Düşmanın yetkisi olmadığı halde yetkisi varmış gibi davranarak
eylemlerde bulunması.
3.1.3 Kapsamlı senaryo analizi
Analizin kapsamlı olması için olası pek çok senaryo sistematik yaklaşımla tanımlanmalıdır.
Teorik olarak tüm saldırı olasılıklarını kapsaması gereken kapsamlı senaryo analizi için
yürütülecek çalışmalar nükleer tesisi temel alarak ve olası saldırılar sonucunda yaşanacak
77
potansiyel sonuçlar düşünülerek yapılmalıdır. Kuramsal olarak kapsamlı senaryo analizinin
tüm saldırı olasılıklarını kapsaması amacından farklı olarak uygulamada çoğunlukla en kötü
durum senaryoları üzerinden yapılmaktadır.
Kapsamlı senaryo analizi için gerekli adımlar aşağıda sıralanmaktadır:
1. Senaryo analizi için yöneltilmesi gereken anahtar soruların tanımlanması
2. Düşman güçlerinin kabiliyeti veya karşılık verme güçlerinin yöntemleri gibi analiz
sırasında kontrol edilebilecek etkenler ile tehdidin büyüklüğü gibi analizin
başlangıcında belirlenip daha sonra kontrol edilemeyecek, değiştirilemeyecek ana
etkenlerin belirlenmesi
3. Nükleer tesis sahası hakkında etkinlik testleri bilgisi, düşman yolu analizinde elde
edilen zaman çizelgeleri bilgileri, ayrıntılı FKP ve prosedürleri gibi gerekli bilgilerin
toplanması
4. İlk üç adımda elde edilen bilgileri kullanarak senaryolar yaratılması
5. FKS etkinliğinin, PE’nin farklı senaryolara karşı değerlendirilmesinde konu
uzmanlarının ve bir veya daha çok simülasyondan (masaüstü alıştırmaları, bilgisayar
simülasyonları veya kuvvete kuvvet tatbikatı yararlanılması
6. Sonuçların ve çıkarımların senaryoya göre değerlendirilmesi
3.1.3.1 Senaryo geliştirilmesi
Saldırı senaryosunun kapsaması gereken önemli başlıklar şu şekilde özetlenebilir:
- Nükleer tesisin fiziksel koruma konusundaki zafiyetlerinin belirlenmesi
- Düşman yolu analizi sonuçlarında açığa çıkan ya da uzmanlar tarafından belirlenen
zafiyetler için:
o Düşmanın amacına ulaşması için yapması gereken önemli eylemlerinin
listelenmesi
o Saldırgan grubun önemli eylemleri nasıl yapacağı hakkında alt planlar
oluşturulması
o Alt planların birleştirilerek farklı ana saldırı senaryoları oluşturması
- Final senaryolarının gözden geçirme ve seçme sürecinde şu ve benzeri soruların
sorulması:
o Analiz hedefleri istendiği ölçüde kapsanıyor mu?
78
o Analizin temel aldığı koşullar nükleer tesis tasarımına veya tesisin mevcut
durumuna yeterince uygun mu?
o Belirlenmiş tehdidi temel alarak düşmanın tesise nasıl yaklaşacağı (yaya,
kara, su ya da hava araçları) belirlendi mi?
o Düşmanın kullanacağı değerlendirilen yollar inandırıcı mı?
Tesis zafiyetlerinin belirlenmesi
Esas olarak düşman yolu analizi sonuçlarında ortaya çıkan ya da uzmanlar tarafından
belirlenen zafiyetleri tespit etmekte daha önceki ilgili çalışmalarda yapılmış düşman yolu
analizleri, zafiyet çalışmaları ve etkinlik testleri bilgilerinden de yararlanılabilir. Zafiyetler
belirlenirken farklı koşullar göz önünde bulundurulmalıdır:
- İşletme koşulları (vardiyalar, tatil günleri vb)
- Hedef nükleer madde (reaktör yüklenmesi ya da olağan işletme vardiyası)
- Karşılık verme güçlerinin alarm seviyeleri
Senaryo üretimi sureci
Senaryolar üretimi süreci üç aşamada şekilde anlatılabilir:
- İlk olarak düşmanın tesiste mevcut zafiyeti kullanarak yapacağı saldırısını
gerçekleştirebilmesi için yapması gereken eylemler listelenmelidir. Örneğin,
varsayımsal bir hırsızlık olayı için liste şu şekilde sıralanabilmektedir (JAEA ve
SNL, 2014):
o 1. Eylem: X tesisine girilmesi
o 2. Eylem: Saklama kaplarından 25 kg YZU çalınması
o 3. Eylem: Karşılık verme güçlerinin hırsızları takip etmesine olanak
tanımadan nükleer sahadan hızlıca uzaklaşılması
o 4. Eylem: Emniyet güçleri tarafından tespit edilemeden hırsızların Y
şehrindeki gizli evlerine ulaşmaları
o 5. Eylem: 1. eylemden 3. eyleme kadar karşılık verme güçlerinin olaya
müdahale etmemesinin sağlanması (ör. gizlenme)
Eylemlerin olabildiğince basit olarak yazılması gerekmektedir.
79
- İkinci aşamada ise belirlenen düşman eylemlerinin nasıl gerçekleştirilebileceği
hakkında alt planlar yapılmalıdır. Bu alt planlar aşağıdaki ve benzeri sorulara cevap
aranır:
o Bu eylemin içinde olanlar kimlerdir?
o Her bir düşman (zamana göre) ne yapmaktadır?
o Eylemlerinin adımlarını nasıl gerçekleştirebilmededirler?
o Ne tür donanım kullanmaktadırlar?
o Kullanacakları donanımı nasıl taşımaktadırlar?
- Son olarak alt planlar ana saldırı senaryosu oluşturmak için birleştirilir.
Alt planların geliştirilmesi ve senaryoya dâhil edilmesi
Alt planlar geliştirilirken hep beraber ana saldırıyı oluşturabilecek düşman alt gruplarının
nükleer tesise ait tespit etme, geciktirme ve karşılık verme unsurları ile etkileşimi gösterimini
kolaylaştırmak için zaman çizelgeleri kullanılmaktadır (Şekil 5). Düşmanın amacı eylemini
gerçekleştirirken olabildiğince geç tespit edilmek, mümkünse hiç tespit edilmemektir.
Düşman tespit edilse bile aksini planlamadığı takdirde karşılık verme güçleriyle hiç
karşılaşmadan amacına ulaşmayı deneyecektir.
Düşman alt gruplarının yaptığı eylemler bir araya getirilirken senaryoya göre ana hedefe
ilerleyen alt grubu destekleyici diğer alt gruplar karşılık verme güçlerini geciktirici ya da
bertaraf edici eylemlerde bulunabilirler. Senaryo oluşturulurken bu ve benzeri olasılıklar göz
önünde bulundurulmalıdır.
3.1.4 Senaryo türleri
Senaryolar genel anlamda doğrudan ve dolaylı saldırı olmak üzere iki türe ayrılmaktadır. Bu
bölüm altında, iç destek saldırıları ayrıca incelenecektir.
3.1.4.1 Doğrudan saldırı senaryoları
Doğrudan saldırı senaryolarında düşman belirli bir yolu takip ederek amacına ulaşmaya
çalışır. Bu tür senaryolarda düşman tespit etme ve geciktirme sistemlerini bertaraf etmeye
çalışarak karşılık verme güçleri tarafından engellenmesini en aza indirme amacı güder.
Doğrudan saldırı senaryoları için düşman yolu analizi, düşman yolunu belirlemek için ise
80
tesis şeması kullanılır. Düşman yolu boyunca her koruma katmanı ve unsuru için düşman
taktikleri belirlenir ve FKS etkinliği düşman taktiklerine göre belirlenir.
Doğrudan saldırı (en kötü durum) senaryolarına bir örnek Tablo 2 ’de verilmiştir.
Tablo 2 Doğrudan saldırı senaryosu örneği
Düşman Sistem K arşılık Verme GüçleriFırtınalı bir havada gece dört kişilik düşman grubu tesis dışına park ettikleri araçtan merdiven kullanarak tel örgüyü aşıyor, bir saldırgan ise radyo trafiğini takip ediyor.
Tel örgü algılayıcı bertaraf ediliyor.
Rastgele devriyeye çıkan koruma görevlilerinin bu eylemi tespit etme ihtimali %2 olarak kabul ediliyor.
İki saldırgan kesme üfleci kullanarak kapıdaki algılayıcıları tetiklemeden bina içine giriyorlar.
Algılayıcılar alarm vermiyor. Rastgele devriyeye çıkan koruma görevlilerinin bu eylemi tespit etme ihtimali %2 olarak kabul ediliyor.
İki saldırgan fırtınayı fırsat bilerek kullandıkları patlayıcı ile duvarda oluşturdukları boşluktan içeri giriyorlar.
Bir tesis personeli olayı duyuyor ve karşılık verme güçlerine haber veriyor.
Devriyeler olay yerine yönlendiriliyor.
İki saldırgan kapı kirişlerini elle sökerek algılayıcıların çalışmasını engelleyip içeri giriyorlar.
Kapıdaki alarmlar çalışmıyor. Devriyeler zarar görmüş duvarı görünce telsizle alarmı bildiriyorlar.
İki saldırgan reaktör pompalarına bombayla zarar veriyor. Tüm saldırganlar olay yerinden hızla uzaklaşmaya çalışıyor.
Su basıncı alarm veriyor. Karşılık verme güçleri harekete geçiyor.
(JAEA ve SNL, 2014)
3.1.4.2 Dolaylı saldırı senaryoları
Dolaylı saldırı senaryolarında düşmanın, saldırı kaynaklarının bir kısmını tesis altyapısına
yaptığı saldırılarda kullanıp kritik sistemleri çalışmaz hale getireceği, karşılık verme
zamanını geciktirmek ve karşılık verecek güçlerin sayısını azaltmak amacıyla karşılık verme
güçlerine saldırıda bulunacağı varsayımı yapılmaktadır. Düşmanın bu amaçlarla yapacağı
saldırılarda pusu kurma, karşılık verme güçlerini bölmeye çalışma ve kafa karışıklığına
sebebiyet verme gibi taktikler kullanacağı öngörülmektedir. Bu bakımdan dolaylı saldırı
senaryoları hazırlanırken uzman görüşlerinin alınması önem arz etmektedir.
Dolaylı saldırı (en kötü durum) senaryolarına bir örnek Tablo 3’te sunulmaktadır.
81
Tablo 3 Dolaylı saldırı senaryosu örneği
Düşman Sistem K arşılık Verme GüçleriBeş kişilik düşman grubundan üç saldırgan tesis nizamiyesi yakınlarına kamyonetle geliyor, aracı park edip gizleniyorlar.
Normal prosedürler uygulanıyor. Koruma görevlileri devriye geziyorlar.
Öteki iki saldırgan gizlice tel örgülerde alarm verdirip devriyeleri pusuya düşürmek için bekliyorlar.
Tam olarak değerlendirilmemiş alarm devriyelere bildiriliyor.
İki düşman grubu devriyelere ve nizamiyeye eş güdümlü saldırıda bulunuyor.
Devriye gezen koruma görevlileri pusuya düşüyor (Pn =0.2). Nizamiyede bulunan koruma görevlileri saldırıya uğruyor (Pn =0.3).
Üç kişilik grup desteğe gelen müdahale ekibine pusu kuruyor.
Müdahale ekibi harekete geçiyor.
Müdahale ekibi pusuya düşüyor (Pn =0.5).
Geride kalan saldırganlar madde deposuna ulaşıyor ve nükleer maddeleri çalıyor.
Algılayıcılar alarm veriyor. Olaya müdahale edecek kadar yakın mesafede karşılık verme gücü bulunmuyor.
(JAEA ve SNL, 2014)
3.1.4.3 İç destek saldırısı senaryosu
İç destek saldırısı senaryoları dışardan gelen saldırı senaryolarından esas olarak aşağıda
belirtilen nedenlerden ötürü ayrılmaktadır:
- İç destek kötü niyetli eylemi gerçekleştirmesi için bir defada saldırı yapma
zorunluluğu olmamakta, saldırısını uzun zamana yayarak tespit edilme ihtimalini en
az indirebilme kabiliyetine sahip olabilmektedir. Örneğin bir seferde büyük miktarda
madde hırsızlığı yapmak yerine pek çok kez küçük miktarda hırsızlık yaparak suçunu
gizleyebilmektedir.
- İç destek tesis işleyişini bildiği için tespit edilmesini azaltacak ya da engelleyecek
tedbir alabilmektedir.
- İç destek saldırısı tahmin edilebilir bir eylem dizisi teşkil etmeme ihtimalini
içermekte, beklenen saldırılardan çok farklı şekilde yaşanabilmektedir.
Nükleer tesislerin emniyeti açısından büyük tehlike arz eden iç destek saldırılarına karşı
senaryo üretilirken genellikle şu şekilde bir yol izlenebilmektedir (UAEA, 2008):
- İç destek tehdidine karşı FKS’nin önleyici ve koruyucu önlemleri gözden geçirilir.
82
- İç desteğin amacına ulaşması için gerekli eylemler dizisi belirlenir.
o Eylemlerin genel tanımı ve eylemler için gerekli araçlar
o Eylemlerini hangi alanlarda gerçekleşeceği dâhil edilir.
- İç desteğin amacına ulaşmasını engelleyecek tüm FKS unsurları tanımlanır.
- Her bir FKS unsuru için olası iç destek stratejileri göz önünde bulundurularak en
düşük tespit etme ihtimali olan unsuru iç desteğin nasıl bertaraf edeceği tartışılır.
o Gizlenme ve aldatma taktikleri
o Erişim yetkisi ve tesis hakkındaki bilgileri göz önünde bulundurulur.
- İç desteğin kullanabileceği değerlendirilen eylem dizisine göre en zayıf ve gerçekçi
iç destek senaryosu ayrıntılı olarak geliştirilir.
İç destek saldırısına örnek bir senaryo Tablo 4 ’te verilmektedir. Bu senaryoda güçlü NMSK
sistemine ve FKS’ye sahip olmayan bir araştırma reaktöründe yaşanabilecek olası hırsızlık
eylemi varsayımı yapılmaktadır.
Tablo 4 İç destek saldırı senaryosu örneği
Adım Alan İç D estek Eylem i A dım ın Tanım lanm ası1 Korunan Alan Yetkili erişim Nükleer madde teknisyenleri gerekli yetkiye sahip
olmalarından ötürü korunan alanda çalışabilmektedir.2 Nükleer Madde
DeposuYetkili erişim İki nükleer madde teknisyeni nükleer madde deposuna
olağan işlemler için girerler. Teknisyenler 50 kg ağırlığındaki varili açarak deneylerde uygulama açısından kolaylık sağlaması için varildeki nükleer maddeyi 3 lt hacimli kaplara koyarlar. Kaplar kilitli olmayan dolapta saklanır.
3 Nükleer Madde Deposu
Maddeninçalınması
Herhangi bir görüntülü gözetime tabi olmadığını bilen iç destek teknisyen 4 kg YZU içeren 3 lt hacimli kaplardan bir tanesini iş önlüğünün altında gizler. Bunu yaparken iş arkadaşının meşgul olduğu bir anı seçer.
4 Nükleer Madde Deposu
Maddenin NM deposu dışına çıkarılması
Rutin işlerini bitirdikten sonra teknisyenler depo kapısını kilitler ve depoyu terk ederler. İç destek çaldığı nükleer maddeyi saklamayı başarır.
5 Korunan Alan Maddenin Korunan Alan dışına çıkarılması
İç destek kameraların kendini çekemeyeceğini bildiği bir bölgede çaldığı nükleer maddeyi tel örgülerin dışına atar.
(UAEA, 2015a)
3.1.4.4 İç desteğin dış düşman ile işbirliği yapması senaryoları
İç desteğin tesisin dışından gelecek saldırganlarla işbirliği yapması durumu FKS’yi en çok
zorlayacak saldırı türü olabilir (SNL, 2013). Bu olasılık değerlendirildiğinde iç desteğin
83
erişim yetkisi ve bilgisi nedeniyle FKS etkinliğine yapacağı etki açısından şu konular göz
önünde bulundurulmalıdır:
- Algılayıcıların ya da prosedürlerin sağlayacağı tespit etme ihtimalinin düşmesi (ör.
başka bir personele ait kartla giriş)
- Engellerin sağlayacağı geciktirme süresinin azalması (ör. kilitli kapıları anahtarla
açma)
- Karşılık vermenin başlaması için gerekli sürenin artması (ör. karşılık verme
güçlerinin kullanacağı kapıların kilitlenmesi ya da araçların tekerlerini indirme)
- Karşılık verme güçleri sayısının azalması (ör. daha önceden hazırlanmış tuzakların
etkin hale getirilmesi)
3.1.5 Senaryo analizi araçları
Nükleer tesisin FKS etkinliği hazırlanan senaryolar doğrultusunda masaüstü alıştırmaları,
bilgisayar simülasyonları ve kuvvete kuvvet tatbikatıyla belirlenmektedir. FKS
değerlendirmesinde en iyi sonuçların elde edilmesi ilk aşamada etkinlik testleri yapılması,
ikinci aşamada etkinlik testlerinden çıkarılan sonuçların masaüstü alıştırmalarında ve
bilgisayar simülasyonlarında çalışılması, son olarak da kuvvete kuvvet tatbikatıyla
çalışmanın sonlandırılması ile sağlanabilmektedir.
3.1.5.1 Etkinlik testleri
Etkinlik testleri yapılmasının amacı FKS bileşenleri ya da FKS alt sistemlerinin fiziksel
koruma gereksinimlerini ne ölçüde karşıladıklarını değerlendirmektir (JAEA, 2015).
Etkinlik testleri örneğin bir adet algılayıcı için yapılabildiği gibi tüm tespit etme unsurlarını
kapsayan daha geniş kapsamlı olarak da yapılabilmektedir. Farklı türlerde ve farklı test
seviyelerinde yapılan etkinlik testleri şu şekilde özetlenebilir:
- Doğrulama ve onaylama, işlevsellik ve değerlendirme testleri
- Tüm sistem, alt sistem ve bileşen testleri
Etkinlik testleri düzenli olarak tekrarlanmalıdır. Çevresel tehditlerin değişmesi ya da yeni
fiziksel koruma donanımın kurulması gibi koşullarda değişiklik olması halinde testlerin
yinelenmesi gerekmektedir.
84
3.1.5.2 Masaüstü alıştırmaları
M asaü stü a lış tırm a la rın d a d ü şm an ın n ü k lee r tes is F K S ’ye y apm ası o lası sa ld ırıla r iç in
gen e llik le m asaü stü n d e tes is in m aketi y a da kuş bak ış ı şem ası k u llan ıla rak b en ze tm e le r
yap ılır. A lıştırm ay ı g e rçek leş tirecek tes is personeli v e ilg ili ku ru m v e k u ru lu ş tem silc ile ri,
ka rş ılık v e rm e ekibi v e “ d ü şm an ” ek ip o lm ak ü ze re iki tak ım a ayrılır. Saldırı senaryosu
ça lış ılırk en a lıştırm ayı k o lay laş tırm ak v e düzeni sağ lam ak iç in tecrübeli b ir k işi hakem
o larak seçilir. A y rıca a lış tırm ay a m ü d ah a le e tm ey en fak a t hak em e y ard ım cı b ilg ile r sağ layan
v e önem li o lay ları k ay ıt a ltın a a lan d eğ erlen d irm e tak ım ı da a lış tırm a esn asın d a haz ır
bu lunur. M asaü stü a lış tırm aları b as it o lm aları v e en az k ay n ak g e rek s in im in e ih tiyaç
duym ası sebeb iy le y ay g ın o larak k u llan ılm ak tad ır. A y rıca m asaü stü a lış tırm aları sayesinde
tak tik le rin v e p ro sed ü rle rin , teh d itle rin , fiz ik se l k o ru m a acil durum p lan ın ın v e tü m F K S ’nin
d eğ erlen d irm esin in y ap ılab ilm ek ted ir.
3.1.5.3 Bilgisayar simülasyonları
F iz ikse l k o ru m a k o n u su n d a F K S etk in liğ in i değ erlen d irm ey e d estek o lacak çok say ıda
an a litik b ilg isay a r m o d ellem esi bu lu n m ak tad ır. B ilg isay ar m o d ellem e le rin in k u llan ılm ay a
b aşland ığ ı ilk y ılla rd a y a ln ızca dü şm an yo lu analizi üzerin e y o ğ u n laşan m o d ellem ele r
b u lu n u rk en g e lişen yaz ılım tek n o lo jis i ile b irlik te g ü n ü m ü zd e çok d aha karm aşık
sim ü lasy o n lar yapab ilen , do lay ıs ıy la FK S etk in liğ i h ak k ın d a çok d aha doğru b ilg ile r
v e reb ilecek p ro g ram la r k u llan ılm ak tad ır. E A SI, SA V I, A S S E S S , A D K B S , A T L A S , V ISA ,
JC A T S , In trabuster, T u rb o E v a v e S T A G E F K S e tk in lik değ erlen d irm esin d e k u llan ılan
p ro g ram lard an b az ıla rıd ır (U A E A , 2002). G örece yen i b ir y az ılım o lan JC A T S (The Joint
Conflict and Tactical Simulation) yaz ılım ı ü ç b o y u tlu g erçek zam an lı m u h areb e
sim ü lasy o n u o larak y o rgun luk , k o rk u gibi in san e tken lerin i y a da fark lı h av a v e ış ık
koşu lla rın ı dahi yap tığ ı h esap la ra k a tab ilm ek ted ir (L L N L , 2017a). JC A T S program ı askeri
am aç la rla T ü rk iy e ’de de k u llan ılm ak tad ır (L L N L , 2017b).
FK S e tk in liğ in i değ erlen d irm ey e yaray an b ilg isay a r m o d ellem ele rin i y a ln ızca D ev le tle r ya
da yarı resm i k u ru lu ş la r ta ra fın d an değil özel teşeb b ü s de ü retileb ilm ek ted ir. G enellik le
e riş im e kapalı o lan , an cak özel ye tk ilen d irm e ile e lde ed ileb ilen D ev le t k ay nak lı b ilg isay a r
m o d ellem ele rin d e o lduğu gibi IP A D gibi özel ş irke tle rin o lu ştu rd u ğ u gerçekçi b ilg isay a r
m o dellem eleri de b u lu n m ak tad ır (B ow en v e d iğerleri, 2016).
85
3.1.5.4 Kuvvete kuvvet tatbikatı
K u v v ete k u v v e t ta tb ik a tı k a rş ılık v e rm e g ü ç le rin in k o n tro llü o rtam d a b ir teh d it senaryosuna
v ereceğ i ka rş ılığ ın e tk in liğ in i d eğ erlen d irm ek iç in k ü çü k ö lçek li y ap ılab ileceğ i g ib i T E T ve
tes ise özel teh d itle re karşı tüm FK S unsu rla rın ı içe ren tam kap sam lı k u v v e te k u v v e t ta tb ika tı
o larak da y ap ılab ilm ek ted ir. Ç o k ayrın tılı p lan lam a gerek tiren tam k apsam lı k u v v e te ku v v e t
ta tb ik a tı tüm F K S sistem ini d eğ erlend irm e şansı yara tm ası aç ısından b en zers iz f ırsa tla r
su n m ak ta v e sahaya özel fiz iksel k o ru m a stra te jile rin in d oğru lanm ası iç in ku llan ılm ak tad ır.
K u v v e te k u v v e t ta tb ik a tın d a k a rş ılık v e rm e güçleri v e “ d ü şm an ” yerin e g eçen personel
gen e llik le g erçek m ü h im m at yerin e b o y a to p u (paint ball), havalı s ilah lar (airsoft) y a da
lazer (laser tag) ku llan m ak tad ır, z ira n ü k lee r te s is le rd e g e rçek m ü h im m at ku llan ıla rak
y ap ılan k u v v e te k u v v e t ta tb ika tı hem em n iy e t açık ları o lu ştu rm ak ta hem de can k ay b ın a
n eden o lab ilm ek ted ir (U A E A , 2015b).
3.2 Hayali Bir Nükleer Tesisin Fiziksel Koruma Sisteminin
Oluşturulması ve Etkinliğinin Değerlendirilmesi
B u b ö lü m d e hayali b ir a raştırm a reak tö rü tes is in in fiz ik se l k o ru m a sistem in in o luştu ru lm ası
v e e tk in liğ in in d eğ erlen d irilm esi yap ılm ak tad ır. B u am aç la k u llan ılacak hayali tesis o lan
“L agassi N ü k lee r A raş tırm a E n stitü sü ” (L N A E ) iç in tem el tes is b ilg ile ri JA E A v e SN L
tara fın d an h az ırlan m ış tır (JA E A v e SN L, 2014). F ak a t b u tes is in F K S ’sine v e y ap ılan
e tk in lik d eğ erlen d irm elerin e d a ir b ilg ile r tez in yazarı ta ra fın d an o luştu ru lm uştu r.
3.2.1 Lagassi Cumhuriyeti ve Hashbakar şehriB ölgesel ü lk e le rin in iç in d e en k ü çü k yüz ö lçü m ü n e sahip ü lk e o lan L agassi, b ü y ü k fosil
y ak ıt rezerv le rin e v e d iğ er y e r altı k ay n ak la rın a sahiptir. A ynı zam an d a h ay v an c ılık ve
ta rım d a da önem li p o tan siy e le sahiptir. L ag assi'n in sanayi sek törü , b u doğal kay n ak la rın
ç ık arılm asın a v e iş len m esin e v e ay rıca in şaa t d onan ım ı, ta rım m ak ine leri v e bazı savunm a
sanayii k o n u la rın d a u zm an laşm ış b ü y ü y en b ir m ak in e yap ım ı sek tö rüne dayanm ak tad ır.
Ü lk en in % 3 ,5 'lik ek o n o m ik b ü yüm esi b ü y ü k ö lçüde artış sağ layan enerji sek tö rüne bağ lı
o lm ak la b irlik te aynı zam an d a g erçek leştird iğ i ek o n o m ik refo rm lara , iyi h asa tla ra v e yabancı
y a tırım la ra bağ lı o lduğu d eğ erlend irilm ek ted ir. P e tro l sek tö ründe aşırı b ağ ım lılığ ı ö n lem ek
iç in ü lke, h a f if sanayi v e n ü k lee r enerji a ltyap ısı g e liş tire rek ekonom iy i çeşitlen d irm ek ü zere
tasa rlan m ış b ir sanayii a tılım p o litik as ın a başlam ıştır.
86
Mevcut durumda Lagassi Cumhuriyeti ülkenin yükselen nükleer enerji kaynaklarının
gelişiminin genişletilmesi, sınır ülkelerine elektrik enerjisi ihracat kapasitesinin sağlanması
ve komşu ülkelerle ve diğer yabancı güçlerle olan ilişkilerin güçlendirilmesini
hedeflemektedir. Ülkede emniyet birimleri tarafından özellikle kritik altyapılarda çalışan
kişilere yönelik başarılı güvenlik soruşturmaları yürütülmektedir.
Lagassi Cumhuriyetinin başkenti olan Hashbakar iki milyon nüfuslu modern bir başkent
olarak büyük bir kara yolu, demir yolu sistemi, özel ve askeri havaalanı ve sınırlı bir su yolu
içermektedir. LNAE ise kentin doğusunda bulunmaktadır.
Şekil 6 Hashbakar Kenti Haritası
3.2.2 Lagassi Nükleer Araştırma Enstitüsünün çevresel ve fiziksel koşulları
LNAE 1950'de ülkenin başlıca nükleer enerji araştırma tesisi olarak hizmete girmiştir.
Enstitü nükleer araştırma reaktörü ve nükleer atık sahası ile beraber bir adet kimya tesisi,
çeşitli araştırma, idari ve destek birimlerini içermekte ve başkent Hashbakar'ın yaklaşık 29
km doğusunda yer almaktadır.
87
3.2.2.1 TopoğrafyaLNAE yarı kurak steplerde yer almaktadır.
3.2.2.2 Bitki örtüsüKüçük çalılıklar, kaktüsler, sağlam çöl ağaçları ve çimen bitki örtüsünü oluşturmaktadır.
3.2.2.3 Vahşi yaşamTavşan, sincap, vahşi köpek ve çakal gibi küçük memeliler ve pek çok farklı büyüklükte
kuşlar tesisin bulunduğu bölgede yaşamını sürdürmektedir.
3.2.2.4 Arka plan gürültüsüBölgesel depremler nadiren sismik bozukluklara neden olmaktadır. Taşıt trafiği ve düşük
irtifada uçan uçaklar nedeniyle bazı sesler de oluşabilmektedir.
3.2.2.5 İklimBölge ikliminde, yılda yaklaşık 300 güneşli gün ile tipik bir yüksek çöl ortamı hâkimdir.
Bulutlu günlerde, bulut gölgelerinin hareketli olması nedeniyle ışık-karanlık oranı yüksek
alanlar oluşturmaktadır. Yılda 15 cm yağış alan bölgede çoğunlukla Temmuz-Ağustos
sonlarında yağışlı mevsimlerde gök gürültülü fırtınalar sırasında meydana gelmektedir.
İlkbahar iki-üç boyunca çok rüzgârlı geçmekte, iki ile beş km/s’lik sürekli rüzgârlar ve 50
km/s’ye kadar rüzgârlar görülmektedir. Rüzgârlı mevsimlerde kuru kalıntılar, tozlar ve ölü
bitkiler uçuşmaktadır.
3.2.3 Havuz tipi araştırma reaktörü
3.2.3.1 Reaktörün genel tanımıLNAE’de bulunan havuz tipi reaktör yüksek zenginleştirilmiş uranyum (YZU) yakıt tüketen
ve hafif sulu bir araştırma reaktörüdür.
Reaktör ileri reaktör bileşenleri, özel yakıt grupları ve tıbbi endüstride radyonüklit üretimi
üzerine araştırma yapmak için kullanılmaktadır. Ayrıca erime noktasına kadar ısıtıldığında
güç reaktörü yakıtını incelemek için deneyler de yapılmaktadır. Bir nötron radyografi tesisi
ile geniş radyasyon tüpleri ve sıcak hücreli tesisler de reaktör kapsamında mevcut
bulunmaktadır.
88
Bu araştırma reaktöründe toplam 32 kişi çalışmakla birlikte genellikle reaktör gündüz
vardiyası sonrasında çalıştırılmamaktadır. Vardiya sonrasında, tesiste sadece özel güvenlik
görevlileri bulunmaktadır.
3.2.3.2 Reaktör bilgisi- Havuz tipi araştırma reaktörü kararlı durumda ve 2 MW'lık güçte çalıştırılmaktadır.
- Merkezi ışınlama boşluğu kuru ve 23 cm çapındadır.
- Halka şeklindeki reaktör kalbi, merkezi ışınlama boşluğunun etrafında altıgen
ızgarada düzenlenmiş 236 adet silindirik yakıt elemanı tarafından oluşturulmuştur.
- Reaktör erişilebilir çalıştırma motorlu ve yakıt takibi yapabilen 7 adet kontrol çubuğu
ile kontrol edilmektedir.
- Reaktörün kritiğe gitmesi için en az 5 kontrol çubuğu çıkartılmalıdır.
- Yakıt maddesi BeO-UO2, ağırlıkça %22 UO2, ağırlıkça%78 BeO’dan oluşmaktadır.
Uranyum ise %36 oranında U235 zenginleştirilmiş uranyumdur.
- Her yakıt elemanı yaklaşık 1 metre uzunluğunda, 2 cm çapında ve toplam 2 kg
ağırlığındadır.
- Her yakıt elemanı 103 gram U235 içermektedir ve paslanmaz çelik ile kaplanmıştır.
- Yakıt çubukları bir ızgaraya yerleştirilmiştir ve yakıt taşıma araçları ile
çıkartılabilmektedir.
- Orta hat yakıt sıcaklıkları 1.500 °C'ye kadar ulaşabilmektedir.
- Reaktör kalbi, 3,1 metre çapında ve 8,5 metre derinlikte açık bir havuza
yerleştirilmiştir.
3.2.3.3 Soğutma sistemi- Havuz, en fazla 60 °C sıcaklıkta 62,5 m3 iyondan alındırılmış su içermektedir.
- Reaktör kalbi, su havuzunda doğal konveksiyonla soğutulmaktadır.
- Havuz paslanmaz çelikten yapılmıştır.
- Atık ısıyı atmosfere boşaltmak için basınçlı bir hava / su ısı eşanjörü
kullanılmaktadır.
- Isı eşanjörü, havalandırma kanalları (ve ızgaralar) ile bina duvarları boyunca reaktör
binasının içinde bulunmaktadır.
- Havalandırma kanalları 0,3 cm kalınlığında yumuşak çeliktir. 5 cm aralıklara sahip
metal ızgaralar kullanılmaktadır.
89
- 2 MW'luk sürekli işletme sonrasında tam bir su kaybı oluşursa, reaktör kalbini
soğutma için hava yeterli gelmekte fakat havanın tesis tasarımına uygun, doğal
dolaşımı gerekmektedir.
- Pompalar yeterli Net Pozitif Vakum Başlığını sağlamak için reaktör soğutma sıvısı
seviyesinin altında bulunurlar.
- 1 ile 2 litre / saniyelik temizleme döngüsü akış hızı şu amaçlarla kullanılmaktadır:
o Safsızlıkları gidermek
o pH seviyesini muhafaza etmek
o Direnci belirlenmiş özellikler içinde tutmak
o İyondan arındırılmış suyu sağlamak
3.2.3.4 Işınlanmış yakıt depolama ve kullanımı- Işınlanmış yakıt elemanları, su altından harcanmış yakıt depolama havuzlarına
aktarılmaktadır.
- Işınlanmış yakıt elemanları taşıma aletleri kullanılarak depolama raflarına
aktarılmaktadır.
- Yeni atılan harcanmış yakıtın doz oranı bir metre uzaklıkta yaklaşık 0,2 ile 0,3
Gy/s’dir.
3.2.3.5 Işınlanmamış yakıt depolama ve kullanımı- Yakıt çubukları nakliye konteynerlerine ulaşmaktadır.
- Yakıt çubukları, reaktör binasında betonarme depo kasasında (R090)
depolanmaktadır.
- 10 yakıt çubuğunu tutabilen yakıt depolama rafları, yeni yakıt çubuklarını reaktör
havuzuna aktarmak için kullanılmaktadır.
- Depo kasası 5 adet depolama rafı bulundurabilmektedir.
- Yakıt elemanlarını elle tutarken pamuklu eldivenler giyilmektedir.
- Yakıt elemanını reaktör havuzunda belirlenen konuma aktarmak için yakıt taşıma
aracı kullanılmaktadır.
3.2.3.6 Deney malzemeleri- Cs137, Am241 ve Sr90 da dâhil olmak üzere toplam üç kilogram yüksek radyoaktif tıbbi
radyonüklit bulunmaktadır.
90
- Karışık oksit yakıt çubukları: Reaktör çekirdeğinde bir kerede en fazla bir düzenek
bulunmaktadır ve bir düzenekte dörtten fazla yakıt çubuğu kullanılmamaktadır. Her
bir karışık oksit yakıt düzeneği toplam 30 kg ağırlığındadır ve 2 kg plütonyum239
içermektedir. R091’de iki adet karışık oksit yakıt düzeneği bulunmaktadır.
- 4,65 kg PuÜ2 saklama kaplarında depolanmaktadır.
- Diğer ışınlama ve etkinleştirme deneylerinde hedefler kullanılmaktadır.
3.2.4 Atık depolama sahası
3.2.4.1 Sahanın genel tanımıAtık depolama sahası LNAE’nin kuzeydoğu köşesinde bulunmaktadır. Atık depolama sahası
LNAE’den ve Lagassi Cumhuriyetinde bulunan diğer nükleer tesislerden gelen radyoaktif
atıkların depolanması için kullanılan UAEA sınıflandırmasına göre III. sınıf bir nükleer
sahadır. Saha bir adet yük indirme yapısına, düşük seviyeli sıvı atıklar için bir depolama
alanına, betonla karıştırılan atıkların toprağa gömülmesi için bir alana ve orta ve yüksek
seviyeli atıklar, izotoplar ve metaller için üç depolama binasına sahip bulunmaktadır. Yakın
zamanda yaşanan ve radyoaktif kirlenme ile sonuçlanan hırsızlık girişimi nedeniyle atık
sahası günde 24 saat özel güvenlik görevlileri ile korunmaktadır. Ayrıca fiziksel koruma
önlemleri arttırılmıştır, sahayı çevreleyen tel örgünün üzerine algılayıcılar eklenmiştir.
Sahada bulunan orta ve yüksek seviyeli metal ve izotoplar, LNAE’nin nükleer güvenlik ve
sağlık fiziği çalışanlarının ilgilendikleri bir konuyu oluşturmaktadır.
3.2.4.2 Sıvı atıklarSıvı atıklar, tanklar (variller) dolana kadar gömülü iki tanktan birine yerleştirilmektedir.
Tanklar, ancak vinçle kaldırılabilen iki tonluk kapaklara sahiptir. Tanklar dolduğunda sıvı
betonla karıştırılarak gömülmektedir.
3.2.4.3 Düşük seviye ve orta seviye katı atıklarDüşük ve orta düzey atıklar, üç depolama binasının ikisinde kapalı kapların içinde
depolanmaktadır. Bu atıkların büyük bir kısmını radyoaktif maddeler bulaşmış giysiler,
ışınlanmış bileşenler ve bakım donanımını oluşturmaktadır.
3.2.4.4 Yüksek seviye atıklar, izotoplar ve metallerYüksek seviyeli atıklar, şiddetli bir biçimde ışınlanmış bileşenler, izotoplar, izotoplarla
kirlenmiş malzemeler ve bazı yoğun şekilde ışınlanmış metallerden oluşmaktadır. Bu
91
malzemeler, üç depolama binasından birinde kapalı kaplarda saklanmaktadır. Bu binadaki
materyal yakın zamanda hırsızların radyasyona maruz kalmasına ve radyoaktif kirlenme
yaşamasına neden olan hırsızlığın hedefi olmuştur.
3.2.5 Kullanılan ya da depolanan mevcut nükleer malzeme ve radyolojik
sonuç analizi
3.2.5.1 Kullanılan ya da depolanan mevcut nükleer malzeme
Tablo 5 LNAE’de bulunan nükleer malzemeler ve zenginlikleri
T esis Y er M a d d e M e v c u t m a d d e m ik ta r ı
(% zen g in lik )
T o p la mizo to p
m ik ta r ı
R a d y a sy o nsev iy esi
Havuz tipi araştırma reaktörü
Reaktör BeO -U O 2
yakıt çubuğu (236 adet)
67,5 kg U (%36U 235)
24,3 kg U 235 Yüksek 1 metrede >1 Gy/s
R 090 Taze yakıt deposu
BeO -U O 2
taze yakıt çubuğu (50
adet)
14,3 kg U (%36U 235)
5,2 kg U 235 Düşük
Işınlanmış yakıt havuzu
BeO -U O 2
ışınlanmış yakıt çubuğu
(100 adet)
28.6 kg U (%35 U 235)
10,0 kg U 235 Yüksek 1 metrede 0,02-0,03
Gy/sR091 Üretim
deposuPu deneyleri
Y ZU metaller
Diğerkaynaklar
9.3 kg PuO2
(% 100 Pu239) 23 kg U
(%95 U 235)C s137, A m 241,
Sr90
8kg Pu239
22 kg U 235
Toplam 3 kg
Düşük
Düşük
Yüksek
Atıkdepolama
tesisi
Variller Sıvı atık karışımı (2 varil,
2.000 lt )
Eser miktarda Pu (%75 Pu239)
veU (%18 U 235)
Esermiktarda
Yüksek 1 metrede
0,5-1,0 Gy/s
Kaplar Katılaştırılmış atık (50 kap)
Eser miktarda Pu (%75 Pu239)
veU (%18 U 235)
Esermiktarda
Yüksek 1 metrede <0,5 Gy/s
3.2.5.2 Radyolojik sonuç analiziLNAE düzenleyici kurum işbirliği yaparak reaktör binasında ve tesis uygulamalarında
radyoaktif maddenin sabotaja uğramasının potansiyel radyolojik sonuçlarının analizini
yapmıştır. Buna göre:
92
- Yüksek radyasyon seviyesine sahip radyoaktif maddelerin miktarları, radyoaktif
maddenin doğrudan sabotajı ya da reaktör ve ilgili sistemlerin dolaylı sabotajı
durumunda yüksek radyolojik sonuç potansiyeline sahip bulunmaktadır.
- Reaktör uygulamalarını, güvenlik sistemlerini, FKS’yi ve deney sonuçlarını
ilgilendiren bilgilerin korunması gerekmektedir.
Radyolojik sonuç analizi yaparken LNAE’nin bulunduğu konum itibariyle Hashbakar
kentine yakın olması, yağış düzenleri ve LNAE çevresinde tarımla uğraşan köyler, tesisin
ekonomiye katkısı gibi konular göz önünde bulundurulmuştur.
3.2.6 LNAE için tehdit değerlendirmesiLagassi Cumhuriyeti’nin ilgili kurumları tarafından yapılan çalışmalar sonucunda terörist
bir organizasyonun LNAE’ye sabotaj ve hırsızlık amacıyla saldırıda bulunma amaçları
olduğu hakkında deliller elde edilmiştir. Teröristlerin dikkat çekmemek için 3-5 kişilik hücre
yapılanmaları ile örgütlendiği tespit edilmiştir. Teröristlerin hafif silahlara, FKS
bileşenlerini bertaraf etmekte kullanabilecekleri aletlere, iletişim araçlarına ve küçük
patlayıcılara sahip olduklarına dair bilgi edinilmiştir. Tesis açısından en önemli tehdidin bu
terörist organizasyondan geldiği değerlendirilmektedir.
Lagassi Cumhuriyeti’nin nükleer alanda düzenleyici kurumunun belirlediği üzere nükleer
tesislerin FKS etkinliğinin, tehdit değerlendirmesinde belirlenen tehdit karşısında en az %95
olması gerekmektedir. Bu durumda LNAE yönetimi 5 kişilik saldırgan gruba karşı uygun
fiziksel koruma önlemlerini almakla yükümlü bulunmaktadır.
3.2.7 Karşılık verme güçleri ve alarm istasyonları
3.2.7.1 Karşılık verme güçleri- LNAE fiziksel korunması iki farklı emniyet gücü tarafından yapılmaktadır:
o Silahlı özel güvenlik
o Taktik Karşılık Verme Ekipleri
- Karşılık verme güçleri fiziksel koruma çerçevesinde şu faaliyetleri yürütmektedir:
o Alarmların değerlendirilmesi
o Erişim kontrolleri, kişi, paket ve taşıt arama ve anahtar hizmeti gibi idari işler
o Düzenli veya rastgele devriyeler ve nöbet yerlerinde görev yapma
o İntrüzyon durumunda zor kullanma ve silahlı müdahalede bulunma
93
- Karakolda, kontrol noktalarında, Özel Güvenlik Biriminde, nöbet yerlerinde, alarm
istasyonlarında ve devriyelerde yapılacak tüm işlemler için emniyet personelinin
uyması gereken politika ve prosedürler belirlenmiştir.
- Her vardiya için iki yönetici bulunmaktadır:
o Özel Güvenlik Müdürü idari işleri ve erişim kontrolünü yapan özel
güvenlikleri yönetmektedir.
o Komutan ise Taktik Karşılık Verme Ekiplerini ve diğer askerleri
yönetmektedir.
- Taktik Karşılık Verme Ekipleri 6 kişiden oluşmaktadır. Taktik Karşılık Verme
Ekiplerinin tüm üyeleri muharebe eğitimi almış, nükleer malzemenin ve kritik
sistemlerin emniyetini sağlamak için hedef bölgelere erişim hakkına sahip
bulunmaktadırlar.
- İki kişilik askeri devriye ekibi tesis sahasında ve tesise yakın bölgede zırhlı araç ile
gezmektedir.
- Her vardiya için Komutan günlük faaliyetlerin ve acil durum karşılık verme
eylemlerinin gözetiminden ve denetiminden sorumlu tutulmaktadır.
- Çalışma saatlerinde üç ekip LNAE’de mevcut bulunmaktadır. İki ekip müdahaleye
karşılık vermek için hazır bulunurken üçüncü ekip eğitim almaktadır. Çalışma
saatleri dışında iki ekip hazır bulunmaktadır.
- Özel güvenlik görevlileri:
o Dolu şarjörlü 9mm yarı otomatik tabanca ve iki yedek şarjör
o Cop
o El telsizi
o El feneri
o Kelepçe
o Biber gazı ile donanmıştır.
- Taktik Karşılık Verme Ekipleri:
o Dolu şarjörlü 5.56mm tam otomatik taarruz tüfeği ya da 7.62mm keskin
nişancı tüfeği
o Dolu şarjörlü yarı otomatik tabanca
o Her silah için yedek ikişer şarjör
o Radyo iletişimli askeri zırhlı araç
o Cop
o El telsizi
94
o El feneri
o Kelepçe
o Kurşungeçirmez yelek
o Biber gazı ile donanmıştır.
- Askeri karakolda taktik karşılık verme ekiplerinin kullanımı için kurşungeçirmez
kalkan, radyoaktif kirlenmeye karşı koruyucu giysi ve çizme, gaz maskesi, yedek
şarjörler ve plastik patlayıcı bulunmaktadır.
- Tüm emniyet personeli için kuramsal ve uygulama eğitimi:
o Erişim kontrolleri prosedürleri
o Zor ve silah kullanma yetkisi
o Tabanca kullanma beceresi
o Hedef bölgeler
o Karşılık verme prosedürleri
o Emir komuta zinciri
o Diğer idari sorumluluklar konularında yapılmaktadır.
- Taktik karşılık verme ekipleri bu eğitimlere ek olarak:
o Yakın mesafeli çatışma
o Nükleer maddelerin ve nükleer tesislerin yeniden ele geçirilmesi
o Tabanca ve tüfek kullanma üzerine ileri eğitimler almaktadır.
- Ateşli silah eğitimi çerçevesinde:
o Özel güvenlikler yılda iki kez ateşli silah eğitimi almakta ve atış becerilerini
kanıtlamak zorundadırlar.
o Taktik karşılık verme ekipleri her ay ateşli silah eğitimi almakta ve atış
becerilerini yılda altı kez göstermek zorundadırlar.
- Tüm karşılık verme güçleri bedensel ve ruhsal bakımdan sağlıklı olmaları
beklenmektedir. Bu bakımdan yılda dört kez yapılan bedensel ve ruhsal testleri
başarıyla geçmek zorundadırlar.
3.2.7.2 Alarm istasyonları- MAİ gündüz ve gece boyunca iki özel güvenlik tarafından yönetilmektedir. Tesiste
elde edilen tüm alarmlar MAİ’de toplanmakta, görüntü kayıtları kullanılarak
değerlendirilmektedir.
95
- İkinci alarm istasyonu gündüz ve gece boyunca iki görevli asker tarafından
yönetilmektedir. Bu askerler MAİ’nin görevini uygun şekilde yerine getirdiğini
kontrol etmektedir.
- Her iki alarm istasyonu:
o Enstitü çevresindeki tüm yerleşik ve devriye güçlerle iletişimi sağlayabilecek
100-wattlık radyolara sahip bulunmaktadır.
o Karakollara, istasyonlara toprak altından geçirilmiş telefon kablosu ile
bağlanmıştır.
o İçişleri Bakanlığına direk telefon bağlantısına sahip bulunmaktadır.
o Kurşungeçirmez cam ve patlayıcılara karşı güçlendirilmiş yapı özelliklerine
sahip bulunmaktadır.
- Tüm el radyolarında MAİ ve ikinci alarm istasyonuna alarm verecek panik düğmesi
bulunmaktadır. Alarm geldiği anda Özel Güvenlik Müdürü özel güvenliklerin;
Komutan ise askerlerin müdahalesini yönetmektedirler.
3.2.8 LNAE fiziksel koruma alanları ve unsurları
3.2.8.1 Kontrollü alanLNAE’nin kontrollü alanı Şekil 7’de gösterilmektedir. Şekil 7’de çizilen ve Otopark dışında
kalan her yer kontrollü olarak belirlenmiş, nükleer tesis sahasının en dış alanı olan erişime
kısıtlı alan için çizilen sınırlar tel örgü ile çevrilmiştir, tesis sahasına erişim N1 Taşıt Kontrol
Noktası ve N2 Personel Kontrol Noktasından yapılmaktadır.
Kontrollü alanı çevreleyen 3m yüksekliğindeki tel örgü 900m x 1100m uzunluklarına sahip
bulunmaktadır (Şekil 7). Tel örgünün üstüne dikenli tel çekilmiştir. Korozyona karşı direnci
arttırmak için vinil kaplamalı çelik tel örgü tercih edilmiştir. Tel örgülerin altına 40cm beton
dökülerek, saldırganların toprağın kazılarak yetkisiz geçişe engel olunmaktadır. Saha dışı
arazi engebeli olmasına rağmen arazi araçlarının hareket etmesine olanak sağlamaktadır. Bu
bakımdan saldırganların arazi aracı, kamyonet benzeri taşıtlarla tel örgüyü bertaraf etmesi
ihtimali nedeniyle çarpmaya karşı özellikli çelik halat çekilmiştir. Bu tür çelik halatlar uçak
gemilerinde uçakların inişini sağlarken kullanılan yüksek kalite çelik halatlarla benzer
niteliklere sahip bulunmaktadır. Kontrollü alan çevresinde tespit etme unsurları olarak yer
altına manyetik bobin algılayıcı çekilmiş, her 70-80 metreye bir harekete duyarlı kamera
yerleştirilmiş ve kameraların 3 m üzerine aydınlatma lambası konulmuştur. Manyetik bobin
algılayıcılar metal (silah) taşıyan bir kişinin algılayıcıya yaklaşması durumunda yerel
96
manyetik alandaki değişmeyi algılamaktadır. Harekete duyarlı kameraların vahşi hayvanlar,
kuşlar, hava değişimlerinde hatalı alarm verme olasılıklarına karşı, düzenli bakım ve
ayarlamalar yapılmaktadır.
Şekil 7 LNAE Kontrollü Alan
N1 Taşıt Kontrol Noktasına gelmeden önce yola zikzak şekil vererek taşıtların yavaşlaması
hedeflenmektedir. Ayrıca yol kenarına yol direkleri konularak taşıtların yolun dışına
çıkmasına engel oluşturulmuştur. Yolu kullanmayan fakat araziden gelen bir taşıt karşılık
verme güçlerini teyakkuza geçirecek ve erken müdahalenin önünü açacaktır. Tesise hiçbir
özel taşıtın girmesine izin verilmemektedir. Ancak gerekli resmi evraklara sahip resmi
taşıtlar tesis içine girebilmektedir. Gelen taşıtların kontrolü için araç kapanı kullanılmaktadır
(Şekil 9). Araç kapanının girişinde ve çıkışında otomatik açılır kapanır güçlendirilmiş
betondan yapılmış direkler kullanılmaktadır. Yuvarlanan kapı açıldığında bu direkler
yükseltilmektedir. Araç kapanında radyasyon dedektörü, araç altı tarama yapan trafik
97
dedektörü ve kamera bulunmaktadır. Araç kapanındaki tel örgüler çelik halatla
güçlendirilerek çarpmaya karşı engel oluşturmaktadırlar.
Şekil 8 Kontrollü alanı çevreleyen tel örgü
mmmDikenli Tel
Çarpmaya karşıÇelik Halat
Tel OrguGüçlendirilmişDetoıı Direk
Şekil 9 N1 Taşıt Kontrol Noktası
(UAEA, 2017)
N2 Personel Kontrol Noktasında X- ışını, patlayıcı ve metal dedektörleri bulunmaktadır
(Şekil 10). Tam boy turnikelerden geçiş için kart okuyucusu bulunmaktadır. Kameralar giriş
98
ve çıkışların görüntülü kaydını yapmaktadır. Güçlendirilmiş kabinde kurşungeçirmez cam
kullanılmaktadır.
Şekil 10 N2 Personel Kontrol Noktası
3.2.8.2 Korunan alanLNAE’nin korunan alanı ve fiziksel koruma bileşenleri Şekil 11’de gösterilmektedir.
Araştırma reaktörünü çevreleyen tel örgülerin belirlediği alan korunan alan kabul
edilmektedir. Bu bağlamda çift tel örgüler, N3 Personel ve Taşıt Kontrol Noktası, N5 Acil
Durum Kapısı korunan alanın dış sınırlarında bulunmaktadır.
99
Şekil 11 LNAE korunan alanı ve fiziksel koruma bileşenleri
En dışta bulunan tel örgü, kontrollü alan çevresinde bulunan tel örgü ile aynı özelliklere
sahip bulunmaktadır. Dış tel örgü 300 m uzunluğunda kenara sahip bir kare oluşturmaktadır.
İç tel örgü dış tel örgü arasında 5 m mesafe yalıtılmış bölgeyi oluşturmaktadır. İç tarafta
bulunan tel örgünün üzerine ise elektrik alan algılayıcısı monte edilmiştir. Yalıtılmış bölgede
yere gömülmüş manyetik bobin algılayıcılar ve aktif kızılötesi algılayıcı sistemi
100
yerleştirilmiştir. Ayrıca harekete duyarlı kamera sistemi de kurulmuştur. Aktif kızılötesi
algılayıcı cihazların üzerinden atlanmaması için gerekli fiziksel koruma önlemleri alınmıştır.
N3 Personel ve Taşıt Kontrol Noktası kurşungeçirmez cam ile çevrili güçlendirilmiş beton
bir yapıdan oluşmaktadır. N 3’te personel girişinde kart okuyucu ve tam boy turnike
bulunmaktadır. N3 Taşıt Kontrol Noktasında taşıtlar için sürgülü kapı bulunmaktadır.
Sürgülü Kapıların üstleri dikenli tel ile çevrilmiştir. Sürgülü kapıların hemen yanında
personel geçişi için emniyetli çelik kapılar bulunmaktadır.
Dome tipi kameralar 360° görüş sağlanması amacıyla korunan alan içinde 5 farklı noktada
bulunmaktadır.
N4 Personel Kontrol Noktasında radyasyon, metal, patlayıcı ve X-ışını dedektörleri
bulunmaktadır. Kartlı geçiş turnikesi bulunmaktadır. Harekete duyarlı kamera kayıt
yapmaktadır.
N5 Acil Durum Kapısı iki adet sürgülü kapı yüksek emniyetli kilit ve manyetik denge
kilidiyle korunmaktadır. Ayrıca gerinim algılayıcıları da yüklenmiştir.
Ek bina içindeki çalışma ve hazırlık odalarında (R080’den R087) açılmaz, dayanıklı camlar
çelik parmaklıklar (13mm çapında, 5 adet) ve kırılma algılayıcıları ile korunmaktadır. Her
odada harekete duyarlı kameralar çalışmaktadır. Odalarda çelik kapı kullanılmaktadır. Ek
binada ayrıca bir adet dome tipi kamera bulunmaktadır.
Ek Bina 20 cm, Reaktör Binası ise 30 cm kalınlığında güçlendirilmiş beton duvara sahip
bulunmaktadır.
3.2.8.3 İç alanR090 Taze Yakıt Deposu, R091 Üretim Deposu (Pu ve YZU deney laboratuvarı) ve reaktör
bulundurdukları nükleer maddenin miktarı ve niteliği nedeniyle I. sınıf madde
sınıflandırmasına girmeleri nedeniyle iç alan olarak belirlenmiştir (Şekil 12). R090 ve R091
depoları harekete duyarlı kameralar ile gözetim altında tutulmakta ve depoların emniyetli
çelik kapıları yüksek emniyetli kilitler ve manyetik denge kilidi ile korunmaktadır.
101
Şekil 12 LNAE iç alanı
Reaktör binasına Ek Bina içinden giriş için biyometrik kimlik tarama sistemi
kullanılmaktadır. Bu sistemin bağlı olduğu emniyetli çelik kapı manyetik denge kilidi ve
yüksek emniyet kilitleri ile korunmaktadır. Acil Durum/Yük Kapısı da yine aynı şekilde
yüksek emniyet kilitleri ve manyetik denge kilidi ile korunmaktadır. Havalandırma
boşluklarından geçmeyi engellemek için 5 cm aralıklara sahip olacak metal ızgaralar
kullanılmaktadır. Ayrıca havalandırma boşlukları için emniyet göz önünde bulundurularak
hacimsel olarak dar tasarlanmış, havalandırma boşlukları arasına güçlendirilmiş beton
kullanılmış ve bu tasarım ile metal ızgaraları barındırmasa bile yetişkin insanların bu
boşluklardan geçmesi olanaksız hale getirilmiştir.
İç alanın her noktası harekete duyarlı kameralar dışı ise dome tipi kameralar ile gözetim
altında tutulmaktadır.
3.2.8.4 Hayati alanSabotaja uğraması durumunda kabul edilemez radyolojik sonuçlara sebebiyet verebilmesi
nedeniyle kontrol odası ve havut tipi reaktör hayati alan olarak belirlenmiştir.
Kontrol odası manyetik denge kilidi ve yüksek emniyetli kilitlerle korunmakta ve harekete
duyarlı kamera ile izlenmektedir. Emniyet açığı oluşturulmaması amacıyla pencereler
kaldırılmıştır. Deneyler bilim insanlarının kullandığı kamera sistemi ile izlenmektedir.
Reaktöre Binasına girdikten sonra reaktöre erişimde herhangi bir engel bulunmamaktadır.
102
3.2.9 LNAE erişim kontrolleri
3.2.9.1 Kontrollü alanN1 Taşıt Kontrol Noktası çalışma saatlerinde ve çalışma saatleri dışında kilitli tutulmaktadır.
Erişim yetkisine sahip bir taşıtın tesise girmesi için tesis dışına doğru bulunan çarpmaya
karşı otomatik direkler indirilmekte, sürgülü kapı kumandayla açılmaktadır. Araç kapanına
alınan taşıt radyasyon dedektörleri ve araç altı otomatik tarama yapan sistemlerle
muayeneden geçmektedir. Taşıtların içi özel güvenlik görevlileri tarafından kontrol
edilmektedir. Kontrollerde eğitimli köpekler de kullanılmaktadır. Bu sürede taşıt içindeki
kişiler N2 Personel Kontrol Noktasına yönlendirilmektedirler. Olumsuz bir durumla
karşılaşılmadığı takdirde araç kapanının kontrollü alana bakan sürgülü kapısı ve çarpmaya
karşı otomatik direkler açılmakta taşıt girişine izin verilmektedir.
Araçların çıkışı için ise özellikle radyasyon dedektörlerinden gelen sinyaller incelenmekte,
nükleer maddenin hırsızlığı olasılığına karşı tedbirli olunmaktadır.
Personele ait taşıtların kontrollü alan dışındaki otoparka park edilmesi gerekmektedir.
Kontrollü alanda yalnızca LNAE’ye erişim yetkisi tanınan taşıtlar girebilmektedir. Kontrollü
alanda personelin taşınması LNAE’ye ait servis taşıtları ile sağlanmaktadır.
N2 Personel Kontrol Noktasına girişlerde kişilerin paketleri X-ışını dedektöründen
geçirilmektedir. Kişiler ise önce metal dedektörlerinden, sonra patlayıcı dedektörlerinden
geçmektedirler. Giriş kart okuyucusuna kart okutulduğunda kart sahibinin fotoğrafı
Güçlendirilmiş Kabindeki özel güvenlik görevlilerinin bilgisayarlarında yansıtılmakta ve
kontrol edilmektedir. Ayrıca kabinde bulunan kurşungeçirmez camdan da görsel olarak
kontrol edilmektedir. Özel bir durum olmadıkça özel güvenlik görevlileri Güçlendirilmiş
Kabin içinde görev yapmaktadırlar. Kurşungeçirmez camın altında küçük bir bölüm açıklık
prosedürlere uygun olarak ziyaretçilerin belgelerini almak ve kimlik kartı vermek için
kullanılmaktadır. Kişilerde şüphe uyandıran bir durum olduğunda Güçlendirilmiş Kabinin
emniyetli çelik kapısı açılarak kişiler tek tek Ayrıntılı Arama Alanına götürülüp
aranmaktadır. Olağan işlemde kişiler dedektörlerden geçtikten sonra Kart Okuyucusuna
kimlik kartlarını okuttuktan sonra tek tam boy yönlü açılan turnikeden giriş yapmaktadırlar.
N2 Personel Kontrol Noktası çıkışlarında radyasyon dedektörü çalışmakta ve nükleer madde
hırsızlığına karşı önlem oluşturmaktadır. Olağan işlemde kişiler radyasyon dedektöründen
103
geçtikten sonra Kart Okuyucusuna kimlik kartlarını okuttuktan sonra tek tam boy yönlü
açılan turnikeden çıkış yapmaktadırlar.
Çalışma saatleri dışında kontrollü alana erişim sağlanan tüm kapıların kilitli olduğundan
emin olmak için özel güvenlik görevlileri denetimini yapmaktadırlar.
3.2.9.2 Korunan alanN3 Personel ve Taşıt Kontrol Noktasını kullanacak kişiler özel güvenlik görevlilerinin
gözetiminde kademeli yaklaşıma göre yetkilendirilmiş oldukları korunan alana giriş
yapabilecek kartlarını okutarak giriş yapmaktadır. Fotoğraflı kimlik kartları özel güvenlik
görevlileri tarafından kontrol edilmekte ve girişe izin verilmektedir. Korunan alana taşıt ile
geldiğinde taşıt sürücüsü dâhil kişiler aynı şekilde aranmakta ve erişimleri sağlanmaktadır.
Taşıt giriş yapacağında özel güvenlikler görevlileri ve eğitimli köpekler taşıtta özellikle
patlayıcı madde bulunması ihtimaline yönelik arama yapmaktadırlar. N3 Personel ve Taşıt
Kontrol Noktasında personel ve taşıt erişimi için kullanılan kapıları manyetik denge kilitleri
ve yüksek emniyet kilitleri ile korunmaktadır. Çalışma saatlerinin başlangıcında özel
güvenlik görevlileri kapıların kilidini açmakta, çalışma saatlerinin sonunda kapıları
kil itlemektedirler.
N4 Personel Kontrol Noktasından Ek Binaya giriş için kişiler önce metal dedektörlerinden,
sonra patlayıcı dedektörlerinden geçmektedirler. Kişilerin getirebileceği paketler ancak
yapılan iş ile ilgili ise X-ışını dedektöründen geçirilerek içeri sokulmasını izin verilir. Aksi
takdirde paketlerin binaya girişi kesinlikle yasaktır ve bu tür paketler kontrol edildikten
sonra N4 içindeki dolaplarda muhafaza edilmektedir. Odanın tasarımı gelen kişilerin
patlayıcı, metal ve radyasyon dedektöründen geçmesi, çıkan kişilerin ise radyasyon
dedektöründen geçmesine olanak sağlayacak şekilde yapılmıştır. Çalışma saatlerinin
başlangıcında özel güvenlik görevlileri emniyetli çelik kapıyı açmakta, çalışma saatlerinin
sonunda kilitlemektedirler.
N5 Acil Durum Kapısı sadece acil durum için ya da taze yakıt getirilmesi gibi özel durumlar
için kullanılmaktadır. Geri kalan zamanlarda iki kapıda yüksek emniyet kilitleriyle,
manyetik denge kilitleriyle ve gerinim algılacılarıyla korunmaktadır. Acil durumlarda N3
Personel ve Taşıt Kontrol Noktasında bulunan özel güvenlik görevlilerinden biri N5 Acil
Durum Kapısını açmakla görevlendirilmektedir. Acil olmayan durumlarda özel güvenlik
104
görevlileri tarafından açılan kapılar nakliye taşıtı içeri girdikten sonra tekrar kilitlenerek
emniyete alınmaktadır.
3.2.9.3 İç alanİç alana Ek Bina içinden giriş için Biyometrik Kimlik Tarama sistemi kullanılmaktadır.
Reaktör binasını sağlayan emniyetli çelik kapı kilidine uygun anahtarlar Özel Güvenlik
Müdürü, Komutan, Reaktör Sağlık Fiziği Sorumlusu ve Reaktör Müdüründe bulunmaktadır.
Olağan çalışma günlerinde Reaktör Müdürü ve Sağlık Fiziği Sorumlusu kendilerinde
bulunan anahtarlarla kilidi aynı anda açarak bu kapının erişimini sağlamaktadırlar.
R090 Taze Yakıt Deposuna erişim hakkı Reaktör Müdürü ve NMSK Sorumlusunda
bulunmaktadır. Çift anahtarlı emniyetli çelik kapı bu kişiler tarafından açılmakta ve yine
onların gözetiminde nükleer madde taşınması gerçekleştirilmektedir.
R091 Üretim Deposuna erişim hakkı Reaktör Müdürü ve Laboratuvar Sorumlusunda
bulunmaktadır. Çift anahtarlı emniyetli çelik kapı bu kişiler tarafından açılmakta ve yine
onların gözetiminde nükleer madde taşınması gerçekleştirilmektedir.
İç alanda bulunan Acil Durum/Yük Kapısı ise sadece içten dışa doğru açılmaktadır. Reaktör
Müdürü ve Sağlık Fiziği Sorumlusu tarafından çalışma saatlerinin başında açılıp çalışma
saatlerinin sonunda kilitlenmektedir. Yakıt gelmesi ya da atıkların Atık Sahasına
gönderilmesi gibi olağan işlerde bu kapının açık kalması dolayısıyla fazladan özel güvenlik
görevlisi getirilerek emniyeti arttırıcı önlemler alınmaktadır.
3.2.9.4 Hayati alanKontrol Odasına erişim için Reaktör Müdürü ve Reaktör Operatörünün kilitleri açması
gerekmektedir. Çalışma saatlerinin sonunda yine aynı kişiler tarafından kapılar
kilitlenmektedir.
3.2.10 Karşılık verme güçlerinin konuşlanması ve karşılık verme
prosedürleri
3.2.10.1 Karşılık verme güçlerinin konuşlanmasıKarşılık verme güçlerinin konuşlanması Tablo 6’da gösterilmektedir:
105
Tablo 6 LNAE karşılık verme güçlerinin dağılımı
Yer K arşılık Verme Gücü Personel Sayısı
ÇalışmaSaatlerinde
ÇalışmaSaatleriDışında
Askeri Karakol Komutan 1 1Askeri Karakol Taktik Karşılık Verme
Ekipleri18 12
Özel Güvenlik Birimi Özel Güvenlik Müdürü 1 1N1 Taşıt Kontrol Noktası Özel Güvenlik 2 1
N2 Personel Kontrol Noktası Özel Güvenlik 3 1N3 Personel ve Taşıt Kontrol
NoktasıÖzel Güvenlik 2 1
N4 Personel Kontrol Noktası Özel Güvenlik 3 2N6 Atık Saha Kontrol Noktası Özel Güvenlik 1 1
MAİ Özel Güvenlik 2 2İkinci Alarm İstasyonu Asker 2 2
Enstitü Devriyesi Asker 2 2Toplam 37 26
3.2.10.2 Karşılık verme prosedürleriAlgılayıcılardan ya da telsizlerden gelen tüm alarmlar MAİ’de özel güvenlikler tarafından
değerlendirilmektedir. İkinci alarm istasyonunda görevli askerler MAİ’nin görevini uygun
şekilde yürüttüğünden emin olmakta ve kendi gözlemlerini ve değerlendirmelerini
yapmaktadırlar. İntrüzyon olduğu değerlendirildiğinde M Aİ’de görev yapan özel güvenlik:
- Hemen ortak frekanstan Komutana ve Özel Güvenlik Müdürüne haber verir.
- Komutan Taktik Karşılık Verme Ekiplerini müdahaleye hazırlanmalarını emreder.
- Özel Güvenlik Müdürü intrüzyon olduğu değerlendirilen yeri gözlemlemesi için en
yakında bulunan özel güvenliği olay yerine sevk eder.
- Olayın yaşandığı yere ve önemine göre Özel Güvenlik Müdürü özel güvenliklerin
olduğu yerde kalmalarını ve bulundukları bölgeyi emniyete almaları gerektiğini
emredebileceği gibi Taktik Karşılık Verme Ekiplerine desteğe de gönderebilir.
- Komutanın emrini alan Taktik Karşılık Verme Ekipleri:
o Askeri Karakolun cephaneliğinden silahlarını alır,
o Kurşungeçirmez zırhlarını giyer,
o Emir doğrultusunda yaya ya da zırhlı araçlar ile olay yerine intikal eder.
106
- Taktik Karşılık Verme Ekipleri olay yerine intikal ettiğinde ekip olarak konuşlanır
ve nükleer maddelerin ve nükleer tesislerin korunduğundan emin olacak şekilde
saldırganlara müdahale ederler.
- Zırhlı araç ile devriye ekibi olay yerine intikal ederler.
Buna göre karşılık verme güçlerinin reaktöre yapılan bir saldırıya karşı hareket çizelgesi şu
şekildedir:
Tablo 7 Karşılık verme güçlerinin hareket çizelgesi
H areketin Tanımı H areketin Süresi (sn)Alarmın iletilmesi 1
Alarmın MAİ’de değerlendirilmesi 15MAİ’nin Komutana ve Özel Güvenlik
Müdürüne alarmı iletmesi20
Komutanın Taktik Karşılık Verme Ekiplerine/Özel Güvenlik Müdürünün özel
güvenliklere emir vermesi
15
Alarm değerlendirmesinden haberdar olan devriye ekibinin olay yerine intikali
20-180
Taktik Karşılık Verme Ekiplerinin müdahaleye hazırlanması
60
Müdahale hazırlığını yapmasından itibaren Taktik Karşılık Verme Ekiplerinin yaya
olarak ya da zırhlı araç ile N3 Personel ve Taşıt Kontrol Noktasından korunan alana
ulaşması
15
Müdahale hazırlığını yapmasından itibaren Taktik Karşılık Verme Ekiplerinin N4
Personel Kontrol Noktasından hayati alana ulaşması
60
Müdahale hazırlığını yapmasından itibaren Taktik Karşılık Verme Ekiplerinin zırhlı
araç ile Reaktör Binası Acil Durum Kapısına ulaşması
25
3.2.11 Fiziksel koruma sisteminin değerlendirilmesi
3.2.11.1 Sabotaj senaryosuBu bölümde LNAE’nin reaktörüne sabotaj senaryosu değerlendirilecektir. Sabotaj
senaryosunda resmi bir tatil gününde, sabaha karşı 5 kişilik terörist grubun sabotaj amacıyla
doğrudan saldırı yapacağı varsayımı yapılmaktadır. Saldırganlar tespit edilmekten
çekinmeyip doğrudan engelleri aşarak reaktör kalbine bomba yerleştirme amacı
107
gütmektedirler. Bu amaçla planları tel örgüleri çeşitli aletleri kullanarak aşmayı, Reaktör
Binasının acil durum kapısını plastik bombayla patlatarak içeri girmeyi reaktör kalbini
patlatacak şekilde bomba yerleştirmeyi hedeflemektedirler (Şekil 13 ve 14).
Şekil 13 Saldırganların kontrollü ve korunan alanlardaki eylemleri
Şekil 14 Saldırganların hayati alandaki eylemleri
108
Bu plana göre düşman hareket çizelgesi şu şekilde oluşturulmuştur:
Tablo 8 Düşman hareket çizelgesi
Eylem O rtalam a Süre (sn)
Toplam Süre (sn) EyleminTanım lanm ası
1 12 12 Kontrollü alan tel örgüsünden merdiven
kullanılarak atlama1-2 15 27 Kontrollü alan tel
örgüsündan korunan alan tel örgülerine
100 m koşma2 60 87 Korunan alanın çift
tel örgüsünü kesme2-3 23 110 Korunan alan
sınırından Reaktör Acil Durum
Kapısına 150 m koşma
3 115 225 Acil Durum Kapısını 1 kg
plastik patlayıcı patlatarak açma
3-4 5 230 Acil Durum Kapısından
Reaktöre ulaşma4 30 260 4 kg plastik
bombayı yerleştirerek
Reaktörü patlatma
Saldırganlar çalıntı bir kamyoneti kullanarak tesis sınırlarına gelmişlerdir. Kontrollü alanı
çevreleyen tel örgünün çelik halatla güçlendirilmesi, saldırganların saldırıyı yaya olarak
gerçekleştirmeye yönlendirmiştir. Kamyonetin arkasından çıkardıkları uzun bir merdiveni
kullanarak kolayca aştıkları kontrollü alan tel örgüyü geçtikten sonra korunan alandaki tel
örgüyü cıvata keskisi kullanarak kesmişlerdir. Saldırganlar yarı otomatik tüfeklere sahip
olmakla birlikte çeşitli el aletlerini ve patlayıcıyı da yanlarında taşımaktadırlar.
Saldırganların muharebe eğitimi aldıkları, çeşitli el aletlerini ve patlayıcıları kullanabilme
becerisine sahip oldukları değerlendirilmektedir.
Saldırganları tespit edecek FKS unsurları düşman eylemi boyunca sıralanacak olursa Tablo
9’u meydana getirmektedir:
109
Tablo 9 Düşman yolu boyunca FKS tespit etme unsurları
Fiziksel Koruma Alanı
FKS Tespit Etme Unsuru
Düşmanı Tespit Etme Olasılığı
Sıra
Kontrollü Alan Manyetik bobin algılayıcı
0,5 D1
Kontrollü Alan Harekete Duyarlı Kamera
0,6 D2
Kontrollü Alan Devriye Gezen Askerler
0,02 D3
Korunan Alan Manyetik Bobin Algılayıcılar
0,5 D4
Korunan Alan Aktif Kızılötesi Algılayıcı
0,4 D5
Korunan Alan Elektrik Alan Algılayıcısı
0,4 D6
Korunan Alan Harekete Duyarlı Kamera
0,6 D7
Korunan Alan Dome Tipi Kamera 0,05 D8Hayati Alan Manyetik denge kilidi 0,8 D9Hayati Alan Harekete Duyarlı
Kamera0,6 D10
Tablo 9’da bulunan tespit etme olasılıkları denklemde kullanılacak olursa:
PD = 1 - (1-Pdi) X (1-PD2)x..... (1-PDn)
Düşman hareketinin MAİ’de izlenmesi ve değerlendirilmesi ile Komutan Taktik Karşılık
Verme Ekiplerine zırhlı araç ile intikal ederek müdahale etmeyi emretmiştir. Bu durumda
Tablo 7’deki veriler kullanıldığında Taktik Karşılık Verme Ekiplerinin olaya müdahale
etmesi yaklaşık olarak 136 sn sürmektedir. Tablo 8’deki veriler kullanıldığında düşmanın
saldırısını başarıya ulaştırması için 260 sn gerekmektedir. Öyleyse düşmanın tespit edilmesi
en geç 124 sn içinde gerçekleşmesi gerekmektedir. Bu durumda KTN düşman hareketinin
çizelgesinden itibaren 124 saniyedir. Acil durum kapısında bombanın patlatılması kesinlikle
duyulacak ve tespit edilecektir fakat Taktik Karşılık Verme Ekiplerinin olaya müdahale
etmesi için çok geç kalınacaktır.
Tablo 8 incelendiğinde düşmanın 124 saniyelik zaman aralığı içinde Reaktör Binasının acil
durum kapısına bomba yerleştiriyor olduğu görülecektir. Öyleyse bu senaryo için FKS’nin
tespit etme olanakları kontrollü alan sınırlarından başlayıp acil durum kapısına kadar devam
eden algılayıcılar ve diğer unsurlar ile sınırlı kalmaktadır. Tablo 9’a göre D1’den D8’e kadar
(D8 dahil) tespit etme olanakları kullanılmaktadır.
110
Düşmanın KTN’ye kadarki eylemlerinin tespit edilmesi olasılığı için Tablo 9’da bulunan
tespit etme olasılıkları denklemde kullanılacak olursa:
PD = 1 - (1-Pdi) X (1-PD2)x..... (1-PDn)
Pd = 1 - (1-Pdi) x (1-Pd2)x(1-Pd3) x(1-Pd4) x (1-Pds) x (1-Pd6)x(1-Pd7) x (1-Pds)
Pd = 1 - (1-0.5) x (1-0.6)x(1-0.02)x(1-0.5)x(1-0.4)x(1-0.4)x(1-0.6)x(1-0.05) = 0.987
FKS’nin düşman hareketini KTN’ye kadar tespit etme ihtimali %98.7 olarak hesaplanmıştır.
Kıyaslama değeri verilmesi açısından kontrollü alan için tespit etme olasılığı:
Pd = 1 - (1-Pdi) x (1-Pd2)x(1-Pd3)
Pd = 1 - (1-0,5) x (1-0,6)x(1-0,02) = 0,804
Kontrollü alan için ise düşmanı tespit etme ihtimali %80,4 olarak hesaplanmıştır. Tespit
etme ihtimalinin kontrollü alanda %80,4, korunan alanda %98,7 olması Bu sonuçlar
FKS’nin kademeli yaklaşıma ve derinlemesine savunma ilkelerine uygun tasarıma sahip
olduğunu göstermektedir.
Pi hesaplanırken yalnızca Pd değil MAİ’nin doğru değerlendirme yapması, Komutanla
iletişimin kurulması gibi etkenler göz önünde bulundurulmalıdır. Pdiğer olarak adlandırılan
bu olasılıklar 0.98 kabul edilmiştir.
Pi — Pd x Pdiğer
Pi = 0,987 x 0,98 = 0,967
Düşman hareketini durdurma olasılığı %96,7 olarak hesaplanmıştır. Saldırganlara toplamda
on iki kişilik, iyi eğitimli ve donanımlı Taktik Karşılık Verme Ekibinin ilk müdahaleyi
yapacağı göz önünde bulundurulursa, devriye ekibin ve diğer özel güvenliklerin olaya
müdahale etmesine gerek kalmadan yapılacak hesaplama ile FKS etkinliği
bulunabilmektedir. 12 kişilik karşılık verme gücünün 5 kişilik düşman gücüne karşı başarılı
olma ihtimali 1’e yakındır (0,99).
Pe - P i x Pn
Pe - 0,967 x 0,99 - 0,957
111
Böylelikle FKS etkinliği %95,7 hesaplanmış ve düzenleyici gerekliliğin (%95) üzerine
çıkmıştır. Bu etkinliğin elde edilmesinde karşılık verme güçlerinin sayısının çok,
konumunun reaktöre yakın olmasının büyük önemi bulunmaktadır. Ayrıca çok tespit etme
unsurlarının düşman eylemini zamanında tespit ederek müdahaleye olanak tanıdığı da
gözlemlenmektedir. Bununla beraber iç alandan hayati alana geçişte kontrol odasında
fiziksel koruma engelleri bulunmaytayken reaktöre erişimde engellerin bulunmayışının bir
zafiyet olduğu değerlendirilmiştir.
3.2.11.2 Hırsızlık senaryosuBu bölümde LNAE’nin Reaktör Binası içindeki R091 Üretim Deposunda yaşanabilecek bir
hırsızlık senaryosu değerlendirilecektir. Üç kişilik profesyonel bir hırsız çetesi daha sonra
uluslararası terör örgütlerine satmak amacıyla Pu çalma planı yapmışlardır. Tabancalarla
silahlanmış hırsızların plana göre geceleyin el aletleri kullanarak R091’e ulaşmaları
gerekmektedir (Şekil 15 ve Şekil 16).
Şekil 15 Hırsızların kontrollü ve korunan alanlardaki eylemleri
112
Şekil 16 Hırsızların korunan alan ve iç alandaki eylemleri
Plana uygun hareket edildiği takdirde, hırsızların hareket çizelgesi Tablo 10’da
görülmektedir. Başarılı bir hırsızlık için hırsızların nükleer maddeyi ele geçirdikten sonra
tesisten çıkarmalarının ve nükleer sahadan uzaklaşmalarının da çizelge oluşturulurken
hesaba katılması gerekmektedir.
Tablo 10’da elde edilen verilere göre hırsız çetesinin Pu’yu bulunduğu R091’den çalıp
LNAE sınırlarından dışarı çıkarak amacına ulaşması için 418 sn gerekmektedir. Hırsızların
saklama kapları içinde tutulan 4,65 kg PuÜ2’yi çalmak için kullandıkları yol boyunca mevcut
olan FKS tespit etme unsurları ise Tablo 11’de görülmektedir.
113
Tablo 10 Düşman hareket çizelgesi
Eylem O rtalam a Süre (sn)
Toplam Süre (sn) EyleminTanım lanm ası
1 12 12 Kontrollü alan tel örgüsünden merdiven
kullanılarak atlama1-2 28 40 Kontrollü alan tel
örgüsündan korunan alan tel örgülerine
200 m koşma2 60 100 Korunan alanın çift
tel örgüsünü kesme2-3 20 120 Korunan alan
sınırından R080 Odasının dış
duvarına 150m koşma
3 40 160 R080 Odasının parmaklıklarını alev lambasıyla kesme
ve camı özel aletlerle keserek
içeri girme3-4 25 185 R080 Odasının çelik
kapısınımaymuncukla açma
ve Reaktör Binasının emniyetli
çelik kapısına ulaşma
4 60 245 Reaktör Binasının emniyetli çelik kapısını alev
lambasıyla açma4-5 8 253 Reaktör Binasının
emniyetli çelik kapısından R090’a
ulaşma5 60 313 R090’ın emniyetli
çelik kapısını alev lambasıyla açma
5.5 15 328 Saklama kapları içinde tutulan 4,65 kg PuO2’yi çalma
6 90 418 Gelinen yolu zıt yönde kullanarak nükleer sahanın
dışına kaçma
114
Tablo 11 Düşman yolu boyunca FKS tespit etme unsurları
Fiziksel Koruma Alanı
FKS Tespit Etme Unsuru
Düşmanı Tespit Etme Olasılığı
Sıra
Kontrollü Alan Manyetik bobin algılayıcı
0,5 D1
Kontrollü Alan Harekete Duyarlı Kamera
0,6 D2
Kontrollü Alan Devriye Gezen Askerler
0,02 D3
Korunan Alan Manyetik Bobin Algılayıcılar
0,5 D4
Korunan Alan Aktif Kızılötesi Algılayıcı
0,4 D5
Korunan Alan Elektrik Alan Algılayıcısı
0,4 D6
Korunan Alan Harekete Duyarlı Kamera
0,6 D7
Korunan Alan Dome Tipi Kamera 0,05 D8Korunan Alan
(R080)Kırılma Algılayıcısı 0,6 D9
Korunan Alan (R080)
Harekete Duyarlı Kamera
0,6 D10
Korunan Alan (Ek Bina)
Harekete Duyarlı Kamera
0,6 D11
Korunan Alan (Ek Bina)
Dome Tipi Kamera 0,05 D12
Hayati Alan Manyetik denge kilidi 0,8 D13Hayati Alan Harekete Duyarlı
Kamera0,6 D14
İç Alan Manyetik denge kilidi 0,8 D15İç Alan Harekete Duyarlı
Kamera0,6 D16
Tablo 11’e göre hırsızların saha dışından iç alana girmeleri için FKS’nin 16 farklı tespit etme
unsuru bulunmaktadır. Buna göre değerler yerine konulduğunda
PD = 1 - (1-Pdi) X (1-PD2)x..... (1-PD16)
Pd = 0,999~1
Düşmanın kaçış güzergahını hesaba katmadan, yalnızca iç alana girmesi durumunda dahi
FKS tespit etme unsurlarınca neredeyse kesinlikle tespit edilmesi sağlanmaktadır. Düşman
hırsızlık yaptığı için nükleer sahadan uzaklaşması da gerekmektedir. Bu nedenle düşmanın
dönüş yolunda dahi FKS tespit etme unsurlarınca tespit edilmesi olasılıklara eklenmelidir.
115
Bu bağlamda 3 kişilik bir hırsız çetesi neredeyse kesinlikle tespit edilecek ve Tablo 6 ve
Tablo 7’de bulunan veriler göz önünde bulundurulduğunda karşılık verme güçleri tarafından
etkisiz hale getirilecektir.
3.3 Kalite Yönetimi ve Emniyet Değerlendirme Ekibi Özellikleri
3.3.1 Kalite yönetimi tavsiyeleri
Emniyet değerlendirmelerinin eksiksiz, tutarlı ve kaynak belgeler ile desteklenen şeffaf
nitelikte olması için kalite yönetimi açısından şu tavsiyeler verilmektedir (NRC, 2013):
3.3.1.1 Kalite güvence programı
En erken zamanda emniyet değerlendirmelerini geliştirmek, güncellemek ve sürdürmek
amacıyla kalite güvence programının kurulması gerekmektedir. Program yazılı politika,
prosedür ve talimatları içermeli ve fiziksel koruma değerlendirme döngüsü boyunca
uygulanmalıdır.
3.3.1.2 Analiz çalışmaları
Emniyet değerlendirmesi ile ilgili çalışmaları yapacak personele esasların öğretilmesi,
eğitim ve vasıflandırma sağlanması amacıyla tedbirler alınmalıdır. Bu sayede kalite yönetim
işlemleri ve kontrolleri farkındalığının ve uygun teknik yeterliliğe ulaşılması ve
sürdürülmesi sağlanmalıdır.
3.3.1.3 Bağımsız yorumlar
Değerlendirmelerin yeterliliğinin doğrulanması ve kontrol edilmesi amacıyla emniyet
değerlendirme kontrol tedbirleri değerlendirme kapsamında bağımsız kontroller ve
değerlendirmeler yapılmalıdır. Bağımsız doğrulama ya da kontrol etme işlemleri ilk
değerlendirmeyi yapan kişilerden farklı kişiler tarafından yapılmalıdır, ancak bu kişilerin
aynı kurum ya da kuruluştan olmalarında bir sakınca yoktur.
3.3.1.4 Prosedürler
Emniyet değerlendirme kalitesini etkileyen faaliyetler belgelenmiş talimatlar veya
prosedürlerle önceden belirlenmeli, talimatlar ve prosedürler doğrultusunda değerlendirme
yapılmalıdır.
116
3.3.1.5 Belge kontrolü
Emniyet değerlendirme belgelerinin yayımlanmasını kontrol etmek için birtakım tedbirler
alınması gerekmektedir. Bu tedbirler ile belgelerin yeterlilik açısından gözden
geçirildiğinden ve yayımlanmasına yetkili personel tarafından onay verildiğinden emin
olunması sağlanmalıdır. Bu aşamada, varsa belgelerde yapılacak değişiklikler de gözden
geçirilir ve başka bir kurum bunun için görevlendirilmediyse yine aynı kurum tarafından
onaylanmalıdır.
3.3.1.6 Düzeltici faaliyetler
Emniyet değerlendirmesi kalitesi açısından olumsuz koşulların belirlenmesi ve düzeltilmesi
için tedbirler alınmalıdır. Bu bağlamda olumsuz koşulun nedenleri belirlenmeli ve bir daha
tekrarlanmaması için düzeltici faaliyetler yürütülmelidir. Olumsuz koşulların tanımlanması,
koşulun nedenleri ve alınan düzeltici tedbirler belgelenmeli ve uygun yönetim seviyesine
raporlanmalıdır.
3.3.1.7 İç denetimler
Kalite yönetimi programının tüm yönleriyle uyumluluğu sağlamak ve programın etkinliğini
belirlemek amacıyla kapsamlı, planlı ve periyodik iç denetimler gerçekleştirilmelidir. İç
denetimler yazılı prosedürler veya kontrol listeleri doğrultusunda, iç denetimi yapılan
alanlarda birincil sorumluluk sahibi olmayan, eğitilmiş personel tarafından yapılmalıdır. İç
denetim belgelenmeli ve alandan sorumlu yönetim tarafından gözden geçirilmelidir.
Emniyet açısından yeterli görülmeyen alanlarda tekrarlanan iç denetimler dâhil takip
faaliyetleri uygun görüldüğünde sürdürülmelidir.
3.3.2 Emniyet değerlendirme ekibi için tavsiyeler
Emniyet değerlendirmesinin güvenilirliği ve yeterliliği açısından değerlendirme ekibinin
nitelikleri çok önemli bir unsuru teşkil etmektedir. Ekibin her üyesi ilgili emniyet
konularının bir ya da birkaçında teknik uzmanlığa sahip olmalıdır. Bu bakımdan emniyet
değerlendirme takımının şu konularda uzmanlık sahibi olması beklenmektedir:
- Emniyet sistemleri
o Tespit etme ve değerlendirme
117
o Alarm iletişim ve görüntüleme
o Algılayıcılar
o Erişim kontrolleri
o Geciktirme
o İletişim sistemleri
o Siber emniyet
- Karşılık verme gücü
o Kolluk güçleri
o Koruma görevlileri
- Belirli işlevler için gerekli diğer konular
Ekip üyeleri, vasıfları ve sorumlulukları emniyet değerlendirme belgelerinde yer almalı ve
belgelemeyi desteklemelidir.
3.4 Fiziksel Koruma Programı Değerlendirmesi için İyi Uygulamalar
Bu bölümde FKP değerlendirilirken kaynak teşkil etmesi amacıyla, sağlam FKS
mevcudiyetinin göstergesi niteliğinde iyi uygulamalar önerilmektedir:
3.4.1 Tespit etme için iyi uygulamalar
3.4.1.1 İntrüzyon tespiti için iyi uygulamalar
- Uygun tasarıma sahip tespit etme sistemine sahip tesislerde çevre intrüzyonu tespit
etme ve değerlendirme sistemi, olası düşman saldırı yolları boyunca video
değerlendirme sistemi, tesis genelinde bilinçli ve dengeli olarak dağıtılmış, hedefe
yakın bölgede ise tesis ortalamasından daha çok sayıda olmak üzere tespit etme ve
değerlendirme donanımı ile tespit etme faaliyeti yürütülmektedir. Bununla beraber
genişletilmiş tespit etme kabiliyetleri (ör. korunan alan çevresinden kontrollü alana
ya da kontrollü alandan tesis dışına doğru tespit etme) de dikkate alınmalıdır (SNL,
2007).
- Etkili dış (ör. çevre) tespit etme sistemi çoklu ve birleşik algılayıcıları, çakışan tespit
etme bölgelerini, elektronik değerlendirme donanımını ve raporlama kabiliyetini
içeren, uygun şekilde kurulmuş intrüzyon tespit etme sistemine sahip olmalıdır.
- Tespit etme işlevlerinin etkinliği düşman hareketinin algılanması olasılığı ile alarmın
iletilmesi ve değerlendirilmesi için gerekli süre üzerinden değerlendirilmelidir.
118
- İyi bir tespit etme sisteminde çevresel etkenlerden kaynaklanabilecek hatalı
alarmların en aza indirilmesi için doğrulanmış önlemler tasarlanmıştır. Ayrıca aynı
amaçla için idari önlemler de uygulanmaktadır. Örneğin, tesisin bakım ve temizlik
faaliyetleri kapsamında tel örgülerin ve hayvan engellerinin yakınındaki otların ve
çalıların kesilerek algılayıcılarla etkileşimlerinin en aza indirilmesi sağlanmaktadır.
- Etkili tespit etme sisteminde alarmın kaynağı (düşman saldırısı, yabani hayvan vb.)
hakkında çok kısa sürede bilgi sağlayacak etkili değerlendirme sistemi
bulunmaktadır.
- Dış tespit etme sisteminin ana faydası zaman çizelgesinde KTN’yi öne çekerek
gerekli müdahalenin zamanında yapılmasına fırsat tanımasıdır. Etkili bir dış tespit
etme sisteminin mevcut olması durumunda iç tespit etme sisteminin ana iki işlevi iç
destek tehdidine karşı koruma sağlaması ve herhangi bir emniyet olayı olduğunda
karşılık verme güçlerine ek bilgiler sağlamasıdır.
- Az ışıkta ve gece saatlerinde emniyet faaliyetlerinin uygun şekilde sürdürülebilmesi
amacıyla yapılan emniyet aydınlatması, intrüzyonu tespit etme sisteminin
bütünleşmiş bir parçasını oluşturmaktadır. Uygun bir şekilde tasarlanmış ve
kurulmuş emniyet aydınlatması sistemi az ışık durumlarında ve karanlıkta yeterli
aydınlatma sağlayarak tespit etme ve değerlendirmeyi desteklemekte, elektronik
emniyet sistemlerinin etkinliğini arttırmaktadır. Kameralardan kaliteli görüntü
alınması için aydınlatma lambaları kameralardan en az üç metre daha yüksekte
konumlandırılmalıdır (UAEA,2017).
- Personel takip sistemleri kapı girişlerindeki elektronik kayıt sistemlerini, gözetleme
noktalarını, kamera sistemlerini kullanarak personelin hareketini takip edebilir.
Sistem personel tarafından girilen alanları kaydeder ve kısıtlandırma getirebilir. Bu
bağlamda personel takip sistemi ile prosedürlere uygun olmayan eylemler tespit
edilmeli ve engellenmelidir.
- Tespit etme destek altyapısı (elektrik gücü, iletişimler, fiber optikler, kablolar vb.)
emniyet harici amaçlardan farklı olarak kurulmalı, yalnızca emniyet sistemlerine
tahsis edilmiş ve korumalı olmalıdır (SNL, 2007).
- Emniyet alanı sınırları ile kesişen gözetimsiz açıklıklar tanımlanmalıdır. Mümkün
olduğu yerlerde yetkisiz erişimi engelleme amaçlı elektronik tespit etme cihazları
kurulmalıdır. Eğer gözetimsiz açıklıklara tespit etme cihazlarının kurulumu mümkün
ya da pratik değilse geciktirme engelleri kurulmalı ve emniyet personeli tarafından
gözlem altına alınarak zamanında karşılık verme sağlanmalıdır.
119
- İyi bir algılayıcı sisteminde yüksek tespit etme olasılığı, düşük hatalı alarm oranı ve
düzenli bakım sayesinde ihmal edilebilir oranda yanlış alarm olmalıdır (JAEA ve
SNL, 2014).
3.4.1.2 Erişim kontrolleri için iyi uygulamalar
- Güçlü tespit etme sisteminde etkili erişim kontrolleri yetkili personel erişimlerine ve
taşıt trafik akışına imkân vermekle birlikte bu eylemlerin güvenli ve emniyetli
şekilde yapılmasını da sağlamalıdır. Giriş ve çıkış kontrol faaliyetleri erişim kontrol
noktalarında yapılmaktadır (JAEA, 2015).
o Erişim kontrol noktalarında erişim kontrolü, personel ve taşıt aramaları ve
acil durum müdahale girişi (itfaiye, ambulans vb.) faaliyetleri
yürütülmektedir.
o Erişim kontrol noktaları emniyet güçlerine kendilerini ve muharebe alanlarını
koruyacak şekilde güçlendirilmiş, emniyetli yerler olmalıdır.
o Giriş ve çıkış kontrol sisteminin önceliği çevre emniyetinin sağlanmasıdır.
Sistem kolayca bertaraf edilerek geçilememeli, erişim yetkilendirmesi
doğrulanana kadar engel teşkil etmeli, alarm sistemiyle bağlantılı olmalı ve
gerektiğinde kaçak madde tespit sistemini de içermelidir.
o Yeterli fiziksel koruma sağlarken yetkili kişilerin erişimi kolay olmalıdır.
o Erişim alanları daima gözetim altında olmalıdır.
- Erişim yetkilendirmesinin doğrulanması hem koruma görevlileri hem de elektronik
cihazlar aracılığıyla yapılabilir.
o Koruma görevlileri nükleer sahaya ve belirli alanlara giriş yapacak kişilerin
yetkilendirme kartlarını kontrol etmeli, kişilerin güncel fotoğrafları ise
kartlarda renkli olarak basılı olmalıdır. Belirli alanlara giriş yapılırken
koruma görevlileri tarafından kart değişimi yapılması da iyi uygulamalara
örnek teşkil etmektedir.
o Elektronik cihazlar tarafından yapılan erişim yetkilendirmesi doğrulamada üç
farklı yöntem kullanılmaktadır; sahip olunan bir şey (anahtar, kart), bilinen
bir şey (şifre, PIN kodu) ya da biyolojik anlamda mevcut bir şey (parmak izi,
retina) aracılığıyla doğrulama yapılır. Derinlemesine tespit etme yaklaşımı
ile bu yöntemler birleştirilebilir.
120
- Ana anahtarlı kilitleme sistemi (ör. tek ana anahtarın birden fazla kilit için
kullanılması) emniyet açısından önem arz eden alanlarda kullanılmamalıdır (NRC,
2014).
3.4.1.3 Kaçak madde tespiti için iyi uygulamalar
- Kaçak madde tespiti amacıyla kişiler, paketler ve taşıtlar için uygun yöntemler
kullanılarak arama yapılmalıdır. Kaçak madde aramaları elle arama (paketler,
taşıtlar), metal tespiti (silahlar, sakıncalı el aletleri), x-ışını ile paket kontrolü
(silahlar, sakıncalı el aletleri, patlayıcılar, taşınabilir harici bellekler, alkol ve
uyuşturucu madde) ve radyasyon tespiti (gama ışını, nötron) vb. yöntemler ile
yapılmalıdır (JAEA, 2015).
- Koruma görevlileri tarafından yapılan elle aramaların etkinliği, eğitim ve
prosedürlere dayanır. Burada önemli bir husus, görevlilerin aranan ürünlerin nasıl
görünebileceği (boyutları, kütleleri ve şekilleri gibi özellikleri) konusunda
eğitilmesidir (UAEA, 2017).
- Nükleer maddenin zırhlanarak tesisten kaçırılmasını engellemek için görece çok
küçük miktarda bile olsa kurşun gibi yüksek atom numarasına sahip metalleri tespit
edebilecek metal dedektörleri kullanılmalıdır.
- Taşıtlar tesis sahası dışında park ettirilmelidir. Eğer taşıtlar tesise girecekse,
kontrollü alanda oluşturulacak taşıt kafeslerinin içine alınarak aranması
gerekmektedir.
3.4.2 Geciktirme için iyi uygulamalar
- Geciktirme unsurları eşdeğer geciktirme sağlamaları açısından dengeli olmalıdır
(SNL, 2007).
- Gözetimsiz açıklıklar, alan sınırları için belirlenen geciktirme süreleri kadar
geciktirme sağlayacak nitelikte korunmalıdır.
- Geciktirme sistem ve unsurları ancak tespit etme ve değerlendirme sistemleriyle
birleşik kurulmalıdır. Geciktirme ancak değerlendirilmesi yapılmış tespitten sonra
gerçekleşmekte ve karşılık verme başlamaktadır.
- Çoklu ve farklı engeller veya bir başka deyişle geciktirme unsurları birleştirmeleri
derinlemesine geciktirme sağlamalı ve düşmanın görev karmaşıklığını arttırarak
nüfuz etme süresini uzatmalıdır. Geciktirme unsurları birleştirmeleri sayesinde
121
düşmanın amacına ulaşması için farklı yeteneklere sahip olması, daha iyi planlama
yapması ve farklı aletler kullanarak geciktirme unsurlarını aşması gerekecektir.
- Etkin geciktirme sistemlerinin edilgen geciktirme unsurları ile uyumlu çalışması
geciktirme etkinliğini arttırmaktadır.
- Geciktirme sistemleri genellikle tesis dışından hedefe yakın alanlara doğru
yoğunlaşacak şekilde kurulmaktadır. Kurulumların karşılık verme güçlerinin
faaliyetlerini zorlaştıracak mahiyette olmaması önem arz etmektedir.
- Engeller mümkünse düşmana savunulabilir ateş alanı sağlamayacak şekilde
kurulmalıdır.
- İstihkâm duvarları, beton-toprak örtüler ve tercihen duvarlarla eşit geciktirme
sağlayacak ağır ve sağlam kapılar içeren tesis bileşenleri geciktirme ile
bütünleşmektedir.
- İleri karşılık verme ve geri çevirme sistemleri veya altyapıları düşman tarafından ele
geçirildiğinde kendi çıkarına kullanılabilmekte, dolayısıyla düşmanın tehdit ve
kabiliyetlerini arttırabilmektedir. Bu tür sistemlere şunlar örnek gösterilebilir:
o Uzaktan kumandalı silah sistemi
o Mühimmat bulunduran geri çevirme sistemi
o Dağıtılabilen malzemeler (ör. soğuk duman, yapışkan köpük)
- Acil durum çıkış kapısı geciktirme unsurlarını bertaraf etmeyecek şekilde
tasarlanmış olmalıdır.
- Etkili geciktirme sistemleri:
o Düşmanın hedeflerine ulaşması için kullanacağı yolları sınırlamalıdır.
o Düşmanın belli yolları kullanmasını sağlayarak düşmanın emniyet güçlerince
açığa çıkarılmasını kolaylaştırmalıdır.
o Düşman yolu boyunca her noktada saldırının durdurulması ve etkisiz hale
getirme faaliyetinin yürütülmesine olanak sağlamalıdır.
o Sınırlı sayıya indirdiği yollar boyunca ve kritik noktalarda güçlü geciktirme
ile düşmanın eylem süresini uzatarak düşmanı engellemelidir.
o Derinlemesine ve dengeli geciktirme ilkeleri gözetilmiş olmalıdır (JAEA,
2015).
o En çok geciktirme hedefe yakın alanda sağlanmalıdır.
o Alarm değerlendirme sistemi ile birleşik olmalıdır.
- Genişletilmiş tespit kabiliyeti (ör. kontrollü alanda tespit yapan algılayıcılar)
mevcutsa, yaya ve taşıt hareketini zorlaştıracak engeller düşünülmelidir.
122
- Duvarlara göre daha az koruma sağlamasından ötürü odalarda ya da binalarda
kapılar, pencereler ve diğer açıklıkların sayısı kısıtlanmalıdır (NRC, 2014).
- Acil çıkış kapısı gibi giriş amaçlı kullanılmayacak kapılarda dışardan etki
yapılmasını azaltmak amacıyla kapıların dışa bakan yüzlerinde tüm kapı delikleri
kapatılmalıdır.
- Lamine telli cam ya da lamine gibi malzemelerden emniyet amaçlı kaplama camlar
tercih edilmelidir.
- Havalandırma boşlukları gibi diğer açıklıklarda açıklıkların arasından geçmeyi
engellemek için 15 cm’den küçük aralıklara sahip olacak metal ızgaralar, çelik
çubuklar ve metal elekler kullanılmalıdır.
- Kilit seçimi yapılırken engelin geri kalanı kadar geciktirme sağlayacak kilitlerin
kullanılması göz önünde bulundurulmalıdır (UAEA, 2017).
- Düşmanın engeli toprağı kazarak altından geçmesini engellemesi amacıyla engel yer
altına doğru uzatılmalı ya da engelin altındaki toprak kaldırılarak yerine beton
dökülmelidir.
- Betonarme demirleriyle güçlendirilmiş betonarme duvarlar pek çok tasarım
açısından en çok geciktirme sağladığı için özellikle yeterli geciktirme sağlanması
gerektiği değerlendirilen kritik yerlerde kullanılmalıdır.
- Uygun görülen yerlerde geciktirme sağlamak için yerin doğal halini kullanılmalı ya
da toprak örtülerek geciktirme sağlanmalıdır.
- Bombalı araç saldırılarına karşı direkler, beton ve metal engeller ya da otomatik açılır
kapanır engel sistemleri kullanılmalıdır (NTIS, 1994).
- Araçlara karşı kullanılan engeller saldırıda kullanılması muhtemel araçların
ulaşabileceği en üst kinetik enerjiyi soğurabilecek nitelikte olmalıdır.
3.4.3 Karşılık verme için iyi uygulamalar
Karşılık verme için iyi uygulamalar merkezi ve ikinci alarm istasyonları, kalıcı nöbet yerleri,
muharebe mevzileri ve eğitim tesisleri başlıkları altında incelenmektedir.
3.4.3.1 Karşılık verme güçleri için iyi uygulamalar
- Karşılık verme güçleri TET’te ya da tehdit değerlendirmelerinde belirlenen emniyet
olaylarına zamanında ve uygun şekilde müdahale edebilecek sayıda, bedensel ve
ruhsal nitelikte, eğitimli ve donanımlı olmalıdır (JAEA ve SNL, 2015).
123
- FKS’nde zafiyet bulunması durumunda karşılık verme güçlerinin uygun şekilde
eğitilmesi, donatılması ve sayılarının arttırılması ile zafiyeti telafi edebileceği göz
önünde bulundurulmalıdır.
- Karşılık verme güçlerinin donanımı (silah, zırh, patlayıcı, gaz maskesi, koruyucu
elbise vb.) TET’te tanımlanmış tehdidin neden olacağı sonuçları azaltacak kabiliyete
sahip olmalıdır.
- Tüm karşılık verme güçleri için düşmanı durdurma, etkisiz hale getirme, çalınan
nükleer maddenin ele geçirilmesi ve bu faaliyetler boyunca güvenliği sağlama
konularında stratejiler geliştirilmiş olmalıdır.
- Karşılık verme güçleri için hazırlanan plan ve prosedürler emniyet faaliyetlerinde
disiplini sağlama açısından önem arz etmektedir.
- Karşılık verme güçlerince saha içinde ve dışında belirlenen sıklıkta devriye
gezilmelidir. Ayrıca rastgele zamanlarda devriye gezileri ile düşmanda kafa
karışıklığı yaratılmalıdır.
- Karşılık verme güçlerinin değerlendirilmesi için etkinlik testleri yapılmalıdır. Bu
testler nişancılık, arama prosedürleri gibi tek tek bileşenler olabildiği gibi fiziksel
ortamda denenemeyecek nitelikte, tesisin madde deposu kapısının bombayla
patlatılması benzeri olayların simülasyonlarını içeren alt-sistem etkinlik testleri ya
da tüm tesisi içeren büyük ölçekli senaryolar, kuvvete kuvvet testleri gibi tüm sistem
etkinlik testleri de olabilmektedir.
- Tüm karşılık verme güçleri güvenilirlik soruşturmasından geçmelidir.
- Karşılık verme güçlerinin sorumluluklarını tanımlayan birleşik karşılık verme planı
hazırlanmalıdır. Karşılık verme esnasında iletişimin sağlanması planın önemli bir
yönünü oluşturacaktır.
- Tatbikatla sürekli değerlendirme, belirli etkinlik ölçütleri, simülasyonlar ve habersiz
tatbikat ile karşılık verme güçlerinin daima müdahaleye hazır olduğundan emin
olunmalıdır.
3.4.3.2 Alarm iletimi ve görüntüleme sistemi için iyi uygulamalar
- Sistem her an çalışır durumda olacak şekilde tasarlanmış olmalıdır.
- Alarm görüntüleme ve iletişim sistemi yedekleme dâhil güvenilir donanımlarla
kurulmalı ve birleşik olmalıdır.
124
- Monitörlerin etkin şekilde çalışması, gerektiğinde etkili tamir veya değişim
prosedürlerinin uygulanması ve sistemin kayda geçirilmesi gerekmektedir.
3.4.3.3 Alarm değerlendirme sistemi için iyi uygulamalar
- İyi bir alarm değerlendirme sisteminde alarm değerlendirmesi sistemin olanak
tanıdığı en kısa sürede yapılmalıdır.
- Sabit kameralar algılayıcıların tespit etme alanlarını kör nokta içermeyecek şekilde
tamamen kaplamalı, sistem hareketli kameralar ile desteklenmelidir.
- İyi bir alarm sistemi çevresel etkenler düşünülerek kurulmalıdır.
- Alarmların doğru değerlendirilmesine imkân tanıması için tüm sistemin sağlayacağı
görüntü çözünürlükleri yeterli olmalıdır.
3.4.3.4 Merkezi ve ikinci alarm istasyonları için iyi uygulamalar
- Merkezi ve (mevcutsa) ikinci alarm istasyonları korunan alan içinde yer almalıdır
(SNL, 2007).
- Merkezi alarm istasyonu belirlenmiş hedef bölgelere yakın kurulmalı, fakat olağan
tesis faaliyetlerinden uzak tutulmalıdır.
- Merkezi ve ikinci alarm istasyonları TET veya tehdit değerlendirmelerinde
belirlenmiş olası silah ve patlayıcılarına karşı korunaklı olmalıdır.
- Alarm istasyonlarının tasarımı tek düşman eylemiyle her iki istasyon devre dışı
bırakılmayacak, en azından bir istasyon sürekli çalışır vaziyetini koruyacak seviyede
fiziksel koruma tedbirlerine sahip olacak şekilde yapılmalıdır.
- Merkezi ve ikinci alarm istasyonlarında diğer emniyet noktaları ile iletişimlerini
sağlayacak zor durum sistemleri bulunmalıdır.
- Merkezi ve ikinci alarm istasyonları çoklu ve farklı iletişim sistemleri ile
donatılmalıdır.
- Merkezi ve ikinci alarm istasyonlarında hem personelin hem de donanımın iç destek
tehdidine ve dışardan gelecek tehditlere karşı korunmasını sağlayacak nitelikte iki
kişinin kontrol ettiği farklı erişim kontrol sistemleri bulunmalıdır.
- Merkezi ve ikinci alarm istasyonları alarm iletişim ve görüntüleme sistemlerinde en
az 4 saat boyunca faaliyetleri devam ettirmeyi sağlayacak yedek güç kaynakları
bulunmalıdır.
125
- İstasyonlarda çalışan tesis personeli için ergonomik çalışma şartlarının sağlanması,
temizlik ihtiyaçlarının istasyon içinde karşılanarak personelin vardiya sırasında
istasyon dışına çıkmasına ihtiyaç duymamasının sağlanması gerekmektedir.
- İstasyonlar, çalışma alanını İstasyonlarda çalışan tesis personeli için rahat ve
kullanımı kolay hale getirecek şekilde tasarlanmalıdır. Personel donanımı ve
ekranlardaki görüntüleri rahatça görebilmeli; diğer operatörleri, iletişim ve alarm
uyarı göstergelerini duyabilmeli ve bilgisayar sistemlerini ve iletişim donanımını
kontrol edebilmelidir (2017, UAEA).
3.4.3.5 Nöbet yerleri için iyi uygulamalar
- Nöbet yerleri emniyet personelinin görevini verimli icra etmesi için gerekli
mühendisliğe sahip olmalıdır. Personelin temizlik ihtiyaçlarını karşılayacak, uygun
aydınlatmaya sahip, hava koşullarından korunaklı nöbet yerleri inşa edilmelidir.
Bununla birlikte tesis faaliyetleri ile ilgili olası çevresel zararlar da düşünülmelidir
(SNL, 2007).
- Nöbet yerleri derinlemesine savunma ve yeniden konuşlanma stratejileri düşünülerek
tasarlanmalıdır.
- Nöbet yerleri olası düşman giriş/çıkış yollarına veya saldırı yollarına hâkim
olmalıdır. Düşmanın mevzileneceği veya kendini gizleyeceği yerlerin en aza
indirgenmesi önemlidir.
- Nöbet yerleri uygun tesis binalarının içinde çoklu seviyede muharebe mevziisi
şeklinde de olabilir. Bu muharebe mevzileri emniyet personeline düşman sahaya
girmeden önce, belirli kritik binalara girmeden önce veya belirli binaların içinde
kritik yerlere girmeden önce müdahale etme imkânı tanımalıdır. Mümkün olduğu
durumlarda farklı nöbet yerleri ile çakışan ateş sahaları sağlanmalıdır.
- Nöbet yerleri emniyet personeline korunaklı güzergâhlar sağlamalıdır. Bina içlerini
koruyan nöbet yerleri için girişler mevcut muharebe mevzii boyunca olmalıdır.
- Giriş/çıkış kontrol noktalarındaki nöbet yerleri tespit sistemlerini atlatmaya çalışacak
yetkisiz erişim teşebbüslerini gözlemleyebilecek şekilde tasarlanmalıdır.
- Tüm nöbet yerleri TET veya tehdit değerlendirmeleri sonucu belirlenmiş düşman
silah ve patlayıcılarına karşı korunaklı olmalıdır.
126
3.4.3.6 Muharebe mevzileri için iyi uygulamalar
- Muharebe mevziileri arazi şartlarının, saha ve tesis tasarımının, hedefin ve kritik
noktaların durumundan yararlanacak nitelikte seçilmeli ve tasarlanmalıdır.
- Muharebe mevziileri düşmanın kendisini gizleyebileceği veya konuşlanacağı yerleri
en aza indirecek şekilde yerleştirilmelidir. Örneğin muharebe mevzii etkin ateş
sahasını koridor olarak seçtiyse, koridor boyunca düşmanın kullanabileceği
malzemeler, eşya vb. nesneler bulunmamalıdır.
- Muharebe mevzileri her mevzide kullanılan silah türü için belirli yöne yönlendirilmiş
ateş sahası sağlamalıdır.
- Farklı muharebe mevzileri ile çakışan ateş sahaları sağlanmalıdır.
- Muharebe mevzileri TET veya tehdit değerlendirmeleri sonucu belirlenmiş düşman
silah ve patlayıcılarına karşı korunaklı olmalıdır.
- Korunan alan sınırında bulunan muharebe mevzileri kontrollü alana doğru gözetim
yapmaya olanak sağlayacak ve alarm değerlendirme için imkân sağlayacak
bileşenleri içermelidir.
3.4.3.7 Eğitim için iyi uygulamalar
- Eğitim tesisleri iyi silahlanmış, eğitimli ve yüksek motivasyonlu düşmanlar ile etkili
mücadeleye girecek ve düşmanları yenecek eğitim ve nitelik kazandırma
programlarını destekleyecek gerçekçi ve yoğun emniyet eğitimleri yapılmasına
imkân sağlamalıdır.
- Fiziksel zindelik tesisleri hem kas sistemini hem de kalp ve damar gelişimini
sağlayacak farklı türde donanıma sahip olmalıdır.
- Eğitim tesisleri eğitim süreci verimliliğini arttırmak için mümkünse saha içinde veya
yakınında olmalıdır.
- Eğitimciler konularında uzman kişilerden seçilmelidir. Eğitimciler seçilirken eğitim
programında belirlenen konularda uzmanlıkların ilgili belge ve sertifikalarla
desteklenmesi gerekmektedir.
- Eğitimcilerin karşılık verme güçlerine verecekleri kuramsal eğitimlerin alıştırmalar
ve tatbikat yoluyla uygulamada tecrübe edilmesi hayati derecede önem arz
etmektedir.
127
- Eğitim belirlenmiş gereksinimlere, planlara ve usullere dayanmalı ve olabildiğince
gerçekçi bir ortamda yürütülmelidir. Bu bağlamda yapılacak eğitimler şu ana
unsurlar altında toplanabilir (UAEA, 2017):
o Karşılık verme faaliyetlerinin gereksinimleri ve usulleri
o Karşılık verme planları (erişim, geri çevirme veya sınırlama)
o Azalan ışık koşulları dahil farklı koşullarda ateşli silahların uygun kullanımı
o Ölümcül olmayan güç kullanımı
o Düşman takibi
3.4.4 İç destek tehdidini azaltma için iyi uygulamalar
- İç desteğin sabotaja yönelik hareketlerinin tespit edilmesi için fiziksel koruma
önlemleri hem fiziksel hem de idari kontrolleri içerir. Özellikle iç desteğin nasıl
sabotaj yapabileceğine odaklanmış analizler yapılarak önlemler geliştirilmesi
gerekmektedir. Bu bağlamda atılacak ilk adım ise potansiyel olarak iç destek
tarafından zarar verilebilir bileşenlerin veya alanların belirlenmesi olmalıdır
(SNL,2007).
- Örneğin bir nükleer reaktörde özel bir tür vana ve ilgili kontrol mekanizmaları,
reaktör kalbinin soğutulmasında belirli bir güvenlik işlevini sağlaması dolayısıyla
potansiyel sabotaj hedefleri olarak belirlenmiştir. Bu hedefleri korumak için
yapılması gereken, vanayı kontrol edebilecek (kontrol odası dışındaki)
mekanizmaları kilitli, alarma bağlı, nüfuz etmeye dirençli dolap vb. korunaklı
malzemeler içine yerleştirmektir. Bu fiziksel koruma önlemlerinin tesis tasarımı ile
birleşmesi nedeniyle tasarım aşamasında eklenmesinde yarar vardır.
- İç destek eylemlerine karşı alınacak fiziksel koruma önlemleri önleyici ve koruyucu
önlemler olarak ikiye ayrılmaktadır:
o Önleyici önlemler yetkisiz erişimi engellemek ve iç desteğin kötü niyetli bir
eylemde bulunma fırsatını azaltmak için uygulanmakta olan kapsamlı
yaklaşım doğrultusunda alınan önlemler olarak tanımlanmaktadır, bu
bağlamda (JAEA, 2015):
■ İlk önlem olarak potansiyel iç desteğin elenmesi sağlanmaktadır. İşe
alımdan önce yapılan kimlik tespiti, iş deneyimi, referans, adli sicili,
ekonomik durumu, uyuşturucu kullanımı gibi bilgilerin araştırılması
eleme sürecinde ilk adımı oluşturmalıdır.
128
■ Dereceli yaklaşım çerçevesinde nükleer emniyet kültürü, çalışan
memnuniyet programları, güvenilirlik soruşturması, sürekli gözlem
programları ve düzenli olarak yapılan arşiv taramalarıyla çalışanın
değerlendirilmesi yapılmalıdır. Çalışanın bulunduğu konumun
önemine göre güvenilirlik soruşturması derinleştirilebilmektedir.
■ Bu değerlendirmelerden sonra iç desteğin kötü niyetli eylemlerini
gerçekleştirme fırsatlarını en aza indirme çalışmaları sürdürülmelidir.
Emniyet alanlarının kısıtlı hale getirilmesi, alana erişim yetkisi
verecek kişilerin azaltılması, eşlik etme ve gözetim, bilgi emniyeti
çerçevesinde bilginin kısıtlanması, kalite yönetimi, bir kişinin tek
başına tüm alanlara giremeyeceği şekilde bir görev dağılımı
uygulanmalıdır. Dereceli yaklaşım, iki kişi kuralı, derinlemesine
savunma ilkelerinin önleyici önlemler dâhilinde temel ilkeler olarak
kullanılması gerekmektedir.
o Koruyucu önlemler iç destek tarafından yapılacak kötü niyetli faaliyetleri
tespit etme, geciktirme ve faaliyetlere karşı koyma kapsamlı yaklaşımının bir
parçası olarak tanımlanmaktadır.
■ Yetkisiz erişime karşı alınacak önlemler, kurcalanmayı gösteren
cihazlar, giriş kontrolü (metal, bomba ve kimyasal madde
dedektörleri, kimliğin onaylanması, acil durum planı), çıkış kontrolü
(metal, bomba ve radyoaktif madde dedektörleri, kimliğin
onaylanması, paket arama, acil durum planı), sürekli gözetim gibi
fiziksel koruma sistemi önlemleri uygulanırken sistem etkin NMSK
yönetimiyle alınan önlemlerle de pekiştirilmelidir.
■ İşletme sistemleri ve güvenlik sistemleri devamlı kontrol edilmeli,
sistemlerdeki küçük farklılık ve düzensizlikler önemsenmeli, iç
desteğin düzensizliklerde etkisi olma olasılığı göz ardı edilmemelidir.
■ İç destek faaliyetlerini geciktirme amacıyla ise çelik kapılar, kilitler,
şifreler gibi fiziksel engeller, giriş kontrolleri uygulanmalıdır.
■ Özellikle iç destek bağlantılı kötü niyetli eylemlere karşı koyma
sadece emniyet güçlerini değil tüm çalışanları ilgilendiren bir konu
olarak ele alınmalı, her tesis çalışanı herhangi bir emniyet olayı
yaşandığında ya da bir olaydan şüphelenildiğinde önceden
hazırlanmış olması gereken prosedüre göre hareket etmelidir.
129
- İç desteğin bilgi ve bilgisayar emniyetine karşı yapacağı kötü niyetli eylemlere karşı
önleyici ve koruyucu önlemler uygulanmalıdır. Basılı bilgilerin emniyeti için etkin
erişim kontrolü, belgelerin dereceli yaklaşıma göre çelik kasalarda kilitli olarak
saklanması, anahtarlara erişimin en az kişi tarafından sağlanması, “iki kişi kuralı”
uygulanması gerekirken bilgisayar emniyeti açısından etkin tanımlanma ve kimlik
doğrulama, şifre koruması, hareket dökümü tutma ve denetleme, saldırının
sonuçlarını azaltacak ve yeniden kurulumu mümkün kılacak şekilde kısıtlamalar,
yedekleme ve yeniden kazanım prosedürleri ve USB, harici bellek gibi medya
cihazlarını kaçak madde statüsüne alarak kontrol etme önlemleri uygulanmalıdır
(UAEA, 2008).
3.4.5 Bilgi emniyeti için iyi uygulamalar
- Tesiste “bilmesi gereken” ilkesi doğrultusunda faaliyet yürütüldüğünden emin
olunmalıdır (JAEA, 2015).
- Bilginin gizliliği ifşa edildiğinde neden olacağı olası sonuçlar doğrultusunda bilgiyi
tanımlama, sınıflandırma ve derecelendirme yapılmalı, bilgi içeren farklı araç,
donanım ve bilgi sahibi personel göz önünde bulundurulmalı ve uygulayıcı
tarafından bilgi emniyeti politikası oluşturulmalıdır.
- Gizli bilgi içeren dosya veya bellek gibi araçların kolaylıkla tanınmasını
engelleyecek önlemler alınmalıdır.
- Gizlilik içeren bilgi ve belgelerin tesis dışına çıkmasını engelleyecek tedbirler (ör.
kameralı cep telefonu yasağı) alınmalıdır.
- Bilgi emniyeti konusunda tüm tesis personeli eğitilmeli, personelin hassas bilgileri
emekliliğinde dâhil saklı tutmasının önemi vurgulanmalıdır.
- Tesis personelinin sözel olarak hassas bilgileri yetkilendirilmemiş kişilerle
paylaşmasının önüne geçmek için nükleer emniyet kültürü güçlendirilmelidir.
- FKS ve nükleer madde taşınması konularında bilginin korunması için emniyetli,
şifreli iletişim kanalları kullanılmalıdır.
- Hassas bilgilere erişim kayıt altına alınmalı ve bilgilerin değiştirilmesini engellemek
için özel önlemler alınmalıdır.
130
3.4.6 Bilgisayar emniyeti için iyi uygulamalar
B ilg isay ar em n iy e t p lan ı ayrı b ir b e lg e o larak sunu lab ild iğ i g ib i F K P iç in d e b ir bö lü m o larak
da sunulab ilir.
- T esiste b ilg isay a r em niyeti am aç la rın a u laşm ak iç in a lınan ön lem leri b ilg isay a r
em niyet p lan ın d a ay rın tıla rıy la in ce lenm elid ir. P lan , F K P ile u y u m lu o lm alıd ır.
- B ilg isay ar em niyet p lan ı, te s is te işlem k o n tro lle rin d e k u llan ılan b ilg isay a r
s is tem lerin in em n iy e tin in sağ lanm ası iç in gerek li p o litik a v e p rosedürle ri
içerm elid ir.
- B ilg isay ar k o ru m a stra te jis i aç ıs ın d an p lan sın ırlı sistem b ağ lan tıla rın ı, erişim
kon tro lünü , düzen li sistem taram aların ı, ş ifrelem eyi, sosyal ağ k ısıtlam ala rın ı, v irü s
p rog ram ları gibi em n iy e t sistem i b ileşen le rin i, b ak ım işlem lerin i v e y ık ım onarım ın ı
içerm elid ir.
- B ilg isay ar sis tem lerin i g ü v en lik v e em n iy e t aç ıs ın d an fark lı sev iye lere v e a lan lara
bö len , b ilg isay a r em n iy e tin d e risk tem elli v e dereceli yak laşım örneği teşk il eden
“A lan M o d e li” (Zone Model) p lan d a y e r alabilir.
- Y a ln ızca s iber sald ırı senaryo ları değil s ib er sa ld ırıla r ile eş g ü d ü m lü şek ilde
y ap ılab ilecek fiz iksel sald ırı senaryo ları da in ce len m eli, sa ld ırıla ra karşı a lınacak
ö n lem ler açık lanm alıd ır.
3.4.7 Nükleer madde sayım ve kontrol ve fiziksel koruma ara yüzü için
iyi uygulamalar
- E tk ili N M S K sistem i ö ze llik le iç desteğ in h ırs ız lık am açlı ey lem lerin i aç ığa
ç ık arm ak ta önem li y a ra r sağ lam akta , b u b ağ lam d a FK S iç in hayati önem
taş ım ak tad ır (U A E A , 2015).
- N M S K sistem i hem k ısa süreli hem de u zu n süreli h ırs ız lık la ra karşı ön lem ler
ge liştirm elid ir.
- M ad d e sayım v e kon tro l sistem leri etk ili o lm ak iç in fiz ik se l k o ru m a sistem leri ile
b irb irle rin e bağ lı o la rak çalışm alı v e iş le tm e faa liye tle ri, güven lik , fiz iksel k o ru m a
b ö lü m leri ile u y u m lu olm alıd ır.
- N M S K sistem i v e F K S ’n in u y g u n d u ru m lard a eşg ü d ü m lü ça lışm ala rın d a y a ra r o lsa
da N M S K v e fiz iksel k o ru m a faa liy e t v e so ru m lu lu k ların ın ayrılm ası, b u k o n u lard a
131
çalışacak kişilerin öteki konulardaki hassas bilgileri ancak “bilmesi gereken” ilkesine
edinmeleri önem arz etmektedir.
- NMSK önlemleri kapsamında nükleer madde kayıtları oluşturma, fiziksel envanter
hazırlama, ölçümler yapma, taşıma, yetkilendirme, nükleer maddeye erişim kontrolü,
personel, eşya ve işlem gözetimleri faaliyetleri yürütülmelidir.
3.4.8 Fiziksel koruma acil durum planı için iyi uygulamalar
- Emniyet güçlerinin düşman hareketini engelleyeceği, düşmana karşılık vereceği
yerleri göstermelidir (JAEA, 2015).
- Nükleer tesislerde yaşanabilecek hırsızlık ya da sabotaj tehditlerine karşı belirli
hedefleri elde etmek açısından tesis personeline ve emniyet güçlerine rehber teşkil
etmelidir.
- Kötü niyetli eylemin gerçekleşmesi durumunda zamanlı, etkili ve eşgüdümlü karşılık
vermenin yapılacağından emin olunmalıdır.
- Acil durum eylem planlarına ve işletme sürdürülebilirliği planlarına uyumlu
olmalıdır.
- Tüm karşılık verme güçleri tarafından iyi anlaşılmalı, düzenli olarak tatbikat
yapılmalıdır.
- Tesisin, işlemlerin, korunması gereken nesnelerin, olası tehditlerin tanımlanmasını
ve fiziksel koruma amaçlarına ulaşmak için önceden belirlenmiş karar ve eylemleri
içermelidir. Bu amaçla planın uygulanması için gerekli bilgi, ölçüt, plan ve
prosedürleri tanımlamalıdır.
- Planda yer alan farklı personel veya grupların, rol ve sorumluluklarının tanımlanması
gerekmektedir. Bu bağlamda tesis dışı kurum ve kuruluşlar ile kurulan eşgüdüm de
anlatılmalıdır.
- Planı uygulayacak kişilerin eğitilmesi ve etkinliğin nasıl ölçüldüğü üzerine bilgiler
içermelidir.
- Planın nasıl gözden geçirildiği, test edildiği ve güncellendiği de belirtilmelidir.
- Fiziksel koruma acil durum planı üç aşamada uygulanabilir (ONR, 2016b):
1. Ani Müdahale: Koruma görevlileri, diğer karşılık verme güçleri veya güvenlik
personeli tarafından eylemsel müdahalenin yapılması
2. Olay Yönetimi: Tehdidin etkisiz hale getirilmesi ya da riskin emniyet olayı
yaşanmadan önceki seviyesine indirilmesi için taktiksel anlamda olay
132
yönetiminin uygulanması. Bu amaçla tesis dışı destek alınması
gerekebilmektedir.
3. Sonuç Yönetimi: Olay sonrasında oluşan mevcut durumu düzeltmeye yönelik
çalışmalar ve adli soruşturmanın yönetilmesi
3.4.9 Etkinlik testleri için iyi uygulamalar
- Tesiste emniyetle ilgili sistemlerin bütünleşmiş olarak sorunsuz çalıştığından emin
olmak için test etme, bakım ve eksiklikleri giderme programları olmalıdır (JAEA,
2015).
- Etkinlik testlerinin nasıl yapıldığı ve hangi zafiyetleri ortaya çıkardığı
belirlenmelidir.
- Testler uygun sıklıkta tekrarlanmalı, farklı test teknikleri de kullanılmalıdır.
- Etkinlik testleri bileşen, alt-sistem ya da tüm sistem seviyelerinde yapılmalı, bu
testlerin nasıl yapıldığı kayıt altına alınmalıdır.
- Karşılık verme güçleri test edildiğinde bir düşman eylemi olduğunda müdahale
edebilecek tüm koruma görevlileri ve emniyet güçlerini içerecek şekilde tatbikat
yapılmalıdır.
- Tüm fiziksel koruma acil durum planları test edilmeli ve gerekli görüldüğünde
gözden geçirerek düzeltilmelidir.
- Performans testleri tekrarlanabilir ve tarafsız olmalıdır. Geçerli olabilmesi için, aynı
test planını kullanarak farklı uzmanlar tarafından test yapılması ve karşılaştırılabilir
sonuçlar doğurması gerekmektedir. Test yöntemleri bireysel test sonuçlarının ve
gözlemlerinin en etkin ve doğru şekilde kullanılmasını sağlamak için iyi
yapılandırılmış olmalıdır. ISO/ TC 69, İstatistiksel Yöntemler Uygulamaları gibi
uluslararası standartların kullanılması, veri örnekleme ve test tasarımının uygun
kullanımında ilave en iyi uygulamaları sağlamaktadır (UAEA, 2017).
- Etkinlik ölçütleri özgü, ölçülebilir, erişilebilir, gerçekçi ve zamana dayalı olmalıdır
(specific, measurable, achievable, realistic, and time specific - SMART).
- Her FKS unsuru için düzenli olarak yapılacak etkinlik testleri mevcut etkinliği ve
donanımların bozulma potansiyelini belirlemede yarar sağlamaktadır. Bunun için
tespit etme, geciktirme ve karşılık verme analizlerinde istatistiksel olarak
desteklenebilir çok sayıda veri kullanılmalıdır (INNM, 2004).
133
- FKS’de yapılan tüm değişiklikler yeniden değerlendirilmelidir. FKS
güçlendirildiğinde ya da bileşenleri değiştirildiğinde etkinlik testleri yapılarak
bileşenlerin gerekli kabiliyete sahip olduğu doğrulanmalıdır.
- Etkinlik testleri sonuçlarının ve uzman görüşlerinin kullanıldığı bilgisayar
analizlerinde yapıldığı gibi değerlendirme araçlarının uyum içinde kullanılması
önem arz etmektedir. Birden fazla etkinlik değerlendirme aracının ya da yönteminin
kullanılması FKS etkinliğinin doğrulanmasında yarar sağlayacağı da ayrıca göz
önünde bulundurulmalıdır.
- Tehdit değerlendirmesinde herhangi bir değişiklik olduğunda FKS etkinliği yeniden
değerlendirilmelidir.
- FKS değerlendirmesini yapacak personel fiziksel korumanın temelleri konusunda
eğitilmeli ve değerlendirme teknikleri hakkında uzman olmalıdır. Tesis dışında
çalışan uzmanlar değerlendirme için görevlendirilmiş olabilirler, önemli olan
profesyonel bilgi ve tecrübeye sahip olmayan kişilerin değerlendirmeye kesinlikle
katılım sağlamamalarıdır.
- Düzenleyici kurum ve ilgili diğer kurum ve kuruluşlar da FKS testleri yapmalıdır.
Bu testler genellikle tüm sisteme değil, ayrı FKS alt sistemlerine ya da bileşenlerine
yapılmaktadır.
- Değerlendirme yaparken her zaman bir gereksinimin esas amacına odaklanılmalı,
ikinci amaçlar ise önemine göre derecelendirilerek değerlendirilmelidir.
- İç destek araştırmalarında mevcut güvenilirlik programları göz önünde
bulundurulmalıdır. Dışardan gelecek tehditlerle işbirliği yapan iç desteğin veya tek
başına hareket eden iç desteklerin araştırılmasında aynı analiz araçları kullanılabilir.
3.4.9.1 Masaüstü alıştırmaları için iyi uygulamalar
- Masaüstü alıştırmaları her türlü senaryonun üzerinde çalışma yapılabilmesi, özellikle
kuvvete kuvvet tatbikatında gerçekleştirilmesi uygun olmayan senaryolarda
kullanışlı olması açısından önem arz etmektedir (JAEA, 2015).
- Düzenleyici kurum uygulayıcı ile ortak masaüstü alıştırmaları yapabileceği gibi
alıştırmalara gözlemci olarak da katılabilir. İşletici tarafından hazırlanan masaüstü
alıştırması sonuç raporlarını denetleyebilir.
134
3.4.9.2 Bilgisayar simülasyonları için iyi uygulamalar
- Bilgisayar yazılım modellemelerinin önemli bir kısmı tek bir düşman hareket yolu
üzerinden tespit etme, geciktirme ve karşılık verme verilerini üretmekte ve tüm tesisi
tarayarak bulduğu en zayıf yolları kullanmaktadır. Bu yöntemden alınacak
sonuçların çok sayıda eklenecek girdilerle zenginleşeceği göz önünde
bulundurulmalıdır. Bu bakımdan basit bir yöntem olan düşman yolu analizi yerine
karmaşık hesaplamaları kullanan bilgisayar simülasyonlarının kullanılması daha
gerçekçi sonuçlar vermektedir.
3.4.9.3 Kuvvete kuvvet tatbikatı için iyi uygulamalar
- Kuvvete kuvvet tatbikatı senaryoların iyi şekilde gözlemlenebileceği ve
değerlendirilebileceği bir yöntem olmakla beraber zorluğu nedeniyle başarılı
sonuçların alınması için zaman ve insan kaynakları açısından iyi yönetilmesi önem
arz etmektedir.
- Kuvvete kuvvet tatbikatı sırasında düzenleyici kurum tatbikata gözlemci olarak
katılabilir ve tatbikat sonuç raporunu denetleyebilir.
- Tüm fiziksel koruma acil durum planlarının test edildiğinden ve güncellendiğinden
emin olunmalıdır.
- Karşılık verme güçlerinin tamamının emniyet olaylarına müdahalesini gözlemlemek
ve onaylamak için düzenli olarak kuvvete kuvvet tatbikatı yapılmalıdır.
3.4.10 Fiziksel koruma ve güvenlik ara yüzü için iyi uygulamalar
- Emniyet ve güvenlik önlemleri, birbirleri için risk teşkil etmeyecek şekilde
tasarlanmış olmalıdır. Önlemlerin çelişki yaratması durumunda riski en aza indirecek
şekilde dengelemeye gidilmelidir (UAEA, 2015).
- Araştırma reaktöründe hem güvenlik hem de emniyet uygulamalarında ana
sorumluluk uygulayıcıda olmalıdır.
- Radyasyondan korunma en iyi şekilde uygulanmalıdır.
- Radyasyon risklerini kontrol etme önlemleri bölge insanı, ziyaretçi ya da tesis
personeli arasında fark gözetmeksizin hiç kimsenin kabul edilemez ölçüde
radyasyona maruz kalmasına izin vermemelidir.
135
- Güvenlik ve emniyet değerlendirmeleri ve ilgili radyasyondan korunma önlemleri
tesisten kaynaklanan riske orantılı olarak yapılmalıdır.
- Radyasyondan korunma ve fiziksel koruma için çok sayıda katman kullanarak
derinlemesine savunma oluşturulmalıdır.
- Acil durum ve fiziksel koruma acil durum planları hazırlanmalı ve birbirleriyle
uyumlu olmalıdır.
- Tesislerde Birleşik Yönetim Sistemi kurulmalı, güvenlik ve emniyet gereksinimleri,
kalite yönetimi, prosedürleri, sorumlulukları ve önlemleri gözden geçirme ve
uygulama konuları sistem içinde yürütülmelidir.
- Güçlü güvenlik ve emniyet kültürleri oluşturulmalı, personel güvenliği
güçlendirecek bilgiyi paylaşırken bir yandan emniyeti sürdürecek şekilde bilginin
gizliliğini koruyacak şekilde eğitilmelidir.
3.4.11 Nükleer emniyet kültürü için iyi uygulamalar
- İşleticiler nükleer emniyet kültürünü geliştirmek için kurumsal politika belirlemelidir
(JAEA ve SNL, 2014):
o Tehdidin mevcut olduğu ve nükleer emniyetin önemli olduğu
benimsenmelidir.
o Kişilerin nükleer emniyet içinde sorumlulukları belirlenmeli ve
sorumluluklar yerine getirilmelidir.
- Kurumsal politika temel alınarak önlemler geliştirilmelidir.
- Tesis personeline yöneticilerden iletiler yollanması, çalışma yerlerine posterler
asılması ya da el kitapları dağıtılması gibi nükleer emniyet politikası hakkında
bilgilendirici çalışma yürütülmelidir.
- Tüm personele nükleer emniyet üzerine seminerler/dersler verilmelidir. Bunun için
yerel kolluk kuvvetlerinden ya da ilgili diğer kurum ve kuruluşlardan destek
istenebilir.
- Nükleer emniyet olayı yaşandığında tüm personelle prosedürler doğrultusunda bilgi
paylaşımı sağlanmalıdır.
- Özellikle tesisin emniyetini sağlamaktan sorumlu personel olmak üzere yöneticiler
de dahil tüm personele nükleer emniyet kültürü eğitimi verilmelidir.
- Tesis çalışanları arasında anket yaparak, gözlem yaparak nükleer emniyet kültürü
seviyesi belirlenmeli ve kayıt altına alınmalıdır. Çalışmalar sırasında belirlenen
136
eksiklikleri giderici önlemler alınmalıdır. Bu bağlamda nükleer emniyet kültürü
seviyesinin zamanla artması beklenmelidir.
3.5 Fiziksel Koruma Konularında Uygulayıcı Sorumlulukları
Uygulayıcının nükleer tesislerde uygun seviyede fiziksel koruma sağlaması için tesis ömrü
boyunca her aşamadaki sorumlulukları şu şekilde özetlenebilmektedir (UAEA, 2016b):
3.5.1 Planlama aşaması
1. Uygulayıcı nükleer tesiste bulunması beklenen nükleer madde miktarını ve türünü
belirleyerek hırsızlık açısından alması gereken fiziksel koruma önlemlerinin
seviyesini belirleyecek olan nükleer madde sınıflandırmasını hesaplamalıdır.
2. Uygulayıcı tesiste bulunması ön görülen madde miktarı ve türüne göre sabotajdan
kaynaklanabilecek olası sonuçlar hakkında ön analiz yapmalıdır.
3. Uygulayıcı planlamaya katılan kuruluşların ve kişilerin emniyet politikalarını ve
sorumluluklarını tam olarak anlamalarını sağlamak için farkındalığı teşvik etmeli ve
eğitimler düzenlemelidir.
4. Emniyet organizasyonlarının tüm planlama faaliyetlerinde temsil edilmesi
uygulayıcı tarafından talep edilmelidir.
5. Uygulayıcı çelişkilerden kaçınmak ve görevdeşlik yaratmak için nükleer emniyet
faaliyetlerini emniyet, güvenlik önlemleri ve tesis işlemleri ile eş güdümlü olarak
yürütmelidir.
6. Uygulayıcı nükleer emniyet stratejisini uygulamak için gerekli kaynakları ve
organizasyon yapısını tanımlamalıdır.
7. Uygulayıcı, Devletin ve düzenleyici kurumun belirlediği gereksinimler
doğrultusunda bilmesi gereken ilkesi prosedürlerin ve koruma önlemlerini içerecek
hassas bilgiyi koruma programı geliştirmelidir.
8. Uygulayıcı fiziksel koruma, bilgisayar emniyeti, sürdürülebilirlik, fiziksel koruma
acil durum planlaması, kriz yönetimi, olay raporlaması, güvenilirlik, kalite
güvencesi, nükleer emniyet kültürü ve NMSK gibi konularda, bu aşamada
uygulanabilecek nükleer emniyet gereksinimlerini uygulamalıdır.
137
3.5.2 Saha aşaması
1. Uygulayıcı saha seçimi sırasında önemli emniyet ölçütlerini özellikle ulusal ve yerel
tehdit bilgilerini de içeren saha özelliklerini analiz etmeli ve sonuçları Devlete veya
düzenleyici kuruma sunmalıdır.
2. Nükleer emniyet olaylarına karşılık verme olanağı da dâhil olmak üzere nükleer
emniyetin başarıyla sağlanması için gerekli olan altyapının kullanılabilirliği
uygulayıcı tarafından değerlendirilmelidir.
3. Uygulayıcı FKS tasarımına katkıda bulunacak emniyet personelinin seçimi, niteliği
ve eğitimi için programlar geliştirmelidir.
3.5.3 Tasarım aşaması
1. Uygulayıcı hırsızlığa veya sabotaja karşı FKS tasarımına dâhil edilmesi gereken
nükleer emniyet önlemlerini belirlemelidir. NMSK için kullanılan madde
denkleştirme alanları (MDA) da dâhil olmak üzere emniyet alanlarının sayısı ve türü
(kontrollü alan, korunan alan, iç alan, hayati alan vb.) uygulayıcı tarafından
belirlenmelidir.
2. Uygulayıcı tasarım aşamasında kullanılan veya üretilen hassas bilgiler için Devlet
gereksinimlerine dayalı bir bilgi emniyeti programı geliştirmeli ve uygulamalıdır.
3. Uygulayıcı yürürlükteki düzenlemeler uyarınca, NMSK için MDA tasarım
gereklilikleri de dâhil olmak üzere, nükleer emniyet tasarım gereksinimlerini
uygulamak için, hırsızlık ve olası sabotajın neden olacağı radyolojik sonuçları göz
önünde bulundurarak nükleer madde sınıflandırmasını tanımlamalıdır.
4. Emniyet organizasyonlarının tasarım faaliyetlerine dâhil olması uygulayıcı
tarafından talep edilmelidir.
5. Uygulayıcı nükleer emniyet önlemlerini diğer disiplinlerle (örn. nükleer güvenlik,
nükleer güvence ve işletme faaliyetleri) ilgili gereksinimleri karşılaştırmak,
görevdeşliği belirlemek ve potansiyel çelişkileri çözmek için eş güdümlü olarak
tasarlamalıdır.
6. Uygulayıcı fiziksel koruma ve NMSK gereksinimlerini en iyi şekilde
karşılayabilmek için (örn. iki kişi kuralını uygulamak için yapılan kontroller)
görebilmek için teknolojileri ve bileşenleri (örn. engelleri, algılayıcıları ve
değerlendirme sistemleri) değerlendirmelidir. Burada elde edilen bilgi, fiziksel
koruma donanımının ayrıntılı tasarım özelliklerini geliştirmek için kullanılmalıdır.
138
7. Emniyet önlemlerinin uygulanması için gerekli tüm mühendislik ve tasarım bilgileri
uygulayıcı tarafından gözden geçirilmelidir.
8. Uygulayıcı nihai nükleer tesis tasarımının ve nükleer emniyeti etkileyen daha sonraki
tesis tasarım değişikliklerinin nükleer emniyet gerekliliklerini karşıladığından emin
olmalıdır.
9. Uygulayıcı fiziksel koruma donanımının yanı sıra, nükleer emniyete katkıda bulunan
diğer sistem ve donanımı (nükleer güvence donanımı gibi) için hazırladığı nihai
tasarımını, değerlendirme ve onay için yetkili makamlara sağlamalıdır.
10. Uygulayıcı fiziksel koruma donanımının ve nükleer emniyete katkıda bulunan diğer
sistemlerin daha sonraki aşamalardaki tasarım değişikliklerini yetkili makamlara
sağlamalıdır.
11. Uygulayıcı tasarımı ortaya çıkabilecek yeni tehditlere, tesisteki veya hedeflerdeki
değişikliklere, gereksinimlerde olabilecek değişikliklere kolayca uyum
sağlayabilecek şekilde geliştirmelidir.
12. Uygulayıcı nükleer tesis sahası uygunsa saha içinde bir test yatağı oluşturarak
fiziksel koruma bileşenlerini ve alt sistemleri değerlendirmek için kullanmalıdır.
FKS bileşenlerinin veya alt sistemlerinin tüm hava koşullarını karşılamak üzere
izlenmesi ve test edilmesi önem arz etmektedir.
13. Uygulayıcı fiziksel koruma, bilgisayar emniyeti, sürdürülebilirlik, fiziksel koruma
acil durum planlaması, kriz yönetimi, olay raporlaması, güvenilirlik, kalite
güvencesi, nükleer emniyet kültürü ve NMSK gibi konularda, bu aşamada
uygulanabilecek nükleer emniyet gereksinimlerini uygulamalıdır.
3.5.4 İnşaat aşaması
1. Uygulayıcı, inşaat aşamasında tesis çizimleri veya sistemleri gibi hassas bilgilere
erişimi olan personelin güvenilirlik kontrolü için bir program uygulamalıdır.
2. Uygulayıcı, emniyet personelinin eğitimi ve yeterlilik süreçlerinin uygulanması da
dâhil olmak üzere, nükleer emniyetin tesis yönetim sistemine bütünleşik olmasını
sağlamalıdır.
3. Uygulayıcı nükleer emniyetin sağlanması amacıyla rol ve sorumluluklar, iş tanımları
ve dış organizasyonlar (örn. kolluk kuvvetleri, istihbarat birimleri ve gümrük
görevlileri) ile arayüz dâhil olmak üzere örgütsel ilişkiler geliştirmelidir.
139
4. Uygulayıcı inşaat aşaması için inşaat emniyet planı geliştirebilir ve gerekirse inşaat
faaliyetlerine başlamadan önce onay için düzenleyici kuruma sunabilir. Ayrıca inşaat
emniyet planının uygulanmasına ilişkin usuller geliştirilmelidir.
5. Uygulayıcı inşaat sırasında tesislerin, kritik donanımın ve diğer varlıkların yeterli
düzeyde fiziksel korunmasını sağlamak için inşaat emniyet planında tanımlanan
önlemleri uygulamalıdır.
6. Uygulayıcı inşaat sırasında tasarım değişikliklerinin emniyet gereksinimlerini
karşılama kabiliyetini olumsuz etkilememesi için bir yapılandırma yönetimi
programı geliştirmeli ve uygulamalıdır.
7. Uygulayıcı fiziksel koruma donanımını, nükleer emniyete katkı sağlayan diğer
sistemleri ve donanımı emniyetli olarak tedarik etmeli ve gerekirse montaja kadar
emniyetli bir depoda muhafaza edilmelidir.
8. Uygulayıcı emniyet biriminde çalışanlar da dâhil olmak üzere tüm tesis personeli
için nükleer emniyet ile ilgili eğitim faaliyetleri yürütmelidir.
9. Uygulayıcı fiziksel koruma donanımının yanı sıra nükleer emniyete katkıda bulunan
diğer sistem ve donanımın kurulumundan sonra tanımlanmış işlevsel, eylemsel ve
etkinlik gerekliliklerini karşıladığından emin olmak için kabul testlerini
gerçekleştirmelidir.
10. Uygulayıcı fiziksel koruma, bilgisayar emniyeti, sürdürülebilirlik, fiziksel koruma
acil durum planlaması, kriz yönetimi, olay raporlaması, güvenilirlik, kalite
güvencesi, nükleer emniyet kültürü ve NMSK gibi konularda, bu aşamada
uygulanabilecek nükleer emniyet gereksinimlerini uygulamalıdır.
3.5.5 İşletmeye alma aşaması
1. Uygulayıcı emniyet organizasyon yapısının yerinde olduğundan emin olmalıdır.
2. Uygulayıcı emniyet sistemleri için kabul ölçütleri geliştirmelidir.
3. Emniyet sistemlerinde arıza yaşanması durumunda uygulayıcı, onaylanmış telafi
edici önlemleri uygulamalıdır.
4. Uygulayıcı emniyet sistemlerinin işlevsel, eylemsel ve etkinlik testlerini, nükleer
emniyet gereksinimlerini karşılamalarını sağlaması için gerekli şartlara uygun olarak
yürütmelidir.
140
5. Tesis işletmeye alınmadan önce uygulayıcı fiziksel koruma acil durum planı da dâhil
olmak üzere FKP’nin düzenleyici gerekliliklere uyumlu olduğunu belgelemeli ve
FKP’yi onay için düzenleyici kuruma sunmalıdır.
6. Uygulayıcı düzenleyici kuruma FKP’yi onay için sunmadan önce bağımsız uzmanlar
tarafından yapılacak değerlendirmeleri göz önünde bulundurmalıdır. Bağımsız
uzmanlar kullanıldığında hassas bilgiler düzenleyici gereksinimlere uygun olarak
kullanılmalı ve saklanmalıdır.
7. Uygulayıcı işletmeye alma için gerekli kaynakların (personel, destek sistemleri, acil
durumlarda kullanılacak kaynaklar, bilgi ve tecrübe, çalışma ortamı kaynakları,
altyapı, mali kaynaklar ve materyaller) bulunması için yeterli koşulları sağlamalıdır.
8. Uygulayıcı eylemsel planların ve prosedürlerin geçerliliğini test etmeli ve emniyet
personelinin gerekli becerileri edinmesi ve emniyet sistemlerini çalıştırmada
deneyim kazanması için olanak sağlamalıdır.
9. Uygulayıcı fiziksel koruma, bilgisayar emniyeti, sürdürülebilirlik, fiziksel koruma
acil durum planlaması, kriz yönetimi, olay raporlaması, güvenilirlik, kalite
güvencesi, nükleer emniyet kültürü ve NMSK gibi konularda, bu aşamada
uygulanabilecek nükleer emniyet gereksinimlerini uygulamalıdır.
3.5.6 İşletme aşaması
1. Uygulayıcı fiziksel koruma acil durum planı da dâhil olmak üzere FKP’yi uygulamalı
ve lisans koşullarının bir parçası olarak yapacağı güncellemeleri onay için
düzenleyici kuruma sunmalıdır.
2. Uygulayıcı tesisteki nükleer maddelerin malzeme tipi, şekli, miktarı ve konumu gibi
bilgileri nükleer emniyeti sağlamak amacıyla güncel tutmak için NMSK uygulayarak
doğrulama ve kayıt tutma sistemini hazırlamalıdır.
3. Uygulayıcı hırsızlığa karşı uygun seviyede fiziksel koruma sağlamak için
yürürlükteki yönetmeliklerin gerektirdiği şekilde tesisteki nükleer madde
sınıflandırmasındaki değişiklikleri sürekli olarak izlemeli ve gerektiğinde fiziksel
koruma önlemlerini değişikliklere göre ayarlamalıdır.
4. Uygulayıcı nükleer ve diğer radyoaktif madde envanterindeki veya tesis donanımı,
sistemi veya cihazlarındaki değişikliklerin, tesise yapılması olası bir sabotajın kabul
edilemez radyolojik sonuçlara yol açma potansiyeline sahip olup olmadığını
belirlemek için analiz yapmalıdır.
141
5. Uygulayıcı fiziksel koruma programlarının, prosedürlerin ve diğer belgelerin
geliştirilmesi, değerlendirilmesi ve gerektiğinde güncellenmesini sağlamak için
düzenleme yönetimi süreçlerini uygulamalıdır.
6. Uygulayıcı nükleer emniyet olaylarına karşılık vermek için fiziksel koruma acil
durum planı hazırlamalı ve Devletin fiziksel koruma acil durum planı ile eş güdümlü
olmasını sağlamalıdır. Fiziksel koruma acil durum planı, ilgili Devlet kurumlarıyla
eş güdüm prosedürlerini de içermelidir.
7. Uygulayıcı fiziksel koruma, nükleer güvenlik ve NMSK için geçerli olan
gereksinimlerle uyumlu bilgisayar tabanlı sistemler için koruma önlemleri
uygulamalıdır.
8. Uygulayıcı sürdürülebilirlik programının parçası olarak nükleer emniyet
faaliyetlerini yerine getiren tesis personeli için eğitim ve yeterlilik sağlamanın yanı
sıra tüm tesis personeli için nükleer emniyet konusunda bilinçlendirme eğitimi
sağlamalıdır.
9. Uygulayıcı fiziksel koruma önlemlerinin gerekli koruma seviyesini sağlayamadığı
tespit edildiğinde uygulayacağı telafi önlemlerini içeren bir plan hazırlamalı, planı
uygulamalı ve sürdürmelidir.
10. Uygulayıcı, personelin nükleer emniyet faaliyetlerini prosedürlere uygunluğunu
izlemek için önlemler içeren bir insan kaynakları yönetimi programı geliştirmelidir.
11. Uygulayıcı, fiziksel koruma donanımının işlevselliğini ve nükleer emniyete katkıda
bulunan diğer sistemleri ve donanımı korumak için gerekli teknik hizmetleri ve
uzmanlığı temin etmek için gerekli mekanizmanın mevcut olduğundan emin
olmalıdır.
12. Uygulayıcı, fiziksel koruma acil durum planının ve prosedürlerinin geçerliliğini
sürdürmek için, saha dışı emniyet güçleriyle eş güdüm de dâhil olmak üzere tüm
olası eylemsel koşullar için düzenli emniyet tatbikatı ve iç denetimleri yapmalıdır.
13. Uygulayıcı, bireysel fiziksel koruma önlemlerinin etkililiğini ve fiziksel koruma
sisteminin bir bütün olarak etkinliğini doğrulamak için düzenli etkinlik testleri de
dâhil olmak üzere düzenli aralıklarla değerlendirmeler yapmalıdır. Bu test protokolü,
karşılık verme güçleri de dâhil olmak üzere fiziksel koruma önlemlerinin ve emniyet
personelinin performanslarını değerlendirmelidir.
14. Uygulayıcı planlanan işletim değişikliklerini, emniyet önlemlerindeki değişikliklerin
veya uygulama öncesi tesis değişikliklerinin nükleer emniyet üzerindeki etkilerini
değerlendirmek için resmi süreç geliştirmelidir.
142
15. Uygulayıcı FKS’de planlana değişikliklerinin, nükleer güvenlik üzerindeki etkilerini
uygulama öncesinde değerlendirmek için resmi süreç geliştirmelidir.
16. Uygulayıcı, yönetmeliklere uygun olarak fiziksel koruma önlemlerinde yapmayı
planladığı büyük değişikliklerden ötürü uygulama öncesinde düzenleyici kurumdan
onay almalıdır.
17. Uygulayıcı, tesis değişiklikleri sırasında tesisin yeterli seviyede fiziksel korunmasını
sağlamak için gerekli olduğu ölçüde telafi önlemlerini geliştirmeli ve belgelemelidir.
Bu önlemler uygulanmadan önce uygulayıcı tarafından düzenleyici kurumun
onayına sunulmalıdır.
18. Uygulayıcı, eylemsel değişiklikler, tesis değişiklikleri veya fiziksel koruma
önlemlerinde değişiklikler yapıldıktan sonra bu yapılan değişiklikleri yansıtmak için
FKP’yi ve ilgili prosedürlerini güncellemelidir.
19. Uygulayıcı, tesis personeli için farkındalık eğitimi yürütmelidir. Bu sayede emniyet
personeli eylemsel değişiklikler, tesis tadilatları veya fiziksel koruma önlemlerinde
değişiklikler yapıldıktan sonra gözden geçirilmiş FKP’nin ve ilgili prosedürlerin
uygulanması konusunda eğitilmiş olmalıdır.
20. Uygulayıcı fiziksel koruma, bilgisayar emniyeti, sürdürülebilirlik, fiziksel koruma
acil durum planlaması, kriz yönetimi, olay raporlaması, güvenilirlik, kalite
güvencesi, nükleer emniyet kültürü ve NMSK gibi konularda, bu aşamada
uygulanabilecek nükleer emniyet gereksinimlerini uygulamalıdır.
3.5.7 İşletmenin durdurulması aşaması
1. Uygulayıcı işletmenin durdurulmasına geçiş amacında olduğunu ve nedenlerini
düzenleyici kuruma bildirmelidir.
2. Uygulayıcı bu aşamada nükleer madde veya nükleer tesisteki değişiklikleri
belirlemeli, hırsızlık ve sabotaj riskini yeniden değerlendirmeli ve bu
değerlendirmenin sonucunda dereceli yaklaşım kullanarak uygun fiziksel koruma
önlemleri geliştirmelidir.
3. Uygulayıcı işletmenin durdurulması aşaması için gözden geçirdiği FKP’de işletme
değişikliklerini, tesis düzenlemelerini ve fiziksel koruma önlemlerini dikkate
aldığından emin olmalıdır.
4. Uygulayıcı gözden geçirilmiş FKP’yi düzenleyici kurumun onayına sunmalıdır.
143
5. Uygulayıcı fiziksel koruma, bilgisayar emniyeti, sürdürülebilirlik, fiziksel koruma
acil durum planlaması, kriz yönetimi, olay raporlaması, güvenilirlik, kalite
güvencesi, nükleer emniyet kültürü ve NMSK gibi konularda, bu aşamada
uygulanabilecek nükleer emniyet gereksinimlerini uygulamalıdır.
3.5.8 İşletmeden çıkarma aşaması
1. Uygulayıcı tesisi işletmeden çıkarma amacında olduğunu ve nedenlerini düzenleyici
kuruma bildirmelidir.
2. Uygulayıcı bu aşamada nükleer madde veya nükleer tesisteki değişiklikleri
belirlemeli, hırsızlık ve sabotaj riskini yeniden değerlendirmeli ve bu
değerlendirmenin sonucunda dereceli yaklaşım kullanarak uygun fiziksel koruma
önlemleri geliştirmelidir.
3. Uygulayıcı işletmeden çıkarma aşamasına geçmeden önce FKP’yi yenilemeli ve
düzenleyici kurumun onayına sunmalıdır. FKP’de olası çelişkilerin önüne geçmek
tesis işlemleri, nükleer güvenlik ve diğer ilgili konularla eş güdüm içinde
hazırlanmalıdır.
4. Uygulayıcı tatbikat ve denetimleri uygun şekilde yapmak ve yapılmasına olanak
sağlamak için gerekli önlemleri almalıdır.
5. Nükleer emniyet seviyesinin değişmesi ve tesisteki sistemlerin bir kısmının
işletmeden çıkarılması nedeniyle hassas bilginin korunması konusunda gerekli
ayarlamalar uygulayıcı tarafından yapılmalıdır.
6. Uygulayıcı fiziksel koruma, bilgisayar emniyeti, sürdürülebilirlik, fiziksel koruma
acil durum planlaması, kriz yönetimi, olay raporlaması, güvenilirlik, kalite
güvencesi, nükleer emniyet kültürü ve NMSK gibi konularda, bu aşamada
uygulanabilecek nükleer emniyet gereksinimlerini uygulamalıdır.
3.6 Fiziksel Koruma Programı Değerlendirmelerinde ve Diğer Fiziksel
Koruma Konularında Düzenleyici Kurumun Sorumlulukları
Düzenleyici kurumun nükleer tesislerde fiziksel korunmanın uygun seviyede sağlandığından
emin olması için tesis ömrü boyunca her aşamadaki sorumlulukları şu şekilde
özetlenebilmektedir (UAEA, 2016b):
144
3.6.1 Planlama aşaması
1. Düzenleyici kurum nükleer tesislerin ve faaliyetlerin düzenlenmesi ve sürdürülebilir
program uygulanması amacıyla yeterli sayıda nükleer emniyet konusunda bilgi ve
uzmanlığa sahip personel yetiştirmeli, personeli eğitmeli ve gerekli nitelikleri
personele kazandırmalıdır.
2. Düzenleyici kurum fiziksel koruma, bilgi emniyeti, bilgisayar emniyeti,
sürdürülebilirlik, fiziksel koruma acil durum planlama, kriz yönetimi, olay
raporlama, güvenirlik, kalite yönetimi, nükleer emniyet kültürü ve NMSK
gereksinimlerini ve bu gereksinimlerin hangi seviyede uygulanacağını belirlemelidir.
Nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunmasında dereceli yaklaşıma
göre farklı nükleer tesisler, tesislerin bulunduğu konum, nükleer madde
sınıflandırmaları ve olası radyolojik sonuçlar gibi etkenler göz önünde
bulundurularak hangi seviyede uygulanacağının planlanma aşamasından itibaren
belirlenerek ilgili faaliyetlerin yürütülmesi önem arz etmektedir.
3. Nükleer tesisin her aşaması için lisanslama ile denetim planları ve prosedürleri
düzenleyici kurum tarafından belirlenmelidir.
4. Düzenleyici kurum uygulayıcının her aşamada üzerine düşen tüm sorumlulukları
yerine getirmesi için uygulayıcının, düzenleyici kurumun eşgüdümünde Devletin
ilgili kurumlarınca belirlenen tehdit değerlendirmelerinden ya da TET’ten gerekli
bilgileri edindiğinden emin olmalıdır.
3.6.2 Saha aşaması
1. Düzenleyici kurum tarafından saha seçiminde ulusal ve yerel tehdit bilgilerinin göz
önünde bulundurulması sağlanmalıdır.
2. Düzenleyici kurum saha seçiminde önemli emniyet ölçütlerinin de dâhil olduğu saha
özelliklerinin göz önünde bulundurulduğundan emin olmalıdır.
3.6.3 Tasarım aşaması
1. Düzenleyici kurum uygulayıcıya, tesisin tasarım aşaması için gerekli emniyet
gereksinimlerinin kapsamlı bir şekilde geliştirilmesi için gerekli tehdit
değerlendirmelerini veya TET’i ve ilgili diğer nükleer emniyet gereksinimlerini
sağlamalıdır.
145
2. Düzenleyici kurum tasarımda yapılacak değişikliklerin nükleer emniyet
gereksinimlerine uygun olmasından emin olmalıdır.
3. Düzenleyici kurum lisans ya da yetki vermeden önce tesisin son tasarımının nükleer
tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunması gereksinimlerine uygunluğunu
değerlendirmelidir.
3.6.4 İnşaat aşaması
1. Düzenleyici kurum mevzuat açısından gerekli olması halinde inşaatın başlamasından
önce uygulayıcının inşaat aşamasında uygulayacağı inşaat emniyet planını gözden
geçirip onaylayabilir. İnşaat emniyet planında kritik bileşenlerin, tehlikeli
malzemelerin ve radyoaktif kaynakların (ör. radyografi cihazları) inşaat esnasında
korunması, tesis işletmeye alındığında kötü niyetli amaçla kullanılabilecek ileriye
yönelik kaçak madde girişinin önlenmesi ve donanımın tahrifat edilmesinin
engellenmesi gibi koruma önlemleri hakkında bilgiler verilmektedir.
2. Nükleer emniyet personelinin eğitim ve özellikleri dâhil olmak üzere uygulayıcının
nükleer emniyeti tüm tesis yönetim sistemi ile birleştiren bir yönetim sistemine sahip
olduğundan düzenleyici kurum emin olmalıdır.
3. Düzenleyici kurum emniyet sistemleri ve bileşenlerin tedariki, kurulumu ve kabul
testi için kalite güvence gereksinimleri belirlemelidir.
3.6.5 İşletmeye alma aşaması
1. Düzenleyici kurum uygulayıcıdan fiziksel koruma donanımı ve nükleer emniyete
katkıda bulunan diğer sistem ve donanımların onay süreçlerini ve ölçütlerini
tanımlayan planlar geliştirmesini talep etmelidir. Fiziksel koruma donanımı ve
nükleer emniyete katkıda bulunan diğer sistem ve donanımların tasarımda
belirlendiği gibi işlevlerini yerine getirdiği ve gereklilikleri karşıladığından
düzenleyici kurum tarafından emin olunmalıdır.
2. Düzenleyici kurum tüm nükleer emniyet gereksinimlerinin karşılandığından emin
olmak için denetimler yapmalıdır.
3. Uygulamaya geçilmesi için düzenleyici kurum tarafından onaylanmadan önce
uygulayıcının onay testleriyle doğrulama sağladığı fiziksel koruma önlemleri
düzenleyici kurum tarafından değerlendirilmelidir.
146
4. Düzenleyici kurum uygulayıcının hazırladığı fiziksel koruma acil durum planını da
içeren FKP’nı değerlendirmeli ve uygunsa onaylamalıdır. FKP’nin onaylanmış
haliyle uygulanması lisans koşullarından biri olmalıdır.
5. Düzenleyici kurum FKP’nin eksiksiz uygulanması açısından işletme prosedürleri,
değerlendirme prosedürleri, fiziksel koruma acil durum ve acil durum
prosedürlerinin uygun olduğundan emin olmalıdır.
6. Fiziksel koruma donanımı ve nükleer emniyete katkıda bulunan diğer sistem ve
donanımların tam olarak işlevlerini yerine getirememesi durumunda uygulanacak
telafi edici önlemler düzenleyici kurum tarafından değerlendirilmeli ve uygunsa
onaylanmalıdır.
7. İşletme, bakım ve teknik personel dâhil tesis personelinin nükleer emniyet işlemleri
ve prosedürlerine aşina olması düzenleyici kurum tarafından tespit edilmelidir.
8. Düzenleyici kurum tarafından tesis inşaatının FKP’de belirlenen tasarım
gereksinimlerine uygun olarak yapıldığına dair işletmeye alma protokolü
hazırlanmalıdır.
9. Düzenleyici kurum tarafından FKP’de tanımlanan fiziksel koruma önlemleri
değerlendirilmelidir. Değerlendirme esnasında düzenleyici kurumun talebi
durumunda uygulayıcının FKP değerlendirme sürecini düzenleyici kuruma
açıklamalı ve doğruluğunu kanıtlamalıdır. Bu nedenle uygulayıcı tarafından tercih
edilen değerlendirme yöntemleri, kullanılan bilgiler, hesaplamalar, simülasyonlar
açık bir şekilde düzenleyici kuruma sunulmalıdır. Düzenleyici kurum uygulayıcı
tarafından yapılan değerlendirme işlemlerinin özel olarak ya da rastgele seçtiği bir
kısmını ya da hepsini doğrulamalıdır.
10. FKP’de tanımlanan fiziksel koruma önlemlerinin değerlendirilmesi için performans
testleri de yapılmalı, uygulayıcının FKP’de sunacağı bilgilere ek olarak düzenleyici
kurum denetçilerinin nezaretinde testlerin tekrarlanması talep edilmelidir.
11. Nükleer emniyet işlemleri ve prosedürlerinde eksikliklerin tespit edilmesi halinde
düzenleyici kurum uygulayıcının düzeltici önlemleri almasını sağlamalıdır.
3.6.6 İşletme aşaması
1. Düzenleyici kurum işletme aşamasında emniyet tatbikatını da içerecek performans
değerlendirmeleri ve haberli veya habersiz fiziksel koruma denetimleri yoluyla
tesiste nükleer emniyetin FKP’ye uygun bir şekilde yürütüldüğünden, FKP’nin,
147
fiziksel koruma acil durum planının ve ilgili prosedürlerin etkinliğinin uygun
seviyede olduğundan emin olmalıdır.
2. Düzenleyici kurum ilgili yönetmeliklerin gerektirdiği ölçüde uygun nükleer emniyet
seviyesinin belirlenmesi için uygulayıcının nükleer madde sınıflandırması ve
sabotajın yol açabileceği potansiyel radyolojik sonuçları analizlerini yeniden
değerlendirmelidir.
3. Düzenleyici kurum tehdit değerlenmesinde, TET’te veya nükleer emniyet
gereksinimlerinde yapılan değişikliklerin mevcut tesis durumuna uygun şekilde
yansıtıldığından emin olmak için belirli aralıklarla fiziksel koruma programlarının
gözden geçirilmesini ve güncellenmesini uygulayıcıdan talep etmelidir.
4. Düzenleyici kurum Devletin ve uygulayıcının fiziksel koruma acil durum planlarının
birbirleriyle uyumlu ve birleşik olduğundan emin olmak için planları düzenli olarak
gözden geçirmelidir.
5. İşleticinin FKS’nde yapmayı planladığı değişiklikler uygulanmadan önce
düzenleyici kurum tarafından nükleer emniyette ve nükleer güvenlikte neden olacağı
etkiler açısından değerlendirilmeli ve bu işlemler için resmi süreç mevcut hale
getirilmelidir.
6. Düzenleyici kurum değerlendirmeler ve tatbikat sonucunda açığa çıkan zayıflıkları
veya uyumsuzlukları telafi edecek fiziksel koruma önlemlerinin uygulayıcı
tarafından alındığından emin olmalıdır.
7. Düzenleyici kurum nükleer emniyet faaliyetlerini yürüten kendi personeli için eğitim
ve vasıflandırma programı uygulamalı ve sürdürmelidir.
8. İşleticinin FKP dâhilinde kuracağı kalite güvence programının etkili nükleer emniyet
sağlayacağından ve sürdürülebilir olacağından düzenleyici kurum emin olmalıdır.
3.6.7 İşletmenin durdurulması aşaması
1. İşletmenin durdurulmasına sebebiyet veren nedenlere ve yönetmeliklerle uyumlu
olarak düzenleyici kurum işletmenin durdurulması aşaması için uygulayıcıya mevcut
nükleer emniyet lisansının altında özel bir yetki vermelidir. Bu özel yetki altında
nükleer madde envanterinde yapılacak değişiklikler (yer değiştirme, elden çıkarma,
ekleme vb.) ve nükleer emniyeti etkileyecek bir etken olarak tesis personelinin
azaltılması ya da görev değişiklikleri yapılmalıdır.
148
2. İşleticinin emniyet alanlarını yeniden düzenlenmesi durumunda düzenleyici kurum
tarafından yeni fiziksel koruma önlemleri değerlendirilmelidir.
3. Tesisin fiziksel koruma sisteminde yapılacak değişikliklerin potansiyel radyolojik
sabotaja nasıl etki edeceği düzenleyici kurum tarafından değerlendirilmelidir.
4. İşletmenin durdurulmasından önce fiziksel koruma acil durum planı da dâhil olmak
üzere düzenleyici kurum uygulayıcı tarafından yeniden düzenlenmiş FKP’nı gözden
geçirmeli ve uygunsa onaylamalıdır.
5. Düzenleyici kurum nükleer tesisteki yeni nükleer emniyet düzenlemelerinin
yönetmelik gerekliliklerine uygunluğunu doğrulamalıdır.
6. İşletme faaliyetlerinin durdurulmasından kaynaklanan risklere göre düzenleyici
kurum denetim faaliyetlerini yeniden düzenlemelidir.
3.6.8 İşletmeden çıkarma aşaması
1. Düzenleyici kurum FKP’nı temel alarak bu aşama için uygulayıcıya yeni bir yetki
vermeli ya da mevcut yetki üzerinde değişiklik yapmalıdır.
2. Değişen nükleer madde envanteri ve potansiyel radyolojik sonuçlara göre nükleer
emniyet gereklilikleri düzenleyici kurum tarafından yeniden değerlendirilmelidir.
3. Düzenleyici kurum işletmeden çıkarma aşaması için geçerli olacak FKP’nı gözden
geçirmeli ve uygunsa onaylamalıdır.
4. Düzenleyici kurum uygulayıcının fiziksel koruma acil durum planının Devletin
belirlediği fiziksel koruma acil durum plana uygun olduğundan, emniyet
önlemlerinin ancak nükleer madde azaltıldıkça uygun şekilde azaltılacağından emin
olmalıdır.
5. Düzenleyici kurum işletmeden çıkarma aşamasından kaynaklanan riskleri ve bu
aşamada müdahil olacak yeni kurum ve kuruluşları göz önünde bulundurarak
denetim kapsamı ve sıklığı dâhil denetim faaliyetlerini yeniden düzenlemelidir.
6. FKP’nin sürekli geçerli olması ilkesi açısından hassas bilgilerin ve emniyetle ilgili
donanımların uygun şekilde ortadan kaldırıldığından düzenleyici kurum tarafından
emin olunmalıdır.
149
SONUÇ
Bu tez çalışması nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunmasında önemli bir
yer tutan FKP ve FKP değerlendirmesi üzerine yapılmıştır. Tezin FKP ile ilgili olan
bölümünde fiziksel korumanın temel öğeleri ve FKP özellikleri aktarılmış, Türkiye’nin
mevcut araştırma reaktörleri düşünülerek araştırma reaktörlerinde tehditler, hedefler, risk ve
fiziksel koruma zorlukları incelenmiştir. Nükleer araştırma reaktörleri ve nükleer güç
santrallerinin fiziksel korunması konularındaki farklılıklar araştırılmıştır. Hayali bir nükleer
araştırma reaktörü ve ilgili tesisler için örnek bir FKP taslağı hazırlanmıştır. Farklı ülkelerin
fiziksel koruma uygulamarının ve düzenlemelerinin incelenmesiyle bölüm tamamlanmıştır.
Tezin FKP değerlendirmesi üzerine olan bölümü ise tüm nükleer tesisleri kapsayacak şekilde
genel anlamda fiziksel koruma değerlendirmesi üzerine olmuştur. Bu bağlamda senaryo
analizlerine özel önem vererek FKS değerlendirmeleri irdelenmiştir. Senaryo analizi konusu
hayali bir nükleer tesisin FKS’sinin jenerik senaryolar ile değerlendirilmesiyle
pekiştirilmiştir. FKP değerlendirmesi sürecine ve değerlendirmeyi yapacak ekiplere yönelik
tavsiyelerde bulunulmuştur. Daha sonra FKP değerlendirilirken kaynak teşkil etmesi
amacıyla iyi uygulamalar derlenmiştir. Bir nükleer tesisin ömrünün tüm aşamaları için
fiziksel koruma konusunda uygulayıcının yükümlülükleri; FKP değerlendirmelerinde ve
diğer fiziksel koruma konularında düzenleyici kurumun sorumlulukları hakkındaki
tavsiyeler ile bölüm sonlanmıştır. Ayrıca fiziksel koruma denetimleri ve FKP
değerlendirmeleri hakkında iki ek sunulmaktadır. Konunun içerdiği hassasiyetten ötürü
verilen örneklerde hayali tesisler ve olaylar tercih edilmiş ve kötü niyetli eylemlere fayda
sağlayabileceği değerlendirilen bilgilerin tezde yer almasından kaçınılmış; nükleer
tesislerin, özellikle araştırma reaktörleri ve ilgili tesislerin uygun şekilde FKP hazırlamasına,
TAEK’in ise FKP değerlendirmelerine katkıda bulunmak amacı güdülmüştür.
FKS etkinlik değerlendirmesi için doğrudan saldırı, dolaylı saldırı, iç destek saldırısı gibi
farklı saldırı senaryoları üzerinde durulmuştur. Mevcut bilgiler incelendiğinde nükleer
tesislerin emniyeti açısından önemle değerlendirilmesi gereken bir konunun iç destek tehdidi
olduğu görülecektir. Tesis hakkında bilgiye ve tesiste erişim yetkisine sahip olan iç desteğin
dışardan gelecek saldırganlar ile işbirliği yapması, pek çok fiziksel koruma unsurunu etkisiz
hale getirebilmekte, FKS etkinliğini büyük oranda azaltabilmektedir. Bu bakımdan FKP
değerlendirmelerinde iç destek tehdidi önemle üzerinde durulması gereken konulardan
birini, belki de en önemlisini oluşturmaktadır. İç destek tehdidini değerlendirmeye yönelik
sayısal hesaplamalar oluşturmaya yönelik çalışmalar UAEA tarafından yürütülmekle birlikte
150
iç destek tehdidi analizinde sayısal verilerle elde edilen sonuçtan ziyade farklı disiplinlerden
uzmanların bir araya gelerek varacakları sonucun daha gerçekçi ve yararlı olacağı
değerlendirilmektedir.
Yapılan çalışma sonucunda Türkiye’nin ulusal mevzuatının güçlendirilmesi çalışmalarının
sürdürülmesinin önemi açığa çıkmıştır. Nükleer Tesislerin ve Nükleer Maddelerin Fiziksel
Korunması Yönetmeliğinin güncellenmesi önem arz etmektedir. Buna göre FKP içeriğine
şu konuların eklenmesinde fayda görülmektedir:
- TET ve/veya yerel tehdit değerlendirmesi temel alınarak yapılmış koruma
gereksinimleri analizi ve risk analizi dâhil nükleer emniyet için temel bilgiler
- Tesisin nükleer emniyetinin sağlanmasına katkı sunan tüm organizasyonların
görevleri, karar yetkileri ve sorumluluk sahaları
- Tesisin gerekçelendirilerek fiziksel koruma alanlarına ayrılması
- Fiziksel koruma alanları, alanlardaki yapılar ve erişim açıklıkları ara yüzü
- Yaya ve yük trafik kontrolü, yollar, erişim hakları, kilitler ve anahtar yönetimi
- Türkiye Cumhuriyeti vatandaşı ya da yabancı tesis personelinin güvenilirliğinden
emin olunması için uygulamalar
- Koruma görevlilerinin eğitimi, silah ve donanımı
- Farklı lisanslama aşamalarına yönelik nükleer emniyet uygulamaları
- Olağan işletme koşullarında ve tehdit altında fiziksel koruma faaliyetleri
- Yetkili kurumlarla işbirliği
- Çalınan ya da kayıp nükleer maddenin ele geçirilmesi için alınan önlemler
- İç destek tehdidine karşı alınan önlemler
- Bilgi ve bilgisayar emniyetine yönelik ayrıntılı bilgiler
- MAİ / ikinci alarm istasyonu ve prosedürleri
- FKS etkinliğinin, alt sistemlerin ve bileşenlerin etkinliklerinin incelenmesi
- Telafi edici ve düzeltici faaliyetler
- Tesis içi denetim ve tatbikatlar
- Yetkilendirilen kişinin FKS’yi değerlendirmesine yönelik prosedürler
- Kolluk kuvvetleri ve koruma görevlileri için eğitim programları
- Kolluk kuvvetleri ve koruma görevlileri için alıştırma ve tatbikat programları
- FKS’nin tüm bileşenlerinin bakımı
- Nükleer emniyete yönelik kalite yönetimi
- FKS’nin nükleer güvenlik sistemleriyle etkileşimi
151
- FK S v e N M S K arayüzü
- N ü k lee r em niyeti ilg ilen d iren d iğ er b ilg ile r
N ü k lee r T esis le rin v e N ü k lee r M ad d ele rin F iz ik se l K oru n m ası Y ön e tm eliğ in d ek i n ü k leer
tesis tan ım ı g ereğ in ce h e r n ü k lee r tes ise u lusa l T E T ’in v erilm esi gerek tiğ i an laşılm aktad ır.
F ak a t b ilg i em niyeti v e kadem eli yak laşım aç ıs ın d an n ü k lee r m ad d e sın ıflan d ırm asın d a 3.
sın ıfa g iren n ü k lee r a raştırm a reak tö rle ri y a da ö rn eğ in doğal u ran y u m ç ık arm a am acıy la
k u ru lacak b ir m ad en işle tm esi iç in y e tk ilen d irilen k işile re T E T v e rilm esin in u y g u n o lm adığ ı
d eğ erlend irilm ek ted ir. B u tü r n ü k lee r te s is le r iç in y e tk ilen d irilen k işiler, bu lu n d u k la rı ilin
V aliliğ i v e do lay ıs ıy la yere l k o llu k kuvvetle ri ile işb irliğ i y ap a rak haz ırlay acak la rı ve
T A E K ’in o n ay ın a sunacak ları yerel teh d it d eğ erlen d irm elerin in kend i tesisle ri iç in
o luştu racak ları F K S ’n in tasa rım ın a tem el teşk il e tm esi iç in yeterli o lacağı
d eğ erlend irilm ek ted ir. I. y a da II. sın ıfa g iren n ü k lee r te s is le r ise hem u lu sa l T E T ’i, hem de
yerel teh d it d eğ erlen d irm elerin i tem el a la rak F K S o lu ştu rm ala rın ın d aha yararlı o lacağı
d eğ erlend irilm ek ted ir. Y erel teh d it değ erlen d irm elerin in göz ö nünde b u lu n d u ru lm asın ın ,
co ğ rafyaya özg ü k o şu lla rı F K S ’ye doğ ru d an yansıtacağ ı d eğ erlend irilm ek ted ir.
N ü k lee r tes is le rin n ü k lee r em n iy e te göre s ın ıflan d ırm asın d a T ab lo 1’de F in lan d iy a
ö rneğ inde g österild iğ i gibi hem sabotaj hem de h ırs ız lık teh d id in in göz önünde
b u lu n d u ru ld u ğ u b ir s ın ıflan d ırm a y ap ılm asın d a v e N ü k lee r T esis le rin v e N ü k lee r
M ad d ele rin F iz ikse l K o ru n m ası Y ö n e tm eliğ in e ek len m esin d e fay d a görü lm ek ted ir.
T ezde de b e lirtild iğ i gibi fiz iksel k o ru m a ko n u su a lg ılay ıc ılar, engeller, a larm d eğ erlend irm e
y a da k a rş ılık v e rm e gibi çok say ıda a lt k o n u d a u zm an lık g erek tirm ek ted ir. B u b ak ım d an
T ü rk iy e ’n in b u tü r k o n u la rd a ih tiyaç duyab ileceğ i y e tişm iş in san kay n ağ ın ın sağ lanm ası iç in
n ü k lee r tesis le rd e , T A E K ’te v e ilg ili d iğer k u rum v e k u ru lu ş la rd a gerek li ça lışm aların
y ap ılm asın ın v e sü rd ü rü lm esin in şart o lduğu d eğ erlend irilm ek ted ir. B u b ak ım d an n ü k lee r
tes is le rin v e T A E K ’in fiz ik se l k o ru m a ile ilg ili ça lışm a y apan personel say ısın ı a rttırm ası ve
perso n e lle rin in y e tk in u zm an lık sahibi o lacak şek ilde eğ itim alm ası, tec rü b e k azanm ası v e
U A E A ’n ın “ eğ itic iy i eğ it” (train the trainers) b enzeri eğ itim lerin d en de g eçerek en k ısa
sü rede ilg ili k işile re v e k u ru m la ra b ilg i v e tec rü b ele rin i d oğru şek ilde pay laşab ileceğ i
sev iyeye gelm esi önem arz e tm ekted ir. N ü k lee r te s is le rin v e n ü k lee r m ad d e lerin fiz iksel
k o ru n m asın d a g ö rev yap an k o llu k k u v v e tle rin in g ö rev yerle rin in m üm k ü n se
d eğ işm em esine , n ü k lee r em niyet k o n u su n d a v e so ru m lu lu k sahasındak i n ü k lee r tesis
h ak k ın d a tec rü b e k azan an p erso n e lin g ö rev in e devam e tm esin e y a da tec rü b eli p e rso n e lin
152
görev yeri değişse bile nükleer saha için görevlendirilen yeni personele tecrübelerini
aktarmasına yönelik bir çalışmanın İçişleri Bakanlığı tarafından değerlendirilebileceği ön
görülmektedir. Türkiye’nin mevcut nükleer araştırma reaktörleri ve ilgili tesislerde fiziksel
koruma konusunda çalışan personel sayısının (koruma görevlileri hariç) çok kısıtlı olması
ayrıca üzerinde durulması gereken bir konuyu oluşturmaktadır. Bu sorunun çözümünün
fiziksel koruma ile ilgili görevlendirilen personel sayısının ve niteliklerinin arttırılması
olduğu değerlendirilmektedir. Ayrıca Türkiye’de nükleer maddelerin ve nükleer tesislerin
fiziksel korunması ile ilgili faaliyet yürüten tüm kurum ve kuruluşlarda nükleer emniyet
kültürünün geliştirilmesi ve sürdürülmesi büyük önem arz etmektedir.
Tez çalışması sonucunda ortaya çıkan başka bir sonuç ise nükleer araştırma reaktörlerinin
ve ilgili tesislerinin fiziksel korunmasının diğer nükleer tesislerin fiziksel korunmasından
farkları ile ilgili olmuştur. Fiziksel koruma açısından nükleer araştırma reaktörleri ve ilgili
tesislerde, bu tesislere özel birtakım zorluklar ve emniyet zafiyetleri yaşanmaktadır. Bu
zorluklar ve zafiyetler tezin 2.4 üncü Bölümünde ayrıntılarıyla açıklanmıştır. Yetkilendirilen
kişilerin bu zorluklar ve zafiyetleri göz önünde bulundurarak fiziksel koruma önlemlerini
alması, TAEK denetçilerinin ise yine bu zorluk ve zafiyetlerin farkında olarak denetim ve
değerlendirme yapmaları gerekmektedir. Bahsedilen zorluklar ve emniyet zafiyetleri için
çözüm önerileri ise tezin 3.4, 3.5 ve 3.6 ıncı Bölümlerinde bulunmaktadır.
ABD, Arjantin, Fransa ve Rusya Federasyonu gibi nükleer güç santrali sahibi ülkeler nükleer
tesislerinin FKS etkinliklerini değerlendirdikleri bilgisayar simülasyonlarında ulusal
yazılımlarını kullanmaktadır. Bu bakımdan benzeri bilgisayar simülasyonları için gerekli
yazılımların Türkiye’de de ulusal imkânlar dâhilinde yapılması amacıyla çalışmalar
yürütülmesi önem arz etmektedir. Bu çalışmaların ulusal şirketler ve ilgili kurum ve
kuruluşların işbirliğiyle yürütülebileceği değerlendirilmektedir. Ayrıca bu tür yazılımlarla
ortaya çıkacak bilgisayar simülasyonları için kullanılacak, örneğin belli standart koda sahip
çelik kapının farklı el aletleri kullanılarak açılabilmesi için gerekli süreler, çeşitli nicelikte
ve nitelikte patlayıcıların etkileri gibi girdilerin ulusal imkânlar dâhilinde belirlenerek bilgi
havuzu oluşturulmasında ve bu bilgi havuzunun bilmesi gereken ilkesine göre
saklanmasında yarar görülmektedir. Bu amaçla kolluk kuvvetlerinden bilgi edinilmesi, talep
edilen bilgilerin mevcut olmaması durumunda ise çeşitli testler ve tatbikatla bu bilgilerin
elde edilmesi ya da hesaplamalar yoluyla gerçekçi varsayımların yapılması gerekmektedir.
153
Bu tez FKP oluşturulması ve FKP değerlendirmesi açısından önemli bilgileri içermektedir.
Özellikle FKP değerlendirmesine yönelik iyi uygulamalar, nükleer tesislerin ve nükleer
maddelerin fiziksel korunmasında uygulayıcının yükümlülükleri ve düzenleyici kurumun
FKP değerlendirmesine ve diğer fiziksel koruma konularında sorumluluklarının belirlenmesi
üzerine oldukça yararlı olduğu değerlendirilen bilgileri sunmaktadır. Tez kapsamında FKP
değerlendirmelerinde çok önemli bir araç olan senaryo analizleri ayrıntılarıyla irdelenmiş ve
hayali bir tesiste geçen senaryolar ile örneklendirilmiştir. Farklı ülkelerin nükleer maddeler
ve nükleer tesislerin fiziksel korunmasına dair uygulama ve düzenlenmeleri incelenerek
farklı tecrübelerden yararlanılmıştır. Bu tez çalışmasının FKS alt sistemleri (algılayıcılar,
alarm sistemleri, karşılık verme vb.) üzerine ayrıntılı çalışmalarla ve nükleer araştırma
reaktörlerinden başka nükleer tesisler için FKS oluşturulması ve değerlendirilmesi üzerine
yapılabilecek çalışmalarla devam ettirilebileceği değerlendirilmektedir.
154
KAYNAKÇA
BM, 2001, Resolution 1373, United Nations,http://www.un.org/en/ga/search/view doc.asp?symbol=S/RES/1373(2001), (15 Mart 2017)
BM, 2005, Resolution 1540, United Nations,http://www.un.org/en/ga/search/view doc.asp?svmbol=S/RES/1540(2004), (15 Mart 2017)
BM, 2009, Resolution 1887, United Nations,http://www.un.org/en/ga/search/view doc.asp?svmbol=S/RES/1887(2009), (7 Nisan 2017)
BOUDRİGA Noureddine, 2010, Security of mobile communications, Boca Raton
BOWEN Zou, MİNG Yang, HİDEKAZU Yoshikawa ve HONGXİNG Lu, 2016, Evaluation of Physical Protection Systems Using an Integrated Platform for Analysis and Design, IEEE - PP 99
BUNN George ve BRAUN Chaim, 2003, Terrorism Potential for Research Reactors Compared with Power Reactors, American Behavioral Scientist, Vol. 46 No. 6
BUNN George, BRAUN Chaim, Fritz STEINHAUSLER, 2003, Nuclear Terrorism Potential: Research Reactors vs. Power Reactors?, OMZ: Osterreichische Militarische Zeitschrift (Austrian Military Periodical), pages: 9-14
DOE, 2007, Federal Protective Force, DOE M 470.4-8, Department O f Energy, Washington
ICTP ve UAEA, 2015, Joint ICTP and IAEA International School on Nuclear Security, Abdus Salam International Centre for Theoretical Physics - International Atomic Energy, 27 April - 8 May 2015, Trieste
INMM, 2004, Special International Workshop on Global Best Practices in Physical Protection, Institute of Nuclear Materials Management, 14-18 June 2004, Prague
JAEA, 2015, National Workshop on Evaluation of Nuclear Security Plan, Japan Atomic Energy Agency, 2-6 March 2015, Ankara
JAEC, 2012, Strengthening of Japan's Nuclear Security Measures, Japan Atomic Energy Commission, Tokyo
LLNL, 2017a, Joint Conflict and Tactical Simulation (JCATS) Capabilities Brief, Lawrence Livermore National Laboratory, Livermore
LLNL, 2017b, JCATS User Community, Lawrence Livermore National Laboratory, https://csl.llnl.gov/users (22 Mart 2017)
NEA, 2017, Nuclear Legislation in OECD and NEA Countries - Regulatory and Instutional Framework for Nuclear Activities- Japan, Nuclear Energy Agency, Boulogne-Billancourt
NNSA, 2017, National Nuclear Security Administration, https://nnsa.energv.gov/aboutus/ourprograms/nuclearsecuritv/protectiveforces (8 Kasım 2017)
155
NRA, 2015, Self-Assessment of The National Regulatory Infrastructure for Safety, Nuclear Regulation Authority, Tokyo
NRC, 1994, Regulatory Guide 5.52 Standard Format and Content of a Licensee Physical Protection Plan for Strategic Special Nuclear Material At Fixed Sites (Other than Nuclear Power Plants), Nuclear Regulatory Commision, Washington
NRC, 2013, Nuclear Power Plant Security Assessment Guide, NUREG/CR-7145, Nuclear Regulatory Commission, Rockville
NRC, 2014, Physical Security Best Practices for the Protection of Risk-Significant Radioactive Material, NUREG-2166, Nuclear Regulatory Commission, Washington
NRC, 2017b, Nuclear Regulatory Commission,https://www.nrc.gov/docs/ML0531/ML053130166.pdf (13 Kasım 2017)
NRC, 2017b, Nuclear Regulatory Commission, https://www.nrc.gov/reading-rm/doc- collections/cfr/ (8 Kasım 2017)
NRC, 2017c, Nuclear Regulatory Comission, https://www.nrc.gov/reading-rm/doc- collections/reg-guides/protection/rg/division-5/division-5-61.html (8 Kasım 2017)
NTIS, 1994, Protection Against Malovent Use of Vehicles at Nuclear Power Plants: Vehicle Barrier System Selection Guidance, NUREGlCR-6190 Vol. 1 - Rev. 1, National Technical Information Service, Springfield
ONR, 2016a, Guidance on the Purpose, Scope and Quality of a Nuclear Site Security Plan, Unique Ref: 2016/0120708, Office for Nuclear Regulation, London
ONR, 2016b, Counter Terrorist Contingency Plans, CNS-TAST-GD-016 Revision 1, Office for Nuclear Regulation, London
Resmi Gazete, 1979, Nükleer Silahların Yayılmasının Önlenmesine İlişkin Antlaşma, 28 Kasım 1979 tarihli ve 16823 sayılı, Ankara
Resmi Gazete, 1983, Nükleer Tesislere Lisans Verilmesine İlişkin Tüzük, 19 Aralık 1983 tarihli ve 18256 sayılı, Ankara
Resmi Gazete, 1986, Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Hakkında Sözleşme, 7 Ağustos 1986 tarihli ve 19188 sayılı, Ankara
Resmi Gazete, 2012a, Nükleer Tesislerin ve Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Yönetmeliği, 22 Mayıs 2012 tarihli ve 28300 sayılı, Ankara
Resmi Gazete, 2012b, Nükleer Terörizm Eylemlerinin Önlenmesi Sözleşmesi, 8 Mayıs 2012 tarihli ve 28286 sayılı, Ankara
Resmi Gazete, 2015, Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Sözleşmesinde Değişiklik, 24 Nisan 2015 tarihli ve 29336 sayılı, Ankara
ROSATOM, 2017, State Atomic Energy Corporation, http://www.rosatom.ru/en/about- us/protection-of-nuclear-materials-and-facilities/ (5 Kasım 2017)
156
Rostekhnadzor, 2007, Requirements to Physical Protection Systems of Nuclear Materials, Nuclear Facilities and Nuclear Material Storage Facilities, NP - 083 - 07, Federal Service for Ecological, Technological and Nuclear Supervision, Moscow
SNL, 2007, Nuclear Power Plant Security Assessment Technical Manual, SAND2007-5591, Sandia National Laboratories, New Mexico
SNL ve JAEA, 2013, Security by Design Handbook, SAND2013-0038, Sandia National Laboratories - Japan Atomic Energy Agency, New Mexico
SNL ve JAEA, 2014, Regional Training Course on Physical Protection of Nuclear Materials and Facilities, Sandia National Laboratories - Japan Atomic Energy Agency, 20-31 October2014, Tokai-Mura
STUK, 2013, Security of a Nuclear Facility, GUIDE YVL A.11, Radiation and Nuclear Safety Authority, Helsinki
UAEA, 2002, Handbook on the Physical Protection of Nuclear Materials and Facilities, IAEA-TECDOC-1276, International Atomic Energy Agency, Vienna
UAEA, 2008, Preventive and Protective Measures Against Insider Threats, IAEA Nuclear Security Series No. 8, International Atomic Energy Agency, Vienna
UAEA, 2009, Development, Use and Maintenance of the Design Basis Threat, IAEA Nuclear Security Series No. 10, International Atomic Energy Agency, Vienna
UAEA, 2011, Nuclear Security Recommendations on Physical Protection of Nuclear Material and Nuclear Facilities (INFCIRC/225/Revision 5), IAEA Nuclear Security Series No. 13, International Atomic Energy Agency, Vienna
UAEA, 2013, Objective and Essential Elements of a State’s Nuclear Security Regime, IAEA Nuclear Security Series No. 20, International Atomic Energy Agency, Vienna
UAEA, 2015a, International Training Course on Preventive and Protective Measures against Insider Threats, International Atomic Energy Agency, 1-5 June 2015, Helsinki
UAEA, 2015b, International Training Course on Physical Protection Inspections at Nuclear Facilities, International Atomic Energy Agency, 15-26 June 2015, Obninsk
UAEA, 2015c, International Seminar on Challenges in the Licensing of Nuclear Facilities with respect to Nuclear Security, International Atomic Energy Agency, 7-11 December2015, Vienna
UAEA, 2016a, Nuclear Security Management for Research Reactors and Related Facilities, IAEA-TDL-004, International Atomic Energy Agency, Vienna
UAEA, 2016b, Security during the Lifetime of a Nuclear Facility, DRAFT - NST051, International Atomic Energy Agency, Vienna
UAEA, 2016c, Research Reactors: Purpose and Future, Brochure, International Atomic Energy Agency, Vienna
157
UAEA, 2017, Handbook on the Design of Physical Protection Systems for Nuclear Material and Nuclear Facilities, DRAFT - NST055, International Atomic Energy Agency, Vienna
158
EKLER
EK 1: TESİSLERİN EMNİYET DENETİMLERİNE HAZIRLANMASI
A raştırm a reak tö rle ri v e ilg ili tes is le rin iş le tic ile ri iç in em n iy e t den e tim in e h az ırlan m ak tüm
düzen ley ic i g e reksin im leri k arş ılad ığ ın d an v e gerek li d o küm an ları h az ırlad ığ ın d an em in
o lm ak an lam ın a g e lm ek ted ir (U A E A , 2016a).
Düzenleyici Gereksinimlere Uyumluluk
F K P ’n in düzen ley ic i g e rek sin im lere u y u m lu o lm asın d an em in o lunm ası iç in şu ad ım lar
önerilm ekted ir:
1. F iz ikse l k o ru m a g erek sin im le rin gö zd en g eç irilm esi v e m ev cu t F K P ile
k a rş ılaş tırılm asın ın yap ılm ası.
2. F K P ’n in p lan land ığ ı gibi u y g u lan d ığ ın d an v e sü rd ü rü ld ü ğ ü n d en em in o lunm ası ve
ö ze llik le fiz ik se l k o ru m a sü rd ü reb ilirlik v e a larm g ü n lüğü kay ıtla rı, a teş duvarı
(firewall)7 gün lük leri v e denetim leri, personel kay ıtları, em n iy e t o layı kay ıtları,
em niye t eğ itim kay ıtla rı v e em niyet sistem i v e b ileşen le ri tes tle rin i de içe recek
şek ilde ilg ili b e lg e lem en in doğru, güncel o la rak den e tç ile re su n u lm asın ın
sağ lanm ası. H assas y a da g izli b ilg ile rin y in e F K P d o ğ ru ltu su n d a den e tç ile re
sunu lm ası gerekm ek ted ir.
3. D en e tim ö n cesinde sistem in F K P ’ye u y u m lu lu ğ u aç ıs ın d an öz d eğ erlend irm e
y ap ılm ası v e aşağ ıd a b e lir tilen faa liy e tle rin tam am lanm ası:
a. A lg ılay ıc ıla rın , k am eraların , erişim kon tro l d o n an ım ın ın v e ay d ın la tm an ın
u y g u n b ir şek ilde ça lış tığ ın d an em in o lunm ası. C ih az la rın v e d o n an ım ın
işlev lerin i y e rin e g e tirem em esi d u ru m u n d a F K P v e y ö n e tm e lik le r
d o ğ ru ltu su n d a te la fi edici ö n lem lerin alınm ası.
b. E riş im k on tro lle ri, M A İ işley işi, a la rm a k a rş ılık verm e, z iy are tç ile re eşlik
etm e, an ah ta r k on tro lle ri v e d iğ er fiz iksel k o ru m a faa liy e tle rin in b e lg e len m iş
p ro sed ü rle re göre y ap ıld ığ ın ın doğru lanm ası.
c. P ersonelin , b ilg in in , b ilg isay a r v e ağ em niyeti sü reç lerin in y erinde
o ld u ğundan v e işley iş in b e lg e len m iş p ro sed ü rle re göre em im olunm ası.
7 Ateş duvan: programlamada önceden belirlenmiş emniyet kurallarına göre gelen ve giden ağ trafiğini izleyen ve kontrol eden bir ağ emniyet sistemidir (BOUDRİGA, 2010)
159
d. Eksikliklerin tanımlandığından ve uygun çözümlerin uygulandığından emin
olunması.
Fiziksel K orum a Belgelerinin Bir A raya Getirilmesi
Denetim için tüm ilgili belgelerin bir araya getirilmesi gerekmektedir, örneğin:
- Tesis FKP
- Fiziksel koruma ve bilgisayar emniyeti muhafaza ve alarm günlükleri kayıtları
- Personel kayıtları
- Emniyet eğitimleri kayıtları
- Emniyet sistemi ve bileşenleri test kayıtları
- Emniyet olayı kayıtları
- Tehdit ve tehdidin neden olacağı sonuçlar analizi üzerine belgeler
- FKS etkinliği ve/veya zafiyet analizi üzerine belgeler
- Güvenilirlik soruşturmaları kayıtları (eğer tesiste bulunuyorsa)
- İç denetim kayıtları
Bu örneklerle sınırlı olmayan ilgili belgeler düzenli bir şekilde denetçilere sunularak
araştırma reaktörü ve ilgili tesislerin FKP ile uyumlu bir şekilde işletildiğini gösterilmelidir.
Denetime H azırlanm a
Denetime hazırlanma aşamasında prosedür şu şekilde izlenebilir:
1. Lisans sahipleri ile denetim hakkında iletişime geçilmesi
2. Mümkünse denetim takımıyla denetim kapsamı hakkında anlaşmaya varılması
3. Denetim takvimi belirlenmesi
4. Güvenlik ve emniyet faaliyetleri için denetim sırasında telafi edici önlemlerin
alınması (ör. koruma görevlilerin test edilmesi esnasında koruma görevinin başka
koruma görevlileri tarafından yapılması)
5. Ziyaret, görüşme, yetkilendirme ve eşlik etme için düzenlemeler yapılması
6. Personelin denetim için hazırlanması:
a. Tesis yönetiminin bilgilendirilmesi
b. Tesis personeline denetim gündemi ve amaçları, personel görevleri hakkında
genel bilgilendirme yapılması. Gündem şunları içermektedir:
i. Emniyet işlevlerinin denetimi
160
ii. Bilginin geçerliliği
iii. Toplanan bilginin analizi
iv. Denetim bitiş toplantısı
c. Tesis personeline denetim sırasında bilgi verilmesi
Denetim Yapılması
Denetim esnasında sorumlu tesis personeli tarafından yapılacaklar şu şekilde sıralanabilir:
1. Denetim ekibinin kimliklerinin doğrulanması ve erişim prosedürlerinin uygulanması
2. Açılış için bilgilendirme toplantısı yapılması, güvenlik ve emniyet kurallarının ve
prosedürlerinin denetim ekibine anlatılması
3. Emniyet işlevlerinin denetlenmesinde kolaylık sağlanması
4. Analiz için istenen emniyet bilgilerinin sağlanması
5. Denetçiler tarafından tespit edilen uyumsuzluklar için kalıcı çözümler getirilene
kadar geçici süreliğine telafi edici önlemlerin alınması
6. Kapanış toplantısında, denetim ekibinin bulgularının tartışılması ve sonuçların
doğrulanması
Denetim Sonrası Faaliyetler
Sorumlu tesis personelinin denetimden sonra yapacakları şu şekilde özetlenebilir:
1. Denetim ekibi tarafından hazırlanan değerlendirme raporunun gözden geçirilmesi ve
düzeltici eylemlerin listelenmesi
2. Kolaylıkla uygulanabilecek düzeltici eylemlerin yapılması (ör. çalışmayan
ampullerin değiştirilmesi)
3. Karmaşık düzeltici eylemler için plan yapılması (ör. geleneksel anahtar kullanımı
yerine biyometrik erişim kontrol sistemi) ve denetim ekibinin onayının alınması
4. Düzeltici eylem planının zamanında tamamlanması
5. Resmi yazı ile denetim sonrası faaliyetlerin tamamlandığının belgelenmesi
161
EK 2: FİZİKSEL KORUMA PROGRAMI DEĞERLENDİRME
KILAVUZU
Bu ek düzenleyici kuruma sunulmak üzere uygulayıcının hazırladığı nükleer tesise ait
FKP’nin yine uygulayıcı tarafından değerlendirilmesi sürecinde kılavuz niteliği taşıması
açısından hazırlanmıştır8. Kılavuzun amacı okuyucunun konuyu, FKS etkinliği belirlenirken
kullanılan bilgi, hesaplama modelleri ve yapılan varsayımları ve sonuçların FKS açısından
hassaslığını anlamasını sağlamasıdır. Değerlendirme yapılırken kullanılacak bilgilerin
mevcut FKS tasarımını birebir yansıtması önem arz etmektedir. Emniyet
değerlendirmesinde elde edilmiş tüm belgelerin düzenleyiciye gözden geçirmesi için
sunulması gerekmemekle birlikte esas belgeler, hesaplamalar, kılavuz ve kaynaklar
alıntılanmalı, anlaşılabilir ve yöntemsel biçimde sunulmalıdır.
Aşağıda FKP değerlendirmesinde örnek teşkil etmesi açısından hazırlanan çalışma
sunulmaktadır (NRC, 2013):
Fiziksel K orum a Program ı Değerlendirme Kılavuzu
Bölüm 1 - Yönetici Özeti
Yönetici özetinde FKP değerlendirme süreci özetlenir. Önemli sonuçlar, bulgular ve
çıkarımlar bu bölümde sunulur.
Bölüm 2 - Değerlendirme
2.1 Giriş
Giriş bölümünde değerlendirmesi yapılacak tesis ve değerlendirme yöntembilimi hakkında
ayrıntılı bilgi verilir. Emniyet değerlendirmesi ve FKS etkinliğini belirlemek için kullanılan
yöntembilim genel hatlarıyla özetlenir. Bu bölümde ayrıca yöntembilimdeki ana amaçların
kısaca anlatılması ve FKS’nin belirlenen tehditler karşısında kabiliyetini göstermek
amacıyla görevlerin birbirleriyle olan ilişkisi de anlatılır.
2.2 Amaç ve Hedefler
8 Nükleer Tesislerin ve Nükleer Maddelerin Fiziksel Korunması Yönetmeliğinin güncellenme çalışmaları kapsamında uygulayıcının FKP değerlendirmesini de TAEK’e sunması gerektiği değerlendirilmektedir.
162
Emniyet değerlendirmesinin amacı bu bölümde anlatılacaktır. Bu bölümde emniyet
değerlendirmesi nükleer araştırma reaktörü tesisinin hangi aşamasına (ör. inşaat lisansı,
işletme lisansı) göre yapıldıysa ona göre bilgi verilecektir. Emniyet değerlendirmesinin
kapsamı her tesis için, bulunduğu başvuru aşamasına göre farklı olacaktır. Örneğin inşaat
lisansı için yapılacak başvurulara göre işletme lisansı için yapılacak başvurularda
düzenleyici kurum daha kapsamlı ve ayrıntılı bilgileri içeren bir emniyet değerlendirmesi
bekleyecektir.
Reaktör kalbinin hasar alması, yanmış yakıtın sabotajı, nükleer malzemelerin hırsızlığı
tehditlerine karşı FKS’nin amaçları pekiştirilir. Bu bölümde emniyet değerlendirme
sürecinin belirlenmesi için kullanılan belirli etkinlik ölçütleri de aktarılır. Bu ölçütlere göre
FKS’nin koruma kabiliyeti ortaya çıkar.
2.3 Kapsam ve Tesis Tasarım ı
2.3.1 Analizin kapsamı ve gerçekleştirilmesi
Bu bölümde kalite yönetim programı, analiz yapan personelin vasıfları (değerlendirme ekibi
üyelerinin her biri için bir paragraflık özgeçmiş), varsa bağımsız görüşler ve hassas bilgileri
koruma önlemleri dâhil tüm analizin nasıl yapıldığı anlatılmalıdır.
Değerlendirme kapsamı (lisans sahibi olan ya da başvurusu yapan tesis), değerlendirilen
tesis tasarımı ya da saha hakkında bilgiler ve varsa kısıtlamalar burada belirtilmelidir.
Kullanılan değerlendirme yöntemi ya da modeli bu bölümde bildirilmelidir.
Emniyet değerlendirmesi organizasyonu, sorumlulukları ve değerlendirmeye herhangi bir
şekilde dâhil olmuş personeli tanımlamalıdır. Emniyet değerlendirmesi yapılan bağımsız
değerlendirmeleri de, gözden geçirme ekibinin değerlendirme sonuçları ve gözden geçirme
ekibi üyelerinin listesini de içermelidir. Son olarak emniyet değerlendirmesi için kullanılan
giriş verilerinin doğrulanma işlemleri anlatılmalıdır. Başvuru sahibi değerlendirmenin
uygun yapılmasını sağlayacak bilgi kaynaklarının listesini sunmalıdır.
2.3.2 Tesis özelliklerinin belirlenmesi
Bu bölümde emniyet değerlendirmesinin bir parçası olarak tesis ve saha özellikleri özellikle
düşmanın seçebileceği hedefler üzerine odaklanarak özetlenir. Emniyet değerlendirmesinde
önemli tesis çizimleri (odalar, binalar, yerler vb.), işletme bilgileri, işletme ve bakım
düzenlemeleri, tesisin fiziksel ve çevresel düzenlemesi (saha ve mülk sınırları, komşu
163
tesisler vb.), olağan ya da olağandışı durumlarda erişim kontrol noktaları, çalışanların sınıfı
ve sayıları ve karşılık verme güçlerinin karşılık verme zaman ve kabiliyeti de sunulmalıdır.
A1 boyutlu bir kâğıda tesisin fiziksel koruma özelliklerini gösteren kuş bakışı resmi
çizilmelidir. Bu çizimde fiziksel koruma önlemleri alınan kontrollü alan sınırları, korunan
alan sınırları, intrüzyon tespit etme noktaları, araç engel sistemleri, merkezi alarm istasyonu,
ikinci alarm istasyonu, savunma noktaları, araç ve yaya kontrol noktaları, geciktirme
unsurları, etkin kaçırma ve geciktirme unsurları, güçlendirilmiş nöbet yerleri, engeller,
muharebe alanları, gözetleme ve değerlendirme cihazları için öngörülen görüntü alanları vb.
bulunmalıdır.
Tesis tasarım aşamasında ise, bazı fiziksel koruma özellikleri kullanıldığında daha titiz
değerlendirme yapılması mümkündür. Örneğin korunan alan çevresi ile hayati alanlar
arasına yeteri kadar mesafe koymak, taşıt engel sistemlerini uygun uzaklıkta tutmak, silahlı
emniyet güçlerinin kaç kişi olacağının tahmini sayısını belirlemek gibi bilgiler kullanılarak
hesaplama yapılması sayesinde tesis emniyet değerlendirme işlemlerinin daha titiz yapılması
mümkündür.
Emniyet değerlendirmesinde kullanılan tasarım bilgisi, tesisin raporun sunulduğu tarihteki
mevcut durumunu yansıtmalıdır. Bununla birlikte, emniyet değerlendirme sürecinin bir
sonucu olarak tesis tasarımında değişiklikler yapılması durumunda değişiklik yapılmasına
neden olan durumlardan yapılan çıkarımlar da burada bildirilmelidir.
2.3.3 Em niyet değerlendirm e param etreleri
FKS emniyetini değerlendirmede kullanılan emniyet parametreleri bu bölümde anlatılır.
Yine bu bölümde değerlendirme kapsamında olan ve gelecekte yapılması planlanan emniyeti
güçlendirecek unsurlar da anlatılır.
2.4 Hedef Analizi
Tehdit değerlendirmeleri ve TET doğrultusunda belirlenmiş, düşmanın saldırabileceği
hedefler bu bölümde tanımlanmalıdır.
2.4.1 Yöntemler
164
Hedef unsurların belirlenmesi, analizler ve kullanılan yöntembilim tanımlanması bu
bölümde yapılır. Tanımlamalar ve ilgili prosedürler şu konuları içerebilir:
- Hedef belirlenmesi işlemi
- Hedef gruplarının oluşturulması yöntembilimi
- Ulaşılabilir hedefler için eleme ölçütleri
- Hedef gruplarının belirlenmesi için özelliklerin belirlenmesi ve eleme işlemleri
- Hedef analizi yapan ekibin vasıfları
- Saha yerleşim çizimleri
- Risk olasılığı değerlendirmelerini, masaüstü analizler gibi hedef analizi giriş
verilerini içeren liste
- Hedeflere yönelik siber saldırıların göz önünde bulundurma işlemleri
- Elenmiş hedef gruplarının, ulaşılabilir hedeflerin ve eleme işlemini gerekçelendiren
nedenlerin listesi
2.4.2 Sonuçlar
Hedeflere ya da hedef gruplarına yönelik yapılacak emniyet değerlendirmesi şu bilgileri
içeren tablo ile anlatılabilir:
- Hedefin veya hedef grubunun numaralandırılması
- Hedefe veya hedef grubunun adlandırılması
- Başlatıcı olayın belirlenmesi: hedeflere yönelik kötü niyetli eylemlerin tanımlanması
- Hedef grubuna ait donanım: her hedef grubu için güvenlik işlevlerini yapmasının ya
da tamamlamasının engellenmesi durumunda radyolojik sabotaja ya da nükleer
maddenin çalınmasına neden olabilecek tüm sistem, yapı, bileşen ve uygulayıcı
faaliyetlerinin listelenmesi gerekmektedir.
- Hedef alınan donanım yerleri: her hedef grubu için, hedef olabilecek alt donanım
yerleri belirlenir.
- Düşman eylemleri: düşmanın reaktör kalbine önemli zarar vermesi, kullanılmış
yakıta sabotaj yapması ya da nükleer madde hırsızlığı yapması gibi eylemleri ve
amaçları tanımlanır.
- Hedef dayanıklılığının tehditlere göre belirlenmesi
- Güven veren uygulayıcı faaliyetleri: hedef grubunda uygun engelleyici donanım ve
uygulayıcı faaliyetlerinin belirlenmesi ve listelenmesi.
165
- Reaktör kalbine ya da kullanılmış yakıt sabotajı için tahmini zaman: reaktör kalbine
önemli hasarlar verecek ya da kullanılmış yakıta sabotaja neden olabilecek saldırılar
için gerekli sürenin belirlenmesidir.
- Beklenen sonuçlar ve nedenler: beklenen sonucun kısa bir tarifini ve reaktör kalbinde
önemli hasara, kullanılmış yakıt sabotajına veya nükleer maddelerin hırsızlığına yol
açacak eylemlerin neden sonuç ilişkisinin temellendirilmesini içerir. Bu
temellendirme, beklenen sonuçların uygulayıcının etkin şekilde sonuçları
hafifletmesine imkân vermeyeceği kadar kısa sürede olacağı kabul edilerek yapılır.
- Kabul edilemez radyolojik sonuçlara neden olmaması için sabotajdan kaynaklanacak
potansiyel radyoaktif madde salınımının ve gerekli koruyucu eylem tavsiyelerinin
belirlenmesi.
- Ek bilgiler: düşmanın hedefini kısmen ya da tamamen başarması durumunda
uygulayıcı tarafından yapılacak sonuçları hafifletici faaliyetler hakkında kısaca
görüşlere ve buna ek olarak başka konular hakkında da görüşlere yer verilmesini
içerir.
2.5 Fiziksel K orum a Sistemi
2.5.1 Yinelemeli FKS tasarım süreci
Başvuru yapan, FKS unsurlarının nihai bileşimi hakkında bilgi sağlamalıdır. Süreç boyunca
birden çok kez yineleme gerektiyse, bu yinelemeler sırasında dikkate alınan ara FKS
unsurlarını da içeren ara değerlendirmelerin belgeleme sırasında kaydedilmesi
önerilmektedir. Yinelemeli değerlendirme sürecinde eklenen FKS unsurları ile ilgili elde
edilen önemli çıkarımların özeti yapılmalıdır.
2.5.2 Em niyet tasarım özelliklerinin birleştirilmesi
Başvuru yapan tesis personeli, prosedürler, hırsızlık, sabotaj ve diğer kötü niyetli eylemlere
karşı tespit etme, geciktirme ve karşılık verme özelliklerini içeren tesise ait FKS tasarımı
hakkında bilgi sağlamalıdır. Bu bölümde, emniyet değerlendirmesi sonucunda belirlenen
emniyet tasarım özelliklerinin tasarımda nasıl ve nerede yer aldığı ayrıntılı olarak
açıklanmalıdır. Başvuru yapan, nükleer tesise ait emniyet işlevlerini listelemelidir. Bu liste
değerlendirilmekte olan tasarım aşaması için FKS ve alt sistemleri, yapıları, bileşenleri ve
ilgili emniyet işlevleri arasındaki algılama, geciktirme ve karşılık verme unsurlarını
içermelidir. TET veya tehdit değerlendirmesi ile belirlenen özelliklere sahip düşmana karşı
tesise ait hedef gruplarının ve ilgili unsurlarının fiziksel korunmasını sağlayacak ya da
166
korunma kabiliyetini güçlendirecek emniyet unsurlarının her biri için açıklama dâhil
edilmelidir.
Her FKS unsuru için bu başlıklarla sınırlı kalmamakla birlikte sunulması gereken ek bilgiler
aşağıda verilmektedir:
2.5.2.1 Tespit unsurları
Nihai FKS tasarımında kullanılan tüm intrüzyon algılayıcıları (iç ve dış algılayıcılar)
listelenmelidir. Uygun koşullarda personelin kendisi de tespit etme unsuru olarak kabul
edilebilir. Algılayıcılar ile fiziksel çevre etkileşimi tanımlanmalıdır. Ayrıca FKS tasarımında
kullanılan alarm değerlendirme alt-sistemleri de listelenmelidir. Video alarm değerlendirme
elektronik alt-sistemleri yerine personel tarafından yapılan alarm değerlendirmesi mevcut
ise bu durumun açıklaması yapılmalı, uygunluğu, güvenilirliği, çevresel ve iletişim
gereksinimleri detaylandırılmalıdır. Nihai FKS tasarımında kullanılan tüm erişim kontrol
alt-sistemleri tanımlanmalıdır. Bu tanımlamada personel ya da taşıt kontrolünün nasıl
yapıldığı (elle, makine yardımıyla ya da otomatik) belirtilmelidir. Son olarak algılayıcı
alarmını ve görüntü bilgilerini alarm istasyonlarına ve istasyon çalışanlarına aktaran alarm
iletişimi ve görüntüleme alt-sistemi anlatılmalıdır. Merkezi alarm istasyonu ve varsa ikinci
alarm istasyonuna ait yerleştirme ve koruma ayrıntıları sağlanmalıdır.
2.5.2.2 Geciktirme unsurları
Nihai FKS tasarımında geciktirme amacıyla kullanılan edilgen ve etkin engelleri
listelenmelidir. Edilgen engeller tel örgüler, nizamiye girişleri, araç engelleri, duvarlar,
zeminler, çatılar, kapılar, pencereler, ızgaralar, parmaklıklar vb. unsurları kapsamaktayken
etkin engeller ölümcül olmayan silahlar, dağıtılabilir malzemeler (dispensable materials) ve
taşınabilir engelleri içermektedir. Değerlendirme yapılırken düşman yolu boyunca ilk
algılama noktasından önceki geciktirme unsurlarının senaryo zaman çizelgesine dâhil
edilmemesine dikkat edilmelidir.
2.5.2.3 K arşılık verme unsurları
Nihai FKS tasarımında karşılık verme kabiliyet ve stratejisi anlatılmalıdır. Karşılık verme
kapsamında hem olay anında yapılacak müdahale hem de daha sonraki zamanda verilecek
karşılık irdelenmelidir. Ayrıca karşılık verme stratejisinin bir parçası olarak müdahale
167
esnasında iletişimin nasıl sağlandığı anlatılmalıdır. Bu bölüm de ayrı etkin geri çevirme
sistemlerini (ör. uzaktan kumandalı silahlar, mühimmat esaslı etkin sistemler) de içermelidir.
2.5.2.4 iletişim unsurları
Emniyet ile ilgili işlev gören, saha içi ve saha dışı iletişim sistemleri tanıtılmalı ve karşılık
verme güçleri ile alarm istasyonları arasındaki iletişim yöntemleri açıklanmalıdır.
2.5.3 Em niyet tasarım özelliklerinin p lanlara ve eklerine dâhil edilmesi
Nükleer tesislerin ve nükleer maddelerin fiziksel korunması ile ilgili yönetmelik
doğrultusunda ve emniyet değerlendirmeleri sonucunda belirlenen emniyet tasarımı
özellikleri bu bölümde gösterilmelidir. Tasarım aşamasında olan lisans başvuru sahipleri,
gelecek aşamalarda teslim edecekleri nihai fiziksel koruma programlarında dâhil edecekleri
emniyet özelliklerini belirtmeleri gerekmektedir.
2.5.4 Em niyet/Güvenlik a ra yüzü
Başvuru sahibinin emniyet ve güvenlik ara yüzünü irdeleyerek FKS unsurları tasarımı
yapılırken bu unsurların güvenliğe yönelik mevcut ya da potansiyel aleyhte bir duruma
neden olmayacağını göstermesi gerekmektedir. Öte yandan güvenlik unsurlarının FKS’nin
etkinliğini azaltmayacak şekilde işlev göreceği de gösterilmelidir. Bu bölüm ayrıca emniyet
ve güvenlik etkileşimlerinin uygun olarak gösterilmesi için yapılan işlemlerin tanımını da
içermelidir. Tesis işletimi, FKS bakım ve onarımı ve hedef gruplarında bulunan
donanımların bakım ve onarımları üzerine açıklamalar da eklenmelidir.
2.6 Değerlendirme Yöntemleri ve Sonuçlar
Bu bölümde nükleer tesis tasarımının nasıl değerlendirildiği ve tesisin tamamına ait FKS
etkinliğinin nasıl belirlendiği anlatılmalıdır.
2.6.1 Senaryonun tanım lanm ası
Düzenleyici kurum tarafından hazırlanan senaryolar (TET senaryoları da olabilir) için FKS
etkinliğinin belirlenmesi amacıyla kullanılacak senaryoları tanımlayacak yöntem
oluşturulmalıdır. Hedef erişim noktaları, tespit cihazları, mesafeler, koruyucu unsurlar ve
emniyet güçleri tarafından müdahale yapılması beklenen yerler de göz önünde
bulundurularak hazırlanan olası düşman hareket yolu hakkında bilgiler sunulmalıdır. Her
168
senaryo için, tespit etme cihazları açıkça tanımlanmalı ve senaryo zaman çizelgesinde tespit
etme noktasını oluşturacak tespit etme cihazı ya da cihazları belirlenmelidir. Ayrıca
düşmanların kullanabileceği en zayıf yolların belirlenmesi bu bölümde yapılmalıdır. Benzer
şekilde emniyet güçlerinin kullanacağı yollar da bu bölümde anlatılmalıdır. Bu bağlamda
emniyet güçlerinin ne türde karşılık vereceği ve ne oranda karşılık verileceği
değerlendirmeleri de yer almalıdır.
2.6.2 Düşman zam an çizelgesi sonuçları
Düzenleyici kurum tarafından hazırlanan senaryolar düşman zaman çizelgeleri (ör. mantık
şeması, olay ağaçları) ile tarif edilmelidir. Değerlendirmeye eklenecek EK-A bölümünde
verilecek, kabul edilebilir mühendislik yayınlarında kaynak verilmeyecek şekilde yapılan
herhangi bir varsayım için daha ayrıntılı açıklama yapılması gerekmektedir.
2.6.3 Em niyet güçleri zam an çizelgesi
Düzenleyici kurum tarafından hazırlanan senaryolar için emniyet güçleri zaman çizelgesi
değerlendirmeleri yapılmalı ve kullanılan yöntem tanımlanmalıdır. Başvuru yapan
tarafından belirlenmiş Kritik Müdahale Noktalarının (KMN) yerleri belirtilmelidir. Tasarım
aşamasında simülasyonlar kullanılarak belirlenen emniyet güçleri zaman çizelgeleri, nükleer
tesisin mevcut olması halinde gerçek denemelerle ölçülen karşılık verme zamanlarının kayıt
altına alınması ile belirlenmelidir. Etkinlik testlerinden elde edilecek ortalama süreler, bir
standart sapma ile kullanılmalıdır. Yaya olarak yapılan düşman saldırıları dışında bomba
yüklü araçlara karşı alınması gereken önlemler (güvenli, asgari uzak durma mesafesi vb.) de
belirtilmelidir. Ayrıca iletişimin kurulduğu an, KMN’ye ulaşıldığı an, silahların ateşe hazır
olduğu an gibi önemli noktalar zaman çizelgesinde tanımlanmalı ve tasvir edilmelidir. Son
olarak, bu önemli noktalar arasında geçen zamanlar belirtilmelidir. Değerlendirmeye
eklenecek Kaynakça bölümünde verilecek, düzenleyici kurum tarafından kabul edilebilir
mühendislik yayınlarında kaynak gösterilemeyecek şekilde yapılan herhangi bir varsayım
için daha ayrıntılı açıklama yapılması gerekmektedir.
2.6.4 Değerlendirme sonuçları
Tüm sisteme ait etkinliğin nasıl belirlendiği bu bölümde anlatılmalıdır. Değerlendirme için
kullanılan analiz yöntemi açıklanmalıdır. Eğer masaüstü alıştırmaları ile gözden geçirme
yapıldıysa, yöntembilim açısından ayrıntılı tanımlamaların yapılması önerilmektedir.
169
Modelleme ve simülasyon gibi başka analiz yöntemleri kullanılıyorsa bütün varsayımlar
(girdi bilgileri, değişkenler) ve varsayımın kaynakları ayrıntılı olarak sunulmalıdır.
Değerlendirmeye eklenecek Kaynakça bölümünde verilecek, düzenleyici kurum tarafından
kabul edilebilir mühendislik yayınlarında kaynak gösterilemeyecek şekilde yapılan herhangi
bir varsayım için daha ayrıntılı açıklama yapılması gerekmektedir.
2.6.4.1 Tüm sistem etkinliği
FKS’nin tüm sistem etkinliği niteliksel ve niceliksel olarak belirlenebilmektedir. Bu
bağlamda bütünlüklü bir senaryo için hedef grupları, giriş noktası, çıkış noktası (hırsızlık
amacıyla), emniyet güçlerinin karşılık vermesi ve TET birleştirilebilir. Her hedef için tek tek
tüm sistem etkinliği yapıldığı gibi hedef grupları için tüm sistem etkinliği de
yapılabilmektedir.
Bu bölümde özellikle en düşük tüm sistem etkinliğine veya en kısa zaman çizelgelerine sahip
senaryoları dâhil ederek düşman için en avantajlı senaryoların listesi sunulmalıdır. TET ile
ya da tehdit değerlendirmeleri ile belirlenmiş düşman sayısı ve kabiliyetine göre en kötü
senaryoların ne olacağı da belirtilmelidir.
Niteliksel olarak sonuçlar düşman ve emniyet güçleri zaman çizelgelerinin, emniyet güçleri
zaman çizelgesinin KTN’den itibaren başlatılarak birleştirilmeleriyle belirlenmelidir. En
kötü durum senaryoları için birleşik zaman çizelgesi KTN ve KMN belirtilerek
hazırlanmalıdır. Ayrıca, emniyet güçlerinin savunulabilir yerlere ulaşmaları ve silahlarını
hazırlamaları da gösterilmelidir. Eğer emniyet değerlendirmesinde düşman ve emniyet
güçleri için ortalama süreler kullanılıyorsa zaman çizelgesi değerlendirmesi bir standart
sapma ile hesaplanmalıdır.
Niceliksel olarak ise birleşik zaman çizelgesinde her bir en kötü senaryo için önemli anlar
olasılık değerleri üzerinden belirlenmelidir. Bu değerler tablo ile sadece Pd, Pi, Pn ile sınırlı
kalmadan ve hesaplamaları ile birlikte sunulmalıdır. Genellikle düzenleyici kurumlar
tarafından beklenen korunan alanda tespit etme olasılığı %90 ile %95 arasında
değişmektedir fakat tesisin arz ettiği öneme göre beklenen olasılık daha üste çıkabilir. Eğer
bu değerlerin altında sonuçlar var ise daha düşük tespit etme oranı olmasına rağmen tüm
sistem etkinliğini başarılı bir şekilde gerçekleştirmenin nasıl mümkün olacağı
açıklanmalıdır.
170
Senaryolarda çizelgelerinde ve niceliksel ölçüm değerlerinde önemli belirsizliklere neden
olan teknik bilginin tanımlanması yine bu bölümde yapılmalıdır.
2.6.4.2 Aday tasarım özelliklerinin risk bilgili değerlendirilmesi
Bu bölümde aday tasarım özelliklerinin risk bilgili değerlendirmesi yapılır. Emniyet
değerlendirmesine dâhil edilen aday tasarım özelliklerinin seçilme ve değerlendirilme
süreçleri anlatılır. Ayrıca değerlendirilen özelliklerin ve değerlendirme sonuçlarının listesi
de sunulmalıdır.
2.6.4.3 Hassaslık çalışmaları
Bu bölümde ise değerlendirmede kullanılan varsayımlar için yapılan hassaslık çalışmaları,
kullanılan mühendislik kaynakları belirtilir.
2.7 Tartışm a ve sonuç
Bu bölümde değerlendirme süreci ve sonuçları özetlenir, nükleer tesisin planlanan
tasarımının, işletme ve bakım faaliyetlerinin nükleer madde ve nükleer tesislerin fiziksel
korunması ile ilgili yönetmeliğe uygunluğu kısaca anlatılır. Değerlendirme süreci boyunca
elde edilen çıkarımlar, yinelemeli tasarım süreci boyunca elde edilenler de dâhil edilerek bu
bölümde anlatılır. Ayrıca yapılan hassaslık çalışmalarında elde edilen çıkarımlar da bu
bölüme eklenebilir.
3.0 K aynakça
Bu bölümde kabul edilebilir mühendislik kaynakları dâhil emniyet değerlendirmesinde
kaynak gösterilen tüm belgeler listelenmelidir. Kaynak ilgili yönetmeliğe uygun olarak
verilmeli ve değerlendirmede kullanılan analiz yöntembilimi de bu bölümde gösterilmelidir.
EK-A Sözlük ve K ısaltm alar
Emniyet değerlendirmesinde kullanılan tüm kısaltmaların ve sözlükte yer alması gereken
tüm kelimelerin anlamları burada listelenir.
EK-B
Değerlendirmenin doğrulanmasına katkıda bulunacak tüm ekler uygun biçimde
sunulmalıdır.
171
ETİK KURALLARA UYGUNLUK BEYANI
Uzmanlık tezi olarak sunduğum bu çalışmayı, bilimsel ahlak ve geleneklere aykırı düşecek bir yol ve yardıma başvurmaksızın yazdığımı, yararlandığım eserlerin kaynak listesinde gösterilenlerden oluştuğunu, bunlardan her seferinde değinme yaparak yararlandığımı ve Atom Enerjisi Uzmanlığı Yönetmeliğine ve Atom Enerjisi Uzmanlığı Tez Hazırlama Kılavuzuna uygun olarak hazırladığımı belirtir ve bunu doğrularım.
Türkiye Atom Enerjisi Kurumu tarafından belli bir zamana bağlı olmaksızın, tezimle ilgili yaptığım bu beyana aykırı bir durumun saptanması durumunda, ortaya çıkacak tüm ahlaki ve hukuki sonuçlara katlanacağımı bildiririm.
22/10/2017
Berk AKBAY
172
ÖZGEÇMİŞ
1987 yılında Ankara’da doğdu. Bahçelievler İlkokulu ve Mehmet Emin Resulzade Anadolu
Lisesini bitirdi. 2011 yılında Orta Doğu Teknik Üniversitesi, Metalürji ve Malzeme
Mühendisliği Bölümünden mezun oldu. 2015 yılında Orta Doğu Teknik Üniversitesi,
Metalurji ve Malzeme Mühendisliği Bölümünde “BTS-BCT İnce Filmlerin Kimyasal
Çözeltiden Biriktirme Yöntemiyle Hazırlanışı ve Karakterizasyonu” teziyle yüksek lisans
diplomasını aldı. 2014 yılında Türkiye Atom Enerjisi Kurumunda, Atom Enerjisi Uzman
Yardımcısı olarak göreve başladı. Halen Atom Enerjisi Uzman Yardımcısı olarak
çalışmaktadır.
173
174