Modelling of a Hydrogen Catalytic Recombiner for Nuclear Power Plant Containment Studies; Case: Siemens FR90/1-150 Recombiner in TONUS OD Code

Ydinvoimalaitokset on suunniteltu ja rakennettu niin, että niillä on kyky selviytyä erilaisista käyttöhäiriöistä ja onnettomuuksista ilman laitoksen vahingoittumista sekä väestön ja ympäristön vaarantumista. On erittäin epätodennäköistä, että ydinvoimalaitosonnettomuus etenee reaktorisydämen vaurioitumiseen asti, minkä seurauksena sydänmateriaalien hapettuminen voi tuottaa vetyä. Jäädytyspiirin rikkoutumisen myötä vety saattaa kulkeutua ydinvoimalaitoksen suojarakennukseen, jossa se voi muodostaa palavan seoksen ilman hapen kanssa ja palaa tai jopa räjähtää. Vetypalosta aiheutuvat lämpötila- ja painekuormitukset vaarantavat suojarakennuksen eheyden ja suojarakennuksen sisällä olevien turvajärjestelmien toimivuuden, joten tehokas ja luotettava vedynhallintajärjestelmä on tarpeellinen. Passiivisia autokatalyyttisiä vetyrekombinaattoreita käytetäänyhä useammissa Euroopan ydinvoimaitoksissa vedynhallintaan. Nämä rekombinaattorit poistavat vetyä katalyyttisellä reaktiolla vedyn reagoidessa katalyytin pinnalla hapen kanssa muodostaen vesihöyryä. Rekombinaattorit ovat täysin passiivisiaeivätkä tarvitse ulkoista energiaa tai operaattoritoimintaa käynnistyäkseen taitoimiakseen. Rekombinaattoreiden käyttäytymisen tutkimisellatähdätään niiden toimivuuden selvittämiseen kaikissa mahdollisissa onnettomuustilanteissa, niiden suunnittelun optimoimiseen sekä niiden optimaalisen lukumäärän ja sijainnin määrittämiseen suojarakennuksessa. Suojarakennuksen mallintamiseen käytetään joko keskiarvoistavia ohjelmia (Lumped parameter (LP) code), moniulotteisia virtausmalliohjelmia (Computational Fluid Dynamics, CFD) tai näiden yhdistelmiä. Rekombinaattoreiden mallintaminen on toteutettu näissä ohjelmissa joko kokeellisella, teoreettisella tai yleisellä (eng. Global Approach) mallilla. Tämä diplomityö sisältää tulokset TONUS OD-ohjelman sisältämän Siemens FR90/1-150 rekombinaattorin mallin vedynkulutuksen tarkistuslaskuista ja TONUS OD-ohjelmalla suoritettujen laskujen tulokset Siemens rekombinaattoreiden vuorovaikutuksista. TONUS on CEA:n (Commissariat à 1'En¬ergie Atomique) kehittämä LP (OD) ja CFD -vetyanalyysiohjelma, jota käytetään vedyn jakautumisen, palamisenja detonaation mallintamiseen. TONUS:sta käytetään myös vedynpoiston mallintamiseen passiivisilla autokatalyyttisillä rekombinaattoreilla. Vedynkulutukseen vaikuttavat tekijät eroteltiin ja tutkittiin yksi kerrallaan. Rekombinaattoreiden vuorovaikutuksia tutkittaessa samaan tilavuuteen sijoitettiin eri kokoisia ja eri lukumäärä rekombinaattoreita. Siemens rekombinaattorimalli TONUS OD-ohjelmassa laskee vedynkulutuksen kuten oletettiin ja tulokset vahvistavat TONUS OD-ohjelman fysikaalisen laskennan luotettavuuden. Mahdollisia paikallisia jakautumia tutkitussa tilavuudessa ei voitu havaita LP-ohjelmalla, koska se käyttäälaskennassa suureiden tilavuuskeskiarvoja. Paikallisten jakautumien tutkintaan tarvitaan CFD -laskentaohjelma.

Validation Studies of Thermal-hydraulic Code for Safety Analysis of Nuclear Power Plants

This thesis gives an overview of the validation process for thermal hydraulic system codes and it presents in more detail the assessment and validation of the French code CATHARE for VVER calculations. Three assessment cases are presented: loop seal clearing, core reflooding and flow in a horizontal steam generator. The experience gained during these assessment and validation calculations has been used to analyze the behavior of the horizontal steam generator and the natural circulation in the geometry of the Loviisa nuclear power plant. The cases presented are not exhaustive, but they give a good overview of the work performed by the personnel of Lappeenranta University of Technology (LUT). Large part of the work has been performed in co-operation with the CATHARE-team in Grenoble, France. The design of a Russian type pressurized water reactor, VVER, differs from that of a Western-type PWR. Most of thermal-hydraulic system codes are validated only for the Western-type PWRs. Thus, the codes should be assessed and validated also for VVER design in order to establish any weaknesses in the models. This information is needed before codes can be used for the safety analysis. Theresults of the assessment and validation calculations presented here show that the CATHARE code can be used also for the thermal-hydraulic safety studies for VVER type plants. However, some areas have been indicated which need to be reassessed after further experimental data become available. These areas are mostly connected to the horizontal stem generators, like condensation and phase separation in primary side tubes. The work presented in this thesis covers a large numberof the phenomena included in the CSNI code validation matrices for small and intermediate leaks and for transients. Also some of the phenomena included in the matrix for large break LOCAs are covered. The matrices for code validation for VVER applications should be used when future experimental programs are planned for code validation.

Effect of Noncondensable Gases on Circulation of Primary Coolant in Nuclear Power Plants in Abnormal Situations

The present study focuses on two effects of the presence of a noncondensable gas on the thermal-hydraulic behavior of thecoolant of the primary circuit of a nuclear reactor in the VVER-440 geometry inabnormal situations. First, steam condensation with the presence of air was studied in the horizontal tubes of the steam generator (SG) of the PACTEL test facility. The French thermal-hydraulic CATHARE code was used to study the heat transfer between the primary and secondary side in conditions derived from preliminary experiments performed by VTT using PACTEL. In natural circulation and single-phase vapor conditions, the injection of a volume of air, equivalent to the totalvolume of the primary side of the SG at the entrance of the hot collector, did not stop the heat transfer from the primary to the secondary side. The calculated results indicate that air is located in the second half-length (from the mid-length of the tubes to the cold collector) in all the tubes of the steam generator The hot collector remained full of steam during the transient. Secondly, the potential release of the nitrogen gas dissolved in the water of the accumulators of the emergency core coolant system of the Loviisa nuclear power plant (NPP) was investigated. The author implemented a model of the dissolution and release ofnitrogen gas in the CATHARE code; the model created by the CATHARE developers. In collaboration with VTT, an analytical experiment was performed with some components of PACTEL to determine, in particular, the value of the release time constant of the nitrogen gas in the depressurization conditions representative of the small and intermediate break transients postulated for the Loviisa NPP. Such transients, with simplified operating procedures, were calculated using the modified CATHARE code for various values of the release time constant used in the dissolution and release model. For the small breaks, nitrogen gas is trapped in thecollectors of the SGs in rather large proportions. There, the levels oscillate until the actuation of the low-pressure injection pumps (LPIS) that refill the primary circuit. In the case of the intermediate breaks, most of the nitrogen gas is expelled at the break and almost no nitrogen gas is trapped in the SGs. In comparison with the cases calculated without taking into account the release of nitrogen gas, the start of the LPIS is delayed by between 1 and 1.75 h. Applicability of the obtained results to the real safety conditions must take into accountthe real operating procedures used in the nuclear power plant.

Life cycle management of TVO nuclear power plant

Tämä diplomityö tutkii eri elinkaarihallinnan menetelmiä ja vertaa niitä TVO:n menetelmiin. Lisäksi TVO:n prosessin ongelmakohdat tunnistetaan ja niihin esitetään ratkaisuja. Vertailukohteina toimii ydinvoimateollisuuden lisäksi vesivoima, fossiiliset voimalaitokset sekä paperiteollisuus. Sähkön hinnan jatkaessa laskuaan on elinkaariajattelusta tullut ajankohtaista myös ydinvoimayhtiöille. Ydinvoimalaitoksien pitkän suunnitellun käyttöiän ansiosta laitoksen elinkaaren aikana voi tapahtua useita asioita, jotka vaikuttavat laitoksen investointitarpeisiin. Turvallisen sähköntuotannon varmistamiseksi eri laitososia on joko muokattava tai uusittava. Elinkaariajatteluun kuuluu tehokas laitoksen kunnon valvonta, laitoksen ikääntymiseen vaikuttavien ilmiöiden tunnistaminen, sekä ikääntymistä hillitsevien toimenpiteiden pitkän tähtäimen suunnittelu. Hyvällä ennakkosuunnittelulla pyritään varmistamaan se, että laitoksella voidaan tuottaa sähköä koko sen jäljellä olevan käyttöiän aikana. Kun tarpeiden tunnistus ja suunnittelu tehdään hyvissä ajoin mahdollistetaan myös investointien optimointi. Paras hyöty pyritään saamaan ajoittamalla oikeat investoinnit oikeaan aikaan.

Thermal-Hydraulic Studies on the Safety Of VVER-440 Type Nuclear Power Plants

This thesis includes several thermal hydraulic analyses related to the Loviisa WER 440 nuclear power plant units. The work consists of experimental studies, analysis of the experiments, analysis of some plant transits and development of a calculational model for calculation of boric acid concentrations in the reactor. In the first part of the thesis, in the case of won of boric acid solution behaviour during long term cooling period of LOCAs, experiments were performed in scaled down test facilities. The experimental data together with the results of RELAPS/MOD3 simulations were used to develop a model for calculations of boric acid concentrations in the reactor during LOCAs. The results of calculations showed that margins to critical concentrations that would lead to boric acid crystallization were large, both in the reactor core and in the lower plenum. This was mainly caused by the fact that water in the primary cooling circuit includes borax (Na)BsO,.IOHZO), which enters the reactor when ECC water is taken from the sump and greatly increases boric acid solubility in water. In the second part, in the case of simulation of horizontal steam generators, experiments were performed with PACTEL integral test loop to simulate loss of feedwater transients. The PACTEL experiments, as well as earlier REWET III natural circulation tests, were analyzed with RELAPS/MOD3 Version Sm5 code. The analysis showed that the code was capable of simulating the main events during the experiments. However, in the case of loss of secondary side feedwater the code was not completely capable to simulate steam superheating in the secondary side of the steam generators. The third part of the work consists of simulations of Loviisa VVER reactor pump trip transients with RELAPSlMODI Eur, RELAPS/MOD3 and CATHARE codes. All three codes were capable to simulate the two selected pump trip transients and no significant differences were found between the results of different codes. Comparison of the calculated results with the data measured in the Loviisa plant also showed good agreement.

Failure modes of passive decay heat removing safety systems of modern nuclear power plants

The purpose of this master’s thesis is to gain an understanding of passive safety systems’ role in modern nuclear reactors projects and to research the failure modes of passive decay heat removal safety systems which use phenomenon of natural circulation. Another purpose is to identify the main physical principles and phenomena which are used to establish passive safety tools in nuclear power plants. The work describes passive decay heat removal systems used in AES-2006 project and focuses on the behavior of SPOT PG system. The descriptions of the main large-scale research facilities of the passive safety systems of the AES-2006 power plant are also included. The work contains the calculations of the SPOT PG system, which was modeled with thermal-hydraulic system code TRACE. The dimensions of the calculation model are set according to the dimensions of the real SPOT PG system. In these calculations three parameters are investigated as a function of decay heat power: the pressure of the system, the natural circulation mass flow rate around the closed loop, and the level of liquid in the downcomer. The purpose of the calculations is to test the ability of the SPOT PG system to remove the decay heat from the primary side of the nuclear reactor in case of failure of one, two, or three loops out of four. The calculations show that three loops of the SPOT PG system have adequate capacity to provide the necessary level of safety. In conclusion, the work supports the view that passive systems could be widely spread in modern nuclear projects.

Ydinvoimalaitoksen tuotannon ylläpitoprosessin suorituskyvyn mittaaminen

Kilpailun kiristyminen on pakottanut ydinvoimalaitoksia parantamaan tehokkuuttaan etsimällä uusia toimintatapoja. Heräte työn teettämiseen syntyi tutkimuksen case-kohteen Loviisan voimalaitoksen kiinnostuksesta Balanced Scorecard (BSC) -johtamisjärjestelmää,sen käyttöönoton mahdollisia vaikutuksia sekä BSC:n ja prosessiajattelun yhdistämistä kohtaan. Tutkimuksen tavoitteena on rakentaa Loviisan voima-laitoksen tuotannon ylläpitoprosessille BSC-mittaristo. Tämä edellyttää selvitystä siitä, mitä erityispiirteitä ydinvoimalaitoksiin liittyy strategisen suorituskyvyn mittaamisen kohteena. Lisäksi tavoitteena on selvittää, mikä tulisi prosessikohtaisten tuloskorttien rooli olla Loviisan voimalaitoksen BSC-järjestelmässä. Tavoitteenaon myös muodostaa suositus toimintamallista, jolla BSC voitaisiin ottaa käyttöön Loviisan voimalaitoksella, sekä selvittää, mitä vaikutuksia käyttöönotolla voiolla. Ydinvoimalaitoksen erityispiirteitä ovat muutokset toimintaympäristössä, viranomais-valvonta, toiminnan pitkäjänteisyys, laaja osaamis- ja tietotarve sekä turvallisuuden ja tiettyjen sidosryhmäsuhteiden merkityksen korostuminen. Johtuen erityispiirteistä Kaplanin ja Nortonin alkuperäistä asiakasnäkökulmaa muutetaan kattamaan sidosryhmät laajemmin. Tuotannon ylläpitoprosessin tuloskortissa vähiten painottuva näkö-kulma on henkilöstön ja uudistumisen näkökulma. Osa laitostason kriittisistä menestystekijöistä todetaan prosessin kannalta epäolennaisiksi. Prosessikohtaiset tuloskortit osoittautuvat vaikeasti hyödynnettäviksi linjaorganisaation ohjaamisessa. Strategiakartta todetaan hyväksi työvälineeksi BSC:nlaadinnassa. Toivasen projektimalli arvioidaan sopivaksi välineeksi mahdolliseen BSC:n käyttöönottoon Loviisan voimalaitoksella. Henkilöstön rooli ja erityispiirteiden vaikutukset tulee kuitenkin tarkistaa ennen mallin käyttöä. BSC-järjestelmän käyttöönoton arvioidaan selkeyttävän voimalaitoksen mittaristokokonaisuutta sekä parantavan syy-seuraussuhteiden hahmottamista ja alempien tasojen tavoitteiden kytkentää laitostason tavoitteisiin.

Voimalaitoksen hankeprosessin kehittäminen

Diplomityön ensisijaisena tavoitteena on kuvata Loviisan ydinvoimalaitoksen hankeprosessi ja kartoittaa siihen liittyvät kehitystarpeet. Erityistä huomiota kiinnitetään arviointi-, suunnittelu- ja hyväksymisvaiheisiin sekä budjetointiin. Työssä käsitellään myös hankkeiden taloudellisten perusteluiden määrittelyä ja hankevaihtoehtojen vertailua sekä esitellään laitoksen budjetointikäytännöt ja etsitään menetelmiä laitoksen kustannusseurannan tehostamiseksi. Oman osuutensa työssä muodostaa uuden Maximo-tietojärjestelmän raportointitarpeiden ideointi. Samassa on esitelty myös uusi projektien hallintajärjestelmä Primavera. Tietojärjestelmäuudistuksen aikataulun myöhästymisen vuoksi järjestelmien kehittely ja ominaisuuksien määrittely on toteutettu suppeasti. Teoriaosuudessa käsitellään ydinvoimalaitoksen käyttöiän hallintaa, jonka tarkoituksena on pohjustaa empiirisessä osuudessa käsiteltävää hankeprosessia ja sen kehitystarpeita. Työn ensisijaisena lähdemateriaalina toimivat hankeprosessiin osallistuvien henkilöiden haastattelut. Työssä esitellään erilaisia päätöksentekoa tukevia ja kannattavuuden arviointiin käytettäviä työkaluja ja menetelmiä. Työssä on myös ideoitu alustavasti hankeprosessin tunnusluvut ja raportointitarpeet, jotka tulisi vaivatta saada poimittua Maximo-järjestelmästä. Työssä kuvattiin prosessikaaviona voimalaitoksen hankeprosessi ja tunnistettiin sen pahimmat pullonkaulat, joiden poistamiseksi esitettiin myös muutamia toimintaehdotuksia. Väärinymmärrysten vähentämiseksi selvennettiin laitoksella toteutettavien töiden käsitteistöä. Työssä esitettyjen kehitystoimenpiteiden avulla saadaan kustannusseurantaa tehostettua sekä investointien budjetointiin lisää ryhtiä. Työ päättyy työn tulosten esittelyyn ja johtopäätöksiin.

Syöttövesisäiliöiden pinnanheilahteluiden hallinta Loviisan voimalaitoksella

Tässä työssä tarkastellaan syöttövesisäiliöiden käyttäytymistä Loviisan voimalaitoksella. Työssä käydään läpi laitoksen kaikki pääjärjestelmät primääri- ja sekundääripuolelta. Lisäksi selvitetään myös säiliöiden käyttäytymiseen liittyvät apujärjestelmät niiltä osin kuin tarpeellista. Työn pääpaino laitosesittelyn jälkeen siirtyy täysin syöttövesisäiliömallin luomiseen ja simulointeihin. Työssä on tutkittu useita esille tulleita ideoita syöttövesisäiliöiden pinnanheilahdusten minimoimiseksi. Säiliömallin luominen ja simuloinnit on suoritettu APROS-voimalaitossimulaattorilla. Työssä on alustavasti tarkasteltu kaikki pinnanheilahdusten hallintaideat. Mahdolliset jatkotutkimukset ja parannustyöt aloitetaan tämän työn pohjalta. Työn aikana saatiin paljon uutta tietoa syöttövesisäiliöiden käyttäytymisestä. Tätä tietoa pystytään hyödyntämään käytössä, prosessisuunnittelussa ja koulutussimulaattoria päivitettäessä.

Inhimillisten virheiden tarkastelu ydinvoimalaitosten käyttökokemusten hyödyntämisessä

Tässä työssä on kuvattu ydinvoimalaitosten käyttökokemusten tutkimusta keskittyen erityisesti inhimillisten toimintojen tarkasteluun. Työssä on kerrottu kansainvälisistä vaatimuksista ja järjestöistä sekä yleisesti käyttökokemusten tutkimuksessa käytössä olevista menetelmistä keskittyen perussyyanalyysimenetelmiin. Suomen osalta työssä on käsitelty lainsäädännön asettamia velvoitteita ja muita vaatimuksia, jotka ydinvoima-alalla koostuvat lähinnä Säteilyturvakeskuksen YVL-ohjeista. Viranomaisena toimivan Säteilyturvakeskuksen, alan tutkimusta suorittavan Valtion teknillisen tutkimuskeskuksen ja Teollisuuden Voima Oy:n käyttökokemusten tutkimiseen liittyvät organisaatiot ja menettelytavat on esitelty. Fortum Power and Heat Oy:n omistaman ja käyttämän Loviisan ydinvoimalaitoksen käyttökokemusten hyödyntäminen on käsitelty tarkemmin. Loviisan voimalaitoksen organisaatio ja käyttökokemusten sekä inhimillisten virheiden käsittelymenetelmiä on esitelty ja analysoitu. Työn alkuvaiheessa Loviisan voimalaitoksella inhimillisistä virheistä kerätystä tiedosta koottu tietokanta järjesteltiin kuntoon. Järjestelyn jälkeen tietoa analysoitiin ja analysoinnin tulokset on esitetty tässä työssä. Sekä järjestelyn että analysoinnin aikana havaitut kehityskohteet kirjattiin muistiin. Pienet toimenpiteet suoritettiin heti ja suuremmat kirjattiin tämän työn toimenpide-ehdotuksiin. Kehittämiskeinoja on ehdotettu virheiden luokittelumenetelmään ja käyttökokemusten käsittelymenetelmiin.

Ydinvoimalaitoksen höyryturbiinin suorituskyvyn laskenta

Diplomityön tavoitteena on selvittää Loviisan ydinvoimalaitoksen höyryturbiinin hyötysuhteen parantamismahdollisuuksia. Työn kuvaan liittyvät oleellisesti höyryturbiinin siipivyöhykkeiden nopeuskolmioiden sekä hyötysuhteiden laskenta. Höyryturbiinien kehityskaarta sekä turbiinin häviökerrointen laskentayhtälöitä on esitetty useasta eri lähteestä ja vuosikymmeniltä. Työssä selvitettiin uusimpia ydinvoimalaitosten kostea höyryturbiinien suunnitteluperusteita lukuisista eri lähteistä. Kaikkien lähteiden mukaan kostean höyryn alueella tapahtuvaa paisuntaa on haasteellista mallintaa. Työssä on esitelty artikkeleissa tulleita eri näkökulmia höyryturbiinien suorituskyvyn parantamiseksi, sekä rakenteellisia että laskennallisia. Työssä esitellään monia turbiinin virtauksen ja suorituskyvyn laskentamenetelmiä. Esimerkiksi Baumannin säännön laskenta on yksinkertainen tapa käsitellä turbiinin suorituskykyä kostean höyryn alueella. Keskeisimpiä tehtyjä havaintoja oli se, että korkeapaineturbiinin ensimmäisestä vaiheesta löytyi mahdollista parannuspotentiaalia Loviisaan ydinvoimalaitoksen tehon lisäämiseksi. Ensimmäisessä vaiheessa on oletettu siipien olevan Laval –tyyppisiä, mutta käytännössä näin ei ole. Korkeapaineturbiinin nykyisen turbosuuttimen toimintaa voitaisiin tehostaa. Lisäksi Loviisan matalapaineturbiinin viimeisen siipivaiheen jälkeen aiheutuu suuret ulosvirtaushäviöt. Osa suurinopeuksisen virtauksen energiasta pystyttäisiin kuitenkin hyödyntämään vielä ulosvirtauskanavassa olevalla diffuusorilla.

Kontaminaatiomittaukset Loviisan voimalaitoksella

Kandidaatintyössä esitellään Loviisan ydinvoimalaitoksella käytössä olevia menetelmiä ja mittalaitteita radioaktiivisen kontaminaation havaitsemiseen ja mittaamiseen.

Kostean höyryn paisunnan erityispiirteet ydinvoimalaitosten turbiineissa

Diplomityössä käsitellään ydinvoimalaitoksen kostean höyryn alueella toimivien höyryturbiinien toiminnan erityispiirteitä. Tarkemmin työssä keskitytään Loviisan ydinvoimalaitoksen turbiiniprosessiin. Tavoitteena on selvittää veden tiivistymistä höyryvirrassa, sen erotusta höyrystä turbiineissa sekä määrittää laitokselle todellinen paisuntakäyrä. Työssä selvitettiin veden tiivistymistä höyryvirtaan kirjallisuuden ja prosessista saatujen tietojen perusteella. Lisäksi työssä tutustuttiin suurien nykyaikaisten kostean höyryn alueella toimivien turbiinien vedenerotukseen ja sen pohjalta arvioitiin Loviisan ydinvoimalaitoksen turbiinin kosteudenerotusta. Näiden tietojen avulla saatiin mallinnettua kostean höyryn paisuntakäyrä Loviisan ydinvoimalaitoksen turbiineille. Työssä perehdyttiin lisäksi ulosvirtauskanavan toimintaan. Diplomityön puitteissa ei perehdytty yksityiskohtaisesti veden tiivistymiseen höyryvirrassa, vaan aihe ansaitsee tarkempaa tutkimusta. Kosteuden erotustehokkuuden arviointi todellisessa prosessissa ilman mittauksista saatavaa tietoa on vaikeata, mutta toimenpiteisiin lisäinformaation saamiseksi Loviisan ydinvoimalaitoksen turbiiniprosessista on ryhdytty. Työssä tehtyjen selvitysten avulla saatiin arvokasta tietoa turbiinikoneikon toiminnasta ja sen tehokkuuden parantamisesta.

Osaamisen hallinta suurissa muutosprojekteissa

Ydinvoimatoiminta on muuta teollisuustoimintaa huomattavasti säädellympi alue, missä organisaatioiden riittävä osaaminen on ydinturvallisuuden kannalta tärkeää. Tästä syystä osaamisen riittävyyden takaamiseksi panostetaan tinkimättömästi. Etenkin prosessi- ja turvajärjestelmiin tehtävät muutos- modernisointityöt luovat haasteita organisaatioiden nykyosaamiselle, koska muutosten hallinta edellyttää organisaatioilta jatkuvaa oppimista ja osaamisen kehittämistä. Fortum Power & Heat Oy:n omistamalla ydinvoimalaitoksella käynnistettiin vuoden 2005 alussa laaja automaatiouusintaan tähtäävä projekti. Järjestelmien kokonaistoimittajaksi oli valittu ranskalais-saksalainen Areva NP GmbH – Siemens AG – konsortio. Konsortion kokonaistoimitukseen kuuluu automaatiojärjestelmien uusimisen lisäksi myösydinvoimalaitoksen henkilöstön kouluttaminen. Loviisa ydinvoimalaitoksen käyttöluvan haltijana Fortum Power & Heat Oy on kokonaisvastuullinen ydinvoimalaitoksen toiminnasta. Täten myös henkilöstön riittävä osaaminen ja pätevyys ovat Fortumin vastuulla. Toimittajan järjestämien koulutustilaisuuksien avulla hankittu uusi osaaminen on havaittu riittämättömäksi. Tämän on koettu johtuvan osittain teoriaan painottuvasta koulutusmateriaalista ja myös siitä, että käytännön tarjoamiin koulutustilaisuuksiin kuten esimerkiksi osallistuminen suunnittelutyöhön ei ole hakeuduttu. Lisäksi koulutus kaipaa kokonaisuudessaan kehittämistä. Tästä johtuen ydinvoimalaitosten muutostöihin liittyvän henkilöstön osaamisen ja pätevyyden selvittämiseksi käynnistettiin tämä tutkimus. Tutkimuksessa on tunnistettu useita sellaisia kehityskohteita, joita tehostamalla on mahdollista kehittää automaatioylläpitoryhmän osaamista. Lisäksi on esitetty menettelytapoja ja käytäntöjä, joilla ylläpidon koulutusta on mahdollista tehostaa. Tutkimuksen tuotokset toimivat suuntaviivoina organisaation kehittämisen toteutukselle.

Loviisan ydinvoimalaitoksen todennäköisyyspohjaisen riskianalyysin tason 2 epävarmuustarkastelut

Diplomityössä tarkastellaan Loviisan ydinvoimalaitoksen todennäköisyyspohjaisen riskianalyysin tason 2 epävarmuuksia. Tason 2 riskitutkimuksissa tutkitaan ydinvoimalaitosonnettomuuksia, joiden seurauksena osa reaktorin radioaktiivisista aineista vapautuu ympäristöön. Näiden tutkimuksien päätulos on suuren päästön vuotuinen taajuus ja se on pääosin todelliseen laitoshistoriaan perustuva tilastollinen odotusarvo. Tämän odotusarvon uskottavuutta voidaan parantaa huomioimalla merkittävimmät laskentaan liittyvät epävarmuudet. Epävarmuuksia laskentaan aiheutuu muiden muassa vakavan reaktorionnettomuuden ilmiöistä, turvallisuusjärjestelmien laitteista, inhimillisistä toiminnoista sekä luotettavuusmallin määrittelemättömistä osista. Diplomityössä kuvataan, kuinka epävarmuustarkastelut integroidaan osaksi Loviisan ydinvoimalaitoksen todennäköisyyspohjaisia riskianalyysejä. Tämä toteutetaan diplomityössä kehitetyillä apuohjelmilla PRALA:lla ja PRATU:lla, joiden avulla voidaan lisätä laitoshistorian perusteella muodostetut epävarmuusparametrit osaksi riskianalyysien luotettavuusdataa. Lisäksi diplomityössä on laskettu laskentaesimerkkinä Loviisan ydinvoimalaitoksen suuren päästön vuotuisen taajuuden vaihtelua kuvaava luottamusväli. Tämä laskentaesimerkki pohjautuu pääosin konservatiivisiin epävarmuusarvioihin, ei todellisiin tilastollisiin epävarmuuksiin. Laskentaesimerkin tulosten perusteella Loviisan suuren päästön taajuudella on laaja vaihteluväli; virhekertoimeksi saatiin 8,4 nykyisillä epävarmuusparametreilla. Suuren päästön taajuuden luottamusväliä voidaan kuitenkin tulevaisuudessa supistaa, kun hyödynnetään todelliseen laitoshistoriaan perustuvia epävarmuusparametreja.