Requirement management in nuclear power projects

Diplomityön tarkoituksena oli tutkia vaatimusten hallintaa suunnittelu- ja konsultointiyrityksen kannalta Suomen ydinvoimaprojekteissa keskittyen ydinturvallisuus- ja laatuvaatimuksiin. Ydinvoimaprojekteissa toimiminen on edellyttänyt menettelyohjeiden ja laatujärjestelmän uudelleen organisointia yrityksessä ja esiin on noussut haasteita liittyen muun muassa vaatimusten tunnistamiseen ja todentamiseen erityyppisissä ja erilaajuisissa projekteissa. Työ toteutettiin perehtymällä ydinvoimaan liittyvään lainsäädäntöön Suomessa, ohjeisiin ja standardeihin sekä haastattelemalla yrityksen omia asiantuntijoita. Viimeaikaisista sekä meneillään olevista projekteista kerättiin kokemuksia sekä arvioitiin ydinvoima projekteja varten laaditun projektin toteutusohjeen toimivuutta ja käytettävyyttä esimerkkiprojektin avulla. Suurimmiksi haasteiksi tunnistettiin lainsäädännöllisten vaatimusten, kuten ydinvoima- laitosohjeiden (YVL) muuttuminen ja tulkinnanvaraisuus sekä asiakkaiden perehtymät- tömyys Suomen lainsäädäntöön ja vaatimustasoon liittyen ydinturvallisuuteen. Työn tuloksena tunnistettiin hyviä vaatimusten hallintaan liittyviä projektinhallintaa ja ydin- turvallisuutta edistäviä asioita, kuten vaatimusten täsmentäminen jo sopimustasolla sekä niiden täyttymisen seuranta projektin aikana. Erillisen vaatimustietokannan luomista ydinvoimaprojekteja varten tutkittiin, mutta siitä luovuttiin teknisten vaatimusten osalta kannattamattomana, sillä standardien ja vaatimusten määrä kasvoi niin suureksi, että niiden hallitseminen vaatisi enemmän työtä kuin mitä projektien taso yleensä sallisi.

The probabilistic risk analysis of external hazards of an interim storage for spent nuclear fuel

Tässä diplomityössä tehtiin Olkiluodon ydinvoimalaitoksella sijaitsevan käytetyn ydinpolttoaineen allasvarastointiin perustuvan välivaraston todennäköisyysperustainen ulkoisten uhkien riskianalyysi. Todennäköisyysperustainen riskianalyysi (PRA) on yleisesti käytetty riskien tunnistus- ja lähestymistapa ydinvoimalaitoksella. Työn tarkoituksena oli laatia täysin uusi ulkoisten uhkien PRA-analyysi, koska Suomessa ei ole aiemmin tehty vastaavanlaisia tämän tutkimusalueen riskitarkasteluja. Riskitarkastelun motiivina ovat myös maailmalla tapahtuneiden luonnonkatastrofien vuoksi korostunut ulkoisten uhkien rooli käytetyn ydinpolttoaineen välivarastoinnin turvallisuudessa. PRA analyysin rakenne pohjautui tutkimuksen alussa luotuun metodologiaan. Analyysi perustuu mahdollisten ulkoisten uhkien tunnistamiseen pois lukien ihmisen aikaansaamat tahalliset vahingot. Tunnistettujen ulkoisten uhkien esiintymistaajuuksien ja vahingoittamispotentiaalin perusteella ulkoiset uhat joko karsittiin pois tutkimuksessa määriteltyjen karsintakriteerien avulla tai analysoitiin tarkemmin. Tutkimustulosten perusteella voitiin todeta, että tiedot hyvin harvoin tapahtuvista ulkoisista uhista ovat epätäydellisiä. Suurinta osaa näistä hyvin harvoin tapahtuvista ulkoisista uhista ei ole koskaan esiintynyt eikä todennäköisesti koskaan tule esiintymään Olkiluodon vaikutusalueella tai edes Suomessa. Esimerkiksi salaman iskujen ja öljyaltistuksen roolit ja vaikutukset erilaisten komponenttien käytettävyyteen ovat epävarmasti tunnettuja. Tutkimuksen tuloksia voidaan pitää kokonaisuudessaan merkittävinä, koska niiden perusteella voidaan osoittaa ne ulkoiset uhat, joiden vaikutuksia olisi syytä tutkia tarkemmin. Yksityiskohtaisempi tietoisuus hyvin harvoin esiintyvistä ulkoisista uhista tarkentaisi alkutapahtumataajuuksien estimaatteja.

Vaikutusalakirjastojen muodostaminen Serpent-ARES-laskentaketjussa

Tässä diplomityössä on esitetty työn yhteydessä toteutetun Serpent-ARES-laskentaketjun muodostamiseksi tarvittavat toimenpiteet. ARES-reaktorisydän-simulaattorissa tarvittavien homogenisoitujen ryhmävakiokirjastojen muodostaminen Serpentiä käyttäen tekee laskentaketjusta muiden käytössä olevien reaktorisydämen laskentaketjujen mahdollisista virhelähteistä riippumattoman. Monte Carlo-laskentamenetelmään perustuvaa reaktorifysiikan laskentaohjelmaa käyttämällä ryhmävakiokirjastot muodostetaan uudella menetelmällä ja näin saadaan viranomaiskäyttöön voimayhtiöiden käyttämistä menetelmistä riippumaton laskentaketju reaktorien turvallisuusmarginaalien laskentaan. Työn yhteydessä muodostetun laskentaketjun ja tehtyjen vaikutusalakirjastojen muodostamisrutiinien sekä parametrisovitteiden toimivuus on todettu laskemalla Olkiluoto 3 - reaktorin alkulatauksen säätösauvojen tehokkuuksia ja sammutusmarginaaleja eri olosuhteissa. Menetelmä on todettu toimivaksi parametrien pätevyysalueella ja saadut laskentatulokset ovat oikeaa suuruusluokkaa. Parametrimallin tarkkuutta ja pätevyysaluetta on syytä vielä kehittää, ennen kuin laskentaketjua voidaan käyttää varmentamaan muilla menetelmillä laskettujen tulosten oikeellisuutta.

Vuosihuollon aikainen käyttöturvallisuus

Tässä työssä on tarkasteltu Suomessa käytössä olevien ydinvoimalaitosten vuosihuoltojen aikaista käyttöturvallisuutta yleisesti sekä arvioitu voimayhtiöiden vuosihuoltojen aikaisten häiriö- ja hätätilanteiden varalta laatimien ohjeiden kattavuutta. Kattavuuden arviointi suoritettiin tarkastelemalla seisokkitiloja käsitteleviä todennäköisyysperusteista riskianalyysia (PRA), lopullista turvallisuusselostetta (FSAR) ja turvallisuusteknisiä käyttöehtoja (TTKE). PRA:n mukaan Olkiluodon 1 ja 2 laitosyksiköiden sydänvauriotaajuudesta noin 25 % liittyy vuosihuollon aikaisiin alkutapahtumiin. Loviisan laitosyksiköillä vastaava osuus on noin 61 %. Merkittävimmät vuosihuoltojen aikaiset alkutapahtumat sydänvaurioriskin kannalta olivat Olkiluodossa tulipalot, jäähdytteen menetykset ja jälkilämmön poiston menetykset sekä Loviisassa raskaan taakan pudotukset, booripitoisuuden laimeneminen ja öljyonnettomuudet. Saatujen tulosten perusteella voitiin todeta, että voimayhtiöiden laatimat häiriö- ja hätätilanneohjeet olivat pääosiltaan asianmukaiset ja ne kattoivat hyvin erilaiset seisokin aikaiset alkutapahtumat. Tarkastelun perusteella tehtiin ohjeistoon muutamia parannusehdotuksia. Seisokkitiloja koskevat TTKE ja FSAR havaittiin asianmukaisiksi molemmilla tarkastelluilla laitoksilla.

Maailman ennen teknisen käyttöiän päättymistä pysäytetyt ydinvoimahankkeet

Tämän kandidaatintyön tarkoituksena on selvittää maailman tämän hetkinen tilanne ydinvoimalahankkeista, jotka on rakennettu ja olleet käytössä, mutta suljettu ennenaikaisesti. Mukaan otetaan reaktorit, joiden käyttöikää ei ole jatkettu vaikka se teknisesti olisi ollut mahdollista. Tarkasteluun otetaan vain kaupalliseen käyttöön tarkoitetut tehoreaktorit. Koereaktorit, prototyypit ja pienet esittelyreaktorit jätetään tarkastelun ulkopuolelle, koska niiden käyttöikä ja tarkoitus ei välttämättä ole määriteltävissä. Tarkastelun ulkopuolelle jätetään myös reaktorit, jotka ovat tuhoutuneet onnettomuuden takia.

Development of a process for the direct synthesis of hydrogen peroxide in a novel microstructured reactor

Microreactors have proven to be versatile tools for process intensification. Over recent decades, they have increasingly been used for product and process development in chemical industries. Enhanced heat and mass transfer in the reactors due to the extremely high surfacearea- to-volume ratio and interfacial area allow chemical processes to be operated at extreme conditions. Safety is improved by the small holdup volume of the reactors and effective control of pressure and temperature. Hydrogen peroxide is a powerful green oxidant that is used in a wide range of industries. Reduction and auto-oxidation of anthraquinones is currently the main process for hydrogen peroxide production. Direct synthesis is a green alternative and has potential for on-site production. However, there are two limitations: safety concerns because of the explosive gas mixture produced and low selectivity of the process. The aim of this thesis was to develop a process for direct synthesis of hydrogen peroxide utilizing microreactor technology. Experimental and numerical approaches were applied for development of the microreactor. Development of a novel microreactor was commenced by studying the hydrodynamics and mass transfer in prototype microreactor plates. The prototypes were designed and fabricated with the assistance of CFD modeling to optimize the shape and size of the microstructure. Empirical correlations for the mass transfer coefficient were derived. The pressure drop in micro T-mixers was investigated experimentally and numerically. Correlations describing the friction factor for different flow regimes were developed and predicted values were in good agreement with experimental results. Experimental studies were conducted to develop a highly active and selective catalyst with a proper form for the microreactor. Pd catalysts supported on activated carbon cloths were prepared by different treatments during the catalyst preparation. A variety of characterization methods were used for catalyst investigation. The surface chemistry of the support and the oxidation state of the metallic phase in the catalyst play important roles in catalyst activity and selectivity for the direct synthesis. The direct synthesis of hydrogen peroxide was investigated in a bench-scale continuous process using the novel microreactor developed. The microreactor was fabricated based on the hydrodynamic and mass transfer studies and provided a high interfacial area and high mass transfer coefficient. The catalysts were prepared under optimum treatment conditions. The direct synthesis was conducted at various conditions. The thesis represents a step towards a commercially viable direct synthesis. The focus is on the two main challenges: mitigating the safety problem by utilization of microprocess technology and improving the selectivity by catalyst development.

OL1/OL2-suojarakennuksen jäähdytteenmenetysonnettomuusanalyysit APROS 5.09 -ohjelmistolla

Tässä työssä on tutkittu OL1/OL2-suojarakennuksen käyttäytymistä jäähdytteenmenetysonnettomuuden eli LOCA:n aikana. Onnettomuuden simulointiin on kehitetty suojarakennusmalli suomalaiseen APROS 5.09 - ohjelmistoon sisältyvällä LP-koodilla (Lumped Parameter Code). Työssä on keskitytty suojarakennuksen kannalta oleellisimpien suureiden: kaasutilavuuksien paineen sekä lämpötilan ja lauhdutusaltaan lämpötilan ja pinnankorkeuden ajalliseen käyttäytymiseen. Mallinnetut LOCA:t ovat päähöyrylinjan ja sammutetun reaktorin jäähdytysjärjestelmän putkikatkoksia. Simulointeja on tehty laitoksen täyden tehon ja kuumavalmiuden lähtötiloissa ja tarkasteltavien suureiden käyttäytymistä on tutkittu erikseen valituilla konservatiivisilla oletuksilla. Laskentatapaukset rajoittuvat lyhyeen aikaväliin 27.78 tuntia kuvitellusta putkirikosta eteenpäin. Tuloksia on verrattu OL1/OL2- laitostoimittajan, Westinghouse Electric Sweden AB:n, tekemiin lisensiointianalyyseihin. Työssä on myös kuvattu APROS-laskennan epävarmuustekijöitä. Suojarakennuksen on todettu käyttäytyvän fysikaalisesti yhtenevästi lisensiointianalyyseissä ja APROS:lla tehdyissä vertailulaskuissa.

Nuclear morphometry, apoptotic and mitotic indices, and tubular differentiation in Libyan breast cancer

Aims of this study were to evaluate the relations of nuclear morphometry, mitotic and apoptotic indices, and tubular differentiation with clinicopathological features and survival rate in Libyan women. The data were compared with corresponding results on Finnish, and Nigerian female breast cancer patients. Histological samples of breast cancer (BC) from 131 patients were retrospectively studied. Mitotic activity indices (MAI and SMI), apoptotic index (AI), and fraction of fields with tubular differentiation (FTD) were estimated. Samples were also studied by computerized nuclear morphometry, such as mean nuclear area (MNA). Demographic and clinicopathological features were analyzed from 234 patients. The Libyan BC was dominantly premenopausal, and aggressive in behavior. There were statistically significant correlations between the mean nuclear area, fraction of fields with tubular differentiation, apoptotic index and proliferative indices, and most clinicopathological features. The highest significances were shown between lymph node status and the proliferative and apoptotic indices (p=0.003 with SMI, and p=0.005 with AI). There were significant associations between clinical stage and SMI and AI (p=0.002 and 0.009, respectively). The most significant associations with grade were observed with MNA and FTD (p<0.0001 and 0.001, respectively). The proliferative differences between Libyan, Nigerian and Finnish populations were prominent. These indices in Libyan were lower than in Nigerian, but higher than in Finnish patients. The Libyan patients’ AI is slightly higher than in Nigeria, but much higher than in Finland. The differences between countries may be associated with the known variation in the distribution of genetic markers in these populations. The results also indicated that morphometric factors can be reliable prognostic indicators in Libyan BC patients.

Ydinvoimalaitosten vesikemia ja korroosionesto

Ydinvoimalaitosten vesikemian optimointi ja korroosionesto on välttämätöntä laitosten taloudellisen ja turvallisen käytön kannalta. Eri laitoksiin liittyvää vesikemiaa ja järjestelmissä havaittavia korroosion muotoja on tutkittu laajasti ja tutkitaan yhä edelleen. Monien prosessien ymmärtäminen vaatii usean eri tieteenalan osaamista, kuten kemiantekniikan, energiatekniikan sekä materiaalitekniikan. Tässä työssä kerrotaan yksinkertaistaen vesikemiaan ja korroosioon liittyviä prosesseja ja reaktioita. Työssä käsitellään kevytvettä jäähdytteenä sekä moderaattorina käyttävien ydinvoimalaitosten eri korroosiomuotoja sekä säteilyn vaikutusta näihin suoraan tai vesikemian kautta. Työssä kerrotaan korroosio- ja aktivoitumistuotteiden muodostumisesta ja kulkeutumisesta sekä näiden tuotteiden vaikutuksista laitosten toimintaan. Korroosion ja materiaalien aktivoitumisen pohjalta tarkastellaan kattavasti ydinvoimalaitosten tyypillisimpiä vesikemian muokkauskeinoja sekä korroosionhallintaa. Tärkeimpiin asioihin syvennytään hieman lähemmin. Tarkastelun kohteena ovat eniten käytetyt ydinvoimalaitokset, eli länsimaiset paine- ja kiehutusvesilaitokset sekä venäläisvalmisteiset VVER-laitokset. Tarkoituksena on ollut luoda tiivis tietopaketti opiskelijoiden käyttöön muun opintomateriaalin tueksi.

Catalytic direct synthesis of hydrogen peroxide in a novel microstructured reactor

The direct synthesis from hydrogen and oxygen is a green alternative for production of hydrogen peroxide. However, this process suffers from two challenges. Firstly, mixtures of hydrogen and oxygen are explosive over a wide range of concentrations (4-94% H2 in O2). Secondly, the catalytic reaction of hydrogen and oxygen involves several reaction pathways, many of them resulting in water production and therfore decreasing selectivity. The present work deals with these two challenges. The safety problem was dealed by employing a novel microstructured reactor. Selectivity of the reaction was highly improved by development a set of new catalysts. The final goal was to develop an effective and safe continuous process for direct synthesis of hydrogen peroxide from H2 and O2. Activated carbon cloth and Sibunit were examined as the catalysts’ supports. Palladium and gold monometallic and palladium-gold bimetallic catalysts were thoroughly investigated by numerous kinetic experiments performed in a tailored batch reactor and several catalyst charachterization methods. A complete set of data for direct synthesis of H2O2 and its catalytic decomposition and hydrogenation was obtained. These data were used to assess factors influencing selectivity and activity of the catalysts in direct synthesis of H2O2 as well as its decomposition and hydrogenation. A novel microstructured reactor was developed based on hydrodynamics and mass transfer studies in prototype microstractural plates. The shape and the size of the structural elements in the microreactor plate were optimized in a way to get high gas-liquid interfacial area and gas-liquid mass transfer. Finally, empirical correlations for the volumetric mass transfer coefficient were derived. A bench-scale continuous process was developed by using the novel microstructral plate reactor. A series of kinetic experiments were performed to investigate the effects of the gas and the liquid feed rates and their ratio, the amount of the catalyst, the gas feed composition and pressure on the final rate of H2O2 production and selectivity.

Prosessiautomaatio pinnankorkeusmittauksen koelaitteistoissa

Pinnankorkeuden tunteminen kiehutusvesireaktorin painesäiliössä on erittäin tärkeää sen turvallisuusvaikutusten takia. Pinnankorkeutta mitataan vesipatsaiden korkeutta havaitsevien paine-eromittausten avulla. Säteilyturvakeskuksen YVL-ohjeiden mukaan turvallisuuteen vaikuttavien mittausten täytyy noudattaa moninkertaistus- ja erilaisuusperiaatteita. Yleensä erilaisuusperiaatetta on toteutettu käyttämällä erityyppisiä paine-eromittareita, mutta erilaisella fysikaalisella toimintaperiaatteella oleva mittaus olisi parempi ja toteuttaisi paremmin erilaisuusperiaatetta. Uimurikytkin olisi tällainen fysikaalisesti eri periaatteeseen perustuva pinnankorkeuden mittauslaite. Ydinvoimalaan tarkoitettu teknologia tulee kelpoistaa riippumattoman tahon toimesta ennen käyttöönottoa. Kelpoistamiskokeita varten Lappeenrannan teknillisen yliopiston Ydinturvallisuuden tutkimusyksikköön rakennettiin vuosina 2011–2013 kaksi koelaitteistoa. Näillä koelaitteistoilla tutkittiin uimurikytkimien toimintaa ja ominaisuuksia erilaisissa kiehutusvesireaktorin käyttötilanteissa. Koelaitteistot tarvitsivat toimiakseen automaatiojärjestelmät, jotka suunniteltiin pääosin noudattamalla suunnittelun elinkaarimallia sekä automaatiosuunnittelun sisältökokonaisuuksia. Automaatiojärjestelmien suunnittelu aloitettiin määrittelemällä koejärjestelyjen asettamat vaatimukset, jonka jälkeen tehtiin teknologiavalinnat. Seuraavaksi suunniteltiin automaatiojärjestelmien logiikkaohjelmistot, joiden kuvaukseen tämä työ pääasiassa keskittyy. Logiikkaohjelmistot toteutettiin graafisella National Instruments LabView -ohjelmointikielellä. Logiikkaohjelmistojen tuli hoitaa tiedonkeruuta, käyttöautomaatiota, turvallisuustehtäviä sekä kokeisiin liittyviä erikoistehtäviä. Ohjelmistot saatiin esikokeiden aikana toimimaan halutusti, ja varsinaiset kokeet voitiin suorittaa ilman merkittäviä ongelmia.

Application and development of numerical methods for the modelling of innovative gas cooled fission reactors

Innovative gas cooled reactors, such as the pebble bed reactor (PBR) and the gas cooled fast reactor (GFR) offer higher efficiency and new application areas for nuclear energy. Numerical methods were applied and developed to analyse the specific features of these reactor types with fully three dimensional calculation models. In the first part of this thesis, discrete element method (DEM) was used for a physically realistic modelling of the packing of fuel pebbles in PBR geometries and methods were developed for utilising the DEM results in subsequent reactor physics and thermal-hydraulics calculations. In the second part, the flow and heat transfer for a single gas cooled fuel rod of a GFR were investigated with computational fluid dynamics (CFD) methods. An in-house DEM implementation was validated and used for packing simulations, in which the effect of several parameters on the resulting average packing density was investigated. The restitution coefficient was found out to have the most significant effect. The results can be utilised in further work to obtain a pebble bed with a specific packing density. The packing structures of selected pebble beds were also analysed in detail and local variations in the packing density were observed, which should be taken into account especially in the reactor core thermal-hydraulic analyses. Two open source DEM codes were used to produce stochastic pebble bed configurations to add realism and improve the accuracy of criticality calculations performed with the Monte Carlo reactor physics code Serpent. Russian ASTRA criticality experiments were calculated. Pebble beds corresponding to the experimental specifications within measurement uncertainties were produced in DEM simulations and successfully exported into the subsequent reactor physics analysis. With the developed approach, two typical issues in Monte Carlo reactor physics calculations of pebble bed geometries were avoided. A novel method was developed and implemented as a MATLAB code to calculate porosities in the cells of a CFD calculation mesh constructed over a pebble bed obtained from DEM simulations. The code was further developed to distribute power and temperature data accurately between discrete based reactor physics and continuum based thermal-hydraulics models to enable coupled reactor core calculations. The developed method was also found useful for analysing sphere packings in general. CFD calculations were performed to investigate the pressure losses and heat transfer in three dimensional air cooled smooth and rib roughened rod geometries, housed inside a hexagonal flow channel representing a sub-channel of a single fuel rod of a GFR. The CFD geometry represented the test section of the L-STAR experimental facility at Karlsruhe Institute of Technology and the calculation results were compared to the corresponding experimental results. Knowledge was gained of the adequacy of various turbulence models and of the modelling requirements and issues related to the specific application. The obtained pressure loss results were in a relatively good agreement with the experimental data. Heat transfer in the smooth rod geometry was somewhat under predicted, which can partly be explained by unaccounted heat losses and uncertainties. In the rib roughened geometry heat transfer was severely under predicted by the used realisable k − epsilon turbulence model. An additional calculation with a v2 − f turbulence model showed significant improvement in the heat transfer results, which is most likely due to the better performance of the model in separated flow problems. Further investigations are suggested before using CFD to make conclusions of the heat transfer performance of rib roughened GFR fuel rod geometries. It is suggested that the viewpoints of numerical modelling are included in the planning of experiments to ease the challenging model construction and simulations and to avoid introducing additional sources of uncertainties. To facilitate the use of advanced calculation approaches, multi-physical aspects in experiments should also be considered and documented in a reasonable detail.