Introduktionen av kärnkraften i Finland

Finlands industri har av tradition varit starkt energikrävande. Träförädlingsindustrin, som fick sin egentliga start i medlet på 1800-talet, använde stora mängder energi liksom metallförädlingsföretagen i ett senare skede. Krigstiden med sin energiransonering visade handgripligen för allmänheten liksom för specialisterna att en tillräcklig tillgång till energi är ett livsvillkor för vår industri och därmed för vårt land. Efterkrigstiden kännetecknades av en allt snabbare utbyggnad av den på vatten- och ångkraft baserade elkraftskapaciteten, en utbyggnad som den inhemska verkstadsindustrin i stor utsträckning deltog i. Men redan på 1950-talet var vattenkraften till stor del utbyggd, varför den privata såväl som den statliga sektorns intresse allt mera inriktade sig på den speciellt i USA favoriserade atomenergin. Efter fördjupade studier i kärnfysik och kärnteknik vid the International School of Nuclear Science and Engineering i USA deltog författaren av dessa rader intensivt (först som Ahlströmanställd och senare som VD för Finnatom) i den utvecklingsverksamhet inom det kärntekniska området som inte bara elproducenterna utan även verkstadsindustrin i vårt land genomförde. Det var därför naturligt för mig att som objekt för min doktorsavhandling välja introduktionen av kärnkraften i Finland med speciell fokus på den inhemska verkstadsindustrins roll. Jag ställde följande forskningsfrågor: a. När och hur skedde introduktionen av kärnkraften i Finland? b. Vilka var orsakerna till och resultatet av denna introduktion? c. Vilken var den inhemska verkstadsindustrins roll? Ett grundligt studium av litteraturen inklusive mötesprotokoll och tidningsreferat samt personligen genomförda intervjuer med ett trettiotal av de verkliga aktörerna i den långa och komplicerade introduktionsprocessen ledde till en teori, vars riktighet jag anser mig ha kunnat bevisa. Den inhemska verkstadsindustrins roll var synnerligen central. Dess representanter lyckades, bl.a. refererande till erfarenheterna från utbyggnaden av vatten- och ångkraften liksom till byggandet av den underkritiska milan YXP samt forskningsreaktorn TRIGA, övertyga beslutsfattarna om att den besatt nödig kompetens för att kompensera den kompetensbrist som kunde iakttas inom vissa områden hos den sovjetiska kärnkraftverksleverantören. De inhemska leveranserna påverkade även driftsresultatet, speciellt i fallet Lovisa, i positiv riktning. Introduktionsprocessen, som omfattade tiden från slutet av 1950-talet till början på 1980-talet, beskrevs, noterande bl.a. J. W. Creswells anvisningar, i detalj i avhandlingen. Introduktionen fick som resultat konkurrenskraftig elkraft, impuls till start av nya företag, exempelvis Nokia Elektronik, liksom en klar höjning av den tekniska nivån hos vår industri, inkluderande kärnteknisk tillverkning i stor skala. Katastrofen i Tjernobyl i slutet av april 1986 innebar emellertid att utvecklingen tog en paus på ett par decennier. Erfarenheterna från introduktionsfasen kan förhoppningsvis utnyttjas till fullo nu, när utbyggnaden av kärnkraften återupptagits i vårt land.

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.

Licensing Model Development for Small Modular Reactors (SMRs) - Focusing on the Finnish Regulatory Framework

Recently, Small Modular Reactors (SMRs) have attracted increased public discussion. While large nuclear power plant new build projects are facing challenges, the focus of attention is turning to small modular reactors. One particular project challenge arises in the area of nuclear licensing, which plays a significant role in new build projects affecting their quality as well as costs and schedules. This dissertation - positioned in the field of nuclear engineering but also with a significant section in the field of systems engineering - examines the nuclear licensing processes and their suitability for the characteristics of SMRs. The study investigates the licensing processes in selected countries, as well as other safety critical industry fields. Viewing the licensing processes and their separate licensing steps in terms of SMRs, the study adopts two different analysis theories for review and comparison. The primary data consists of a literature review, semi-structured interviews, and questionnaire responses concerning licensing processes and practices. The result of the study is a recommendation for a new, optimized licensing process for SMRs. The most important SMR-specific feature, in terms of licensing, is the modularity of the design. Here the modularity indicates multi-module SMR designs, which creates new challenges in the licensing process. As this study focuses on Finland, the main features of the new licensing process are adapted to the current Finnish licensing process, aiming to achieve the main benefits with minimal modifications to the current process. The application of the new licensing process is developed using Systems Engineering, Requirements Management, and Project Management practices and tools. Nuclear licensing includes a large amount of data and documentation which needs to be managed in a suitable manner throughout the new build project and then during the whole life cycle of the nuclear power plant. To enable a smooth licensing process and therefore ensure the success of the new build nuclear power plant project, management processes and practices play a significant role. This study contributes to the theoretical understanding of how licensing processes are structured and how they are put into action in practice. The findings clarify the suitability of different licensing processes and their selected licensing steps for SMR licensing. The results combine the most suitable licensing steps into a new licensing process for SMRs. The results are also extended to the concept of licensing management practices and tools.

Operatiivinen säteilysuojelu Posivan kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella

Olkiluodon ja Loviisan ydinvoimalaitoksilla syntyvä käytetty ydinpolttoaine tullaan kapseloimaan ja loppusijoittamaan Posiva Oy:n kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella, joka rakennetaan Olkiluotoon. Käytetyn polttoaineen käsittelyssä on huomioitava säteilytyöhön liittyviä säteilysuojelunäkökohtia. Kapseloinnissa ja loppusijoituksessa käsitellään vaarallisia säteilylähteitä, joista merkittävimmät ovat käytetty ydinpolttoaine ja täyden loppusijoituskapselin röntgentarkastuslaitteisto. Posivan laitosten käyttötoiminnalle muodostetaan tässä diplomityössä säteilysuojelun vaatimusmäärittely. Kapseloinnin ja loppusijoituksen säteilytyövaiheet käsitellään yksitellen säteilysuojelun näkökulmasta. Työvaiheille määritetään tarpeelliset säteilysuojelutoimenpiteet ja työvaiheiden suorittamisen säteilysuojeluvaatimukset. Molempien laitosten valvonta-aluejärjestelyjä ja säteilyolosuhteiden vyöhykejakoa tarkennetaan. Työssä määritetään vyöhyke- ja aluerajoilla vaadittavat säteilysuojelutoiminnot sekä kontaminaationhallinnan laatuvaatimukset. Työssä käsitellään myös operatiivisen säteilysuojelun toimenpiteiden laatuvaatimuksia ja tarvittavaa säteilysuojelun sisäistä ohjeistoa. Työn tuloksena on kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käyttötoiminnan operatiivisten säteilysuojelutoimenpiteiden kuvaus. Kapselointi- ja loppusijoituslaitosten säteilysuojelua toteutetaan käyttövaiheen työnsuunnittelulla, operatiivisilla säteilysuojelutoimilla ja rakenteellisin keinoin. Työntekijöiden säteilyannokset minimoidaan välttämällä oleskelua kohonneen säteilytason alueilla. Kapselin röntgentarkastuslaitteiston käytön säteilyturvallisuus on varmistettava ja laitosten käyttötoiminta ei saa aiheuttaa työntekijöille sisäistä säteilyannosta. Useista työvaiheista ja käyttötoiminnan poikkeustilanteista on tehtävä jatkoanalyyseja työntekijöiden säteilysuojelun näkökulmasta.

Gamma spectrometry and gamma and X-ray tomography of nuclear fuel

The purpose of gamma spectrometry and gamma and X-ray tomography of nuclear fuel is to determine both radionuclide concentration and integrity and deformation of nuclear fuel. The aims of this thesis have been to find out the basics of gamma spectrometry and tomography of nuclear fuel, to find out the operational mechanisms of gamma spectrometry and tomography equipment of nuclear fuel, and to identify problems that relate to these measurement techniques. In gamma spectrometry of nuclear fuel the gamma-ray flux emitted from unstable isotopes is measured using high-resolution gamma-ray spectroscopy. The production of unstable isotopes correlates with various physical fuel parameters. In gamma emission tomography the gamma-ray spectrum of irradiated nuclear fuel is recorded for several projections. In X-ray transmission tomography of nuclear fuel a radiation source emits a beam and the intensity, attenuated by the nuclear fuel, is registered by the detectors placed opposite. When gamma emission or X-ray transmission measurements are combined with tomographic image reconstruction methods, it is possible to create sectional images of the interior of nuclear fuel. MODHERATO is a computer code that simulates the operation of radioscopic or tomographic devices and it is used to predict and optimise the performance of imaging systems. Related to the X-ray tomography, MODHERATO simulations have been performed by the author. Gamma spectrometry and gamma and X-ray tomography are promising non-destructive examination methods for understanding fuel behaviour under normal, transient and accident conditions.

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.

The Effect of Load Follow Operation on Fuel Behaviour in Loviisa NPP

Työn tarkoituksena oli analysoida polttoainesauvojen käyttäytymistä Loviisan ydinvoimalaitoksen tehonsäätöajossa. Sähkömarkkinoiden vapautuminen Pohjoismaissa sekä tämän seurauksena vaihteleva sähkön markkinahinta ovat ajaneet sähkötuottajat tilanteeseen, jossa tuotanto aiempaa enemmän mukautuu markkinatilanteeseen. Näin ollen myös Loviisan ydinvoimalaitoksen osallistuminen sähkön tuotannon säätelyyn saattaa tulevaisuudessa olla ajankohtaista. Ennen kuin reaktorin tehonsäätöajoa voidaan alkaa toteuttaa, tulee varmistua siitä, että polttoainesauvassa tehonsäätöjen seurauksena tapahtuvat muutokset eivät aiheuta epäsuotuisia käyttäytymisilmiöitä. Työssä tarkastellaan kahden Loviisan ydinvoimalaitoksen polttoainetoimittajan, British Nuclear Fuels plc:n ja venäläisen TVEL:n ensinippujen polttoainesauvan käyttäytymistä tehonsäätötapauksissa. Työssä tarkastellut tehonsäätötapaukset on pyritty valitsemaan niin, että ne kuvaisivat tulevaisuudessa mahdollisesti toteutettavia tehonsäätöjä. Laskentatapauksien sauvatehohistoriat on generoitu HEXBU-3D sydänsimulaattoriohjelmalla lasketun nelivuotisen perustehohistorian pohjalta lisäämällä säätösauvan aiheuttama reaktoritehon muutos, säätösauvan viereisen polttoainenipun aksiaalitehon muutos sekä säätösauvan rakenteen aiheuttama paikallinen tehopiikki säätösauvan vieressä. Työssä tarkastellaan tehonsäätöjen toteuttamista eri tehotasoille ja vaihtelevilla määrillä tehonsäätösyklejä. Työssä käsitellyt laskentatapaukset on jaoteltu reaktorin ajotavan mukaan seuraavasti: peruskuorma-ajo, viikonloppusäätö ja päiväsäätö. Laskenta suoritettiin ydinpolttoaineen käyttäytymistä kuvaavaa ENIGMA-B 7.3.0 ohjelmaa apuna käyttäen. Laskelmien tulokset osoittavat, että molempien polttoainetoimittajien ensinippujen sauvat kestävät reaktorin tehonsäätöajoa rajoituksetta tarkastelluissa laskentatapauksissa. ENIGMA-ohjelman sisältämät mallit, jotka ennustavat polttoainesauvan suojakuoren vaurioitumistodennäköisyyden jännityskorroosion tai väsymismurtuman kautta, eivät näytä mitään merkkejä vaurioitumisesta. BNFL:n polttoainesauva saavuttaa kuitenkin suurempia väsymismurtumatodennäköisyyden arvoja. Tämä johtuu siitä, että polttoainepelletin ja suojakuoren välinen mekaaninen vuorovaikutus syntyy BNFL:n sauvassa aikaisemmin, joka taas johtaa suurempaan määrään sauvaa rasittavia muodonmuutoksia tehonnostotilanteissa. TVEL:n Zr1%Nb -materiaalista valmistetun suojakuoren käyttäytymistä ei voida kuitenkaan suoraan näiden laskujen perusteella arvioida, sillä ENIGMA-ohjelman mallit perustuvat Zircaloy-suojakuorimateriaaleilla suoritettuihin kokeisiin.

New Type Nuclear Reactors (NETNUC) 2008-2011 Final Report

This report summarizes the work done by a consortium consisting of Lappeenranta University of Technology, Aalto University and VTT Technical Research Centre of Finland in the New Type Nuclear Reactors (NETNUC) project during 2008–2011. The project was part of the Sustainable Energy (SusEn) research programme of the Academy of Finland. A wide range of generation IV nuclear technologies were studied during the project and the research consisted of multiple tasks. This report contains short articles summarizing the results of the individual tasks. In addition, the publications produced and the persons involved in the project are listed in the appendices.

Advanced biofuel production: Engineering metabolic pathways for butanol and propane biosynthesis.

Greenhouse gases emitted from energy production and transportation are dramatically changing the climate of Planet Earth. As a consequence, global warming is affecting the living conditions of numerous plant and animal species, including ours. Thus the development of sustainable and renewable liquid fuels is an essential global challenge in order to combat the climate change. In the past decades many technologies have been developed as alternatives to currently used petroleum fuels, such as bioethanol and biodiesel. However, even with gradually increasing production, the market penetration of these first generation biofuels is still relatively small compared to fossil fuels. Researchers have long ago realized that there is a need for advanced biofuels with improved physical and chemical properties compared to bioethanol and with biomass raw materials not competing with food production. Several target molecules have been identified as potential fuel candidates, such as alkanes, fatty acids, long carbon‐chain alcohols and isoprenoids. The current study focuses on the biosynthesis of butanol and propane as possible biofuels. The scope of this research was to investigate novel heterologous metabolic pathways and to identify bottlenecks for alcohol and alkane generation using Escherichia coli as a model host microorganism. The first theme of the work studied the pathways generating butyraldehyde, the common denominator for butanol and propane biosynthesis. Two ways of generating butyraldehyde were described, one via the bacterial fatty acid elongation machinery and the other via partial overexpression of the acetone‐butanol‐ethanol fermentation pathway found in Clostridium acetobutylicum. The second theme of the experimental work studied the reduction of butyraldehyde to butanol catalysed by various bacterial aldehyde‐reductase enzymes, whereas the final part of the work investigated the in vivo kinetics of the cyanobacterial aldehyde deformylating oxygenase (ADO) for the generation of hydrocarbons. The results showed that the novel butanol pathway, based on fatty acid biosynthesis consisting of an acyl‐ACP thioesterase and a carboxylic acid reductase, is tolerant to oxygen, thus being an efficient alternative to the previous Clostridial pathways. It was also shown that butanol can be produced from acetyl‐CoA using acetoacetyl CoA synthase (NphT7) or acetyl‐CoA acetyltransferase (AtoB) enzymes. The study also demonstrated, for the first time, that bacterial biosynthesis of propane is possible. The efficiency of the system is clearly limited by the poor kinetic properties of the ADO enzyme, and for proper function in vivo, the catalytic machinery requires a coupled electron relay system.

Effect of Material Recycling on the Feasibility of Solid Recovered Fuel Fired Power Plant

This master’s thesis examines the effects of increased material recycling on different waste-to-energy concepts. With background study and a developed techno-economic computational method the feasibility of chosen scenarios with different combinations of mechanical treatment and waste firing technologies can be evaluated. The background study covers the waste scene of Finland, and potential market areas Poland and France. Calculated cases concentrate on municipal solid waste treatment in the Finnish operational environment. The chosen methodology to approach the objectives is techno-economic feasibility assessment. It combines calculation methods of literature and practical engineering to define the material and energy balances in chosen scenarios. The calculation results together with other operational and financial data can be concluded to net present values compared between the scenarios. For the comparison, four scenarios, most vital and alternative between each other, are established. The baseline scenario is grate firing of source separated mixed municipal solid waste. Second scenario is fluidized bed combustion of solid recovered fuel produced in mechanical treatment process with metal separation. Third scenario combines a biomaterial separation process to the solid recovered fuels preparation and in the last scenario plastics are separated in addition to the previous operations. The results indicated that the mechanical treatment scenarios still need to overcome some problems to become feasible. Problems are related to profitability, residue disposal and technical reliability. Many uncertainties are also related to the data gathered over waste characteristics, technical performance and markets. With legislative support and development of further processing technologies and markets of the recycled materials the scenarios with biomaterial and plastic separation may operate feasibly in the future.

Remote Observation of Radioactive Permit-Required Confined Spaces – Case: Posiva Oy’s Fuel Handling Cell

Posiva Oy’s final disposal facility’s encapsulation plant will start to operate in the 2020s. Once the operation starts, the facility is designed to run more than a hundred years. The encapsulation plant will be first of its kind in the world, being part of the solution to solve a global issue of final disposal of nuclear waste. In the encapsulation plant’s fuel handling cell the spent nuclear fuel will be processed to be deposited into the Finnish bedrock, into ONKALO. In the fuel handling cell, the environment is highly radioactive forming a permit-required enclosed space. Remote observation is needed in order to monitor the fuel handling process. The purpose of this thesis is to map (Part I) and compare (Part II) remote observation methods to observe Posiva Oy’s fuel handling cell’s process, and provide a possible theoretical solution for this case. Secondary purpose for this thesis is to provide resources for other remote observation cases, as well as to inform about possible future technology to enable readiness in the design of the encapsulation plant. The approach was to theoretically analyze the mapped remote observation methods. Firstly, the methods were filtered by three environmental challenges. These are the high levels of radiation, the permit-required confined space and the hundred year timespan. Secondly, the most promising methods were selected by the experts designing the facility. Thirdly, a customized feasibility analysis was created and performed on the selected methods to rank the methods with scores. The results are the mapped methods and the feasibility analysis scores. The three highest scoring methods were radiation tolerant camera, fiberscope and audio feed. A combination of these three methods was given as a possible theoretical solution for this case. As this case is first in the world, remote observation methods for it had not been thoroughly researched. The findings in this thesis will act as initial data for the design of the fuel handling cell’s remote observation systems and can potentially effect on the overall design of the facility by providing unique and case specific information. In addition, this thesis could provide resources for other remote observation cases.