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.

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.

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.

Käytetyn ydinpolttoaineen kapselointilaitoksessa muodostuvat radioaktiiviset jätteet

Tässä työssä ontarkasteltu käytetyn ydinpolttoaineen kapselointilaitoksessa muodostuvia radioaktiivisia jätteitä. Kapselointilaitos rakennetaan Olkiluotoon joko Olkiluodon ydinvoimalaitoksen käytetyn ydinpolttoaineen välivaraston yhteyteen tai loppusijoituslaitokseen kytkettynä laitoksena. Työssä on otettu huomioon molemmat vaihtoehdot ja niiden eroavaisuudet prosessien ja jätemäärien osilta. Kaikki jäte, joka muodostuu kapselointilaitoksen valvonta-alueella, luokitellaan radioaktiiviseksi jätteeksi. Radioaktiivisia jätteitä muodostuu, kun käytetystä ydinpolttoaineesta irronneet radioaktiiviset aineet kontaminoivat laitoksen rakenteita ja laitteita. Muodostuvat radioaktiiviset jätteet kiinteytetään ja sijoitetaan loppusijoitustilan yhteyteen rakennettavaan käyttö- ja käytöstäpoisto-jäteluolaan. Hyvin vähäaktiivinen jäte voidaan vapauttaa valvonnasta aktiivisuusmittauksen jälkeen. Radioaktiivisia jätteitä muodostuu kapselointilaitoksen toiminnan aikana vähäisiä määriä verrattuna ydinvoimalaitoksiin. Vertailtaessa molempien kapselointilaitosvaihtoehtojen radioaktiivisten jätteiden määriä, ainoastaan loppusijoitettavan nestemäisten jätteiden määrässä on eroa.

Sähkön tuotantokustannusvertailu

Työssä vertaillaan eri sähköntuotantovaihtoehtojen taloudellista kannattavuutta. Kannattavuusvertailu suoritetaan pelkkää sähköä tuottaville voimalaitoksille. Sähkön ja lämmön yhteistuotannon lisärakentaminen tulee kattamaan tietyn osuuden lähitulevaisuuden sähkön hankinnan vajeesta, mutta sen lisäksi tarvitaan myös uutta lauhdetuotantokapasiteettia. Tutkittavat voimalaitostyypit ovat: ydinvoimalaitos, maakaasukombilauhdevoimalaitos, kivihiililauhdevoimalaitos, turvelauhdevoimalaitos, puulauhdevoimalaitos ja tuulivoimala. Kannattavuustarkastelu suoritetaan annuiteettimenetelmällä käyttäen 5 % reaalikorkoa ja tammikuun 2008 hintatasoa. Laskelmien perusteella 8000 tunnin huipunkäyttöajalla ydinsähkön tuotantokustannus olisi 35,0 € /MWh, kaasusähkön 59,2 €/MWh ja hiilisähkön 64,4 €/MWh, kun hiilidioksidipäästöoikeuden hintana käytetään 23 €/t. Ilman päästökauppaa kaasusähkön hinta on 51,2 €/MWh ja hiilisähkön 45,7 €/MWh ydinsähkön hinnan pysyessä ennallaan. Herkkyystarkastelun tulosten perusteella ydinvoiman kilpailukyky korostuu muihin tarkasteltuihin tuotantomuotoihin verrattuna. Ydinpolttoaineen suurellakaan hinnan muutoksella ei ole merkittävää vaikutusta ydinsähkön tuotantokustannukseen, kun taas maakaasusähkö on erittäin riippuvainen polttoaineen hinnasta. Myös päästöoikeuden hinnan kasvu lisää merkittävästi ydinvoiman kilpailukykyä kaasu- ja hiilisähköön verrattuna. Ydinvoimainvestoinnin kannattavuutta ja takaisinmaksua tarkastellaan myös yksinään siten, että investoinnilla saavutettavien tuottojen laskennassa käytetään useita eri sähkön markkinahintoja. Investoinnin kannattavuus on erittäin hyvä, kun sähkön markkinahinta on 50 €/MWh tai suurempi.

Comparison of electricity generation costs

The economical competitiveness of various power plant alternatives is compared. The comparison comprises merely electricity producing power plants. Combined heat and power (CHP) producing power will cover part of the future power deficit in Finland, but also condensing power plants for base load production will be needed. The following types of power plants are studied: nuclear power plant, combined cycle gas turbine plant, coal-fired condensing power plant, peat-fired condensing power plant, wood-fired condensing power plant and wind power plant. The calculations are carried out by using the annuity method with a real interest rate of 5 % per annum and with a fixed price level as of January 2008. With the annual peak load utilization time of 8000 hours (corresponding to a load factor of 91,3 %) the production costs would be for nuclear electricity 35,0 €/MWh, for gas based electricity 59,2 €/MWh and for coal based electricity 64,4 €/MWh, when using a price of 23 €/tonCO2 for the carbon dioxide emission trading. Without emission trading the production cost of gas electricity is 51,2 €/MWh and that of coal electricity 45,7 €/MWh and nuclear remains the same (35,0 €/MWh) In order to study the impact of changes in the input data, a sensitivity analysis has been carried out. It reveals that the advantage of the nuclear power is quite clear. E.g. the nuclear electricity is rather insensitive to the changes of nuclear fuel price, whereas for natural gas alternative the rising trend of gas price causes the greatest risk. Furthermore, increase of emission trading price improves the competitiveness of the nuclear alternative. The competitiveness and payback of the nuclear power investment is studied also as such by using various electricity market prices for determining the revenues generated by the investment. The profitability of the investment is excellent, if the market price of electricity is 50 €/MWh or more.

Kehittyneiden ydinpolttoainekiertojen ympäristövaikutusten ja taloudellisuuden arviointia

Kaikkein yleisin käytössä oleva ydinpolttoainekierto on nykyisin avoin, jossa käytetty ydinpolttoaine loppusijoitetaan suoraan ilman jälleenkäsittelyä. Nykyisin kehitteillä olevat uuden sukupolven ydinreaktorit ovat kuitenkin pääosin suunniteltu osittain tai kokonaan suljetuille ydinpolttoainekierroille, jossa käytetty polttoaine jälleenkäsitellään ja osa materiaaleista kierrätetään. Tämän työn tavoitteena oli arvioida näitä kehittyneitä ydinpolttoainekiertoja ympäristövaikutusten ja taloudellisuuden suhteen. Työn yleisluonteista vertailua varten valittiin neljä erilaista kehittynyttä polttoainekiertoskenaariota, joita verrattiin avoimeen polttoainekiertoon erilaisten parametrien avulla. Parametreinä käytettiin muun muassa uraanin kulutusta, loppusijoitettavan jätteen määrää, aktiivisuutta ja lämmöntuottoa sekä käytönaikaisten radioaktiivisten päästöjen määrää. Yleislounteisen arvioinnin lisäksi työssä tarkasteltiin polttoainekiertoa myös Suomen näkökulmasta. Nykyistä polttoainekiertoa verrattiin kahteen erilaiseen tulevaisuuden versioon. Kestävän kehityksen osalta kehittyneet polttoainekierrot vähensivät ympäristövaikutusten määrää avoimeen polttoainekiertoon verrattuna. Kehittyneiden polttoainekiertojen kustannukset olivat avoimen polttoainekierron kustannuksia suuremmat. Kokonaiskustannuksissa ero oli kaikilla vertailuskenaarioilla alle 20 %, mutta polttoainekiertokustannuksissa kustannusten kasvu oli välillä 27-45 % riippuen skenaariosta. Suomen tapauksessa tulokset olivat hyvin samankaltaisia. Uraanin kulutus ja loppusijoitettavan jätteen määrä väheni kehittyneempien polttoainekiertojen johdosta. Polttoainekiertokustannukset nousivat noin puolitoistakertaisiksi, mutta vaikutus kokonaiskustannuksiin oli vain noin 10 %. Johtopäätöksenä voidaan todeta, ettäydinpolttoainekierron ympäristövaikutuksia on mahdollista vähentää osittain tai kokonaan suljettujen polttoainekiertojen avulla. Vaikka polttoainekierron kustannukset kasvavat, niiden vaikutus ydinsähkön kokonaiskustannuksiin ei ole niin merkittävä.

Suomen ydinpolttoainekierto

Suomessa on nykyisin käytössä avoimen ydinpolttoainekierron politiikka missä käytetty polttoaine loppusijoitetaan suoraan ilman jälleenkäsittelyä. Nykyisin kehitteillä olevat uuden sukupolven ydinreaktorit ovat kuitenkin pääosin suunniteltu osittain tai kokonaan suljetuille polttoainekierroille, joissa käytetty polttoaine jälleenkäsitellään ja osa materiaaleista kierrätetään. Tässä tutkimusraportissa on tarkoitus arvioida Suomen ydinvoimakapasiteetin ja ydinpolttoainekierron kehitystä tulevina vuosikymmeninä sekä arvioida käytetyn polttoaineen jälleenkäsittelyn, kierrätyksen ja nopeiden reaktoreiden käyttöönoton vaikutusta muun muassa uraanin kulutukseen, syntyvän käytetyn polttoaineen määrään sekä polttoainekierron taloudellisuuteen. Lisäksi työssä arvioidaan Talvivaaran ja Soklin sivutuotteena saatavan uraanin riittävyyttä Suomen uraanintarpeen kattamiseksi. Työssä arvioitiin ensin oletuksien ja nykyisen tilanteen avulla Suomen ydinvoimakapasiteetin kehitys tuleville vuosille. Perustuen tähän kehitykseen nykyistä polttoainekiertoa verrattiin tämän jälkeen kahteen kehittyneempään polttoainekiertoversioon, joissa käytetty polttoaine jälleenkäsitellään, plutonium kierrätetään uudelleen polttoaineeksi ja osa termisistä reaktoreista korvataan nopeilla. Polttoainekiertoversioiden massavirtojen määrittämisessä käytettiin apuna kansainvälisen atomienergiajärjestön kehittämää Nuclear Fuel Cycle Simulation System -ohjelmaa. Nykyisellä polttoainekierrolla uraanintarve oli laskelmien perusteella noin 100 tuhatta tonnia vuoteen 2100 mennessä. Jälleenkäsittelyn ja plutoniumin kierrätyksen avulla uraanin tarve saatiin pudotettua noin 75 tuhanteen tonniin. Korvaamalla puolet ydinvoimakapasiteetista nopeilla reaktoreilla vuosina 2074 ja 2080 vähentäisi uraanintarvetta edelleen noin 66 tuhanteen tonniin. Kerääntyneen käytetyn polttoaineen määräksi arvioitiin nykyisen kaltaisella polttoainekierrolla noin 11900 tonnia vuoteen 2100 mennessä. Nopeiden reaktoreiden käyttöönoton myötä kerääntyneen käytetyn polttoaineen määrä vähenisi edelleen noin 11200 tonniin vuoteen 2100 mennessä. Talvivaaran ja Soklin uraanintuotanto riittäisi laskelmien mukaan kattamaan Suomen uraanintarpeen nykyisellä polttoainekierrolla vuoteen 2070 asti ja kehittyneemmillä polttoainekierroilla vuosiin 2089 ja 2106 asti riippuen polttoainekierrosta. Polttoainekierron kustannukset nousivat polttoaineen jälleenkäsittelyn ja kierrätyksen myötä noin 50-67 % suuremmiksi nykyiseen polttoainekiertoon verrattuna. Investointi- sekä käyttö- ja kunnossapitokustannuksien erot olivat eri versioiden välillä pienet, mistä johtuen myös kokonaiskustannuksien erot jäivät pieniksi.

Ydinpolttoaineen lämmönsiirto

Kandidaatintyössä perehdytään ydinpolttoaineessa tapahtuvaan lämmönsiirtoon ja lämmönsiirron ilmiöihin. Lämmönsiirron tarkastelussa keskitytään erityisesti polttoainepelletissä tapahtuvaan lämmönsiirtoon, mutta työn edetessä esitellään myös lyhyesti lämmön siirtyminen polttoainepelletistä kaasunraon ja polttoainesauvan suojakuoren läpi jäähdytteeseen. Kandidaatintyössä tarkastellaan myös kiinteiden ydinpolttoaineiden lämmönsiirto-ominaisuuksia. Lämmönsiirto-ominaisuudet riippuvat materiaalien termodynaamisista ja kemiallisista ominaisuuksista. Lämmönsiirto-ominaisuuksien tunteminen on edellytys uusien, lämmönsiirrollisesti entistä parempien, polttoaineiden kehittämiselle.

Circular Spectropolarimetric Studies of DQ White Dwarfs

This thesis summarizes studies of a class of white dwarfs (WDs) called DQ WDs. White dwarfs are the remnants of ordinary stars like our Sun that have run out of nuclear fuel. WDs are classified according to the composition of their atmosphere and DQ WDs have an atmosphere made of helium and carbon. The carbon comes in either atomic or molecular form and in some cases the strong spectral absorption features cover the entire optical wavelength region. The research presented here utilizes spectropolarimetry, which is an observational technique that combines spectroscopy and polarization. Separately these allow to study the composition of a target and the inhomogeneous distribution of matter in the target. Put together they form a powerful tool to probe the physical properties in the atmosphere of a star. It is espacially good for detecting magnetic fields. The papers in this thesis describe efforts to do a survey of DQ white dwarfs with spectropolarimetry in order to search for magnetic fields in them. Paper I describes the discovery of a new magnetic cool DQ white dwarf, GJ841B. Initial modeling of molecular features on DQ WDs showed inconsistencies with observations. The first possible solution to this problem was stellar spots on these WDs. To investigate the matter, two DQ WDs were monitored for photometric variability that could arise from the presence of such spots. Paper II summarizes this short campaign and reports the negative results. Paper III reports observations of the rest of the objects in our survey. The paper includes the discovery of polarization from another cool DQ white dwarf, bringing the total of known magnetic cool DQs to three. Unfortunately the model used in this thesis cannot, in its present state, be used to model these objects nor are the observations of high enough spectroscopic resolution to do so.

Neutronisäteilylle altistuminen käytetyn polttoaineen siirrossa Olkiluodon voimalaitoksella

Tässä työssä on tutkittu OL1/OL2-ydinvoimalaitosten käytetyn polttoaineen siirrossa aiheutuvaa altistusta neutronisäteilylle. Käytetty polttoaine siirretään vedellä täytetyssä käytetyn polttoaineen siirtosäiliössä Castor TVO:ssa OL1/OL2-laitoksilta käytetyn polttoaineen varastolle. Siirtotyön aikana useat eri ammattiryhmiin kuuluvat henkilöt työskentelevät siirtosäiliön välittömässä läheisyydessä, altistuen käytetystä polttoaineesta emittoituvalle fotoni- ja neutronisäteilylle. Aikaisemmista neutronisäteilyannosten mittauksista on todettu, ettei jatkuvalle altistuksen seurannalle ole ollut tarvetta. Tämän työn tarkoitus on selvittää teoreettisilla laskelmilla siirtotyöhön osallistuvan henkilön mahdollisuus saada kirjausrajan ylittävä annos neutronisäteilyä. Neutronisäteilyn annosnopeudet siirtosäiliötä ympäröivässä tilassa on laskettu yhdysvaltalaisella Monte Carlo-menetelmään perustuvalla MCNP-ohjelmalla. MCNP:llä mallinnettiin siirtosäiliö, siirtosäiliön sisältämä polttoaine ja ympäröivä tila kolmella jäähtymisajalla ja kolmella keskimääräisellä maksimipoistopalamalla. Polttoainenippujen isotooppikonsentraatiot ja säteilylähteiden voimakkuudet on laskettu Studsvik SNF-ohjelmalla. Simuloinnin perusteella voidaan todeta, ettei neutronisäteilyannosten jatkuvalle seurannalle ole tarvetta käytetyn polttoaineen siirrossa. Vaikka neutronisäteilyn annosnopeudet voivat nousta siirtosäiliön läheisyydessä suhteellisen suuriksi, ovat siirtosäiliön lähellä tehtävät työt niin lyhytaikaisia, että kirjausrajan ylitystä voidaan pitää hyvin epätodennäköisenä. Johtopäätökset varmistetaan työssä suunnitellulla mittausjärjestelyllä.

Säteilysuojelu käytetyn ydinpolttoaineen kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella

Suomen ydinenergialaki vaatii ydinenergian käytössä syntyvän ydinjätteen käsittelyn ja varastoinnin sekä loppusijoittamisen Suomeen. Fortumin ja TVO:n ydinvoimalaitoksissa syntyvä käytetty ydinpolttoaine tullaan kapseloimaan ja loppusijoittamaan Olkiluotoon rakennettavassa kapselointi- ja loppusijoituslaitoksessa. Tämän työn tavoitteena on muodostaa kokonaiskuva kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen säteilysuojelusta aikaisemmin tehtyjen selvitysten ja suunnitelmien perusteella. Kapselointilaitoksella käytetty ydinpolttoaine suljetaan kuparikapseleihin, jotka loppusijoitetaan maan alle loppusijoituslaitoksella. Työn aluksi kuvataan loppusijoitusmenetelmä ja kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käyttötoiminta. Tämän jälkeen käsitellään lainsäädäntöä ja viranomaisohjeita, jotka ohjaavat ydinlaitosten säteilysuojelua. Seuraavaksi käsitellään kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella olevia säteilylähteitä. Lisäksi työssä käsitellään kapselointi- ja loppusijoituslaitokselle suunniteltua valvonta-aluetta ja sen säteilyolosuhteiden mukaista vyöhykejakoa. Työssä saatiin tulokseksi kokonaiskuva kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen säteilysuojelusta. Kokonaiskuvan muodostamisen lisäksi laadittiin alustavia suunnitelmia käyttötoiminnan säteilysuojelun järjestämisestä. Lisäksi laadittiin ehdotuksia valvonta-alueen tarkemmista rajoista loppusijoituslaitoksella sekä havaittiin laitosten säteilysuojeluun liittyviä ongelmia ja esitettiin ratkaisuja niihin. Ongelmaksi osoittautui muun muassa, että kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen valvonta-alueiden luonteiden eroa ei ollut huomioitu suunnitelmissa. Lisäksi todettiin, että nykyisin ydinlaitoksilla käytössä oleva valvonta-alueen vyöhykejako ei vastaa kapselointi- ja loppusijoituslaitosten tarpeita. Näihin esitettiin ratkaisuiksi laitosten välille perustettavaa kenkärajaa ja uuden korkeamman säteilyvyöhykkeen käyttöönottoa.

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.

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.