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.

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.

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.

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.

Competitiveness Survey of a Biofuel Power Plant

Työn tarkoituksena on tarkastella Euroopan siirtymätalousalueelta kotimaisen biopoltto-ainevoimalaitoksen kilpailukykyä potentiaalisimmiksi markkinakohteiksi arvioitujen nykyisten Eu-valtioiden osalta. Työ tehdään osana kokoluokaltaan 3,5 MWth/1,0 MWe pienvoimalaitoksen tuotekehityshanketta, joka on käynnistynyt Varkaudessa tämän vuoden maaliskuussa. Potentiaalisimpien siirtymätalousmaiden valintakriteereinä on käytetty aiempia tutkimuksia ja raportteja. Huomio keskitetään kiinteän biopolttoaineen resursseihin ja biopolttoaineisiin pohjautuvalle energiantuotannolle asetettuihin tavoitteisiin. Edellä mainittujen kriteerien pohjalta tarkasteltaviksi valittujen valtioiden osalta tehtiin tarkemmat kilpailukykyanalyysit, otettiin yhteyttä markkina-alueeltaalan ammattilaisiin ja kartoitettiin potentiaalisimmat markkinakohteet. Tavoitteena on arvioida varteenotettavin kilpailija kiinteisiin biopolttoaineisiin pohjautuvalle sähkön ja lämmön yhteistuotannolle, jonka perusteella laaditaan mallivoimalaitoksen kilpailukykyisen hinnan määrittämiseksi tiettyyn takaisinmaksuaikaan ja korkotekijään perustuen. Lopulta tehdään maakohtaisesti yhteenveto merkittävimmistä markkinapotentiaaliin vaikuttavista kilpailutekijöistä, arvioidaan potentiaalisin kohdemaa sekä esitetään mahdollinen investoinnin rahoitusvaihtoehto ja keinoja markkinoida tuotetta potentiaalisille asiakkaille.

Wastewater Treatment of Diesel Power Plant

Diplomityön tavoitteena on selvittää Wärtsilän dieselvoimalaitosten jätevedenkäsittelyn vallitseva tila. Tutkimuksessa keskitytään raskaspolttoöljykäyttöisiin voimalaitoksiin. Työssä selvitetään yleisimmät dieselvoimalaitosten jätevesille asetetut vaatimukset. Selvitys tehdään keräämälläja tutkimalla dieselvoimalaitosten jätevesille sovellettuja standardeja. Työssä selvitetään myös dieselvoimalaitokselta ulostulevan jäteveden laatu sekä nykyisen jätevedenkäsittelyjärjestelmän toiminta. Selvitys tehdään keräämällä ja tutkimalla yrityksen sisäisiä tietoja, sekä ottamalla ja analysoimalla jätevesinäytteitä. Näytteiden otto ja analysointi toteutetaan vierailemallakahdessa voimalaitoksessa sekä yhdessä muussa kohteessa. Jäteveden laatu ennen ja jälkeen käsittelyn määritetään. Myös öljynjalostusteollisuuden jätevedenkäsittelyä tarkastellaan kirjallisuuteen pohjautuen. Tarkastelun tavoitteena on hankkia tietoa jätevedenkäsittelystä kohteissa, joissa jäteveden laatu vastaa dieselvoimalaitoksella syntyvää jätevettä. Vertailun vuoksi myös öljynjalostusteollisuudelle asetetuttuja jätevesistandardeja tutkitaan. Lisäksi työssä tutkitaan myös joitakin muita jätevedenkäsittelymenetelmiä. Diplomityön tuloksena määritetään dieselvoimalaitosten jätevedenkäsittelyn tulevaisuuden haasteet ja mahdollisuudet.

Nitrogen Oxides Reduction Possibilities at Pulp Mill and Power Plant

Tutkimuksen tarkoituksena oli selvittää typenoksidien vähennysmahdollisuudet Stora Enson Varkauden tehtaiden sellutehtaalla ja voimalaitoksella. Tutkimuksessa käsiteltiin tehdasalueen suurimpia typenoksidien päästölähteitä: soodakattilaa, meesauunia, kuorikattilaa, öljykattilaa ja muovi-alumiinijakeen kaasutuslaitosta. Tutkimuksessa selvitettiin typenoksidipäästöjen syntymekanismit ja erilaisiin polttotekniikoihin soveltuvat typenoksidien vähennystekniikat. Varkauden tehtaiden typenoksidien vuosipäästö vuonna 2001 oli 836 tonnia. Kansallinen lainsäädäntö, kansainväliset sopimukset sekä paras käytettävissä oleva tekniikka (BAT) huomioiden selvitettiin kuhunkin kohteeseen parhaiten soveltuvat ratkaisut. Tutkimuksen perusteella laadittiin toimenpideohjelma, joka määrittelee suositeltavan toteutusjärjestyksen typenoksidien vähennystoimenpiteille. Toimenpideohjelman tärkeimpinä kriteereinä pidettiin vuonna 2004 tulevan uuden ympäristöluvan arvioituja luparajoja sekä toimenpiteiden kustannustehokkuutta. Toteutusjärjestyksessä ensimmäiseksi valittiin koeajojakson järjestäminen ajon optimoimiseksi kiertopetikattilalla ja toiseksi meesauunin ajon optimointi jatkuvatoimisen NOx-analysaattorin avulla. Seuraaviksi toimenpiteiksi ehdotettiin vertikaali-ilmajärjestelmän käyttöönottoa soodakattilalla sekä SNCR-järjestelmän asennusta kuorikattilalle. Saavutettava NOx-vähennys tulisi olemaan 10 – 45 % ja hinta 30 – 3573 EUR vähennettyä NOx-tonnia kohti. Tutkimuksen osana Ilmatieteen laitoksella teetetyn typenoksidien leviämisselvityksen mukaan Stora Enson tehtaiden NOx-päästöjen vaikutus Varkauden ilmanlaatuun on hyvin pieni. Suurin osa NOx-päästöistä aiheutuu liikenteestä.

Influence of Equipment Operation and Performance Deterioration on Power Plant Economy.

Pysyäkseen kilpailukykyisenä vapautuneilla sähkömarkkinoilla on voimalaitoksen energiantuotantokustannusten oltava mahdollisimman matalia, tinkimättä kuitenkaan korkeasta käytettävyydestä. Polttoaineen energiasisällön mahdollisimman hyvä hyödyntäminen on ratkaisevan tärkeää voimalaitoksen kannattavuudelle. Polttoainekustannusten osuus on konvektiivisilla laitoksilla yleensä yli puolet koko elinjakson kustannuksista. Kun vielä päästörajat tiukkenevat koko ajan, korostuu polttoaineen korkea hyötykäyttö entisestään. Korkea energiantuotannon luotettavuus ja käytettävyys ovat myös elintärkeitä pyrittäessä kustannusten minimointiin. Tässä työssä on käyty läpi voimalaitoksen kustannuksiin vaikuttavia käsitteitä, kuten hyötysuhdetta, käytettävyyttä, polttoaineen hintoja, ylös- ja alasajoja ja tärkeimpiä häviöitä. Ajostrategiassa ja poikkeamien hallinnassa pyritään hyvään hyötysuhteeseen ja alhaisiin päästöihin joka käyttötilanteessa. Lisäksi on tarkasteltu tiettyjen suureiden, eli höyryn lämpötilan ja paineen, savukaasun hapen pitoisuuden, savukaasun loppulämpötilan, sekä lauhduttimen paineen poikkeamien vaikutusta ohjearvostaan energiantuotantokustannuksiin. Happi / hiilimonoksidi optimoinnissa on otettu huomioon myös pohjatuhkan palamattomat.

The Optimisation of the Draft Tube of a Hydro Power Plant at Off-Design Conditions

Several possible methods of increasing the efficiency and power of hydro power plants by improving the flow passages are investigated in this stydy. The theoretical background of diffuser design and its application to the optimisation of hydraulic turbine draft tubes is presented in the first part of this study. Several draft tube modernisation projects that have been carried out recently are discussed. Also, a method of increasing the efficiency of the draft tube by injecting a high velocity jet into the boundary layer is presented. Methods of increasing the head of a hydro power plant by using an ejector or a jet pump are discussed in the second part of this work. The theoretical principles of various ejector and jet pump types are presented and four different methods of calculating them are examined in more detail. A self-made computer code is used to calculate the gain in the head for two example power plants. Suitable ejector installations for the example plants are also discussed. The efficiency of the ejector power was found to be in the range 6 - 15 % for conventional head increasers, and 30 % for the jet pump at its optimum operating point. In practice, it is impossible to install an optimised jet pump with a 30 % efficiency into the draft tube as this would considerabely reduce the efficiency of the draft tube at normal operating conditions. This demonstrates, however, the potential for improvement which lies in conventional head increaser technology. This study is based on previous publications and on published test results. No actual laboratory measurements were made for this study. Certain aspects of modelling the flow in the draft tube using computational fluid dynamics are discussed in the final part of this work. The draft tube inlet velocity field is a vital boundary condition for such a calculation. Several previously measured velocity fields that have successfully been utilised in such flow calculations are presented herein.

Project owner’s and outside engineering consultant’s role in power plant implementation projects

The purpose of this study was to investigate the nature of co-operation between a project owner and an outside engineering consultant in combined heat and power plant implementation projects. Moreover, as another focal subject of the study was to familiarize the purchasing behavior of the energy producer and how an outside engineering consultant participated into different stages of the purchasing process. The study was carried out as a multiple case study including altogether six Finnish power plant implementation projects that had been taken into commercial use during 1995 – 2015. By adjusting the findings of empirical interview data and comparing those to the theoretical framework concerning, among others, Finnish energy production, engineering consulting businesses, delivery methods of construction project and finally the purchasing process, it can be concluded that especially in the power plant implementation projects in the past have a great influence to decisions made during the project. The role of the main engineering consultant is to act as an assistant, who helps to achieve the project goals successfully rather than an advisor who only knows how the project should be conducted. At least in these five project cases this was the case, meaning that the final decision power always remaining with project owner.

Economics of combined power plant and pyrolysis bio-oil production

There are reasons of necessity in bio-fuel use and bio-energy fast development. It includes the material about bio-energy technologies, applications and methods. There are basic thermodynamics and economic theories. The economic calculation presents the comparison between two combinations. There are boiler plant below 20 MW in combination with ablative pyrolysis plant for bio-oil production and CHP plant below 100 MW in combination with the RTP pyrolysis bio-oil production technology. It provides a material about wood chips and bio-oil characteristics and explains it nature, presents the situation around the bio-fuel market or bio-fuel trade. There is a description of pyrolysis technologies such as ablative and RTP. The liquid product of the pyrolysis processes is bio-oil. The bio-oil could be different even of the same production process, because of the raw material nature and characteristics. The calculation shows advantages and weaknesses of combinations and obtained a proof of suppositions. The next thing, proven by this work is the fact that to get more efficiency from energy project it is good possibility to built plants in combinations.

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.