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.

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.

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.