APROS model validation in case of fast transients in a boiling water reactor

This Master´s thesis investigates the performance of the Olkiluoto 1 and 2 APROS model in case of fast transients. The thesis includes a general description of the Olkiluoto 1 and 2 nuclear power plants and of the most important safety systems. The theoretical background of the APROS code as well as the scope and the content of the Olkiluoto 1 and 2 APROS model are also described. The event sequences of the anticipated operation transients considered in the thesis are presented in detail as they will form the basis for the analysis of the APROS calculation results. The calculated fast operational transient situations comprise loss-of-load cases and two cases related to a inadvertent closure of one main steam isolation valve. As part of the thesis work, the inaccurate initial data values found in the original 1-D reactor core model were corrected. The input data needed for the creation of a more accurate 3-D core model were defined. The analysis of the APROS calculation results showed that while the main results were in good accordance with the measured plant data, also differences were detected. These differences were found to be caused by deficiencies and uncertainties related to the calculation model. According to the results the reactor core and the feedwater systems cause most of the differences between the calculated and measured values. Based on these findings, it will be possible to develop the APROS model further to make it a reliable and accurate tool for the analysis of the operational transients and possible plant modifications.

Primääri-sekundäärivuodon tunnistaminen aktiivisuusmittauksin Loviisan voimalaitoksella

Diplomityössä tutkittiin Loviisan voimalaitoksen primääri- ja sekundääripiirin aktiivisuusmittausten kykyä tunnistaa pienet primääri-sekundäärivuodot. Tarkasteltavat primääri-sekundäärivuotojen suuruudet valittiin laitoksen hätätilanne- ja häiriönselvitysohjeiden mukaisesti. Vuodon vaikutuksia arvioitiin erilaisilla primäärijäähdytteen ominaisaktiivisuuksilla. Ominaisaktiivisuudet primääripiirissä määritettiin nuklidikohtaisesti erilaisille polttoainevuototapauksille. Työssä huomioitiin myös transienteissa mahdollisesti esiintyvä primääripiirin aktiivisuustasoa nostava spiking-ilmiö. Vuodon tarkempaa tunnistamista varten työssä laskettiin tarkasteltaville mittareille kalibrointikertoimet. Primääri-sekundäärivuoto mallinnettiin APROS-simulointiohjelmalla laitoksen eri käyttötiloissa ja kahdella eri vuotokoolla. Varsinainen aktiivisuuslaskenta suoritettiin SEKUN-ohjelmalla. Työssä tätä aktiivisuus- ja päästölaskentaohjelmaa muokattiin ohjelmoimalla siihen tarkasteltavat aktiivisuusmittaukset sekä primääripiirin puhdistus ja ulospuhallus. Laskelmien tuloksena saatiin arviot kunkin tarkasteltavana olleen aktiivisuusmittauksen soveltuvuudesta primääri-sekundäärivuodon tunnistamiseen erilaisissa polttoainevuototapauksissa ja reaktorin eri tehotasoilla. Häiriönselvitysohje I3:n käyttöönottoa edellyttävät vuotokoot määritettiin aktiivisuusmittausten havaitseman perusteella. Erityisesti kuumavalmiustilassa tapauksissa, joissa reaktorisydämessä oletetaan olevan tiiveytensä menettäneitä polttoainesauvoja, spikingin vaikutus jäähdytteiden aktiivisuuspitoisuuksiin ja mittaustuloksiin oli merkittävä. Niiltä osin, kuin tulokset käsittelevät ohjeissa vuodon tunnistamiseen käytettyjä aktiivisuusrajoja, tulokset osoittivat aktiivisuusrajat oikeiksi. Kuumavalmiudessa aktiivisuusmittausten mittausalueet saattavat joissakin tapauksissa rajoittaa primääri-sekundäärivuodon tunnistamista.

Modeling of Pressurizer Using APROS and TRACE Thermal Hydraulic Codes

Diplomityön tavoitteena on paineistimen yksityiskohtainen mallintaminen APROS- ja TRACE- termohydrauliikkaohjelmistoja käyttäen. Rakennetut paineistinmallit testattiin vertaamalla laskentatuloksia paineistimen täyttymistä, tyhjentymistä ja ruiskutusta käsittelevistä erilliskokeista saatuun mittausdataan. Tutkimuksen päätavoitteena on APROSin paineistinmallin validoiminen käyttäen vertailuaineistona PACTEL ATWS-koesarjan sopivia paineistinkokeita sekä MIT Pressurizer- ja Neptunus- erilliskokeita. Lisäksi rakennettiin malli Loviisan ydinvoimalaitoksen paineistimesta, jota käytettiin turbiinitrippitransientin simulointiin tarkoituksena selvittää mahdolliset voimalaitoksen ja koelaitteistojen mittakaavaerosta johtuvat vaikutukset APROSin paineistinlaskentaan. Kokeiden simuloinnissa testattiin erilaisia noodituksia ja mallinnusvaihtoehtoja, kuten entalpian ensimmäisen ja toisen kertaluvun diskretisointia, ja APROSin sekä TRACEn antamia tuloksia vertailtiin kattavasti toisiinsa. APROSin paineistinmallin lämmönsiirtokorrelaatioissa havaittiin merkittävä puute ja laskentatuloksiin saatiin huomattava parannus ottamalla käyttöön uusi seinämälauhtumismalli. Työssä tehdyt TRACE-simulaatiot ovat osa United States Nuclear Regulatory Commissionin kansainvälistä CAMP-koodinkehitys-ja validointiohjelmaa.

APROS code benchmarking inboiling water reactor accident analyses

Diplomityö käsittelee kiehutusvesilaitosten transienttien ja onnettomuuksien analysointia APROS-ohjelmiston avulla. Työ on tehty Teollisuuden Voima Oy:n (TVO) Olkiluoto 1 ja 2 laitosyksiköiden mallin pohjalta. Raportissa esitetään ohjelmiston käyttämiä yhtälöitäja laskentamalleja yleisellä tasolla. Työssä esitellään laitoksen yleispiirteet turvallisuustoimintoineen ja kuvataan ohjelmaan suureksi osaksi aiemmin luotua laskentamallia. Työssä on luetteloitu voimassa olevatlisensiointianalyysit, joiden joukosta on valittu laskentatapauksia ohjelmiston suorituskyvyn arviointia varten. Lisäksi työhön on valittu laskentatapauksia muilla kuin lisensointiin käytetyillä ohjelmilla lasketuista analyyseistä. Lisäksi on suoritettu vertailulaskuja konservatiivisen ja realistisen mallin erojen esille saamiseksi. Laskentatapauksia ovat mm. ylipainetransientti, jäähdytteen menetysonnettomuus ja oletettavissa oleva käyttöhäiriö, jossa pikasulku ei toimi (ATWS). Diplomityön edetessä laitosmallia on kehitetty edelleen lisäämällä joitakin järjestelmiä ja tarkentamalla joidenkin komponenttien kuvausta. Työssä ilmeni, että APROS soveltuu jäähdytteenmenetysonnettomuuden ja suojarakennuksen yhtäaikaiseen analyysiin. APROS.n vaste nopeisiin transientteihin jäi kuitenkin vertailutasosta. Tämän työn perusteella APROS-mallia kehitys jatkuu edelleen siten, että se soveltuisi entistä paremmin myös nopeiden transienttien ja ATWS-tilanteiden kuvaamiseen. Työssä olevaa lisensointianalyysien kuvausta tullaan käyttämään hyväksi selvitettäessä laitoksen turvallisuuden väliarviossa tarvittavien analyysien määrää ja laatua. Nyt saatuja kokemuksia voidaan hyödyntää myös mahdollisen kolmiulotteisen sydänmallin hankinnassa APROS-ohjelmistoon. Tässä diplomityössä esitettyjä parannuksia voidaan käyttää hyväksi SAFIRtutkimusohjelman hankkeiden suunnittelussa.

Pienvesivoimalanmallinnus ja jakeluverkkovaikutusten tarkastelu

Tässä työssä simuloitiin Valkealassa sijaitsevaa Tirvan pienvesivoimalaitosta ja sen vaikutusta sähkönjakeluverkkoon. Pienvesivoimalaitos mallinnettiin PSCAD-ympäristöön verkko- ja voimalaitostietojen perusteella. Sähköverkko kuvattiin malliin koko 110 kV:n siirtävän verkon ja Tirvan pienjänniteverkon väliltä. Mallin avulla tehtiin sarja hajautettua sähköntuotantoa koskevia tarkasteluita. Tarkasteluissa huomattiin voimalaitoksen verkkoonliitynnän aiheuttavan standardien ylärajoilla olevan transienttisen muutoksen voimalaitoksen jännitteisiin. Työssä tehtiin yksityiskohtaisempi jännitehäviöiden mittaus voimalaitoksen pullonkaulana toimivalle pienitehoiselle jakelumuuntajalle. Tuotannon lisäämisen yhteydessä näkyvän yllättävän jännitteen laskun syyt paikannettiin muuntajalla tapahtuviin loistehon siirrosta johtuviin ylimääräisiin jännitehäviöihin. Voimalaitoksella ei ole merkittävää vaikutusta vikatilanteiden virtoihin.

Direct-on-line axial flux permanent magnet synchronous generator static and dynamic performance

In distributed energy production, permanent magnet synchronous generators (PMSG) are often connected to the grid via frequency converters, such as voltage source line converters. The price of the converter may constitute a large part of the costs of a generating set. Some of the permanent magnet synchronous generators with converters and traditional separately excited synchronous generators couldbe replaced by direct-on-line (DOL) non-controlled PMSGs. Small directly networkconnected generators are likely to have large markets in the area of distributed electric energy generation. Typical prime movers could be windmills, watermills and internal combustion engines. DOL PMSGs could also be applied in island networks, such as ships and oil platforms. Also various back-up power generating systems could be carried out with DOL PMSGs. The benefits would be a lower priceof the generating set and the robustness and easy use of the system. The performance of DOL PMSGs is analyzed. The electricity distribution companies have regulations that constrain the design of the generators being connected to the grid. The general guidelines and recommendations are applied in the analysis. By analyzing the results produced by the simulation model for the permanent magnet machine, the guidelines for efficient damper winding parameters for DOL PMSGs are presented. The simulation model is used to simulate grid connections and load transients. The damper winding parameters are calculated by the finite element method (FEM) and determined from experimental measurements. Three-dimensional finite element analysis (3D FEA) is carried out. The results from the simulation model and 3D FEA are compared with practical measurements from two prototype axial flux permanent magnet generators provided with damper windings. The dimensioning of the damper winding parameters is case specific. The damper winding should be dimensioned based on the moment of inertia of the generating set. It is shown that the damper winding has optimal values to reach synchronous operation in the shortest period of time after transient operation. With optimal dimensioning, interferenceon the grid is minimized.

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.

Jännitteen reunan hallinta taajuusmuuttajissa

Diplomityössä perehdyttiin taajuusmuuttajien toimintaan ja ohjaukseen. Lisäksi työssä tarkasteltiin vaihtosuuntaajan nopeiden transienttitilojen aiheuttamaa moottorin ylijännitettä. Moottorikaapelin heijastuksia käsiteltiin vertaamalla moottorikaapelia siirtolinjaan ja todennettiin ylijännitteen syyt. Ylijännitteen vähentämiseksi on kehitetty useita suodatusmenetelmiä. Työssä vertailtiin näitä menetelmiä ja kartoitettiin kaupallisia vaihtoehtoja. Taajuusmuuttajan ohjaus on tähän päivään asti tehty yleensä käyttäen mikroprosessoria sekä logiikkapiiriä. Tulevaisuudessa ohjaukseen käytetään todennäköisesti uudelleenohjelmoitavia FPGA-piirejä (Field Programmable Gate Array). FPGA-piirin etuihin kuuluu uudelleenohjelmoitavuus sekä ohjauksen keskittäminen yhdelle piirille.

Ydinreaktorin painesäiliön ulkoisen jäähdytyksen lämmönsiirtokokeita

The purpose of this work was to design and carry out thermal-hydraulic experiments dealing with overcooling transients of a VVER-440-type nuclear reactor pressure vessel. Sudden overcooling accident could have negative effect on the mechanical strength of the pressure vessel. If part of the pressure vessel is compromised, the intense pressure inside a pressurized water reactor could cause the wall to fracture. Information on the heat transfer along the outside of the pressure vessel wall is necessary for stress analysis. Basic knowledge of the overcooling accident and heat transfer types on the outside of the pressure vessel is presented as background information. Test facility was designed and built based to study and measure heat transfer during specific overcooling scenarios. Two test series were conducted with the first one concentrating on the very beginning of the transient and the second one concentrating on steady state heat transfer. Heat transfer coefficients are calculated from the test data using an inverse method, which yields better results in fast transients than direct calculation from the measurement results. The results show that heat transfer rate varies considerably during the transient, being very high in the beginning and dropping to steady state in a few minutes. The test results show that appropriate correlations can be used in future analysis.

Maasulkuvirtojen kehitys ja kompensointi Haminan Energia Oy:n keskijänniteverkossa

Tässä työssä tutkitaan maasulkuvirtoja sekä niiden vaikutusta ja kehitystä Haminan Ener-gia Oy:n keskijänniteverkossa. Lisäksi tarkastellaan erilaisia mahdollisuuksia rajoittaa maasulkuvirtojen suuruuksia. Tutkimusalueena käytetään koko Haminan Energia Oy:n keskijänniteverkkoaluetta. Maasulkuvirtojen suuruuden ja vaikutusten tutkimiseksi suori-tetaan erilaisin lähtökriteerein maasulkujen vikavirtalaskennat verkkotietojärjestelmällä. Verkon kehittymisen analysoimiseksi selvitetään sen ikätietoja, kaava-alueiden muutok-sia sekä päämuuntaja- ja varasyöttökapasiteetteja. Analyysien pohjalta saatujen tulosten perusteella työssä laaditaan arvio maasulkuvirtojen kehityksestä tulevaisuudessa. Maasulkuvirtojen kompensoimiseksi päädytään rakenta-maan uusi päämuuntaja Laurilan sähköasemalle sekä parantamaan eräiden muuntamoiden ja erottimien maadoituksia. Nämä parannusehdotukset toteuttamalla pystytään sähkötur-vallisuusmääräykset täyttämään maasulkujen osalta pitkälle tulevaisuuteen sekä vähentä-mään asiakkaiden kokemia keskeytyksiä. Lisäksi työssä tehdään ohjeistus Haminan Energia Oy:lle maasulkuvirtojen laskentaa varten.

Validation of plant dynamic model by online and laboratory measurements – a tool to predict online COD loads out of production of mechanical printing papers

COD discharges out of processes have increased in line with elevating brightness demands for mechanical pulp and papers. The share of lignin-like substances in COD discharges is on average 75%. In this thesis, a plant dynamic model was created and validated as a means to predict COD loading and discharges out of a mill. The assays were carried out in one paper mill integrate producing mechanical printing papers. The objective in the modeling of plant dynamics was to predict day averages of COD load and discharges out of mills. This means that online data, like 1) the level of large storage towers of pulp and white water 2) pulp dosages, 3) production rates and 4) internal white water flows and discharges were used to create transients into the balances of solids and white water, referred to as “plant dynamics”. A conversion coefficient was verified between TOC and COD. The conversion coefficient was used for predicting the flows from TOC to COD to the waste water treatment plant. The COD load was modeled with similar uncertainty as in reference TOC sampling. The water balance of waste water treatment was validated by the reference concentration of COD. The difference of COD predictions against references was within the same deviation of TOC-predictions. The modeled yield losses and retention values of TOC in pulping and bleaching processes and the modeled fixing of colloidal TOC to solids between the pulping plant and the aeration basin in the waste water treatment plant were similar to references presented in literature. The valid water balances of the waste water treatment plant and the reduction model of lignin-like substances produced a valid prediction of COD discharges out of the mill. A 30% increase in the release of lignin-like substances in the form of production problems was observed in pulping and bleaching processes. The same increase was observed in COD discharges out of waste water treatment. In the prediction of annual COD discharge, it was noticed that the reduction of lignin has a wide deviation from year to year and from one mill to another. This made it difficult to compare the parameters of COD discharges validated in plant dynamic simulation with another mill producing mechanical printing papers. However, a trend of moving from unbleached towards high-brightness TMP in COD discharges was valid.

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.

Active inverter output filtering methods

Frequency converters are widely used in the industry to enable better controllability and efficiency of variable speed AC motor drives. Despite these advantages, certain challenges concerning the inverter and motor interfacing have been present for decades. As insulated gate bipolar transistors entered the market, the inverter output voltage transition rate significantly increased compared with their predecessors. Inverters operate based on pulse width modulation of the output voltage, and the steep voltage edge fed by the inverter produces a motor terminal overvoltage. The overvoltage causes extra stress to the motor insulation, which may lead to a prematuremotor failure. The overvoltage is not generated by the inverter alone, but also by the sum effect of the motor cable length and the impedance mismatch between the cable and the motor. Many solutions have been shown to limit the overvoltage, and the mainstream products focus on passive filters. This doctoral thesis studies an alternative methodology for motor overvoltage reduction. The focus is on minimization of the passive filter dimensions, physical and electrical, or better yet, on operation without any filter. This is achieved by additional inverter control and modulation. The studied methods are implemented on different inverter topologies, varying in nominal voltage and current.For two-level inverters, the studied method is termed active du/dt. It consists of a small output LC filter, which is controlled by an independent modulator. The overvoltage is limited by a reduced voltage transition rate. For multilevel inverters, an overvoltage mitigation method operating without a passive filter, called edge modulation, is implemented. The method uses the capability of the inverter to produce two switching operations in the same direction to cancel the oscillating voltages of opposite phases. For parallel inverters, two methods are studied. They are both intended for two-level inverters, but the first uses individual motor cables from each inverter while the other topology applies output inductors. The overvoltage is reduced by interleaving the switching operations to produce a similar oscillation accumulation as with the edge modulation. The implementation of these methods is discussed in detail, and the necessary modifications to the control system of the inverter are presented. Each method is experimentally verified by operating industrial frequency converters with the modified control. All the methods are found feasible, and they provide sufficient overvoltage protection. The limitations and challenges brought about by the methods are discussed.

Häiriöanalyysejä tehonkorotetun kiehutusvesivoimalaitoksen käytettävyyden varmistamiseksi

TVO suunnittelee reaktoritehon 10 %:n korotusta Olkiluoto 1 ja 2 -voimalaitoksille. Reaktoriteho nostetaan 2500 MW:sta 2750 MW:iin polttoaineen rikastusastetta nostamalla ja pääkiertovirtausta kasvattamalla. Samalla syöttövesivirtaus reaktoriin ja tuorehöyryvirtaus turpiineille kasvaa. Lauhteenpuhdistusjärjestelmän kapasiteettia ei voida kuitenkaan kasvattaa, joten massavirran lisäys toteutetaan ottamalla käyttöön korkeapainesivulauhteen eteenpäinpumppaus. Lauhteen esilämmityslinjojen, lauhteenpuhdistuksen ja syöttövesipumppujen massavirta säilyy siten nykyisellään. Muita merkittäviä tehonkorotukseen liittyviä laitosmuutoksia ovat pääkiertopumppujen uusinta ja korkeapaineturpiinin muutokset. Tehonkorotetun prosessin käytettävyyden varmistamiseksi tehdään häiriöanalyysejä Apros-prosessisimulointiohjelmistoa käyttäen. OL1 ja OL2 -laitoksista on olemassa validoitu 2500 MW:n laitosmalli, josta muokatulla 2750 MW:n laitosmallilla simuloinnit tehdään. Häiriöanalyysien avulla selvitetään säätöjärjestelmien kyky pitää prosessin tila hallinnassa ilman suojausautomaation laukeamista. Simuloituihin tapauksiin kuuluu pumppujen ja venttiilien vikaantumistapauksia sekä turpiini- ja reaktoripuolen pikasulku- ja osittaispikasulkutapauksia. Myös meriveden lämpötilan vaikutusta häiriötilanteisiin tarkastellaan. Analyysien perusteella voimalaitosten ohjaus- ja suojausautomaatio toimivat hyvin myös korotetulla teholla. Tehonkorotuksen jälkeiset suuremmat massavirrat aiheuttavat kuitenkin voimakkaampia reaktoripaineen ja -tehon vaihteluita varsinkin venttiilien sulkeutumistapauksissa. Simuloinnit osoittivat, että tehonkorotus 2500 MW:sta 2750 MW:iin on mahdollinen, mutta aiheuttaa pieniä muutoksia laitoksen suojausjärjestelmien laukaisurajoihin.