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.

Experimental thermal hydraulic studies on the enhancement of safety of LWRs

The safe use of nuclear power plants (NPPs) requires a deep understanding of the functioning of physical processes and systems involved. Studies on thermal hydraulics have been carried out in various separate effects and integral test facilities at Lappeenranta University of Technology (LUT) either to ensure the functioning of safety systems of light water reactors (LWR) or to produce validation data for the computer codes used in safety analyses of NPPs. Several examples of safety studies on thermal hydraulics of the nuclear power plants are discussed. Studies are related to the physical phenomena existing in different processes in NPPs, such as rewetting of the fuel rods, emergency core cooling (ECC), natural circulation, small break loss-of-coolant accidents (SBLOCA), non-condensable gas release and transport, and passive safety systems. Studies on both VVER and advanced light water reactor (ALWR) systems are included. The set of cases include separate effects tests for understanding and modeling a single physical phenomenon, separate effects tests to study the behavior of a NPP component or a single system, and integral tests to study the behavior of the whole system. In the studies following steps can be found, not necessarily in the same study. Experimental studies as such have provided solutions to existing design problems. Experimental data have been created to validate a single model in a computer code. Validated models are used in various transient analyses of scaled facilities or NPPs. Integral test data are used to validate the computer codes as whole, to see how the implemented models work together in a code. In the final stage test results from the facilities are transferred to the NPP scale using computer codes. Some of the experiments have confirmed the expected behavior of the system or procedure to be studied; in some experiments there have been certain unexpected phenomena that have caused changes to the original design to avoid the recognized problems. This is the main motivation for experimental studies on thermal hydraulics of the NPP safety systems. Naturally the behavior of the new system designs have to be checked with experiments, but also the existing designs, if they are applied in the conditions that differ from what they were originally designed for. New procedures for existing reactors and new safety related systems have been developed for new nuclear power plant concepts. New experiments have been continuously needed.

VVER-640 -reaktorityypin passiiviset turvallisuusominaisuudet

Turvallisuussuunnittelu muodostaa merkittävän osan ydinvoimalaitoksen suunnit-telutyöstä. Uusissa laitoskonsepteissa turvallisuutta on pyritty parantamaan lisää-mällä perinteisten aktiivisten hätäjärjestelmien rinnalle passiivisia eli toiminnal-taan puhtaasti luonnonlakeihin perustuvia hätäjärjestelmiä. Sähköteholtaan 640 MW oleva VVER-640 -laitostyyppi edustaa tässä suhteessa viimeisintä kehi-tysaskelta venäläisten VVER kevytvesireaktorien sarjassa. Suunnittelun lähtökoh-tana on ollut turvallisuuden parantaminen verrattuna aikaisempiin VVER-malleihin. Tähän on pyritty hätäjärjestelmien passiivisella toteutuksella. Passiivis-ten järjestelmien mitoitusperusteena on ollut laitoksen selviäminen itsenäisesti 24 tunnin ajan mahdollisissa onnettomuustilanteissa ilman suojarakennuksen tiiviy-den menetystä. Relap5-ohjelmalla tehtyjen simulointien perusteella laitoksen pas-siiviset järjestelmät näyttäisivät pystyvän huolehtimaan laitoksen turvallisuudesta sekä jäähdytteen- että sähkönmenetysonnettomuuksissa ilman aktiivisten järjes-telmien apua vaaditut 24 tuntia.

Passiivisten turvallisuusjärjestelmien luontaiset virhetoiminnot ydinvoimalaitoksessa

Uusissa ydinvoimalaitostyypeissä aiotaan käyttää aiempaa enemmän passiivisia turvallisuusjärjestelmiä. Näistä järjestelmistä on vielä vähän käyttökokemusta aktiivisiin turvallisuusjärjestelmiin verrattuna. Työssä tarkastellaan passiivisten turvallisuusjärjestelmien toimintaa sekä etsitään niiden mahdollisia luontaisia vikatilanteita. Luontaisten vikatilanteiden seurauksia järjestelmän suorituskykyyn arvioitiin yksinkertaisilla laskuilla ja mallintamalla RELAP5/MOD3.2.2 beta -termohydrauliikkaohjelmalla. Tarkastelu rajattiin kahden erityyppisen ydinvoimalaitoksen passiivisiin turvallisuusjärjestelmiin. Turvallisuusjärjestelmien suuntaa antavat mitat ja käyttötilanteiden parametrit saatiin laitosvalmistajien laitoskuvauksista. Osoittautui, että vikatilanteissa passiivisissa turvallisuusjärjestelmissä geometrialla on merkittävä vaikutus järjestelmän kapasiteettiin. Tarkasteluissa saatiin myös selville, että laitosmittakaavassa painovoimaisen hätälisävesijärjestelmän turvallisuustoiminto voi toteutua vaikka esiintyisi lyhytaikaisia toimintahäiriöitä, kuten lauhtumista hätälisävesisäiliössä. Sen sijaan lämmönsiirtopiirin virtausreittien tukkeutuminen voi olla fysikaalisesti merkittävä toimintaa haittaava tekijä.

Passiiviset turvallisuusjärjestelmät tulevaisuuden kiehutusvesireaktorilaitoksissa

Kandidaatintyössä on esitelty passiivisten turvallisuusjärjestelmien hyödyntämistä seuraavan sukupolven kiehutusvesireaktorilaitoksissa.

Passiiviset turvallisuusjärjestelmät kolmannen sukupolven painevesireaktorilaitoksissa

Kandidaatintutkielmassa esitellään kolmannen sukupolven painevesireaktorilaitosten passiivisia turvallisuusjärjestelmiä.

Pienet modulaariset ydinreaktorit

Tämän opinnäytetyön tavoitteena oli selvittää millaisia pieniä modulaarisia ydinvoimaloita (SMR engl. small modular reactor) on suunnitteilla ja miten pienet modulaariset kevytvesireaktorit eroavat toisen ja kolmannen sukupolven kevytvesilaitoksista. Työ tehtiin perehtymällä kirjallisuuslähteisiin ja erityisesti IAEA:n julkaisuihin ja raportteihin. SMR-laitosten suurin eroavaisuus verrattuna perinteisiin kevytvesilaitoksiin on lisääntynyt passiivinen turvallisuus. Ne voidaan suunnitella siten, ettei sähköä tai operaattoria tarvita reaktorin turvallisuuden varmistamiseksi. Lisäksi useissa SMR-reaktoreissa primääripiiri on integroitu painesäiliön sisään, mikä aiheuttaa uudenlaisia vaatimuksia reaktorisydämelle ja höyrystimille. Pienten modulaaristen voimaloiden etuina on niiden soveltuvuus pieniin sähköverkkoihin ja vaikeasti tavoitettavien alueiden energiantuotantoon. Sähköntuotannon lisäksi niitä voidaan käyttää myös lämmöntuotantoon, mikä parantaa laitosten kokonaishyötysuhdetta merkittävästi. Lisäksi SMR-laitosten erilainen kustannusrakenne tekee niistä houkuttelevan vaihtoehdon suurille ydinvoimalaitoksille, sillä pienemmät investointikustannukset alentavat sijoittajien riskejä. Lyhyemmän rakennusajan johdosta SMR-voimalat alkavat myös tuottaa voittoa suuria laitoksia nopeammalla aikataululla.

Pituusleikkurin turvaväylät ja koneturvallisuus

Turvallisuuteen liittyvän ohjausjärjestelmän tehtävänä on siirtää ja käsitellä turvallisuuskriittistä tietoa. Esimerkiksi anturin (turvalaitteen) havaitessa vaaravyöhykkeelle pyrkivän ihmisen tulee ensimmäisenä tiedon välittyä ohjausjärjestelmään. Ohjausjärjestelmän on muodostettava saapuneen tiedon perusteella käsky tehonohjauselimille. Tehonohjauselimillä säädellään koneen käyttöenergian syöttöä ja sitä kautta on mahdollista pysäyttää koneen liike ennen mahdollisen vahingon sattumista. Perinteiset turvaratkaisut ovat perustuneet pakkotoimintaisiin releisiin ja kahdennuksiin. Tällämenetelmällä on toteutettu varmatoimintaisia turvaratkaisuja, joissa yksittäiset viat ovat paljastuneet. Nykyisin on kuitenkin yhä enemmän tarvetta integroida turvatoiminnot automaatiojärjestelmään ja toteuttaa turvaratkaisut hajautetuillajärjestelmillä. Hajautetut järjestelmät sisältävät osittain ohjelmoitavien järjestelmien etuja ja haittoja, mutta tuovat mukanaan myös uudenlaisia vikoja. Työn tarkoitus oli selvittää, millaisia rajoituksia koneturvallisuus asettaa paperiteollisuuden pituusleikkurien turvallisuuteen liittyville ohjausjärjestelmille, sekä selvittää turvallisuuteen liittyvien järjestelmien rakennetta ja ominaisuuksia. Tässä työssä tutkittiin AS-i, EsaLan ja ProfiSafe turvajärjestelmiä teknisten tietojen perusteella. Tutkitut järjestelmät ovat erilaisia ja soveltuvat tämän vuoksi hieman erilaisiin kohteisiin. Kaikilla näillä järjestelmillä on kuitenkin mahdollista toteuttaa pituusleikkurin turvaväyläjärjestelmässä riittävä turvallisuuden taso koneturvallisuuden näkökulmasta. Tämä edellyttää oikein tehtyä riskianalyysiä ja oikeita suunnittelumenetelmiä. Teknisten tietojen perusteella otettiin testattavaksi AS-i safety at workja EsaLan:in Compact järjestelmät, joille suoritettiin sähkömagneettiseen yhteensopivuuteen (EMC) ja toiminnallisuuteen liittyviä testejä.

Turvallisuustoimintojen käyttö ydinvoimalaitoksilla

Tässä diplomityössä tarkastellaan turvallisuustoiminto-käsitteen määrittelyä ja käyttöä osana ydinvoimalaitosten turvallisuuden varmistamista. Työssä kuvataan paine- ja kiehutusvesilaitosten toiminnan yleispiirteet, sekä Teollisuuden Voima Oy:n (TVO) laitosten Olkiluoto 1 & 2 sekä Olkiluoto 3 tarkempi turvallisuustoiminta turvallisuusjärjestelmien ja -automaation osalta. Työssä esitellään eräs tapa määrittää turvallisuustoimintoja. Malli perustuu hierarkkiseen rakenteeseen, jossa ylimpänä ovat laitostason turvallisuustoiminnot ja alimpana turvallisuustoimintoihin osallistuvien laitteiden ja niiden osien toiminnot. Turvallisuustoimintoja on mahdollista käyttää ydinvoimalaitoksen turvallisuusluokituksen tekemiseen ja perustelemiseen. Turvallisuustoiminto kertoo suoraan luokiteltavan kohteen turvallisuusmerkityksen. Kohteen turvallisuusmerkityksen selvittäminen, eli liittäminen turvallisuustoimintoon, voi olla vaikeaa. Turvallisuustoimintoja on myös mahdollista käyttää laitoksen turvallisuusautomaation riittävän varmistamisen (mm. redundanttisuus, diversiteetti ja erotus) osoittamiseen erityisesti ohjelmoitavan automaation yhteydessä. Turvallisuustoimintoja voidaan hyödyntää laitoksen hätätilanneohjeiden kehittämisessä ja myös laitoksenmuun turvallisuusdokumentaation selkeyttämisessä. Työn tuloksena kehitettiin käyville laitoksille (OL1 & 2) aikaisempaa kattavammat turvallisuustoiminnot. Lisäksi tarkasteltiin rakenteilla olevalle laitokselle (OL3) määriteltyjä turvallisuustoimintoja.

Tietopääomaresurssit ja riskienhallinta

Työn tavoitteena oli selventää tietopääomaresurssien merkitys liiketoiminnassa riskien hallinnan kohteina. Tarkoitus oli määrittää eri tietopääomaresurssit ja niihin liittyviä riskejä. Tutkimus on kirjallisuustutkimus. Tutkimuksen tuloksena oli, että tietopääomaresursseihin kohdistuu erilaisia riskejä ja, että liiketoiminnalle tärkeät ja kriittiset tietopääomaresurssit ovat riskienhallinnan kohteita. Tutkimuksessa syntyi tietopääomaresurssien hallintamalli,jossa 1) toimintatapa yhdistää 2) osaamisen, 3) tiedot ja tietovarannot sekä 4) aineettomat oikeudet yhteneväiseksi kokonaisuudeksi. Tutkimuksessa kuvattiin kuhunkin resurssiin mahdollisesti liittyviä riskejä. Tutkimus osoitti, että liiketoiminnan tietopääomaresurssit voidaan tunnistaa ja niiden liiketoiminnallinen merkitys ja suojaustarve arvioida. Tietopääomaresurssien suojauskeinoja ovat yhteistyösopimukset, toimintatavat ja ohjeet sekä tietotekniset ja fyysiset suojausratkaisut.

Lämpökäsittelyprosessin automaatioasteen nostaminen ja toiminnan tehostaminen

Työn tavoitteena oli nostaa nestekaasua energialähteenään käyttävän lämpökäsittelyprosessin automaatioastetta sekä tehostaa prosessia. Näiden tavoitteiden avulla kehitetään standardin GJS800 mukaisen pallografiittiraudan lämpökäsittelyä niin, että päästään toivotun mukaisiin mekaanisiin ominaisuuksiin eli raudan korkeaan myötörajaan ja väsymisrajaan sekä hyvään sitkeyteen yhdistettynä hyvään lastuttavuuteen.Ensin selvitettiin nestekaasun käyttöön liittyviä lupa-asioita sekä välttämättömiä turvalaitteita ja –toimintoja, jonka jälkeen mahdollisimman tarkan prosessikuvauksen avulla luotiin pohja automaatiosuunnittelulle.Automaatiosuunnittelussa tavoitteena oli mahdollisimman korkea automaatioaste. Prosessoripohjainen PID-säädin ohjaa itsenäisesti koko prosessin sen jälkeen, kun alkuarvot on syötetty tietokoneen avulla säätäjän muistiin. Tarkempien säätöjen ja muun kehitystyön seurauksena saadaan myös prosessin hyötysuhdetta kasvatettua.

Ydinvoimalaitoksen varalla olevien turvallisuusjärjestelmien määräaikaistestausten riittävyys ja kattavuus

Ydinvoimalaitoksen varalla olevien turvallisuusjärjestelmien tehtävänä on ehkäistä häiriö- ja onnettomuustilanteiden syntyminen sekä lieventää mahdollisen onnettomuuden seurauksia. Jotta saadaan tietoa näiden tärkeiden järjestelmien käyttökunnosta, on suoritettava riittäviä ja kattavia määräaikaistestauksia. Tutkimuksen pääkohteena ovat Olkiluodon voimalaitoksen matala- ja korkeapaineisten hätäjäähdytysjärjestelmien määräaikaistestaukset ja niiden ohjeet. Määräaikaistestauksista arvioidaan niiden kykyä havainnoida vikoja, mahdollisia vikaantumisia testauksissa, testausten taajuutta sekä vastaavuutta järjestelmien suunnitteluperusteena olevaan jäähdytteenmenetysonnettomuuteen (LOCA). Lisäksi selvitetään, mitä hyötyä testausten hajautuksilla ja diversifioinnilla on saavutettu, ja miten niitä tulisi jatkossa soveltaa. Testauksiin liittyviä ohjeita ja menettelyjä arvioidaan tarkastelemalla, täyttävätkö ne viranomaisen asettamat vaatimukset. Tulokseksi syntyi arvio järjestelmien testausten nykytilasta, joka on yleisesti ottaen hyvä. Tähän ovat vaikuttaneet testauksissa esiintyneiden puutteiden korjaaminen ja määräaikaistestausten määräajoin tapahtuvan arvioinnin kehittäminen. Vertailut LO-CA:an tuottivat tyydyttävän tuloksen, koska testausten todettiin olevan riittävän laajat ja vastaavan vuodessa kertyvien rasitusten osalta noin vuorokauden aikaista onnettomuutta lähes kaikilla laitteilla. Suositeltavaa olisi suorittaa pitkäaikaisempaa testausta apusyöttövesijärjestelmän pumpulle. Optimitestausvälin mukaisesti testausvälit ovat tällä hetkellä riittävän tiheät, ja muutamia testauksia pitäisi jopa harventaa. Hajautuksilla on saavutettu huomattava riskin väheneminen, ja nykyisin hajautusta sovelletaan hätäjäähdytysjärjestelmissä laajasti. Joistakin mittalaitteiden testauksista hajautus vielä puuttuu, joten näihin se olisi suositeltavaa lisätä. Järjestelmien testausten diversifiointi on nykyisellään riittävää.

Vikasietoisuuden tutkiminen todennäköisyysperusteisen riskianalyysin avulla

Tässä työssä on tarkasteltu uusien YVL-ohjeiden vikasietoisuusanalyysin vaatimuksia sekä kehitetty menetelmä, jolla vaatimusten toteutumista voidaan tarkastella todennäköisyysperusteisen riskianalyysin (PRA) avulla. Työssä on käsitelty riskianalyysin tärkeimmät osat, sekä sen tuloksena saatavia tärkeysmittoja ja näiden soveltamiskohteita. Tärkeysmittoja on käytetty myös kehitetyn menetelmän alkuarvoina. Ydinvoimalan turvallisuuden takaamiseksi tärkeimpiä turvallisuustoimintoja suorittavien järjestelmien on pystyttävä toteuttamaan tehtävänsä, vaikka mikä tahansa järjestelmän yksittäinen laite olisi toimintakyvytön ja vaikka mikä tahansa turvallisuustoimintoon vaikuttava laite olisi samanaikaisesti poissa käytöstä korjauksen tai huollon vuoksi. Tämä edellyttää, että vikasietoisuuden takaamiseksi tärkeimpien turvallisuustoimintojen varmistamisessa on käytettävä mahdollisuuksien mukaan moninkertaisuus- ja erilaisuusperiaatteisiin perustuvia järjestelmiä, joiden tulee olla toisistaan riippumattomia. Kehitetyn menetelmän ja uuden vikasietoisuuden lisäarvomitan avulla voidaan tunnistaa järjestelmien väliset riippuvuustekijät ja tarkastella vaadittujen turvallisuustekijöiden toteutumista.

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.

Epävarmuustarkastelun soveltaminen deterministisissä turvallisuusanalyyseissä

Tässä diplomityössä esitetään selvitys käytössä olevista deterministisistä turvallisuusanalyysimenetelmistä. Deterministisillä turvallisuusanalyyseillä arvioidaan ydinvoimalaitosten turvallisuutta eri käyttötilojen aikana. Voimalaitoksen turvallisuusjärjestelmät mitoitetaan deterministisen turvallisuusanalyysin tulosten perusteella. Deterministiset turvallisuusanalyysit voidaan laatia konservatiivista tai tilastollista menetelmää käyttäen. Konservatiivinen menetelmä pyrkii mallintamaan tarkasteltavan tilanteen siten, että laitoksen todellinen käyttäytyminen on hyvällä varmuudella lievempää kuin analyysitulos. Konservatiivisessa menetelmässä analyysin epävarmuudet huomioidaan konservatiivisilla oletuksilla. Tilastollinen menetelmä perustuu parhaan arvion menetelmään eli pyrkimykseen mallintaa laitoksen käyttäytyminen mahdollisimman todenmukaisesti. Tilastollisessa menetelmässä analyysin epävarmuudet määritetään systemaattisesti tilastomatematiikan keinoin. Työssä painotetaan tilastollisen analyysin epävarmuuksien määritykseen käytettäviä epävarmuustarkastelumenetelmiä. Diplomityön laskennallisessa osassa vertaillaan deterministisen turvallisuusanalyysin laadintaan käytettäviä menetelmiä termohydraulisen turvallisuusanalyysiesimerkin laskennan kautta. Laskennassa tarkasteltavana onnettomuutena on Olkiluoto 3-laitosyksikössä tapahtuva primäärijäähdytepiirin putkikatkosta aiheutuva jäähdytteenmenetysonnettomuus. Lasketun esimerkkitapauksen perusteella tilastollista ja konservatiivista menetelmää voidaan pitää vaihtoehtoisina turvallisuusanalyysin laadintaan. Molemmat analyysit tuottivat hyväksyttäviä ja toisilleen verrannollisia tuloksia, joiden suuruusluokka on sama.