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.

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.

Determining risk potential through accidents and near-accidents: an empirical study in a steel factory

Fatal and permanently disabling accidents form only one per I cent of all occupational accidents but in many branches of industry they account for more than half the accident costs. Furthermore the human suffering of the victim and his family is greater in severe accidents than in slight ones. For both human and economic reasons the severe accident risks should be identified befor injuries occur. It is for this purpose that different safety analysis methods have been developed . This study shows two new possible approaches to the problem.. The first is the hypothesis that it is possible to estimate the potential severity of accidents independent of the actual severity. The second is the hypothesis that when workers are also asked to report near accidents, they are particularly prone to report potentially severe near accidents on the basis of their own subjective risk assessment. A field study was carried out in a steel factory. The results supported both the hypotheses. The reliability and the validity of post incident estimates of an accident's potential severity were reasonable. About 10 % of accidents were estimated to be potentially critical; they could have led to death or very severe permanent disability. Reported near accidents were significantly more severe, about 60 $ of them were estimated to be critical. Furthermore the validity of workers subjective risk assessment, manifested in the near accident reports, proved to be reasonable. The studied new methods require further development and testing. They could be used both in routine usage in work places and in research for identifying and setting the priorities of accident risks.

Role of the canonical transient receptor potential channel 2 (TRPC2) in thyroid cell function

Kalciumjonen reglerar flera processer i celler såsom transkribering av gener, celldelning, cellernas rörlighet och celldöd. Därför har cellerna utvecklat många mekanismer för att reglera den intracellulära kalciumkoncentrationen. Kalciumkanaler spelar en viktig roll i denna regleringsprocess. TRPC-kanalerna (eng. canonical transient receptor potential) är en familj av jonkanaler med sju medlemmar (TRPC1-7) vars regleringsmekanismer och fysiologiska roller är varierande. TRPC2-kanalens fysiologiska signifikans, samt hur kanalen regleras, är dåligt karakteriserad. För första gången, rapporterar vi närvaron av TRPC2 kanalen i råttans sköldkörtelceller samt primära sköldkörtelceller från råtta. Hos gnagare har TRPC2 antagits vara exklusivt uttryckt i det vomeronasala organet. För att undersöka den fysiologiska betydelsen av kanalen, har vi utvecklat stabila celler med nedreglerat TRPC2 (shTRPC2) m.h.a. shRNA-teknik. Nedreglering av TRPC2 resulterade i stora skillnader i flera viktiga cellulära funktioner och i regleringen av sköldkörtelcellernas cellsignalering. Nedreglering av TRPC2 orsakade minskad agonist-beroende frigivning av kalcium från det endoplasmatiska nätverket, samt minskat agonist-beroende inflöde av extracellulärt kalcium, men ökade det basala kalciuminflödet. Uttrycket av PKCβ1 och PKCδ, SERCA-aktiviteten och kalciumhalten i det endoplasmatiska nätverket minskade i shTRPC2 celler. Kommunikation mellan kalcium- och cAMP-signalering påvisades vara TRPC2-beroende, vilket visades reglera uttrycket av TSH-receptorn. Vi undersökte också betydelsen av TRPC2 kanalen i reglering av sköldkörtelcellers proliferation, migration, vidhäftning och invasion; processer som alla var dämpade i shTRPC2 celler. Samamnfattningsvis påvisade dessa resultat en ny och viktig fysiologisk betydelse för TRPC2 kanalerna.

Vuosihuollon aikainen käyttöturvallisuus

Tässä työssä on tarkasteltu Suomessa käytössä olevien ydinvoimalaitosten vuosihuoltojen aikaista käyttöturvallisuutta yleisesti sekä arvioitu voimayhtiöiden vuosihuoltojen aikaisten häiriö- ja hätätilanteiden varalta laatimien ohjeiden kattavuutta. Kattavuuden arviointi suoritettiin tarkastelemalla seisokkitiloja käsitteleviä todennäköisyysperusteista riskianalyysia (PRA), lopullista turvallisuusselostetta (FSAR) ja turvallisuusteknisiä käyttöehtoja (TTKE). PRA:n mukaan Olkiluodon 1 ja 2 laitosyksiköiden sydänvauriotaajuudesta noin 25 % liittyy vuosihuollon aikaisiin alkutapahtumiin. Loviisan laitosyksiköillä vastaava osuus on noin 61 %. Merkittävimmät vuosihuoltojen aikaiset alkutapahtumat sydänvaurioriskin kannalta olivat Olkiluodossa tulipalot, jäähdytteen menetykset ja jälkilämmön poiston menetykset sekä Loviisassa raskaan taakan pudotukset, booripitoisuuden laimeneminen ja öljyonnettomuudet. Saatujen tulosten perusteella voitiin todeta, että voimayhtiöiden laatimat häiriö- ja hätätilanneohjeet olivat pääosiltaan asianmukaiset ja ne kattoivat hyvin erilaiset seisokin aikaiset alkutapahtumat. Tarkastelun perusteella tehtiin ohjeistoon muutamia parannusehdotuksia. Seisokkitiloja koskevat TTKE ja FSAR havaittiin asianmukaisiksi molemmilla tarkastelluilla laitoksilla.

Transient current technique simulation of semiconductor detectors

Nowadays advanced simulation technologies of semiconductor devices occupies an important place in microelectronics production process. Simulation helps to understand devices internal processes physics, detect new effects and find directions for optimization. Computer calculation reduces manufacturing costs and time. Modern simulation suits such as Silcaco TCAD allow simulating not only individual semiconductor structures, but also these structures in the circuit. For that purpose TCAD include MixedMode tool. That tool can simulate circuits using compact circuit models including semiconductor structures with their physical models. In this work, MixedMode is used for simulating transient current technique setup, which include detector and supporting electrical circuit. This technique was developed by RD39 collaboration project for investigation radiation detectors radiation hard properties.