Agreed-upon procedures report on the Villisca Municipal Power Plant for the period January 1, 2015 through December 31, 2015

Agreed-upon procedures report on the Villisca Municipal Power Plant for the period January 1, 2015 through December 31, 2015

Análise da disponibilidade da instrumentação nuclear de um reator de pesquisa

The maintenance of systems and equipment is a central question related to Production Engineering. Although systems are not fully reliable, it is often necessary to minimize the failure occurrence likelihood. The failures occurrences can have disastrous consequences during a plane flight or operation of a nuclear power plant. The elaboration of a maintenance plan has as objective the prevention and recovery from system failures, increasing reliability and reducing the cost of unplanned shutdowns. It is also important to consider the issues related to organizations safety, especially those dealing with dangerous technologies. The objective of this thesis is to propose a method for maintenance analysis of a nuclear research reactor, using a socio-technical approach, and focused on existing conditions in Brazil. The research reactor studied belongs to the federal government and it is located in the city of Rio de Janeiro. The specific objective of this thesis is to develop the availability analysis of one of the principal systems of the research reactor, the nuclear instrumentation system. In this analysis, were taken into account not only the technical aspects of the modules related to nuclear instrumentation system, but also the human and organizational factors that could affect the availability of the nuclear instrumentation system. The results showed the influence of these factors on the availability of the nuclear instrumentation system.

Examining Factors Affecting Attitudes toward Nuclear Power in Taiwan

Thesis (Master's)--University of Washington, 2016-06

MULTI-UNIT ACCIDENT CONTRIBUTIONS TO U.S. NUCLEAR REGULATORY COMMISSION QUANTITATIVE HEALTH OBJECTIVES: A SAFETY GOAL POLICY ANALYSIS USING MODELS FROM STATE-OF-THE-ART REACTOR CONSEQUENCE ANALYSES

The U.S. Nuclear Regulatory Commission implemented a safety goal policy in response to the 1979 Three Mile Island accident. This policy addresses the question “How safe is safe enough?” by specifying quantitative health objectives (QHOs) for comparison with results from nuclear power plant (NPP) probabilistic risk analyses (PRAs) to determine whether proposed regulatory actions are justified based on potential safety benefit. Lessons learned from recent operating experience—including the 2011 Fukushima accident—indicate that accidents involving multiple units at a shared site can occur with non-negligible frequency. Yet risk contributions from such scenarios are excluded by policy from safety goal evaluations—even for the nearly 60% of U.S. NPP sites that include multiple units. This research develops and applies methods for estimating risk metrics for comparison with safety goal QHOs using models from state-of-the-art consequence analyses to evaluate the effect of including multi-unit accident risk contributions in safety goal evaluations.

Life cycle assessment of residual forestry biomass chips at a power plant: a Portuguese case study

The residual forest biomass (RFB) sector has been experiencing strong development at European level and particularly in Portugal mainly due to the increase of energy production from renewable sources. The aim of this study is to assess the environmental impacts of eucalyptus RFB chips production chain in Portugal. The environmental and economic impact comparison of the processes included in the production chain is presented as well. The environmental impacts were calculated by the life cycle assessment approach described in the ISO 14040 series of standards. The production chain assessed included all processes from eucalyptus forest until the delivery of RFB chips at the power plant. The main conclusion of this study is that eucalyptus wood production is the process that presents the greatest environmental impact through the product life cycle.

Aging assessment of polyethylene-based insulated low-voltage cables for nuclear applications

This thesis aims at investigating the evolution of physico-chemical and electrical properties relevant to low-voltage power cables for nuclear application when subjected to typical nuclear power plant (NPP) environments i.e., to gamma radiation and high temperature. This research is part of the European Project Horizon 2020 TeaM Cables, which aims at providing a novel methodology for efficient and reliable NPP cable aging management to NPP operators. The analyzed samples consist of both coaxial and twisted pair cables with different polymeric compounds used as primary insulation. Insulating materials are based on the same silane cross-linked polyethylene matrix with different additives and fillers. In order to characterize the material response to the environmental stresses, various experimental techniques have been used. These characterizations range from the microscale chemical response e.g. by FTIR, OIT and DSC, to the macroscale electrical and mechanical behavior. A significant part of this Thesis is given to the correlation of the response to aging among the different measured properties. It has been shown that it could be possible to connect both the chemical and mechanical properties of the investigated XLPE cables with the electrical ones. In particular, the high-frequency dielectric response allows an effective monitoring of both the early periods of aging, controlled by the antioxidant consumption kinetics, and then the subsequent oxidation of the polymer matrix. Therefore, dielectric spectroscopy showed to be capable of assessing the LV cable aging state and, it might be used as an aging marker for cable diagnostic. The last part of the manuscript focuses on the building of a predictive modelling approach of LV cable conditions subjected to radio-chemical aging. It resulted into obtaining a lifetime curve which relates the aging factor to which the cable is subjected to, namely the dose rate, with the limit value of the considered electrical property (tanδ).

Industry level foresight: designing foresight methods for Lithuanian energy sector

Enterprise and Work Innovation Studies,6,IET, pp.9-51

Intercomparison of the response of different photon and neutron detectors around a spent fuel cask

An intercomparison of the response of different photon and neutron detectors was performed in several measurement positions around a spent fuel cask (type TN 12/2B) filled with 4 MOX and 8 UO2 15 x 15 PWR fuel assemblies at the nuclear power plant Gosgen (KKG) in Switzerland. The instruments used in the study were both active and passive, photon and neutron detectors calibrated either for ambient or personal dose equivalent. The aim of the measurement campaign was to compare the responses of the radiation instruments to routinely used detectors. It has been shown that especially the indications of the neutron detectors are strongly dependent on the neutron spectra around the cask due to their different energy responses. However, routinely used active photon and neutron detectors were shown to be reliable instruments. (C) 2012 Elsevier Ltd. All rights reserved.

Advanced geostatistical and machine-learning models for spatial data analysis of radioactively contaminated regions

Radioactive soil-contamination mapping and risk assessment is a vital issue for decision makers. Traditional approaches for mapping the spatial concentration of radionuclides employ various regression-based models, which usually provide a single-value prediction realization accompanied (in some cases) by estimation error. Such approaches do not provide the capability for rigorous uncertainty quantification or probabilistic mapping. Machine learning is a recent and fast-developing approach based on learning patterns and information from data. Artificial neural networks for prediction mapping have been especially powerful in combination with spatial statistics. A data-driven approach provides the opportunity to integrate additional relevant information about spatial phenomena into a prediction model for more accurate spatial estimates and associated uncertainty. Machine-learning algorithms can also be used for a wider spectrum of problems than before: classification, probability density estimation, and so forth. Stochastic simulations are used to model spatial variability and uncertainty. Unlike regression models, they provide multiple realizations of a particular spatial pattern that allow uncertainty and risk quantification. This paper reviews the most recent methods of spatial data analysis, prediction, and risk mapping, based on machine learning and stochastic simulations in comparison with more traditional regression models. The radioactive fallout from the Chernobyl Nuclear Power Plant accident is used to illustrate the application of the models for prediction and classification problems. This fallout is a unique case study that provides the challenging task of analyzing huge amounts of data ('hard' direct measurements, as well as supplementary information and expert estimates) and solving particular decision-oriented problems.

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.

Voimalaitosprojektin ennakoivan mittaamisen kehittäminen

Tämän diplomityön tavoitteena oli kehittää Teollisuuden Voima Oy:n Olkiluoto3 -ydinvoimalaitosprojektille ennakoiva mittaristo projektin lopputuloksen mittaamiseen. Aluksi työssä perehdyttiin projektinhallinnan ja projektimittaamiseen teoriaan sekä prosessijohtamisen ja riskienhallinnan periaatteisiin. Lisäksi kartoitettiin ennakoivan mittaamisen perusteita ja menetelmiä. Työn empiirisessä osassa selvitettiin projektin nykytila, mahdollisuudet ennakoivaan mittaamiseen sekä ennakoivan mittaamisen lähtökohdat ja rajoitteet. Näiden pohjalta laadittiin kuvaus projektin nykyisistä menettelytavoista sekä kehitettiin perusmalli mittaristosta ennakoivaan tulosmittaamiseen. Lisäksi kartoitettiin projektin tavoitteet ja menestystekijät, joiden pohjalle ennakoiva mittaristo on rakennettu. Menestystekijöiden kartoituksessa käytettiin hyväksi myös organisaation kyselytutkimusta, joka tarjosikin erinomaista tietoa projektista ja mittaamisen mahdollisuuksista. Muodostettu mittaristo keskittyy aikataulu- kustannus- ja dokumentoinnin mittaamiseen. Muut lopputulokseen vaikuttavat projektinhallinnan osa-alueet on työn rajauksen puitteissa jätetty käsittelemättä. Jatkotoimenpide-ehdotuksena voidaan todeta, että mittariston edelleen kehittäminen ja laajentaminen myös muille projektinhallinnan osa-alueille voitaisiin tehdä esimerkiksi toisen diplomityöntekijäntoimesta.

Ydinvoimalaitoksen tuotannon ylläpitoprosessin suorituskyvyn mittaaminen

Kilpailun kiristyminen on pakottanut ydinvoimalaitoksia parantamaan tehokkuuttaan etsimällä uusia toimintatapoja. Heräte työn teettämiseen syntyi tutkimuksen case-kohteen Loviisan voimalaitoksen kiinnostuksesta Balanced Scorecard (BSC) -johtamisjärjestelmää,sen käyttöönoton mahdollisia vaikutuksia sekä BSC:n ja prosessiajattelun yhdistämistä kohtaan. Tutkimuksen tavoitteena on rakentaa Loviisan voima-laitoksen tuotannon ylläpitoprosessille BSC-mittaristo. Tämä edellyttää selvitystä siitä, mitä erityispiirteitä ydinvoimalaitoksiin liittyy strategisen suorituskyvyn mittaamisen kohteena. Lisäksi tavoitteena on selvittää, mikä tulisi prosessikohtaisten tuloskorttien rooli olla Loviisan voimalaitoksen BSC-järjestelmässä. Tavoitteenaon myös muodostaa suositus toimintamallista, jolla BSC voitaisiin ottaa käyttöön Loviisan voimalaitoksella, sekä selvittää, mitä vaikutuksia käyttöönotolla voiolla. Ydinvoimalaitoksen erityispiirteitä ovat muutokset toimintaympäristössä, viranomais-valvonta, toiminnan pitkäjänteisyys, laaja osaamis- ja tietotarve sekä turvallisuuden ja tiettyjen sidosryhmäsuhteiden merkityksen korostuminen. Johtuen erityispiirteistä Kaplanin ja Nortonin alkuperäistä asiakasnäkökulmaa muutetaan kattamaan sidosryhmät laajemmin. Tuotannon ylläpitoprosessin tuloskortissa vähiten painottuva näkö-kulma on henkilöstön ja uudistumisen näkökulma. Osa laitostason kriittisistä menestystekijöistä todetaan prosessin kannalta epäolennaisiksi. Prosessikohtaiset tuloskortit osoittautuvat vaikeasti hyödynnettäviksi linjaorganisaation ohjaamisessa. Strategiakartta todetaan hyväksi työvälineeksi BSC:nlaadinnassa. Toivasen projektimalli arvioidaan sopivaksi välineeksi mahdolliseen BSC:n käyttöönottoon Loviisan voimalaitoksella. Henkilöstön rooli ja erityispiirteiden vaikutukset tulee kuitenkin tarkistaa ennen mallin käyttöä. BSC-järjestelmän käyttöönoton arvioidaan selkeyttävän voimalaitoksen mittaristokokonaisuutta sekä parantavan syy-seuraussuhteiden hahmottamista ja alempien tasojen tavoitteiden kytkentää laitostason tavoitteisiin.

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.

Plasmapolttoprosessin kehittäminen ja optimointi

Ydinvoimaloidenprimaarivesikierron puhdistukseen käytetään ioninvaihtohartsia. Käytönjälkeen ioninvaihtohartsi luokitellaan matalaja keskiaktiivisiin jätteisiin. Plasmakäsittelyllä käytetyn ioninvaihtohartsin tilavuutta voidaan pienentää sekä sen orgaaninen luonne poistaa. Plasmakäsittelyn tarkoituksena on hapettaa orgaaninen aines oksideiksi, jotka poistuvat prosessista savukaasuina. Epäorgaaninen aines, joka sisältää radioaktiivisen aineksen, on tarkoitus hapettaa oksideiksi ja sulfideiksi, jotka voidaan kerätä talteen tuhkana. Tässä diplomityössä käsitellään käytetyn ioninvaihtohartsin käsittelyyn suunnitellun plasmapolttoprosessin kehittämistä ja optimointia. Ioninvaihtohartsin plasmakäsittelyssä syntyvien reaktiotuotteiden selvittäminen suoritettiin tarkastelemalla ainetaseita sekä aihetta käsitteleviä tutkimuksia. Näiden perusteella parannettiin jäähdytystä, suunniteltiin jatkuvatoiminen syöttömenetelmä sekä laadittiin toimintaalueen reunaehdot laitteistolle. Koelaitteistossa 6,5 kW:n rfteho syötetään sovitinpiirin ja kuparisen induktiokelan kautta plasmaan. Plasmakaasuna on käytetty hapenja argonin seoskaasua. Plasmapolttoa on seurattu massaspektrometrilla, optisella emissiospektrometrilla, lämpösekä painemittareilla. Laskennan ja kokeiden pohjalta selvitettiin optimaalinen seossuhde plasmakaasulle, paineen ja tehon noston vaikutus hartsin polttonopeuteen sekä jatkuvatoimisen syöttömenetelmän edut panostoimiseen syöttöön. Rfgeneraattorin teho rajoitti jatkuvatoimisen polttonopeuden 130 g/h ja hetkellisen polttonopeuden 175 g/h. Radioaktiivisten aineiden pidätys oli 93,5 % cesiumin osalta. Tulosten perusteella 4 kg/h ioninvaihtohartsia polttavan laitteiston tehon lähteeksi tarvitaan 65 kW rfgeneraattori. Palamattoman hartsin ja tuhkan kulkeutuminen partikkelisuodattimille sekä reaktiotuotteena syntyvien rikinoksidien käsittely vaatii vielä jatkotutkimusta.