Introduktionen av kärnkraften i Finland

Finlands industri har av tradition varit starkt energikrävande. Träförädlingsindustrin, som fick sin egentliga start i medlet på 1800-talet, använde stora mängder energi liksom metallförädlingsföretagen i ett senare skede. Krigstiden med sin energiransonering visade handgripligen för allmänheten liksom för specialisterna att en tillräcklig tillgång till energi är ett livsvillkor för vår industri och därmed för vårt land. Efterkrigstiden kännetecknades av en allt snabbare utbyggnad av den på vatten- och ångkraft baserade elkraftskapaciteten, en utbyggnad som den inhemska verkstadsindustrin i stor utsträckning deltog i. Men redan på 1950-talet var vattenkraften till stor del utbyggd, varför den privata såväl som den statliga sektorns intresse allt mera inriktade sig på den speciellt i USA favoriserade atomenergin. Efter fördjupade studier i kärnfysik och kärnteknik vid the International School of Nuclear Science and Engineering i USA deltog författaren av dessa rader intensivt (först som Ahlströmanställd och senare som VD för Finnatom) i den utvecklingsverksamhet inom det kärntekniska området som inte bara elproducenterna utan även verkstadsindustrin i vårt land genomförde. Det var därför naturligt för mig att som objekt för min doktorsavhandling välja introduktionen av kärnkraften i Finland med speciell fokus på den inhemska verkstadsindustrins roll. Jag ställde följande forskningsfrågor: a. När och hur skedde introduktionen av kärnkraften i Finland? b. Vilka var orsakerna till och resultatet av denna introduktion? c. Vilken var den inhemska verkstadsindustrins roll? Ett grundligt studium av litteraturen inklusive mötesprotokoll och tidningsreferat samt personligen genomförda intervjuer med ett trettiotal av de verkliga aktörerna i den långa och komplicerade introduktionsprocessen ledde till en teori, vars riktighet jag anser mig ha kunnat bevisa. Den inhemska verkstadsindustrins roll var synnerligen central. Dess representanter lyckades, bl.a. refererande till erfarenheterna från utbyggnaden av vatten- och ångkraften liksom till byggandet av den underkritiska milan YXP samt forskningsreaktorn TRIGA, övertyga beslutsfattarna om att den besatt nödig kompetens för att kompensera den kompetensbrist som kunde iakttas inom vissa områden hos den sovjetiska kärnkraftverksleverantören. De inhemska leveranserna påverkade även driftsresultatet, speciellt i fallet Lovisa, i positiv riktning. Introduktionsprocessen, som omfattade tiden från slutet av 1950-talet till början på 1980-talet, beskrevs, noterande bl.a. J. W. Creswells anvisningar, i detalj i avhandlingen. Introduktionen fick som resultat konkurrenskraftig elkraft, impuls till start av nya företag, exempelvis Nokia Elektronik, liksom en klar höjning av den tekniska nivån hos vår industri, inkluderande kärnteknisk tillverkning i stor skala. Katastrofen i Tjernobyl i slutet av april 1986 innebar emellertid att utvecklingen tog en paus på ett par decennier. Erfarenheterna från introduktionsfasen kan förhoppningsvis utnyttjas till fullo nu, när utbyggnaden av kärnkraften återupptagits i vårt land.

Lämmön ja säteilyn yhteisvaikutukset sähkökaapeleiden ikääntymisessä

Tässä työssä käydään lyhyesti läpi sähkökaapeleiden haurastumisilmiöt säteilyn ja lämmön osalta, näiden yhteisvaikutus kaapelimateriaaleihin sekä yleisimpien ydinvoimalaitoksilla käytettävien kaapeleiden ominaisuuksia. Työssä esitellään myös kaapeleiden kelpoistukseen käytettäviä menetelmiä sekä maailmalla tehtyjä tutkimuksia.

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.

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.

Licensing Model Development for Small Modular Reactors (SMRs) - Focusing on the Finnish Regulatory Framework

Recently, Small Modular Reactors (SMRs) have attracted increased public discussion. While large nuclear power plant new build projects are facing challenges, the focus of attention is turning to small modular reactors. One particular project challenge arises in the area of nuclear licensing, which plays a significant role in new build projects affecting their quality as well as costs and schedules. This dissertation - positioned in the field of nuclear engineering but also with a significant section in the field of systems engineering - examines the nuclear licensing processes and their suitability for the characteristics of SMRs. The study investigates the licensing processes in selected countries, as well as other safety critical industry fields. Viewing the licensing processes and their separate licensing steps in terms of SMRs, the study adopts two different analysis theories for review and comparison. The primary data consists of a literature review, semi-structured interviews, and questionnaire responses concerning licensing processes and practices. The result of the study is a recommendation for a new, optimized licensing process for SMRs. The most important SMR-specific feature, in terms of licensing, is the modularity of the design. Here the modularity indicates multi-module SMR designs, which creates new challenges in the licensing process. As this study focuses on Finland, the main features of the new licensing process are adapted to the current Finnish licensing process, aiming to achieve the main benefits with minimal modifications to the current process. The application of the new licensing process is developed using Systems Engineering, Requirements Management, and Project Management practices and tools. Nuclear licensing includes a large amount of data and documentation which needs to be managed in a suitable manner throughout the new build project and then during the whole life cycle of the nuclear power plant. To enable a smooth licensing process and therefore ensure the success of the new build nuclear power plant project, management processes and practices play a significant role. This study contributes to the theoretical understanding of how licensing processes are structured and how they are put into action in practice. The findings clarify the suitability of different licensing processes and their selected licensing steps for SMR licensing. The results combine the most suitable licensing steps into a new licensing process for SMRs. The results are also extended to the concept of licensing management practices and tools.

Modeling of the Fluid-Structure Interaction in Inelastic Piping Systems

In many engineering applications, compliant piping systems conveying liquids are subjected to inelastic deformations due to severe pressure surges such as plastic tubes in modern water supply transmission lines and metallic pipings in nuclear power plants. In these cases the design of such systems may require an adequate modeling of the interactions between the fluid dynamics and the inelastic structural pipe motions. The reliability of the prediction of fluid-pipe behavior depends mainly on the adequacy of the constitutive equations employed in the analysis. In this paper it is proposed a systematic and general approach to consistently incorporate different kinds of inelastic behaviors of the pipe material in a fluid-structure interaction analysis. The main feature of the constitutive equations considered in this work is that a very simple numerical technique can be used for solving the coupled equations describing the dynamics of the fluid and pipe wall. Numerical examples concerning the analysis of polyethylene and stainless steel pipe networks are presented to illustrate the versatility of the proposed approach.

Ydinvoimalaitosten syöttövesipumput

Tässä kandidaatintyössä perehdyttiin ydinvoimalaitosten syöttövesipumppujen rakenteeseen ja erityispiirteisiin. Työssä on esitelty aluksi syöttövesipumppujen yleistä rakennetta ja niihin liittyvää teoriaa. Omina osa-alueinaan on käsitelty syöttövesipumppujen rakennetta, valinta- ja mitoitusperusteita, voimanlähteitä sekä kavitoinnin estämiseen käytettäviä menetelmiä. Ydinvoimalaitosten osalta on esitelty kiehutus- ja painevesilaitosten vesi-höyry-kiertopiirien toimintaperiaate sekä syöttövesipumppujen rooli näissä laitoksissa. Ydinvoimalaitosten syöttövesipumppujen teknisiä erityispiirteitä on esitelty omassa kappaleessaan sekä vertailtu eri valmistajien pumppumalleja keskenään. Lopussa on luotu katsaus suomalaisissa ydinvoimalaitoksissa Loviisassa ja Olkiluodossa käytössä oleviin syöttövesipumppuihin ja syöttövesijärjestelmiin. Rakenteen osalta ydinvoimalaitosten syöttövesipumput poikkeavat tavanomaisissa voimalaitoksissa käytetyistä pumpuista siinä, että ydinvoimalaitosten syöttövesipumput ovat yleensä yksiportaisia alhaisempien nostokorkeuksien vuoksi. Syöttövesipumppujen tehtävänä ydinvoimalaitoksissa on höyryn- ja edelleen energiantuotannon mahdollistamisen lisäksi myös reaktorin tai primääripiirin jäähdyttäminen.

Ydinvoimalaitosten vesikemia ja korroosionesto

Ydinvoimalaitosten vesikemian optimointi ja korroosionesto on välttämätöntä laitosten taloudellisen ja turvallisen käytön kannalta. Eri laitoksiin liittyvää vesikemiaa ja järjestelmissä havaittavia korroosion muotoja on tutkittu laajasti ja tutkitaan yhä edelleen. Monien prosessien ymmärtäminen vaatii usean eri tieteenalan osaamista, kuten kemiantekniikan, energiatekniikan sekä materiaalitekniikan. Tässä työssä kerrotaan yksinkertaistaen vesikemiaan ja korroosioon liittyviä prosesseja ja reaktioita. Työssä käsitellään kevytvettä jäähdytteenä sekä moderaattorina käyttävien ydinvoimalaitosten eri korroosiomuotoja sekä säteilyn vaikutusta näihin suoraan tai vesikemian kautta. Työssä kerrotaan korroosio- ja aktivoitumistuotteiden muodostumisesta ja kulkeutumisesta sekä näiden tuotteiden vaikutuksista laitosten toimintaan. Korroosion ja materiaalien aktivoitumisen pohjalta tarkastellaan kattavasti ydinvoimalaitosten tyypillisimpiä vesikemian muokkauskeinoja sekä korroosionhallintaa. Tärkeimpiin asioihin syvennytään hieman lähemmin. Tarkastelun kohteena ovat eniten käytetyt ydinvoimalaitokset, eli länsimaiset paine- ja kiehutusvesilaitokset sekä venäläisvalmisteiset VVER-laitokset. Tarkoituksena on ollut luoda tiivis tietopaketti opiskelijoiden käyttöön muun opintomateriaalin tueksi.

CO2:n adsorptio Loviisan voimalaitoksen päästöilmasta 14C-päästöjen määrittämiseksi

Tämän kandidaatintyön tavoitteena oli selvittää mahdollisuuksia 14C:n kemiallisten muotojen eriyttämiseen käyttäen Loviisan voimalaitoksella olemassa olevaa näytteenkeräyslaitteistoa. Lisäksi tarkoituksena oli selvittää parhaiten tähän käyttötarkoitukseen soveltuva zeoliittityyppiä tyypeistä 4A, 5A ja 13X. Työn kirjallisessa osassa käsitellään ydinvoimalaitoksen C14-päästöjä keskittyen pääosin Loviisan VVER-laitokseen. Adsorption osalta esitellään kaupallisesti käytettyjä adsorptiomateriaaleja ja paneudutaan adsorptioon fysikaalisena ja kemiallisena ilmiönä. Lisäksi esitellään kahden desorptiomenetelmän perusperiaatteet. Kirjallisen osan lopussa kootaan tutkimukseen vaikuttavia tekijöitä ja esitellään aiemmin käytössä ollut näytteenkeräyslaitteisto. Kokeellisessa osassa esitellään työssä käytetyt laitteistot. Lisäksi on kuvattu mittausten suoritus nestetuikelaskurilla. Tämän jälkeen työssä esitellään mittaustuloksien käsittely ja näin saadut tulokset.

Säteilysuojelu käytetyn ydinpolttoaineen kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella

Suomen ydinenergialaki vaatii ydinenergian käytössä syntyvän ydinjätteen käsittelyn ja varastoinnin sekä loppusijoittamisen Suomeen. Fortumin ja TVO:n ydinvoimalaitoksissa syntyvä käytetty ydinpolttoaine tullaan kapseloimaan ja loppusijoittamaan Olkiluotoon rakennettavassa kapselointi- ja loppusijoituslaitoksessa. Tämän työn tavoitteena on muodostaa kokonaiskuva kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen säteilysuojelusta aikaisemmin tehtyjen selvitysten ja suunnitelmien perusteella. Kapselointilaitoksella käytetty ydinpolttoaine suljetaan kuparikapseleihin, jotka loppusijoitetaan maan alle loppusijoituslaitoksella. Työn aluksi kuvataan loppusijoitusmenetelmä ja kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen käyttötoiminta. Tämän jälkeen käsitellään lainsäädäntöä ja viranomaisohjeita, jotka ohjaavat ydinlaitosten säteilysuojelua. Seuraavaksi käsitellään kapselointi- ja loppusijoituslaitoksella olevia säteilylähteitä. Lisäksi työssä käsitellään kapselointi- ja loppusijoituslaitokselle suunniteltua valvonta-aluetta ja sen säteilyolosuhteiden mukaista vyöhykejakoa. Työssä saatiin tulokseksi kokonaiskuva kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen säteilysuojelusta. Kokonaiskuvan muodostamisen lisäksi laadittiin alustavia suunnitelmia käyttötoiminnan säteilysuojelun järjestämisestä. Lisäksi laadittiin ehdotuksia valvonta-alueen tarkemmista rajoista loppusijoituslaitoksella sekä havaittiin laitosten säteilysuojeluun liittyviä ongelmia ja esitettiin ratkaisuja niihin. Ongelmaksi osoittautui muun muassa, että kapselointi- ja loppusijoituslaitoksen valvonta-alueiden luonteiden eroa ei ollut huomioitu suunnitelmissa. Lisäksi todettiin, että nykyisin ydinlaitoksilla käytössä oleva valvonta-alueen vyöhykejako ei vastaa kapselointi- ja loppusijoituslaitosten tarpeita. Näihin esitettiin ratkaisuiksi laitosten välille perustettavaa kenkärajaa ja uuden korkeamman säteilyvyöhykkeen käyttöönottoa.

Prosessiautomaatio pinnankorkeusmittauksen koelaitteistoissa

Pinnankorkeuden tunteminen kiehutusvesireaktorin painesäiliössä on erittäin tärkeää sen turvallisuusvaikutusten takia. Pinnankorkeutta mitataan vesipatsaiden korkeutta havaitsevien paine-eromittausten avulla. Säteilyturvakeskuksen YVL-ohjeiden mukaan turvallisuuteen vaikuttavien mittausten täytyy noudattaa moninkertaistus- ja erilaisuusperiaatteita. Yleensä erilaisuusperiaatetta on toteutettu käyttämällä erityyppisiä paine-eromittareita, mutta erilaisella fysikaalisella toimintaperiaatteella oleva mittaus olisi parempi ja toteuttaisi paremmin erilaisuusperiaatetta. Uimurikytkin olisi tällainen fysikaalisesti eri periaatteeseen perustuva pinnankorkeuden mittauslaite. Ydinvoimalaan tarkoitettu teknologia tulee kelpoistaa riippumattoman tahon toimesta ennen käyttöönottoa. Kelpoistamiskokeita varten Lappeenrannan teknillisen yliopiston Ydinturvallisuuden tutkimusyksikköön rakennettiin vuosina 2011–2013 kaksi koelaitteistoa. Näillä koelaitteistoilla tutkittiin uimurikytkimien toimintaa ja ominaisuuksia erilaisissa kiehutusvesireaktorin käyttötilanteissa. Koelaitteistot tarvitsivat toimiakseen automaatiojärjestelmät, jotka suunniteltiin pääosin noudattamalla suunnittelun elinkaarimallia sekä automaatiosuunnittelun sisältökokonaisuuksia. Automaatiojärjestelmien suunnittelu aloitettiin määrittelemällä koejärjestelyjen asettamat vaatimukset, jonka jälkeen tehtiin teknologiavalinnat. Seuraavaksi suunniteltiin automaatiojärjestelmien logiikkaohjelmistot, joiden kuvaukseen tämä työ pääasiassa keskittyy. Logiikkaohjelmistot toteutettiin graafisella National Instruments LabView -ohjelmointikielellä. Logiikkaohjelmistojen tuli hoitaa tiedonkeruuta, käyttöautomaatiota, turvallisuustehtäviä sekä kokeisiin liittyviä erikoistehtäviä. Ohjelmistot saatiin esikokeiden aikana toimimaan halutusti, ja varsinaiset kokeet voitiin suorittaa ilman merkittäviä ongelmia.

VVER-440 Thermal Hydraulics as a Computer Code Validation Challenge

This thesis concentrates on the validation of a generic thermal hydraulic computer code TRACE under the challenges of the VVER-440 reactor type. The code capability to model the VVER-440 geometry and thermal hydraulic phenomena specific to this reactor design has been examined and demonstrated acceptable. The main challenge in VVER-440 thermal hydraulics appeared in the modelling of the horizontal steam generator. The major challenge here is not in the code physics or numerics but in the formulation of a representative nodalization structure. Another VVER-440 specialty, the hot leg loop seals, challenges the system codes functionally in general, but proved readily representable. Computer code models have to be validated against experiments to achieve confidence in code models. When new computer code is to be used for nuclear power plant safety analysis, it must first be validated against a large variety of different experiments. The validation process has to cover both the code itself and the code input. Uncertainties of different nature are identified in the different phases of the validation procedure and can even be quantified. This thesis presents a novel approach to the input model validation and uncertainty evaluation in the different stages of the computer code validation procedure. This thesis also demonstrates that in the safety analysis, there are inevitably significant uncertainties that are not statistically quantifiable; they need to be and can be addressed by other, less simplistic means, ultimately relying on the competence of the analysts and the capability of the community to support the experimental verification of analytical assumptions. This method completes essentially the commonly used uncertainty assessment methods, which are usually conducted using only statistical methods.

Radioaktiivisen päästön ennustaminen valmiustilanteessa

Ydinvoimaloissa käytetään toiminnallisia syvyyssuuntaisia puolustustasoja ydinturvallisuuden varmistamiseksi. Puolustuksen viidennessä ja viimeisessä tasossa pyritään lieventämään vakavan onnettomuuden ympäristövaikutuksia ja väestöön kohdistuvaa säteilyaltistusta. Suojelutoimien onnistumisen kannalta on tärkeää pystyä arvioimaan etukäteen radioaktiivisen päästön suuruus ja ajankohta mahdollisimman tarkasti. Tässä diplomityössä on esitelty radioaktiivisen päästön suuruuteen ja ajankohtaan vaikuttavat ilmiöt sekä niihin liittyvät merkittävät epävarmuudet. Ydinvoimalaitosten turvallisuusjärjestelmien osalta tarkastelun kohteena ovat suomalaiset käynnissä olevat reaktorit Olkiluoto 1 & 2 sekä Loviisa 1 & 2. Kaikissa Suomen laitoksissa on käytössä vakavan onnettomuuden hallintaan soveltuvia järjestelmiä ja toimintoja. Työssä etsittiin tietoa eri maiden radioaktiivisen päästön ennustamiseen käytettävistä ohjelmista. Eri mailla on eri toimintaperiaatteilla ja laajuuksilla toimivia ohjelmia. Osassa työkaluja käytetään ennalta laskettuja tuloksia ja osassa onnettomuustilanteet lasketaan onnettomuuden aikana. Lisäksi lähivuosina Euroopassa on tavoitteena kehittää yhteistyömaille yhteisiä valmiuskäyttöön soveltuvia ohjelmia. Työssä kehitettiin uusi valmiustyökalu Säteilyturvakeskuksen käyttöön Microsoft Excelin VBAohjelmoinnin avulla. Valmiustyökalu hyödyntää etukäteen laskettujen todennäköisyyspohjaisten analyysien onnettomuussekvenssejä. Tällöin valmiustilanteessa laitoksen tilanteen kehittymistä on mahdollista arvioida suojarakennuksen toimintakyvyn perusteella. Valmiustyökalu pyrittiin kehittämään mahdollisimman helppokäyttöiseksi ja helposti päivitettäväksi.

Kuparin hitsaus kattavilla laatuvaatimuksilla

Kuparin ja kupariseosten hitsaus eroaa merkittävästi esimerkiksi terästen hitsauksesta. Suuri lämmönjohtavuus, lämpölaajeneminen, pehmeneminen ja kuparin taipumus liuottaa kaasuja sulaan asettavat hitsaukselle haasteita. Kuparia on perinteisesti hitsattu kaasuhitsaamalla ja kaasukaarihitsausprosesseilla, mutta uudemmat menetelmät kuten laserhitsaus, elektronisuihkuhitsaus ja FSW-hitsaus tarjoavat uudenlaisia käyttökohteita korkealla laadulla. ISO 3834-2 asettaa noudatettavat vaatimukset hitsaustoiminnalle laatuvaatimusten ollessa kattavia. Ydinvoimalaitoksella hitsauksessa tulee lisäksi noudattaa Säteilyturvakeskuksen YVL-ohjeita, joissa on määritetty lisävaatimuksia liitosten materiaalivalinnoille, pätevöittämiselle ja tarkastamiselle. Tässä työssä tutkittiin kuparimetallien hitsauksen mahdollisuutta Loviisan ydinvoimalaitoksella juottamisen sijasta siten, että kattavat laatuvaatimukset täyttyisivät. Hitsauskokeissa ja laboratoriotutkimuksissa testattiin hitsausta erilaisilla hitsausaineilla ja hitsausprosesseilla. Koetulosten pohjalta toteutettiin hitsausmenetelmä deoksidoidun kupariputken ja tinapronssilaipan TIG-hitsaukselle.