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.

Severe Accident Simulation of Small Modular Reactors

Since the Three Mile Island Unit 2 (TMI-2), accident in 1979 which led to the meltdown of about one half of the reactor core and to limited releases of radioactive materials to the environment, an important international effort has been made on severe accident research. The present work aims to investigate the behaviour of a Small Modular Reactor during severe accident conditions. In order to perform these analyses, a SMR has been studied for the European reference severe accident analysis code ASTEC, developed by IRSN and GRS. In the thesis will be described in detail the IRIS Small Modular Reactor; the reference reactor chosen to develop the ASTEC input deck. The IRIS model was developed in the framework of a research collaboration with the IRSN development team. In the thesis will be described systematically the creation of the ASTEC IRIS input deck: the nodalization scheme adopted, the solution used to simulate the passive safety systems and the strong interaction between the reactor vessel and the containment. The ASTEC SMR model will be tested against the RELAP-GOTHIC coupled code model, with respect to a Design Basis Accident, to evaluate the capability of the ASTEC code on reproducing correctly the behaviour of the nuclear system. Once the model has been validated, a severe accident scenario will be simulated and the obtained results along with the nuclear system response will be analysed.

Modelling and Uncertainty Quantification application to SA simulation codes in advanced SMR

In the framework of a global transition to a low-carbon energy mix, the interest in advanced nuclear Small Modular Reactors (SMRs) has been growing at the international level. Due to the high level of maturity reached by Severe Accident Codes for currently operating rectors, their applicability to advanced SMRs is starting to be studied. Within the present work of thesis and in the framework of a collaboration between ENEA, UNIBO and IRSN, an ASTEC code model of a generic IRIS reactor has been developed. The simulation of a DBA sequence involving the operation of all the passive safety systems of the generic IRIS has been carried out to investigate the code model capability in the prediction of the thermal-hydraulics characterizing an integral SMR adopting a passive mitigation strategy. The following simulation of 4 BDBAs sequences explores the applicability of Severe Accident Codes to advance SMRs in beyond-design and core-degradation conditions. The uncertainty affecting a code simulation can be estimated by using the method of Input Uncertainty Propagation, whose application has been realized through the RAVEN-ASTEC coupling and implementation on an HPC platform. This probabilistic methodology has been employed in a study of the uncertainty affecting the passive safety system operation in the DBA simulation of ASTEC, providing a further characterization of the thermal-hydraulics of this sequence. The application of the Uncertainty Quantification method to early core-melt phenomena has been investigated in the framework of a BEPU analysis of the ASTEC simulation of the QUENCH test-6 experiment. A possible solution to the encountered challenges has been proposed through the application of a Limit Surface search algorithm.

Automatic safety belt systems: changes in owner usage over time in GM Chevettes and VW Rabbits. Final report.

National Highway Traffic Safety Administration, Washington, D.C.

Automatic safety belt systems owner usage and attitudes in GM Chevettes and VW Rabbits (1980 models). Final report.

National Highway Traffic Safety Administration, Office of Research and Development, Washington, D.C.

Evaluation of the comfort and convenience of safety belt systems in 1980 and 1981 model vehicles. Final report.

National Highway Traffic Safety Administration, Office of Driver and Pedestrian Research, Washington, D.C.

Ingress clearance requirements and seat positioning for automatic belt systems. Final report.

Mode of access: Internet.

International technical conference on experimental safety vehicles. Seventh. Report.

France, Ministere des Transports, Paris

Comfort and convenience specifications for safety belts: shoulder belt fit, pressure and pullout forces. Final report.

National Highway Traffic Safety Administration, Washington, D.C.

Evaluation plan for Federal Motor Vehicle Safety Standard 208 occupant crash protection.

Mode of access: Internet.

Passive restraints [bibliography].

Mode of access: Internet.

National understanding and acceptance of occupant protection systems. Final report.

National Highway Traffic Safety Administration, Washington, D.C.