Vakavat reaktorionnettomuudet ja niiden mallintaminen Olkiluoto 1 ja Olkiluoto 2 laitosyksiköille MELCOR-ohjelman versiolla 2.1

Vakaviin reaktorionnettomuuksiin liittyviä ilmiöitä on tutkittu jo 1980-luvulta lähtien ja tutkitaan edelleen. Ilmiöt liittyvät reaktorisydämen ja muiden paineastian sisäisten materi-aalien sulamiseen sekä reagointiin veden ja höyryn kanssa. Ilmiöt on myös tärkeää tuntea ja niiden esiintymistä mallintaa käytössä olevilla laitoksilla, jotta voidaan varmistua turval-lisuusjärjestelmien riittävyydestä. Olkiluoto 1 ja 2 laitosten käyttölupa uusitaan vuoteen 2018 mennessä. Lupaprosessiin liit-tyy analyysejä, joissa mallinnetaan laitosten toimintaa vakavassa reaktorionnettomuudessa. Näiden analyysien tekoon Teollisuuden Voima Oyj on käyttänyt ohjelmaa nimeltä MEL-COR jo vuodesta 1994 lähtien. Käytössä on ollut useita eri ohjelmaversioita ja viimeisin niistä on 1.8.6, joka riittää vielä tulevan käyttöluvan uusintaprojektiin liittyvien analyysien tekoon. MELCOR:n vanhaa 1.8.6 ohjelmaversioita ei kuitenkaan enää päivitetä, joten siirtyminen uudempaan 2.1 versioon on tulevaisuudessa välttämätöntä. Uusimman versiopäivityksen yhteydessä on kuitenkin muuttunut koko ohjelman lähdekoodi ja vanhojen laitosmallien käyttö uudessa ohjelmaversiossa vaatii tiedostojen konvertoinnin. Tässä työssä esitellään MELCOR-version 2.1 ominaisuuksia ja selvitetään, mitä 1.8.6 versioon luotujen laitosmal-lien käyttöönotto versiossa 2.1 vaatii. Vaatimusten määrittelemiseksi laitosmalleilla tehdään ajoja molemmilla ohjelmaversioilla ja erilaisilla onnettomuuden alkutapahtuman määrittelyillä. Tulosten perusteella arvioidaan ohjelmaversioiden eroja ja pohditaan mitä puutteita laitosmalleihin konversion jälkeen jää. Näiden perusteella arvioidaan mitä jatkotoimenpiteitä konversio vaatii.

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.

Les accidents du travail survenus aux enfants âgés de moins de 13 ans : compte rendu des discussions, voeux adoptés / rapport de M. Henri Capitant,...

Collection : Association pour la protection légale des travailleurs, section française ; 3