haku: @keyword LOCA / yhteensä: 7
hakutulos-lista
viite: 1 / 7
« edellinen | seuraava »
Tekijä:Helander, Juho
Työn nimi:Consideration of Major Uncertainties in the Risk Study of a Nuclear Power Plant
Merkittävien epävarmuuksien tarkastelu ydinvoimalaitoksen riskitutkimuksessa
Julkaisutyyppi:Diplomityö
Julkaisuvuosi:2009
Sivut:97      Kieli:   eng
Koulu/Laitos/Osasto:Matematiikan ja systeemianalyysin laitos
Oppiaine:Sovellettu matematiikka   (Mat-2)
Valvoja:Salo, Ahti
Ohjaaja:Jänkälä, Kalle
OEVS:
Sähköinen arkistokappale on luettavissa Aalto Thesis Databasen kautta.
Ohje
sulje

Digitaalisten opinnäytteiden lukeminen Aalto-yliopiston Harald Herlin -oppimiskeskuksen suljetussa verkossa

Oppimiskeskuksen suljetussa verkossa voi lukea sellaisia digitaalisia ja digitoituja opinnäytteitä, joille ei ole saatu julkaisulupaa avoimessa verkossa.

Oppimiskeskuksen yhteystiedot ja aukioloajat: https://learningcentre.aalto.fi/fi/harald-herlin-oppimiskeskus/

Opinnäytteitä voi lukea Oppimiskeskuksen asiakaskoneilla, joita löytyy kaikista kerroksista.

Kirjautuminen asiakaskoneille

  • Aalto-yliopistolaiset kirjautuvat asiakaskoneille Aalto-tunnuksella ja salasanalla.
  • Muut asiakkaat kirjautuvat asiakaskoneille yhteistunnuksilla.

Opinnäytteen avaaminen

  • Asiakaskoneiden työpöydältä löytyy kuvake:

    Aalto Thesis Database

  • Kuvaketta klikkaamalla pääset hakemaan ja avaamaan etsimäsi opinnäytteen Aaltodoc-tietokannasta. Opinnäytetiedosto löytyy klikkaamalla viitetietojen OEV- tai OEVS-kentän linkkiä.

Opinnäytteen lukeminen

  • Opinnäytettä voi lukea asiakaskoneen ruudulta tai sen voi tulostaa paperille.
  • Opinnäytetiedostoa ei voi tallentaa muistitikulle tai lähettää sähköpostilla.
  • Opinnäytetiedoston sisältöä ei voi kopioida.
  • Opinnäytetiedostoa ei voi muokata.

Opinnäytteen tulostus

  • Opinnäytteen voi tulostaa itselleen henkilökohtaiseen opiskelu- ja tutkimuskäyttöön.
  • Aalto-yliopiston opiskelijat ja henkilökunta voivat tulostaa mustavalkotulosteita Oppimiskeskuksen SecurePrint-laitteille, kun tietokoneelle kirjaudutaan omilla Aalto-tunnuksilla. Väritulostus on mahdollista asiakaspalvelupisteen tulostimelle u90203-psc3. Väritulostaminen on maksullista Aalto-yliopiston opiskelijoille ja henkilökunnalle.
  • Ulkopuoliset asiakkaat voivat tulostaa mustavalko- ja väritulosteita Oppimiskeskuksen asiakaspalvelupisteen tulostimelle u90203-psc3. Tulostaminen on maksullista.
Sijainti:P1 Ark T80     | Arkisto
Avainsanat:PRA
PSA
uncertainties
primary circulating pump
LOCA
expert judgement
Delphi
PRA
PSA
epävarmuudet
pääkiertopumppu
LOCA
asiantuntija-arviot
Delphi
Tiivistelmä (fin): Todennäköisyyspohjainen riskianalyysi (PRA) on tärkeä työkalu ydinvoimalaitoksen turvallisuustutkimuksessa.
PRA:n avulla voidaan arvioida, mitkä laitosmuutokset pienentävät kokonaisriskiä mahdollisimman tehokkaasti.
Optimaalisen päätöksenteon kannalta on tärkeää, että malli kuvaa laitosta mahdollisimman tarkasti eikä yksittäisiä riskitekijöitä ali- tai yliarvioida.

Tässä diplomityössä pohditaan yleisiä ydinvoimalaitoksen PRA-mallintamiseen liittyviä epävarmuuksia, ja erityisesti tunnistetaan Loviisan riskimalliin liittyviä haasteita.
Pääkiertopumppujen tiivistevuotoriskien vaikutus kokonaisriskiin on merkittävä, ja toisaalta niiden mallintaminen on perustunut useisiin konservatiivisiin oletuksiin.
Tässä työssä tiivistevuotojen riskimerkitystä arvioidaan uudelleen.

Diplomityössä tutkitaan kahta onnettomuusketjua, jotka voivat johtaa pääkiertopumpun akselitiivistyksen vaurioihin ja edelleen primääripiirin jäähdytevuotoon (LOCA).
Tällöin reaktorisydämen jäähdytys täytyy turvata erilaisten turvajärjestelmien avulla.
Pumpun kevennysmagnetoinnin menetykseen ja takaisinpyörintään liittyvä riski osoitetaan merkityksettömäksi.
Tämä perustuu uusiin selvityksiin pumpun nykyisten laakereiden kestosta sekä pumpuille tehtyihin jarrutuskokeisiin, joiden perusteella tiivisteiden vaurioituminen on erittäin epätodennäköistä.

Toinen tutkittava onnettomuusketju liittyy pumpun tiivistejäähdytyksen menetykseen.
Tästä aiheutuvan vuodon kokoa arvioidaan uudelleen mallintamalla vuotoon vaikuttavia tekijöitä todennäköisyysjakaumilla.
Tässä hyödynnetään Delphi-menetelmää, johon osallistui seitsemän pääkiertopumppujen asiantuntijaa.
Yksittäisten asiantuntija-arvioiden yhdistämiseen käytetään Kullback-informaation perustuvia kriteerejä.
Skenaariotarkastelun ja virtauslaskennan avulla muodostetaan lopulta todennäköisyysjakauma vuodon koolle.
Jakauman perusteella tiivisteveden menetykseen liittyvä riski pienenee merkittävästi, tosin mallintamiseen liittyy edelleen merkittäviä epävarmuuksia.
Tarkempien arvioiden tekeminen edellyttäisi muun muassa kumirengastiivisteiden testausta korkeissa lämpötiloissa, kaksifaasivirtauksen mallintamista sekä riskimallin LOCA-luokittelun tarkentamista.

Tulosten vaikutusta laitoksen kokonaisriskiin arvioidaan tarkastelemalla Fussell-Vesely tärkeysmittoja sekä LOCA-taajuuksien pienenemistä.
Likimääräisen arvion perusteella laskennallinen kokonaisriski pienenee noin 5%, jolloin sydänvauriotaajuudeksi saataisiin noin 5,5·10-5a-1.
Tiivistelmä (eng): Probabilistic risk assessment (PRA) is an important tool in assessing the safety of a nuclear power plant.
Probabilistic approach allows the selection of plant modifications which efficiently decrease the plant total risk.
Optimal decision making requires that the plant is modelled as accurately as possible.
A single risk factor should not be underestimated or exaggerated.

This thesis presents general uncertainties related to a risk study of a nuclear power plant.
Specifically, challenges associated with the PRA model of Loviisa nuclear power plant are identified.
The risk significance of primary circulating pump seal leaks is substantial, and the modelling of the accidents has involved several conservative assumptions.
In this thesis, the risk significance of seal leaks is re-evaluated.

The thesis studies two essential accident chains that might lead to primary circulating pump shaft seal failures resulting in a loss of coolant accident (LOCA).
If a LOCA occurs, various safety systems are required to ensure sufficient reactor core cooling.
The risk related to loss of pump relief magnetization and reverse rotation is proved insignificant.
This is based on updated studies on the endurance of modern bearings and on braking tests which indicate that seal damage is highly improbable.
Another accident chain analyzed is related to loss of seal cooling.
The resulting leak is re-evaluated by identifying the most essential factors affecting the leak size.
A discrete probability distribution is constructed for each factor by using expert judgement.
Opinions of seven pump experts are inquired on the basis of Delphi method.
Individual estimates are then aggregated with a criterion based on Kullback-information.
Finally, a probability distribution for leak size is constructed with the help of scenario analysis and flow calculations.
The distribution indicates that the leak size is significantly smaller than previously suggested, although several uncertainties remain in the modelling.
More accurate evaluation would require tests for rubber ring seals in high temperatures, modelling of two-phase flow and re-evaluation of LOCA limits in the risk model.

The influence of the results on plant total risk is evaluated by considering Fussell-Vesely importances and reductions in LOCA frequencies.
An approximate estimate indicates that the risk decreases roughly 5%, thus implying a core damage frequency of 5,5·10-5a-1.
ED:2010-01-20
INSSI tietueen numero: 38770
+ lisää koriin
« edellinen | seuraava »
INSSI