haku: @keyword nuclear waste / yhteensä: 9
viite: 1 / 9
« edellinen | seuraava »
| Tekijä: | Kupiainen, Pekka |
| Työn nimi: | Simplified concepts in modelling a multi-barrier radioactive waste disposal system and biosphere using probabilistic methods |
| Moniesteperiaatteeseen perustuvan radioaktiivisten jätteiden loppusijoitusjärjestelmän ja biosfäärin yksinkertaistettu mallintaminen tilastollisilla menetelmillä | |
| Julkaisutyyppi: | Diplomityö |
| Julkaisuvuosi: | 2014 |
| Sivut: | ix + 119 Kieli: eng |
| Koulu/Laitos/Osasto: | Perustieteiden korkeakoulu |
| Oppiaine: | Teknillinen fysiikka (F3005) |
| Valvoja: | Tuomisto, Filip |
| Ohjaaja: | Nummi, Olli ; Eurajoki, Tapani |
| Elektroninen julkaisu: | http://urn.fi/URN:NBN:fi:aalto-201410062755 |
| OEVS: | Sähköinen arkistokappale on luettavissa Aalto Thesis Databasen kautta.
Ohje Digitaalisten opinnäytteiden lukeminen Aalto-yliopiston Harald Herlin -oppimiskeskuksen suljetussa verkossaOppimiskeskuksen 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
Opinnäytteen avaaminen
Opinnäytteen lukeminen
Opinnäytteen tulostus
|
| Sijainti: | P1 Ark Aalto 1982 | Arkisto |
| Avainsanat: | nuclear waste disposal system radionuclide migration biosphere dose assessment probabilistic simulation performance assessment ydinjäte loppusijoitusjärjestelmä radionuklidien kulkeutuminen biosfääri annoslaskenta tilastollinen simulointi toimintakykyanalyysi |
| Tiivistelmä (fin): | Suomessa loppusijoitusjärjestelmä käytetylle ydinpolttoaineelle perustuu sisäkkäisiin vapautumisesteisiin, jotka on suunniteltu pidättämään ja rajoittamaan mahdollisia radionuklidien päästöjä biosfääriin. Vapautumisesteiden toimintakykyä arvioidaan olettamalla vuoto loppusijoituskapselin seinämässä. Työssä käytetty radionuklidien yksinkertaistettu kulkeutumismalli on vaihtoehtoinen lähestymistapa toimintakykyanalyyseissä laajalti käytettyyn numeeriseen mallinnukseen verrattuna. Aiempaa yksinkertaistettua kulkeutumismallia on laajennettu sekä yksinkertaistetulla biosfäärianalyysillä että tilastollisella simuloinnilla, jotta loppusijoituksen radiologisten seurausten arviointi on mahdollista. Mallissa radionuklidien kulkeutuminen lasketaan käyttämällä analogiana haarautuvaa radioaktiivista hajoamisketjua. Mallin aikavakiot ovat kompartmenttien viipymäajat ja nuklidien pitoisuuden puoliintumisajat. Säteilyannosten arviointi tehdään pohjautuen saatuihin radionuklidien inventaareihin biosfäärin kompartmenteissa. Tilastollisessa analyysissa lähtötiedot voivat olla jakautuneita ja vapautumisnopeuksien sekä annosnopeuksien luottamustasot voidaan määrittää. Simulointi seitsemällä nuklidilla (C-14, Cl-36, Se-79, Mo-93, Nb-94, Ag-108m, I-129) valituilla parametrien jakaumilla ja korrelaatioilla osoittaa, että tulosten jakaumat (aikavakiot, annosnopeudet, vapautumisnopeudet) noudattavat karkeasti logaritmista normaali- tai tasajakaumaa. Kokonaisannosnopeuden mediaanin (50 % luottamustason) ja 95 % luottamustason ero on suurimmillaan noin kaksi kertaluokkaa ensimmäisen 10 000 vuoden aikana. Parametrien epävarmuudet eivät vaikuta lopputulokseen, jos ne eivät liity merkittävimpiin vapautumisesteisiin (loppusijoituskapseli tai puskuri). Yksinkertaistettu malli kuvaa hyvin kulkeutumista teknisten vapautumisesteiden ja kallion läpi, mutta yliarvioi biosfäärianalyysin tuloksia verrattuna aiempiin tuloksiin samanlaisilla parametreilla. |
| Tiivistelmä (eng): | In Finland, the disposal system for spent nuclear fuel is based on a nested barrier system where barriers are designed to confine and limit possible radionuclide release rates into the biosphere. A postulated leak in a waste canister is used to assess the performance of the individual barriers. The radionuclide migration is depicted by using a simplified solute transport model that is an alternative approach compared to numerical modelling used largely in the performance assessments. An earlier simplified model is extended by introducing both a simplified biosphere analysis and a probabilistic simulation in order to estimate the radiological consequences of the disposal. In the simplified model, the radionuclide migration is calculated by using an analogy to a branching radioactive decay chain. The time constants of the model are solute half-times and delay times in the release barriers and biosphere compartments. A dose assessment is performed based on the resulting radionuclide inventories in the biosphere compartments. With a probabilistic simulation, initial data can be distributed and confidence levels for the release rates or dose rates can be determined. A simulation with seven nuclides (C-14, Cl-36, Se-79, Mo-93, Nb-94, Ag 108m, I-129) using the simplified model and chosen parameter distributions and correlations reveal that the distributions for results (time constants, dose rates, release rates) are roughly log-normal or log-uniform. The median total dose rate (50 % confidence level) and cautious 95 % confidence level have about two orders of magnitude difference at most during the 10 millennia time scope. The parameters with the largest uncertainty do not affect the final result if they are not related to the most significant barriers of the system (canister or buffer). The simplified model performs well for the geosphere transport but overestimates the results of the biosphere analysis compared to earlier results with similar parameters. |
| ED: | 2014-10-05 |
INSSI tietueen numero: 49815
+ lisää koriin
« edellinen | seuraava »
INSSI