Suunnitteluperusteisten onnettomuuksien (LOCA ja RIA) mallinnus yksittäisten polttoainesauvojen näkökulmasta

When designing a nuclear power plant and its fuel, certain accidents are postulated to occur with a predetermined low frequency. The consequences of these accidents are mitigated by various passive and active safety features, and an adequate safety level is implemented by the regulatory authority in the safety requirements. The dissertation considers computational modelling of two main design basis accidents in current light water reactors: loss-of-coolant accident (abbreviated LOCA) and reactivity initiated accident (RIA). The applied computer programmes are designed for modelling the behaviour of a single fuel rod in transient and accident conditions. LOCA modelling is focused on developing a statistical analysis methodology for the evaluation of fuel failures in LOCA. The statistical system is applied to a large break LOCA in an EPR type reactor, and fulfilment of the regulations included in the Regulatory Guides on nuclear safety set by the Finnish nuclear safety authority STUK is studied. In order to determine the underlying factors affecting the fuel rod failures, a sensitivity analysis is performed. A systematic multistage procedure is developed for the sensitivity analysis. RIA modelling focuses on adaptation of the single rod RIA modelling code SCANAIR for boiling water reactor (BWR) conditions. The SCANAIR code, developed by the French research organisation Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN), is specifically designed for modelling RIAs in pressurized water reactors (PWRs). In this dissertation, the code is adapted to take into account BWR specific properties and conditions.Ydinvoimalaitoksen ja siellä käytettävän polttoaineen suunnittelussa on oletettu tiettyjen onnettomuuksien esiintyvän ennalta määritetyllä harvalla tapahtumataajuudella. Erilaiset passiiviset ja aktiiviset turvallisuusominaisuudet lieventävät näiden oletettujen onnettomuuksien seurauksia, ja säteilyturvaviranomaisen turvallisuusvaatimukset toimeenpanevat riittävän turvallisuustason. Väitöskirjassa käsitellään nykyisten kevytvesireaktoreiden suunnitteluperusteisten onnettomuuksien kahden päätyypin laskennallista mallintamista: jäähdytteenmenetysonnettomuus (lyhennettynä LOCA) ja reaktiivisuusonnettomuus (RIA). Käytettävät tietokoneohjelmat on suunniteltu mallintamaan yksittäisen polttoainesauvan käyttäytymistä transientti- ja onnettomuustilanteissa. LOCA-mallinnus keskittyy tilastollisen analyysimenetelmän kehittämiseen LOCA:ssa vaurioituvien polttoainesauvojen arvioimiseksi. Tilastollista menetelmää sovelletaan EPR-tyyppisen reaktorin isoon jäähdytteenmenetysonnettomuuteen, ja tutkitaan Suomen säteilyturvaviranomaisen STUKin asettamien ydinturvallisuusohjeiden täyttämistä. Polttoainesauvojen rikkoutumisten taustatekijöiden selvittämiseksi tehdään herkkyysanalyysi. Herkkyysanalyysille on kehitetty monivaiheinen systemaattinen menetelmä. RIA-mallinnus keskittyy RIA-polttoainekoodi SCANAIR:n mukauttamiseen kiehutusvesireaktorin (BWR) olosuhteisiin. Ranskalaisen Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) -organisaation kehittämä SCANAIR-koodi on suunniteltu erityisesti RIA:n mallinnukseen painevesireaktoreissa (PWR). Tässä väitöskirjassa mallinnuskoodi on mukautettu ottamaan huomioon BWR:n ominaisuudet ja olosuhteet