Susceptibility of boiling water reactor pressure vessel and its internals to degradation
Loading...
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
School of Engineering |
Doctoral thesis (monograph)
| Defence date: 2020-10-09
Unless otherwise stated, all rights belong to the author. You may download, display and print this publication for Your own personal use. Commercial use is prohibited.
Author
Date
2020
Major/Subject
Mcode
Degree programme
Language
en
Pages
267
Series
Aalto University publication series DOCTORAL DISSERTATIONS, 136/2020
Abstract
This work concerns the susceptibility of boiling water reactor (BWR) unit reactor pressure vessel (RPV) and its internals to significant degradation modes. In the top level, this work consists of the following three parts: 1) literature survey and review, 2) component specific survey on susceptibility to degradation, 3) computational analysis approaches, tools and examples. The ageing of nuclear power plants (NPPs) emphasises the need to anticipate the possible degradation modes. The degradation potential of the NPP components is an important issue both in Finland and in other countries. The survey on the susceptibility to degradation concerns BWR RPV and all its significant internals as well as an investigation of loads they experience. A screening process is performed on the need to carry out computational degradation potential analyses. The computational part consists of a description of applicable analysis approaches as well as of several representative computational examples. The covered approaches are both analytical and numerical, as well as both deterministic and probabilistic. New procedures are also developed, which are also used in the analysis examples. For the screening process, the component specific load induced stresses, strains and temperatures are computed. Using that and other data, the potential to brittle, ductile or other degradation is analysed for the selected components. The analysis targets are the Finnish Olkiluoto NPP units OL1 and OL2 run by the power company TVO. Based on the degradation analysis results, it is concluded that the operational lifetime of the internals of the OL1/OL2 RPVs can be safely continued from 40 to at least 60 years. Importantly, it is concluded that the operational lifetime of the OL1/OL2 RPVs and connecting main nozzles can be safely continued from 40 to even 80 years. According to the conservative degradation potential analysis results, the degradation in terms of crack growth is in most cases very or extremely slow. In the few cases with faster crack growth the cracks would be detected in the inspections well before they grow to any significant size. The structural risk assessment results for the OL1/OL2 RPVs and their internals show that for all components but one the computed risk class is moderate or lower. It is concluded that for the OL1/OL2 RPV and their internals the overall structural risks are small and even in the case with highest risk acceptable.Tämä tutkimus käsittelee kiehutusvesireaktorilaitoksen reaktoripaineastian ja sen sisäosien alttiutta erilaisille merkittäville vaurioitumistavoille. Päätasolla tämä työ jakaantuu seuraaviin kolmeen osaan: 1) kirjallisuustutkimus ja -arvio, 2) komponenttikohtainen tutkimus alttiudesta erilaisille merkittäville vaurioitumistavoille, 3) laskennalliset lähestymistavat, työkalut ja esimerkit. Ydinvoimaloiden ikääntyminen korostaa tarvetta ottaa huomioon mahdolliset vaurioitumistavat. Ydinvoimaloiden komponenttien vaurioitumispotentiaali on tärkeä aihe sekä Suomessa että muissa maissa. Tutkimuksessa keskitytään kiehutusvesireaktorilaitoksen reaktoripaineastian ja sen keskeisten sisäosien vaurioalttiuteen sekä määritetään niihin kohdistuvat kuormitukset. Lisäksi niille tehdään tarkempaa vaurioitumispotentiaalin analysointitarvetta koskeva seulontaprosessi Työn laskennallinen osa koostuu soveltuvien analysointimenetelmien kuvauksista sekä useista laskennallisista esimerkeistä. Käytetyt laskentamenetelmät ovat sekä deterministisiä että probabilistisia. Kehitettyjä uusia menetelmiä käytetään myös laskentaesimerkeissä. Seulontaprosessia varten lasketaan komponenttikohtaiset lämpötila-, jännitys ja venymäjakaumat. Käyttäen kyseisiä ja muita tietoja, valituille komponenteille tehdään hauraan ja sitkeän murtuman sekä muiden vaurioitumistapojen etenemisen analyyseja. Analysointikohteina ovat Suomessa Olkiluodossa sijaitsevat ydinvoimalayksiköt OL1 ja OL2, joita ajaa voimayhtiö TVO. Analysointituloksiin perustuva johtopäätös on että OL1/OL2 reaktoripaineastioiden sisäosien käyttöikää voidaan turvallisesti jatkaa 40 vuodesta vähintään 60 vuoteen asti. Vielä tärkeämpi johtopäätös on että OL1/OL2 reaktoripaineastioiden ja niiden pääyhteiden käyttöikää voidaan turvallisesti jatkaa 40 vuodesta jopa 80 vuoteen asti. Konservatiivisten vauriopotentiaalianalyysien mukaan laskettu särönkasvu on suurimmassa osassa tapauksia hyvin tai erittäin vähäistä. Niissä harvoissa tapauksissa, joissa laskettu särönkasvu oli nopeampaa, säröt löydettäisiin tarkastuksissa hyvissä ajoin ennen kuin ne kasvaisivat mihinkään merkittävään kokoon. OL1/OL2 reaktoripaineastioille ja niiden sisäosille tehdyn rakenteellisen riskianalyysin tulosten mukaan kaikille paitsi yhdelle komponentille riskiluokka on kohtuullinen tai matalampi. Johtopäätös on että kyseisille komponenteille rakenteelliset riskit ovat yleisesti ottaen pieniä ja jopa yksittäisessä suurimman riskin tapauksessa hyväksyttävällä tasolla.Description
Supervising professor
Paavola, Juha, Prof., Aalto University, Department of Civil Engineering, FinlandThesis advisor
Wallin, Kim, Prof., VTT, FinlandKeywords
BWR, RPV, internals, degradation, structural mechanics, fracture mechanics, BWR, RPV, sisäosat, vaurioituminen, rakenteiden mekaniikka, murtumismekaniikka
