Hyppää sisältöön
    • Suomeksi
    • På svenska
    • In English
  • Suomeksi
  • In English
  • Kirjaudu
Näytä aineisto 
  •   Etusivu
  • LUTPub
  • Diplomityöt ja Pro gradu -tutkielmat
  • Näytä aineisto
  •   Etusivu
  • LUTPub
  • Diplomityöt ja Pro gradu -tutkielmat
  • Näytä aineisto
JavaScript is disabled for your browser. Some features of this site may not work without it.

Yhteisvikojen arviointi yli järjestelmärajojen

Kettunen, Simo (2019)

Katso/Avaa
diplomityö_Kettunen_Simo.pdf (1.735Mb)
Lataukset: 


Diplomityö

Kettunen, Simo
2019

School of Energy Systems, Energiatekniikka

Kaikki oikeudet pidätetään.
Näytä kaikki kuvailutiedot
Julkaisun pysyvä osoite on
https://urn.fi/URN:NBN:fi-fe2019050915010

Tiivistelmä

Ydinvoimalaitoksen riskien tunnistuksessa ja arvioimisessa käytetään todennäköisyyspohjaista riskianalyysiä, johon kuuluu yhtenä osana yhteisvikojen arviointi. Tavallisesti yhteisvikoja on arvioitu yhden järjestelmän redundanttisten laitteiden välillä. Käyttökokemuksen perusteella on kuitenkin havaittu, että myös eri järjestelmissä olevilla laitteilla esiintyy järjestelmärajat ylittäviä yhteisvikoja.

Tässä työssä tutkitaan järjestelmien välisiä yhteisvikoja Loviisan ydinvoimalaitoksella. Tutkittavaksi kohteeksi valitaan Loviisan voimalaitoksen kuuden kilovoltin katkaisijat. Työn tavoitteena on etsiä mahdollisia riippuvuussuhteita katkaisijoilta, jotka kuuluvat eri järjestelmiin. Lisäksi pyritään arvioimaan järjestelmien välisten yhteisvikojen esiintymisten yleisyyttä katkaisijoiden osalta.

Yhteisvikojen arviointi suoritetaan Yhdysvaltain ydinturvallisuusviraston raportin NUREG/CR-5485 menetelmien mukaisesti, jossa yhteisvikojen arviointi jaetaan kolmeen vaiheeseen: seulonta-analyysiin, yksityiskohtaiseen kvalitatiiviseen analyysiin ja yksityiskohtaiseen kvantitatiiviseen analyysiin. Toisessa ja kolmannessa vaiheessa hyödynnetään ICDE-yhteisvikatietokannasta saatavaa käyttökokemushistoriaa yhteisvioista. Seulonta-analyysin kvalitatiivisessa osassa havaittiin, että katkaisijoiden välillä on runsaasti järjestelmärajat ylittäviä riippuvuussuhteita. Seulonta-analyysin kvantitatiivisessa osassa rajattiin merkittävimmät järjestelmien väliset riippuvuusparit voimalaitoksen PRA-mallin avulla.

ICDE-yhteisvikatietokannan avulla suoritettiin yksityiskohtainen kvalitatiivinen analyysi, jossa tutkittiin muilta ydinvoimalaitoksilta saatavaa tietoa yhteisvioista. Tietokannan perusteella merkittävimmät ongelmat katkaisijoiden osalta liittyvät katkaisijoiden samanlaisiin releisiin sekä voiteluongelmiin. Yksityiskohtaisessa kvantitatiivisessa analyysissä arvioitiin järjestelmien välisten katkaisijayhteisvikojen osuutta kaikista katkaisijayhteisvioista. Arviointi suoritettiin ICDE-tietokantaan kuuluvien katkaisijoiden yhteisvikojen, jotka olivat osallisina järjestelmien välisissä yhteisvioissa, ja kaikkien katkaisijayhteisvikojen vaikutusvektoreiden painokertoimien summia vertailemalla. Arvioinnin perusteella katkaisijoilla järjestelmien välisessä yhteisviassa osallisena olevan k/n-vian voidaan arvioida tapahtuvan noin 7 prosentin osuudella vastaavan k/n-yhteisvian kokonaisosuudesta.
 
At nuclear power plants, risks are estimated using probabilistic risk assessment, which includes common cause failures analysis. Usually common cause failures are estimated between the redundant components from one specific system. Based on operating history, it is identified that common cause failures exceeding system boundaries exist between components from different systems.

This thesis examines intersystem common cause failures in Loviisa nuclear power plant. The breakers that are 6 kilovolt breakers are chosen to the observed object. The goal of this work is to find possible dependencies between breakers which belong to different systems. In addition, prevalence of intersystem common cause failures of breakers is estimated.

Estimation of common cause failures is implemented by using procedures presented in the report NUREG/CR-5485 by United States Nuclear Regulatory Commission, where estimation of common cause failures is divided to three phases: screening analysis, detailed qualitative analysis and detailed quantitative analysis. Operating history obtained from ICDE CCF database is utilized in phases two and three. It was recognized in qualitative screening analysis that breakers share several dependencies that exceed the system boundaries. In quantitative screening analysis, the most significant intersystem dependencies were delineated by means of the power plant PRA model.

ICDE CCF database was used in detailed qualitative analysis, where common cause failure data from other nuclear power plants was investigated. According to the database, the most significant problems with breakers are associated with relays and problems with lubricant. In detailed quantitative analysis the share of intersystem common cause breaker failures of all common cause breaker failures was estimated. Estimation was implemented by comparing impact vector weight sums between all common cause breaker failures and common cause breaker failures that are also intersystem failures. Based on the analysis, k/n breaker failures sharing intersystem common cause failures can be estimated to take place in 7 % of all breaker k/n common cause failures.
 
Kokoelmat
  • Diplomityöt ja Pro gradu -tutkielmat [11662]
LUT-yliopisto
PL 20
53851 Lappeenranta
Ota yhteyttä | Tietosuoja | Saavutettavuusseloste
 

 

Tämä kokoelma

JulkaisuajatTekijätNimekkeetKoulutusohjelmaAvainsanatSyöttöajatYhteisöt ja kokoelmat

Omat tiedot

Kirjaudu sisäänRekisteröidy
LUT-yliopisto
PL 20
53851 Lappeenranta
Ota yhteyttä | Tietosuoja | Saavutettavuusseloste