At Forsmark nuclear power plant the rather old-fashioned software COPTA is used in containment safety analysis. There exists a desire within the organisation to introduce a more modern software with ability to more detailed modeling and increased usability. The goal of this thesis was to evaluate the software APROS in containment safety analysis. APROS models describing one of the containments at Forsmark NPP have been developed. Two simulations of typical containment incidents, one of them a large pipe break, have been made where containment safety parameters such as pressure and temperature are studied. Results are analyzed and verified against results from corresponding COPTA models. The other part of the evaluation includes a listing of detected possibilities and limitations with APROS regarding containment modeling in general. Overall the developed APROS models show a good agreement with results from corresponding COPTA models. Observed differences can in most cases be explained by minor differences in model choices, mostly concerning flow patterns and heat transfer. APROS has many similarities with COPTA regarding the main calculation and modeling methods but APROS can in most cases be seen as the more sophisticated software with more possibilities regarding modeling complexity. The general conclusion is that APROS shows good potential to be used in containment safety analysis.

Nuclear power plants generate electricity by means of splitting atoms. The basic safety requirements and objectives are to protect the people, society, and the environment from radiological accidents, limit harmful effects of ionizing radiation during operation and take all reasonable practical steps to prevent radiological accidents. Defense in depth is the concept of preventing and mitigate accidents with multiple layers of protection and is applied in nuclear power plants. Safety systems and safety criteria from regulatory authorities are put in place to ensure defense in depth and fulfill the safety requirements and objectives. The high-pressure injection system injects high concentrations of boron acid into the primary side of the plant, reducing reactivity and power. It has three lines connected to the cold leg of three out of four main coolant loops. Each line uses a piston pump to pump borated water from boron tanks into the primary side. The system is designed to suppress positive reactivity without a pressure drop on the primary side. For this work, the high-pressure injection system is activated at 107% nominal power, a condition for when SCRAM normally is activated. The amount of boron introduced to the system is decided by two main factors, the volumetric flow rate and the boron concentration. System codes for modelling and simulation of power plants have long been used for analysis of reactor dynamic behavior. The modelling and simulation software Apros has been developed for the purpose of modelling nuclear power plant systems. This thesis is conducted at Westinghouse Electric Sweden AB with the purpose of modelling the primary side of a VVER1000. The license, learning material and documentation were provided by the company. A sensitivity study of the boron concentration contra volumetric flow rate of the high-pressure injection system was performed to see if one factor had a larger effect than the other on the primary side. The sensibility study explored two scenarios where reactor trip is unavailable. One scenario where all the control rods are extracted and get stuck and another scenario where all the rods are fully withdrawn, increasing power, temperature and pressure, triggering the pressurizer pressure relief system. The analysis focused on the effects on power and reactor outlet pressure. Results showed that volumetric flow rate affects the system more than boron concentration. In particular, when volumetric flow rate increased to 8.3 m3 /h , the pressure relief system did not activate while it did for 7.3 m3 /h , suggesting that for a limited power increase rate and high enough volumetric flow rate, the high-pressure injection system dampen reactivity, and in extension, pressure enough to not activate the pressure relief system. For future work, the natural continuation of this work is to explore a larger range of boron concentrations and volumetric flow rates. Obtaining validation data and validating the model could yield results that are not purely theoretical. / Kärnkraftverk genererar elektricitet genom att klyva atomer. De grundläggande säkerhetskraven och målen är att skydda människor, samhälle och miljö från radiologiska olyckor, begränsa skadliga effekter av joniserande strålning under drift och vidta alla rimliga praktiska åtgärder för att förhindra radiologiska olyckor. Flernivåskydd (defense in depth) är konceptet för att förebygga och minimera olyckor med flera skyddslager och tillämpas i kärnkraftverk. Säkerhetssystem och säkerhetskriterier från tillsynsmyndigheter har införts för att säkerställa flernivåskydd och uppfylla säkerhetskraven och målen. Högtrycksinsprutningssystemet injicerar höga koncentrationer av borsyra in i kärnkraftverkets primärkrets, vilket minskar reaktivitet och effekt. Den har tre stråk anslutna till den kalla delen av tre av fyra kylkretsar. Varje stråk använder en kolvpump för att pumpa borat vatten från bortankar till primärsidan. Systemet är designat för att dämpa positiv reaktivitet utan tryckfall i primärkretsen. För detta arbete är högtrycksinsprutningssystemet aktiverat vid 107 % nominell effekt, ett villkor för när SCRAM normalt sätt aktiveras. Mängden bor som införs i systemet bestäms av två huvudfaktorer, den volymetriska flödeshastighetenborkoncentrationen. Systemkoder for modellering och simulering av kraftverk har länge används för analys av reaktorns dynamiska beteende. Modellerings- och simuleringsmjukvaran Apros har utvecklats i syfte att modellera kärnkraftverkssystem. Detta examensarbete är utfört på Westinghouse Electric Sweden AB med syftet att modellera primärkretsen av en VVER1000. Licensen, läromedel och dokumentation har tillhandahållits av företaget. En känslighetsstudie av borkoncentrationen och volymetrisk flödeshastighet i högtrycksinsprutningssystemet utfördes för att se om en faktor hade en större effekt än den andra i primärkretsen. Känslighetsstudien undersökte två scenarier där snabb stopp av reaktorn inte var möjlig. Ett scenario där alla styrstavar dras ut och fastnar och ett annat scenario där stavar alla stavar dras ut helt, vilket ökar effekten, temperaturen och trycket vilket utlöser tryckavlastningssytemet. Analysen fokuserade på effekterna på effekt och reaktorns utloppstryck. Resultaten visade att volymetrisk flödeshastighet påverkade systemet mer än borkoncentrationen. I synnerhet, när det volymetriska flödet ökade till 8.3 m3/haktiverades inte tryckavlastningssytemet medan det gjorde det för 7.3 m3/s. Vilket tyder på att för en begränsad effektökning och tillräcklig hög volymetrisk flödeshastighet, reducerar högtrycksinsprutningssystemet reaktiviteten, och i förlängning, trycket tillräckligt för att inte aktivera tryckavlastningssystemet. För framtida arbeten är den naturliga fortsättningen på detta arbete att utforska ett större spann av borkoncentrationer och volymetriska flödeshastigheter. Att erhålla valideringsdata och validera modellen skulle kunna ge resultat som inte var rent teoretiska.

When simulating a thermohydraulic system, the general assumption isthat the conservation equations for mass, energy and momentum apply.And in such systems both liquid and gas exist, in this project liquidwater and steam. This report examines two different approaches tosimulate a thermohydraulic system. One is called 6-equation model,where separate conservation equations exist for both gas and liquid.The other is known as 3-equation model, where the conservationequations describe a mix of the two states. This examination is doneby modeling an experiment known as FIX-II in the software APROS, whichis capable of using both the 3- and 6-equation model. This reportshows that in several cases, both equation models give quite goodresults. However, whereas the 3-equation model in some cases, mainlypressure, were able to produce results more in line with experimentaldata, it struggled when it comes to counter current flow. Countercurrent flow, or CCF, means that gas and liquid flow in oppositedirections, something that the 3-equation model is unable to handle.For experiment 3051 this leads to a break flow in the 3-equation modelthat significantly deviates from experimental data. Generally, it isconcluded that the 3-equation model needs to be used with cautionbecause of its inability to deal with CCF. Besides CCF, there is alsoa significant difference between the two equation models in how heatflow is calculated. This difference in heat flow is the main reasonfor differences in pressure between the two equation models, which inturn caused the difference in break flow.

In this master thesis an input-model of a Nordic BWR power plant has been developed in APROS. The plant model contains key systems and major thermohydraulic components of the steam cycle, including I&C systems (i.e. power, pressure, level and flow controls). The plant model is primarily designed for balance of plant studies at discrete power levels. The input-model of the power plant focuses especially on the steam cycle which is crucial for analysing water and steam behaviour and its influence on the reactor power. At the current stage, the model primarily handles steady-state conditions of full-power operation, which has been the design point. It has also been shown that reduced-power operation can be simulated with a reasonable trendline of pressure and temperature progression over facility components. / Inom ramen för examensarbete har en indatafil (modell) av en nordisk kokvattenreaktor, BWR, utvecklats i simuleringsverktyget APROS. Anläggningsmodellen är främst utformad för att simulera diskreta effektnivåer och innehåller viktiga system och termohydrauliska komponenter som ingår i ångcykeln, inklusive instrumenterings- och kontrollutrustning (dvs. effekt-, tryck-, nivå- och flödesreglering). Fokus har lagts särskilt på att få till en bra representation av ångcykeln, vilket är avgörande för analys av vatten- och ångbeteendet och dess påverkan på reaktoreffekten. Modellen kan främst användas för simulering av jämviktstillstånd vid full effektdrift och till en viss grad även reducerad effektdrift.

Nuclear power is a foundational part of our electrical grid in the present and through our transition towards more sustainable and renewable alternatives. However, given the serious consequences of reckless and/or dangerous operation of nuclear power plants, they are subject to strict regulation and supervision by the Swedish radiation protection authority (SSM) and other regulating bodies (e.g. IAEA). In order to prove that a nuclear power plant is operating in a safe and accident preventative manner, the “Safety Analysis Report” (SAR) is created and submitted. The SAR categorizes and ranks all possible incidents and operation affecting events in terms of risk and available countermeasures to ensure that the radioactive release from the power plant and impact on a third party from any event is at acceptable levels. This projects limits its analysis to flooding of the reactor building or “internal flooding events” as described in the SAR. To determine the affected areas and impacted systems of any flooding event, deterministic safety analyses (DSA) are employed. The goal of this project is to develop a comprehensive thermohydraulic model of the Forsmark 2 reactor building and evaluate its performance with respect to the previously used MATLAB model. The model  should allow for a detailed nodalisation of the reactor building as well as realistic modelling of structural components such as doors, hatches, stairwells and drainage systems. The resulting thermohydraulic model  can be used to evaluate different flooding incidents dynamically and follow the spread of water and/or steam throughout the reactor building. Furthermore, the resulting pressure changes and heat generation in the reactor building can also be evaluated. The model allows for the possibility to couple the thermohydraulic reactor building model with the existing power plant systems model to holistically evaluate the power plant response to flooding related incidents. / Kärnkraft är en grundläggande del av vårt elnät i nuläget och under vår övergång mot mer hållbara och förnybara alternativ. Men med tanke på de allvarliga konsekvenserna av vårdslös och/eller farlig drift av kärnkraftverk, är de föremål för strikt reglering och tillsyn av Strålsäkerhetsmyndigheten (SSM) och andra reglerande organ (t.ex. IAEA). För att bevisa att ett kärnkraftverk drivs på ett säkert och olycksförebyggande sätt, upprättas och inlämnas "Strålsäkerhetsanalysrapport" (SAR). SAR kategoriserar och rangordnar alla möjliga incidenter och händelser som påverkar driften i termer av risk och tillgängliga motåtgärder för att säkerställa att radioaktiva utsläpp från kraftverket och påverkan på tredje person från någon händelse är på acceptabla nivåer. Detta projekt begränsar sin analys till översvämning av reaktorbyggnaden eller "interna översvämningshändelser" enligt beskrivningen i SAR. För att fastställa de påverkade områdena och drabbade systemen vid en översvämningshändelse, används deterministiska säkerhetsanalyser (DSA). Målet med detta projekt är att utveckla en omfattande termohydraulisk modell av Forsmark 2 reaktorbyggnad och utvärdera dess prestanda i förhållande till den tidigare använda MATLAB-modellen. Modellen ska möjliggöra en detaljerad nodalisering av reaktorbyggnaden samt realistisk modellering av strukturella komponenter som dörrar, luckor, trapphus och dräneringssystem. Den resulterande termohydrauliska modellen kan användas för att dynamiskt utvärdera olika översvämningsincidenter och följa spridningen av vatten och/eller ånga genom reaktorbyggnaden. Dessutom kan de resulterande tryckförändringarna och värmegenereringen i reaktorbyggnaden också utvärderas. Modellen möjliggör koppling av den termohydrauliska reaktorbyggnadsmodellen med den befintliga kraftverkssystemmodellen för att holistiskt utvärdera kraftverkets respons på översvämningsrelaterade händelser.