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 One scenario where all the control rods are extracted and get stuck and another scenario where all the rods are fully withdrawn, increasing power, temperature and pressure, triggering the pressurizer pressure relief system.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.

Ett problem vid byggandet av nya kärnkraftverk för elproduktion är de stora investeringskostnaderna samt den långa tiden det att få tillstånd för en reaktor och bygga den. Nyligen färdigställdes den tredje reaktorn vid Olkiluoto I Finland, den tog 18 år att färdigställa exklusive tiden att få tillstånd för reaktorn. Små modulära kärnkraftsreaktorer, SMR är mindre reaktorer med en lägre elektrisk effekt har föreslagits vara en lösning på problemet. Det behövs inte lika stora investeringar för att uppföra en reaktor och de ska också gå snabbare att bygga. Det finns flera fördelar med SMR, de kommer att tillverkas i fabriker vilket minskar konstruktionstiden. Samma reaktormodell behöver bara ett tillstånd för licensering medan stora reaktorer som byggs idag behöver ett nytt för varje reaktor. Det är dessutom billigare att serieproducera reaktorer då kostnaden går ned för varje producerad reaktor. De flesta reaktorer idag använder lättvatten som en moderator och för att kyla ned reaktorn, reaktorerna kallas för lätt vatten reaktorer, LWR. Det finns två vanliga designer, en där vatten kokas inuti reaktorn och driver sedan en turbin, reaktorn kallas för kokvattenreaktor, BWR. Den andra vanliga reaktordesignen är tryckvattenreaktorn, PWR där det är ett högre tryck som gör att vattnet inte kokar i reaktorn, i stället kokar det varma vattnet från reaktorn vatten i en sekundär vattenloop i en ånggenerator. Det är ångan i sekundär loopen som sedan driver turbinen. Det finns även flera reaktorkoncept som inte använder lättvatten. De SMR koncept som är närmast att påbörja konstruktion är alla LWR eftersom det är där den största erfarenheten från tidigare reaktordesigner finns. Genom att undersöka sju SMR koncept, sex PWR och en BWR är bilden att många är väldigt lika reaktorerna som finns idag, däremot så har många tagit bort komplicerade system och infört passiva säkerhetssystem som bland annat naturlig cirkulation för att få en passiv kylning. Materialen som används är också material som tidigare har används. En av de föreslagna förenklingarna är borttagandet av en löst neutronabsorbent i PWR reaktorer, i stället ska kontroll stavar och neutron gift i bränslet användas i en större grad. Den vanligaste neutronabsorbenten som används i lösning är borsyra eftersom bor har ett högt neutrontvärsnitt. Användandet av borsyra i reaktorn leder till lägre pH vilket ökar korrosionen, borsyran påverkar även radiolysen av vatten. I det här arbetet har hastighetskonstanten för reaktionen mellan borsyra och hydroxylradikalen som bildas genom radiolys av vatten undersökts. I experimenten användes coumarin-3-karboxylsyra som en radikalinfångare för att studera reaktionshastigheten genom tävlingskinetik. Den hydroxylerade produkten som bildas har detekterats genom fluorescens. Hastighetskonstanten mättes till 1.25 ∙ 106 M-1 s-1 vilket är högre än tidigare litteraturvärden. Skillnaden kan delvis förklaras genom närvaron av motbasen till borsyra, borat samt trimeren tetraborat som bildas vid höga koncentrationer av borsyra. / One problem with building new nuclear reactors for electricity production is the large investment costs and the long time needed for permissions and construction. Most recently is the Olkiluoto nuclear power plant in Finland where a third reactor was built, it took 18 years to finalize the reactor, and this is not including the time of handling the licencing application. Small modular nuclear reactors, SMR which is a smaller reactor with a reduced effect has been proposed to reduce the cost of investment and the time it takes from license application to finalized reactor. The SMR reactors have many advantages. It will be fabricated in factories reducing the time of construction, since reactor units are the same, the same reactor design only needs one licencing for all reactors. Compared to large reactors built today, where every single reactor needs a new licencing. Smaller reactors lead to shorter construction times and lower investment. It is also less expensive to produce reactors in series where the cost per unit decreases for every unit produced. Most reactors in operation today use light water as a moderator and coolant and are called light water reactors, LWR. Two designs are common, one where the water is boiled in the reactor and goes directly to the turbine, this reactor is called a boiling water reactor, BWR. The other common reactor is a pressurized water reactor, PWR where a higher pressure does not allow the water to boil. Instead, it is heated and boils water in a steam generator that then turns the turbine blades. There are other reactor concepts which do not use light water as a moderator and coolant, The SMR concepts that are the closest to construction are all LWR because it is where most experience from previous reactor designs is. By investigating seven SMR reactor concepts, six PWR and one BWR, it was concluded that they are similar to reactors operating today, but with some simplification and passive safety systems like natural circulation for many of them. The materials that will be used are also materials that have previously been used. One of the simplifications for several of the reactor concepts is the removal of a soluble neutron absorber in PWR reactors and instead, the use of control rods and burnable neutron poison to a larger extent. The soluble neutron absorber is usually boric acid which has a high neutron cross-section. The use of boric acid will reduce the pH in the reactor which increases corrosion, and it also affects the radiolysis of water. This work has investigated the rate constant for the reaction of boric acid with hydroxyl radicals formed in the radiolysis of water. In the experiments, coumarin-3-carboxylic acid was used as a probe to study the reaction rate using competition kinetics. The hydroxylated product formed has been detected using fluorescence. The rate constant measured was 1.25 ∙ 106 M-1 s-1 which is higher than previous literature values. Some of the discrepancies could be explained by the presence of the counter base, borate and the tetraborate that is formed at high concentrations.