新型核电站
- 材料创新：VTT 研究了氧化物弥散强化 (ODS) 合金和陶瓷复合材料等新型材料，以支持未来核电站的设计、选择和资格认证。研究结果表明，这些材料具有良好的抗蠕变性能，可用于设计未来反应堆，例如钠冷 ASTRID 和铅冷 MYRRHA 反应堆。
- 材料测试和未来反应堆概念的设计规则：VTT 制定了 15/15Ti 不锈钢燃料包壳材料的蠕变数据，并开发了新的蠕变疲劳评估方法。研究结果表明，现有的设计规则过于保守，需要进一步发展。
- 高温和辐射损伤对核反应堆芯组件的协同影响：VTT 建立了材料表征能力，以研究不同燃料替代品和抗事故燃料 (ATF) 包壳材料在正常运行和事故条件下的微观结构和氧化行为。研究结果表明，这些材料在事故条件下表现出良好的性能，可用于提高现有和未来核电站的安全性。
- 钢-混凝土模块化结构在核电站中的应用：VTT 开发了钢-混凝土 (SC) 模块化结构的实验和数值研究计划，以支持其设计规则的开发。研究结果表明，SC 结构具有良好的经济效益，可用于降低核电站建设成本。
- 超临界水反应堆 (SCWR) 燃料资格测试设施材料资格：VTT 对用于 SCWR 燃料资格测试设施的候选材料进行了腐蚀测试，并确定了最佳材料组合。研究结果表明，AISI 316L 钢是 SCWR 燃料资格测试设施的最佳选择。
- 评估结构完整性 under 软和硬冲击：VTT 建立了一个冲击测试装置，以评估材料和结构的弹性。该装置可用于研究飞机坠毁等不同类型的冲击，并为核电站建筑物的结构安全提供数据。
- 燃料包壳降解机制的交互建模：VTT 开发了新的燃料包壳降解模型，并通过实验数据进行了验证。研究结果表明，这些模型可用于提高未来核电站的安全性。
- 小型、安全且可持续的模块化反应堆 (SMR)：VTT 评估了 selected LWR 类型 SMR 设计的安全性，并确定了 VTT 可以协助客户解决的关键问题。研究结果表明，SMR 具有改善被动安全性和降低初始投资成本的潜力。
- Apros 小型模块化反应堆建模：VTT 开发了 Apros 代码的改进功能，以用于 SMR 的安全分析。该代码可以模拟螺旋形线圈蒸汽发生器等复杂几何形状，并为 SMR 的安全分析提供可靠的参考解决方案。
- 现代高温材料的热蠕变研究以及测试设备的开发：VTT 研究了用于抗事故燃料包壳的候选材料的蠕变性能，并开发了先进的测试设备。研究结果表明，这些材料具有良好的抗蠕变性能，可用于提高未来核电站的安全性。
- 地震概率风险评估程序：VTT 开发了一个地震概率风险评估程序，以满足芬兰监管机构的要求。该程序包括地震危险性分析、建筑模型、地震易损性分析和概率风险评估。
现有核电站
- Jules Horowitz 材料测试反应堆 - 芬兰实物贡献：VTT 与法国 CEA 合作，为 Jules Horowitz Reactor (JHR) 设计和开发了非破坏性核检验 (NDE) 系统。VTT 还设计并制造了一个在线机械加载装置，以研究反应堆核心条件下的材料变形。
- 通过弥补环境疲劳评估中的空白来提高核电站的安全性：VTT 与欧洲 16 个研究机构合作，研究了不锈钢材料的环境辅助疲劳 (EAF) 降解机制。研究结果表明，这些材料在 LWR 环境中表现出良好的抗疲劳性能。
- 在线电化学测量系统与核电站二回路相应的热水力条件：VTT 开发了一个高温高压水循环，并配备了电化学测量部分，以研究核电站二回路中的腐蚀问题。该系统可用于研究蒸汽发生器等关键部件的腐蚀行为。
- 改进对核结构材料中辐射效应的理解：VTT 研究了反应堆压力容器 (RPV) 和 RPV 内部构件的退化机制，并使用先进的表征技术获得了新的数据。研究结果表明，这些数据可用于改进现有的预测模型，并提高核电站的长期可靠性和安全性。
- 检测核电站 containment 材料的衰老及其对 Level 2 概率风险评估的影响：VTT 研究了核电站 containment 结构的衰老问题，并开发了新的模型来模拟材料性能和钢筋混凝土的衰老。研究结果表明，这些模型可用于提高核电站的长期可靠性和安全性。
- 有缺陷构件的应力强度因子和泄漏概率计算：VTT 开发了 VTTBESIM 软件，用于计算有缺陷构件的应力强度因子和泄漏概率。该软件可用于支持核电站管道系统的机械设计和材料选择。
- 相控阵超声检测异种金属焊接头的建模和应用：VTT 开发了新的模型来模拟相控阵超声检测 (PAUT) 异种金属焊接头的行为。该模型可用于提高核电站部件检测的可靠性和效率。
- 非破坏性测试建模方法：VTT 开发了新的非破坏性测试 (NDT) 建模方法，以支持核电站部件的检测和评估。该方法可用于提高 NDT 的可靠性和效率。
- 核多物理场计算方法：VTT 开发了新的计算方法，用于核反应堆芯物理的高保真耦合建模。该方法可用于提高核反应堆安全分析的可信度。
- 被动和主动系统用于严重事故源项缓解：VTT 开发了一种新的系统，用于在核电站严重事故中过滤气态碘和碘含量颗粒。该系统可有效缓解放射性物质的释放，并提高核电站的安全性。
- 反应堆内熔体保留 (IVMR) 严重事故策略：VTT 评估了 IVMR 策略在高功率反应堆中的适用性，并开发了新的分析方法。研究结果表明，IVMR 策略可有效提高核电站的严重事故安全性。
- 欧洲严重事故管理代码 (ASTEC)：VTT 改进了 ASTEC 代码，以提高其对严重事故中碘行为和堆芯损坏可接受性的模拟能力。该代码可用于提高核电站严重事故分析的可靠性。
- 通过运行维护检查 (ISI) 减少风险：VTT 开发了新的方法来评估 ISI 对核电站管道系统风险降低的影响。该方法可用于支持核电站的长期运行和寿命延长。
- 提高概率安全评估的准确性和在决策中的应用：VTT 改进了概率安全评估 (PSA) 方法，以提高其对核电站事故的预测能力。该方法可用于支持核电站的设计和运行，并提高核电站的安全性。
- 在整个核电站生命周期中管理安全文化：VTT 开发了 Design for Integrated Safety Culture (DISC) 模型，以支持核电站整个生命周期中的安全文化评估和发展。该模型可用于提高核电站的安全性，并降低事故风险。
- 大型核电站项目设计、施工、安装和调试阶段的安全文化挑战：VTT 识别了大型核电站项目在不同生命周期阶段的安全文化挑战，并提出了相应的解决方案。该研究有助于提高核电站项目的安全性和可靠性。
- 增强安全关键行业中的组织弹性：VTT 开发了新的方法来增强安全关键行业中的组织弹性。该方法可用于帮助组织应对复杂和不可预测的商业环境，并提高其安全性和效率。
- 核电站运行培训评估和发展：VTT 评估了核电站运行培训的有效性，并开发了新的培训方法。该方法可用于提高核电站操作人员的技能和知识，并降低事故风险。
- 复杂项目中的管理原则和安全文化：VTT 开发了新的理论框架和实用指南，以支持复杂核电站项目的安全管理。该方法可用于提高核电站项目的安全性和可靠性。
聚变能
- 清除等离子体-facing 部件中的氚燃料：VTT 开发了一种新的清洁系统，用于清除未来聚变装置中等离子体-facing 部件中的氚燃料。该系统可有效提高聚变装置的安全性和效率。
- 聚变材料表面分析技术：VTT 使用先进的表面分析技术研究了聚变材料的行为。研究结果表明，这些技术可用于提高聚变装置的性能和可靠性。
- 聚变反应堆中中子学应用：VTT 将聚变相关的特征和能力纳入其 Serpent 中子输运计算代码中。该代码可用于模拟聚变反应堆的中子输运过程，并为聚变反应堆的设计和运行提供重要的数据。
- 支持 ITER 远程维护操作远程诊断系统 (RDS) 的远程诊断系统开发：VTT 开发了 RDS，以支持 ITER 远程维护操作。该系统可为 ITER 维护人员提供灵活的诊断工具，并提高维护操作的效率和可靠性。
- ITER 聚变反应堆远程操作连接器 (RHC) 概念的开发：VTT 开发了 RHC 概念，以支持 ITER 聚变反应堆的维护操作。该连接器可用于连接不同的维护设备，并提高维护操作的效率和可靠性。
废弃处理
- FiR 1 研究反应堆的退役：VTT 正在进行 FiR 1 研究反应堆的退役工作，这是芬兰第一个退役的核设施。VTT 正在应用其专业知识，以确保反应堆的安全退役。
- 核退役能力需求研究：VTT 进行了一项市场研究，以确定核退役市场的需求。研究结果表明，核退役市场具有巨大的商业潜力，VTT 具有参与该市场的独特能力。
- 放射性废物管理：VTT 研究了放射性废物的管理和处置问题，并开发了新的技术和方法。这些技术和方法可用于提高放射性废物的管理和处置效率，并降低其对环境和人类健康的风险。
国家研究计划总结
- VTT 对芬兰核电站安全研究计划 (SAFIR2018) 的贡献：VTT 积极参与了 SAFIR2018 计划，并在所有研究领域做出了重要贡献。该计划旨在提高核电站的安全性，并确保其安全运行。
- VTT 对芬兰核废物管理研究计划 (KYT2018) 的贡献：VTT 积极参与了 KYT2018 计划，并协调了整个研究计划。该计划旨在提高核废物的管理和处置效率，并降低其对环境和人类健康的风险。
