The Effect of Load Follow Operation on Fuel Behaviour in Loviisa NPP

Työn tarkoituksena oli analysoida polttoainesauvojen käyttäytymistä Loviisan ydinvoimalaitoksen tehonsäätöajossa. Sähkömarkkinoiden vapautuminen Pohjoismaissa sekä tämän seurauksena vaihteleva sähkön markkinahinta ovat ajaneet sähkötuottajat tilanteeseen, jossa tuotanto aiempaa enemmän mukautuu markkinatilanteeseen. Näin ollen myös Loviisan ydinvoimalaitoksen osallistuminen sähkön tuotannon säätelyyn saattaa tulevaisuudessa olla ajankohtaista. Ennen kuin reaktorin tehonsäätöajoa voidaan alkaa toteuttaa, tulee varmistua siitä, että polttoainesauvassa tehonsäätöjen seurauksena tapahtuvat muutokset eivät aiheuta epäsuotuisia käyttäytymisilmiöitä. Työssä tarkastellaan kahden Loviisan ydinvoimalaitoksen polttoainetoimittajan, British Nuclear Fuels plc:n ja venäläisen TVEL:n ensinippujen polttoainesauvan käyttäytymistä tehonsäätötapauksissa. Työssä tarkastellut tehonsäätötapaukset on pyritty valitsemaan niin, että ne kuvaisivat tulevaisuudessa mahdollisesti toteutettavia tehonsäätöjä. Laskentatapauksien sauvatehohistoriat on generoitu HEXBU-3D sydänsimulaattoriohjelmalla lasketun nelivuotisen perustehohistorian pohjalta lisäämällä säätösauvan aiheuttama reaktoritehon muutos, säätösauvan viereisen polttoainenipun aksiaalitehon muutos sekä säätösauvan rakenteen aiheuttama paikallinen tehopiikki säätösauvan vieressä. Työssä tarkastellaan tehonsäätöjen toteuttamista eri tehotasoille ja vaihtelevilla määrillä tehonsäätösyklejä. Työssä käsitellyt laskentatapaukset on jaoteltu reaktorin ajotavan mukaan seuraavasti: peruskuorma-ajo, viikonloppusäätö ja päiväsäätö. Laskenta suoritettiin ydinpolttoaineen käyttäytymistä kuvaavaa ENIGMA-B 7.3.0 ohjelmaa apuna käyttäen. Laskelmien tulokset osoittavat, että molempien polttoainetoimittajien ensinippujen sauvat kestävät reaktorin tehonsäätöajoa rajoituksetta tarkastelluissa laskentatapauksissa. ENIGMA-ohjelman sisältämät mallit, jotka ennustavat polttoainesauvan suojakuoren vaurioitumistodennäköisyyden jännityskorroosion tai väsymismurtuman kautta, eivät näytä mitään merkkejä vaurioitumisesta. BNFL:n polttoainesauva saavuttaa kuitenkin suurempia väsymismurtumatodennäköisyyden arvoja. Tämä johtuu siitä, että polttoainepelletin ja suojakuoren välinen mekaaninen vuorovaikutus syntyy BNFL:n sauvassa aikaisemmin, joka taas johtaa suurempaan määrään sauvaa rasittavia muodonmuutoksia tehonnostotilanteissa. TVEL:n Zr1%Nb -materiaalista valmistetun suojakuoren käyttäytymistä ei voida kuitenkaan suoraan näiden laskujen perusteella arvioida, sillä ENIGMA-ohjelman mallit perustuvat Zircaloy-suojakuorimateriaaleilla suoritettuihin kokeisiin.

Two-phase flow measurements with spacer grid in a rod bundle geometry

Heat transfer effectiveness in nuclear rod bundles is of great importance to nuclear reactor safety and economics. An important design parameter is the Critical Heat Flux (CHF), which limits the transferred heat from the fuel to the coolant. The CHF is determined by flow behaviour, especially the turbulence created inside the fuel rod bundle. Adiabatic experiments can be used to characterize the flow behaviour separately from the heat transfer phenomena in diabatic flow. To enhance the turbulence, mixing vanes are attached to spacer grids, which hold the rods in place. The vanes either make the flow swirl around a single sub-channel or induce cross-mixing between adjacent sub-channels. In adiabatic two-phase conditions an important phenomenon that can be investigated is the effect of the spacer on canceling the lift force, which collects the small bubbles to the rod surfaces leading to decreased CHF in diabatic conditions and thus limits the reactor power. Computational Fluid Dynamics (CFD) can be used to simulate the flow numerically and to test how different spacer configurations affect the flow. Experimental data is needed to validate and verify the used CFD models. Especially the modeling of turbulence is challenging even for single-phase flow inside the complex sub-channel geometry. In two-phase flow other factors such as bubble dynamics further complicate the modeling. To investigate the spacer grid effect on two-phase flow, and to provide further experimental data for CFD validation, a series of experiments was run on an adiabatic sub-channel flow loop using a duct-type spacer grid with different configurations. Utilizing the wire-mesh sensor technology, the facility gives high resolution experimental data in both time and space. The experimental results indicate that the duct-type spacer grid is less effective in canceling the lift force effect than the egg-crate type spacer tested earlier.

Primääri-sekundäärivuodon tunnistaminen aktiivisuusmittauksin Loviisan voimalaitoksella

Diplomityössä tutkittiin Loviisan voimalaitoksen primääri- ja sekundääripiirin aktiivisuusmittausten kykyä tunnistaa pienet primääri-sekundäärivuodot. Tarkasteltavat primääri-sekundäärivuotojen suuruudet valittiin laitoksen hätätilanne- ja häiriönselvitysohjeiden mukaisesti. Vuodon vaikutuksia arvioitiin erilaisilla primäärijäähdytteen ominaisaktiivisuuksilla. Ominaisaktiivisuudet primääripiirissä määritettiin nuklidikohtaisesti erilaisille polttoainevuototapauksille. Työssä huomioitiin myös transienteissa mahdollisesti esiintyvä primääripiirin aktiivisuustasoa nostava spiking-ilmiö. Vuodon tarkempaa tunnistamista varten työssä laskettiin tarkasteltaville mittareille kalibrointikertoimet. Primääri-sekundäärivuoto mallinnettiin APROS-simulointiohjelmalla laitoksen eri käyttötiloissa ja kahdella eri vuotokoolla. Varsinainen aktiivisuuslaskenta suoritettiin SEKUN-ohjelmalla. Työssä tätä aktiivisuus- ja päästölaskentaohjelmaa muokattiin ohjelmoimalla siihen tarkasteltavat aktiivisuusmittaukset sekä primääripiirin puhdistus ja ulospuhallus. Laskelmien tuloksena saatiin arviot kunkin tarkasteltavana olleen aktiivisuusmittauksen soveltuvuudesta primääri-sekundäärivuodon tunnistamiseen erilaisissa polttoainevuototapauksissa ja reaktorin eri tehotasoilla. Häiriönselvitysohje I3:n käyttöönottoa edellyttävät vuotokoot määritettiin aktiivisuusmittausten havaitseman perusteella. Erityisesti kuumavalmiustilassa tapauksissa, joissa reaktorisydämessä oletetaan olevan tiiveytensä menettäneitä polttoainesauvoja, spikingin vaikutus jäähdytteiden aktiivisuuspitoisuuksiin ja mittaustuloksiin oli merkittävä. Niiltä osin, kuin tulokset käsittelevät ohjeissa vuodon tunnistamiseen käytettyjä aktiivisuusrajoja, tulokset osoittivat aktiivisuusrajat oikeiksi. Kuumavalmiudessa aktiivisuusmittausten mittausalueet saattavat joissakin tapauksissa rajoittaa primääri-sekundäärivuodon tunnistamista.

Modelling of a Hydrogen Catalytic Recombiner for Nuclear Power Plant Containment Studies; Case: Siemens FR90/1-150 Recombiner in TONUS OD Code

Ydinvoimalaitokset on suunniteltu ja rakennettu niin, että niillä on kyky selviytyä erilaisista käyttöhäiriöistä ja onnettomuuksista ilman laitoksen vahingoittumista sekä väestön ja ympäristön vaarantumista. On erittäin epätodennäköistä, että ydinvoimalaitosonnettomuus etenee reaktorisydämen vaurioitumiseen asti, minkä seurauksena sydänmateriaalien hapettuminen voi tuottaa vetyä. Jäädytyspiirin rikkoutumisen myötä vety saattaa kulkeutua ydinvoimalaitoksen suojarakennukseen, jossa se voi muodostaa palavan seoksen ilman hapen kanssa ja palaa tai jopa räjähtää. Vetypalosta aiheutuvat lämpötila- ja painekuormitukset vaarantavat suojarakennuksen eheyden ja suojarakennuksen sisällä olevien turvajärjestelmien toimivuuden, joten tehokas ja luotettava vedynhallintajärjestelmä on tarpeellinen. Passiivisia autokatalyyttisiä vetyrekombinaattoreita käytetäänyhä useammissa Euroopan ydinvoimaitoksissa vedynhallintaan. Nämä rekombinaattorit poistavat vetyä katalyyttisellä reaktiolla vedyn reagoidessa katalyytin pinnalla hapen kanssa muodostaen vesihöyryä. Rekombinaattorit ovat täysin passiivisiaeivätkä tarvitse ulkoista energiaa tai operaattoritoimintaa käynnistyäkseen taitoimiakseen. Rekombinaattoreiden käyttäytymisen tutkimisellatähdätään niiden toimivuuden selvittämiseen kaikissa mahdollisissa onnettomuustilanteissa, niiden suunnittelun optimoimiseen sekä niiden optimaalisen lukumäärän ja sijainnin määrittämiseen suojarakennuksessa. Suojarakennuksen mallintamiseen käytetään joko keskiarvoistavia ohjelmia (Lumped parameter (LP) code), moniulotteisia virtausmalliohjelmia (Computational Fluid Dynamics, CFD) tai näiden yhdistelmiä. Rekombinaattoreiden mallintaminen on toteutettu näissä ohjelmissa joko kokeellisella, teoreettisella tai yleisellä (eng. Global Approach) mallilla. Tämä diplomityö sisältää tulokset TONUS OD-ohjelman sisältämän Siemens FR90/1-150 rekombinaattorin mallin vedynkulutuksen tarkistuslaskuista ja TONUS OD-ohjelmalla suoritettujen laskujen tulokset Siemens rekombinaattoreiden vuorovaikutuksista. TONUS on CEA:n (Commissariat à 1'En¬ergie Atomique) kehittämä LP (OD) ja CFD -vetyanalyysiohjelma, jota käytetään vedyn jakautumisen, palamisenja detonaation mallintamiseen. TONUS:sta käytetään myös vedynpoiston mallintamiseen passiivisilla autokatalyyttisillä rekombinaattoreilla. Vedynkulutukseen vaikuttavat tekijät eroteltiin ja tutkittiin yksi kerrallaan. Rekombinaattoreiden vuorovaikutuksia tutkittaessa samaan tilavuuteen sijoitettiin eri kokoisia ja eri lukumäärä rekombinaattoreita. Siemens rekombinaattorimalli TONUS OD-ohjelmassa laskee vedynkulutuksen kuten oletettiin ja tulokset vahvistavat TONUS OD-ohjelman fysikaalisen laskennan luotettavuuden. Mahdollisia paikallisia jakautumia tutkitussa tilavuudessa ei voitu havaita LP-ohjelmalla, koska se käyttäälaskennassa suureiden tilavuuskeskiarvoja. Paikallisten jakautumien tutkintaan tarvitaan CFD -laskentaohjelma.

Numerical Modelling of Combustion and Emission Formation in a Diesel Engine with Different Fuel Injection Characteristics

Päästöjen vähentäminen on ollut viime vuosina tärkeässä osassa polttomoottoreita kehitettäessä.Monet viralliset tahot asettavat uusia tiukempia päästörajoituksia. Päästörajatovat tyypillisesti olleet tiukimmat autoteollisuuden valmistamille pienille nopeakäyntisille diesel-moottoreille, mutta viime aikoina paineita on kohdistunut myös suurempiin keskinopeisiin ja hidaskäyntisiin diesel-moottoreihin. Päästörajat ovat erilaisia riippuen moottorin tyypistä, käytetystä polttoaineesta ja paikasta missä moottoria käytetään johtuen erilaisista paikallisista laeista ja asetuksista. Eniten huomiota diesel-moottorin päästöissä täytyy kohdistaa typen oksideihin, savun muodostukseen sekä partikkeleihin. Laskennallisen virtausmekaniikan (CFD) avulla on hyvät mahdollisuudet tutkia diesel-moottorin sylinterissä tapahtuvia ilmiöitä palamisen aikana. CFD on hyödyllinen työkalu arvioitaessa moottorin suorituskykyä ja päästöjen muodostumista. CFD:llä on mahdollista testata erilaisten parametrien ja geometrioiden vaikutusta ilman kalliita moottorinkoeajoja. CFD:tä voidaan käyttää myös opetustarkoituksessa lisäämään paloprosessin tuntemusta. Tulevaisuudessa palamissimuloinnit CFD:llä tulevat epäilemättä olemaan tärkeä osa moottorin kehityksessä. Tässä diplomityössä on tehty palamissimuloinnit kahteen erilaisilla poittoaineenruiskutuslaitteistoilla varustettuun Wärtsilän keskinopeaan diesel-moottoriin. W46 moottorin ruiskutuslaitteisto on perinteinen mekaanisesti ohjattu pumppusuutin ja W46-CR moottorissa on elektronisesti ohjattu 'common rail' ruiskutuslaitteisto. Näiden moottorien ja käytössä olevien ruiskutusprofiilien lisäksi on simuloinneilla testattu erilaisia uusia ruiskutusprofiileja, jotta erityyppisten profiilien hyvät ja huonot ominaisuudet tulisivat selville. Matalalla kuormalla kiinnostuksen kohteena on nokipäästöjen muodostus ja täydellä kuormalla NOx-päästöjen muodostus ja polttoaineen kulutus. Simulointien tulokset osoittivat, että noen muodostusta matalalla kuormalla voidaan selvästi vähentää monivaiheisella ruiskutuksella, jossa yksi ruiskutusjakso jaetaan kahteen tai useampaan jaksoon. Erityisen tehokas noen vähentämisessä vaikuttaa olevan ns. jälkiruiskutus (post injection). Matalat NOx-päästöt ja hyvä polttoaineen kulutus täydellä kuormalla on mahdollista saavuttaaasteittain nostettavalla ruiskutusnopeudella.

Validation Studies of Thermal-hydraulic Code for Safety Analysis of Nuclear Power Plants

This thesis gives an overview of the validation process for thermal hydraulic system codes and it presents in more detail the assessment and validation of the French code CATHARE for VVER calculations. Three assessment cases are presented: loop seal clearing, core reflooding and flow in a horizontal steam generator. The experience gained during these assessment and validation calculations has been used to analyze the behavior of the horizontal steam generator and the natural circulation in the geometry of the Loviisa nuclear power plant. The cases presented are not exhaustive, but they give a good overview of the work performed by the personnel of Lappeenranta University of Technology (LUT). Large part of the work has been performed in co-operation with the CATHARE-team in Grenoble, France. The design of a Russian type pressurized water reactor, VVER, differs from that of a Western-type PWR. Most of thermal-hydraulic system codes are validated only for the Western-type PWRs. Thus, the codes should be assessed and validated also for VVER design in order to establish any weaknesses in the models. This information is needed before codes can be used for the safety analysis. Theresults of the assessment and validation calculations presented here show that the CATHARE code can be used also for the thermal-hydraulic safety studies for VVER type plants. However, some areas have been indicated which need to be reassessed after further experimental data become available. These areas are mostly connected to the horizontal stem generators, like condensation and phase separation in primary side tubes. The work presented in this thesis covers a large numberof the phenomena included in the CSNI code validation matrices for small and intermediate leaks and for transients. Also some of the phenomena included in the matrix for large break LOCAs are covered. The matrices for code validation for VVER applications should be used when future experimental programs are planned for code validation.

Effect of Noncondensable Gases on Circulation of Primary Coolant in Nuclear Power Plants in Abnormal Situations

The present study focuses on two effects of the presence of a noncondensable gas on the thermal-hydraulic behavior of thecoolant of the primary circuit of a nuclear reactor in the VVER-440 geometry inabnormal situations. First, steam condensation with the presence of air was studied in the horizontal tubes of the steam generator (SG) of the PACTEL test facility. The French thermal-hydraulic CATHARE code was used to study the heat transfer between the primary and secondary side in conditions derived from preliminary experiments performed by VTT using PACTEL. In natural circulation and single-phase vapor conditions, the injection of a volume of air, equivalent to the totalvolume of the primary side of the SG at the entrance of the hot collector, did not stop the heat transfer from the primary to the secondary side. The calculated results indicate that air is located in the second half-length (from the mid-length of the tubes to the cold collector) in all the tubes of the steam generator The hot collector remained full of steam during the transient. Secondly, the potential release of the nitrogen gas dissolved in the water of the accumulators of the emergency core coolant system of the Loviisa nuclear power plant (NPP) was investigated. The author implemented a model of the dissolution and release ofnitrogen gas in the CATHARE code; the model created by the CATHARE developers. In collaboration with VTT, an analytical experiment was performed with some components of PACTEL to determine, in particular, the value of the release time constant of the nitrogen gas in the depressurization conditions representative of the small and intermediate break transients postulated for the Loviisa NPP. Such transients, with simplified operating procedures, were calculated using the modified CATHARE code for various values of the release time constant used in the dissolution and release model. For the small breaks, nitrogen gas is trapped in thecollectors of the SGs in rather large proportions. There, the levels oscillate until the actuation of the low-pressure injection pumps (LPIS) that refill the primary circuit. In the case of the intermediate breaks, most of the nitrogen gas is expelled at the break and almost no nitrogen gas is trapped in the SGs. In comparison with the cases calculated without taking into account the release of nitrogen gas, the start of the LPIS is delayed by between 1 and 1.75 h. Applicability of the obtained results to the real safety conditions must take into accountthe real operating procedures used in the nuclear power plant.

PHOTOCATALYTIC OXIDATION OF AQUEOUS SOLUTIONS OF JET FUEL AND ICING INHIBITORS

The present paper is devoted to the results of experimental research undertaken into photocatalytical oxidation (PCO) of aqueous solutions of de-icing agents and aqueous extract of jet fuel. The report consists of introduction, literature review, description of materials and methods, discussion of results and conclusions. TiO2 was selected as a photocatalyst for the experiments with synthetic solutions of ethylene glycol, 2-ethoxyethanol and aqueous extract of jet fuel. To explain the PCO mechanisms affecting certain behaviour of de-icing agent under distinctive conditions, the following factors were studied: the impact of initial concentration of pollutant, the role of pH, the presence of tert-butanol as OH·-radicals scavenger and mineral admixtures. PCO under solar radiation performed in two ways: catalysed by irradiated TiO2 slurry or by TiO2 attached to buoyant hollow glass micro-spheres. Special attention was paid to the energy-saving PCO with reduced intensity mixing of the slurry. The effect of PCO was assessed by determination of residual chemical oxygen demand of solution (COD) and by measuring of concentration of glycols. The PCO process efficiency was assumed to be dependent on the TiO2 suspension fractional composition. Thus, the following effects of solutions’ media were viewed: presence of organic admixtures, pH influence, mixing mode during the PCO. The effects of mineral admixtures - Ca2+, Fe3+/2+, Mn2+, SO42- - that are often present in natural and wastewater systems or produced during the degradation of organic pollutants and which can affect the rate of PCO of de-icing agents, were also investigated.

CFD study of penetration and mixing of fuel in a circulating fluidized bed furnace

The aim of this thesis is to study the mixing of fuel and, also to some extent, the mixing of air in a circulating fluidized bed boiler. In the literature survey part of this thesis, a review is made of the previous experimental studies related to the fuel and air mixing in the circulating fluidized beds. In the simulation part of it the commercial computational fluid dynamics software (FLUENT) is used with the Eulerian multiphase model for studying the fuel mixing in the two and three-dimensional furnace geometries. The results of the three-dimensional simulations are promising and, therefore suggestions are made for the future simulations. The two-dimensional studies give new information of the effects of the fluidization velocity, fuel particle size and fuel density on the fuel mixing. However, the present results show that three-dimensional models produce more realistic representation of the circulating fluidized bed behavior.

Characterization Method for Comminution Behavior of Limestone and Fuel Ash in a Circulating Fluidized Bed Boiler

Työn tavoite oli kehittää karakterisointimenetelmät kalkkikiven ja polttoaineen tuhkan jauhautumisen ennustamiselle kiertoleijukattilan tulipesässä. Kiintoainekäyttäytymisen karakterisoinnilla ja mallintamisella voidaan tarkentaa tulipesän lämmönsiirron ja tuhkajaon ennustamista. Osittain kokeelliset karakterisointimenetelmät perustuvat kalkkikiven jauhautumiseen laboratoriokokoluokan leijutetussa kvartsiputkireaktorissa ja tuhkan jauhatumiseen rotaatiomyllyssä. Karakterisointimenetelmät ottavat huomioon eri-laiset toimintaolosuhteet kaupallisen kokoluokan kiertoleijukattiloissa. Menetelmät kelpoistettiin kaupallisen kokoluokan kiertoleijukattiloista mitattujen ja fraktioittaisella kiintoainemallilla mallinnettujen taseiden avulla. Kelpoistamistaseiden vähäisyydestä huolimatta karakterisointimenetelmät arvioitiin virhetarkastelujen perusteella järkeviksi. Karakterisointimenetelmien kehittämistä ja tarkentamista tullaan jatkamaan.

Nuclear magnetic resonance investigation of structure and dynamics of some electrolyte solutions

Electrolyte solutions are of importance in a wide range of scientific contexts and as such have attracted considerable theoretical and experimental effort over many years. Nuclear Magnetic resonance provides a precise and versatile tool for investigation of electrolyte solutions, both in water and in organic solvents. Many structural and dynamic properties can be obtained through NMR experiments. The solution of aluminum chloride in water was studied. Different concentrations were taken for investigation. Independence of maximum line shift from concentration and acidity was shown. Six-coordinated structure of solvation shell was confirmed by experiments on 'H and 27A1 nuclei. Diffusion coefficients were studied. The solution of nickel chloride in methanol was studied. Lines, corresponding to coordinated and bulk methanol were found. Four-, five- and six-coordinated structures were found in different temperatures. The line for coordinated -OD group of deuterated methanol was observed on 2H spectrum for the first time. Partial deuteration of CH3 group was detected. Inability to observe coordinated -OH group was explained.