Modelling of the PWR PACTEL vertical steam generator with the TRACE code

The behavior of the nuclear power plants must be known in all operational situations. Thermal hydraulics computer applications are used to simulate the behavior of the plants. The computer applications must be validated before they can be used reliably. The simulation results are compared against the experimental results. In this thesis a model of the PWR PACTEL steam generator was prepared with the TRAC/RELAP Advanced Computational Engine computer application. The simulation results can be compared against the results of the Advanced Process Simulator analysis software in future. Development of the model of the PWR PACTEL vertical steam generator is introduced in this thesis. Loss of feedwater transient simulation examples were carried out with the model.

Suunnitellun alas- ja ylösajon todennäköisyysperustainen riskianalyysi ydinvoimalaitokselle

Työssä tehtiin ydinvoimalaitoksen suunnitellun alas- ja ylösajon todennäköisyysperus-tainen riskianalyysi. Suunnitellun alasajon analyysi sisälsi Teollisuuden Voima Oyj:n käyttämän vanhan PRA-mallin päivityksen ja laajentamisen. Ylösajon analyysiä varten kehitettiin kokonaan uusi malli. Diplomityöselostuksen alussa on yleinen katsaus luotettavuustekniikan käsitteisiin, pe-rusperiaatteisiin ja työkaluihin. Sitten on esitelty laitostekniikkaa tärkeimpien alas- ja ylösajoihin osallistuvien järjestelmien osalta. Myös normaalit alas- ja ylösajotoimenpi-teet on kuvattu. Yleisen teoriaosuuden jälkeen on keskitytty uusien mallien muodosta-miseen. Työssä käytetyt oletukset ja arviot on esitelty perusteluineen. Uudet tapahtuma- ja vikapuut sekä niiden perusteella lasketut sydänvaurioriskit johtopäätöksineen on käy-ty läpi selostuksen lopussa. Alkutapahtumataajuuksien määrittäminen tehtiin vikapuiden avulla, joissa huomioitiin komponenttivikojen, inhimillisten virheiden ja ulkoisten tekijöiden vaikutus. Aiemmin alkutapahtumat oli määritetty pääasiassa käyttöhistorian perusteella. Uusi määrittelytapa antaa eri vikaantumistapojen välille paremman kuvan niiden keskinäisestä merkitykses-tä sekä paremman päivitettävyyden laitosmuutosten yhteydessä. Mallien avulla voidaan laskea alas- ja ylösajon merkitys kokonaissydänvauriotaajuuteen entistä yksityiskohtaisemmin. Tuloksia voidaan myös hyödyntää laitosten vikatilanteis-sa, kun vertaillaan jatketun käytön ja mahdollisten korjaustöiden vaatiman alas- ja ylösajon riskejä. Uusien mallien antamat tulokset laskivat vain hieman kokonaissydän-vauriotaajuutta, mutta merkittävästi alasajon vaikutusta siihen. Ylösajosta aiheutuva riskinlisä oli noin puolet alasajon riskistä.

Ydinvoimalaitoksen vuosihuoltoajankohdan optimointi

Viimeaikoina ydinvoima on ollut vahvasti esillä mediassa. Keskustelut lisäydinvoimasta, sähköntuotantomuodoista, Olkiluodon kolmannen ydinvoimalaitosyksikön rakennustöistä, sähkön kulutuksen tulevaisuudesta ja nykyisestä taloustilanteesta ovat vaikuttaneet tarpeeseen tutkia sähkön tuotantokustannuksia ydinvoiman osalta. Tutkimuksessa keskitytään erityisesti ydinvoimalaitosyksiköiden vuosihuolto- ja polttoainekustannuksiin, jotka muodostavat suurimman suunnitellun yksittäisen kustannuserän ydinvoiman käyttöön liittyen. Työ tehdään Teollisuuden Voima Oyj:lle, joka pääsääntöisesti toimii Eurajoen Olkiluodossa. Työssä optimoidaan jokaiselle Olkiluodon ydinvoimalaitosyksikölle mahdollisimman edullinen vuosihuoltoajankohta. Optimaalisin ajankohta määrittyy edullisimman sähkön hinnan, ihanteellisimman käyttöjakson pituuden sekä resurssien saatavuuden perusteella. Ydinvoimalaitosyksiköiden vuosihuoltoajankohdat suunnitellaan siten, että vuosihuollot ovat kokonaisuudessaan ja laitosyksikkökohtaisesti optimaaliset. Työn lopputuloksena on esitys Olkiluodon ydinvoimalaitosyksiköiden optimaalisista vuosihuoltoajankohdista. Työn tuloksien myötä Teollisuuden Voima Oyj:llä on mahdollisuus pienentää vuosihuoltokustannuksiaan ja osaltaan vaikuttaa ydinvoimalla tuotetun sähkön kannattavuuteen. Vuosihuoltoajankohdan optimointi palvelee myös Teollisuuden Voima Oyj:n osakkaiden vaatimuksia.

Osaamisen hallinta suurissa muutosprojekteissa

Ydinvoimatoiminta on muuta teollisuustoimintaa huomattavasti säädellympi alue, missä organisaatioiden riittävä osaaminen on ydinturvallisuuden kannalta tärkeää. Tästä syystä osaamisen riittävyyden takaamiseksi panostetaan tinkimättömästi. Etenkin prosessi- ja turvajärjestelmiin tehtävät muutos- modernisointityöt luovat haasteita organisaatioiden nykyosaamiselle, koska muutosten hallinta edellyttää organisaatioilta jatkuvaa oppimista ja osaamisen kehittämistä. Fortum Power & Heat Oy:n omistamalla ydinvoimalaitoksella käynnistettiin vuoden 2005 alussa laaja automaatiouusintaan tähtäävä projekti. Järjestelmien kokonaistoimittajaksi oli valittu ranskalais-saksalainen Areva NP GmbH – Siemens AG – konsortio. Konsortion kokonaistoimitukseen kuuluu automaatiojärjestelmien uusimisen lisäksi myösydinvoimalaitoksen henkilöstön kouluttaminen. Loviisa ydinvoimalaitoksen käyttöluvan haltijana Fortum Power & Heat Oy on kokonaisvastuullinen ydinvoimalaitoksen toiminnasta. Täten myös henkilöstön riittävä osaaminen ja pätevyys ovat Fortumin vastuulla. Toimittajan järjestämien koulutustilaisuuksien avulla hankittu uusi osaaminen on havaittu riittämättömäksi. Tämän on koettu johtuvan osittain teoriaan painottuvasta koulutusmateriaalista ja myös siitä, että käytännön tarjoamiin koulutustilaisuuksiin kuten esimerkiksi osallistuminen suunnittelutyöhön ei ole hakeuduttu. Lisäksi koulutus kaipaa kokonaisuudessaan kehittämistä. Tästä johtuen ydinvoimalaitosten muutostöihin liittyvän henkilöstön osaamisen ja pätevyyden selvittämiseksi käynnistettiin tämä tutkimus. Tutkimuksessa on tunnistettu useita sellaisia kehityskohteita, joita tehostamalla on mahdollista kehittää automaatioylläpitoryhmän osaamista. Lisäksi on esitetty menettelytapoja ja käytäntöjä, joilla ylläpidon koulutusta on mahdollista tehostaa. Tutkimuksen tuotokset toimivat suuntaviivoina organisaation kehittämisen toteutukselle.

Irtokappaleiden hallinnan nykytila ja kehittäminen Loviisan voimalaitoksella

Ydinvoimateollisuudessa irtokappaleella tarkoitetaan prosessiin kuulumatonta materiaalia, joka ei luonnostaan kuulu prosessiin ja jolla prosessiin jäädessään voi olla haitallinen vaikutus sen toimintaan, komponentteihin tai kemiaan. Irtokappaleet voivat aiheuttaa monenlaisia haittoja ydinvoimalaitoksen turvalliselle ja taloudelliselle käytölle. Vaikka ydinvoimalaitoksen käytössä turvallisuus on aina etusijalla, negatiiviset vaikutukset turvallisuuteen heijastuvat usein myös talouteen. Diplomityössä arvioitiin erilaisia irtokappaleiden aiheuttamia riskejä ydinvoimalan toiminnalle käyttötapahtumia analysoimalla. Erilaisiin tapahtumiin, niiden aiheuttajiin ja vaikutusmekanismeihin tutustumisen jälkeen tutkittiin Loviisan voimalaitoksen käyttämiä toimintatapoja irtokappaleiden hallitsemiseksi. Irtokappaleiden hallintaan pyritään sekä hallinnollisilla että käytännön menetelmillä. Hallinnollisia menetelmiä ovat esimerkiksi ohjeistojärjestelmä ja johtaminen, käytännön menettelytapoja esimerkiksi työtavat ja koulutus. Irtokappaleiden hallinnan menetelmiin tutustuttiin sekä tehoajolla että vuosihuollon aikana. Nykytilan arvioinnin perusteella esitettiin toimenpide-ehdotuksia irtokappaleiden hallinnan kehittämiseksi. Toimenpide-ehdotukset muodostettiin sekä korjaamaan havaittuja haavoittuvuuksia että kehittämään toimintaa kansainvälisesti hyviksi tunnistettujen käytäntöjen mukaisiksi.

Automaatiolaitteiden elinkaaren hallinta ydinvoimalaitoksessa

Diplomityön tavoitteena on selvittää automaatiolaitteiden elinkaaren hallintaa ottaen huomioon ydinvoimalaitoksessa toimimisen erityispiirteet. Elinkaaren hallinnan tavoitteena on laitoksen korkean turvallisuuden ja käyttökertoimen varmistaminen. Työssä käydään läpi elinkaaren vaiheita käyttäen esimerkkinä turbiinilaitoksen automaation modernisointiprojektia. Diplomityö alkaa katsauksella ydinenergia-alan viranomaisiin, säännöksiin sekä menetelmiin, joilla ydinturvallisuus varmistetaan. Työssä otetaan selvää, millaisissa tehtävissä automaatiolaitteet ja –järjestelmät ydinvoimalaitoksissa toimivat ja millä perusteilla ne kelpoistetaan käyttötarkoitukseensa. Työssä pyritään lisäksi kartoittamaan ydinvoimala-alan tarpeita erilaisilleautomaatiotekniikkaan liittyville palveluille. Esiin nousivat etenkin haasteet ohjelmistoversioiden hallinnassa.

Introduktionen av kärnkraften i Finland

Finlands industri har av tradition varit starkt energikrävande. Träförädlingsindustrin, som fick sin egentliga start i medlet på 1800-talet, använde stora mängder energi liksom metallförädlingsföretagen i ett senare skede. Krigstiden med sin energiransonering visade handgripligen för allmänheten liksom för specialisterna att en tillräcklig tillgång till energi är ett livsvillkor för vår industri och därmed för vårt land. Efterkrigstiden kännetecknades av en allt snabbare utbyggnad av den på vatten- och ångkraft baserade elkraftskapaciteten, en utbyggnad som den inhemska verkstadsindustrin i stor utsträckning deltog i. Men redan på 1950-talet var vattenkraften till stor del utbyggd, varför den privata såväl som den statliga sektorns intresse allt mera inriktade sig på den speciellt i USA favoriserade atomenergin. Efter fördjupade studier i kärnfysik och kärnteknik vid the International School of Nuclear Science and Engineering i USA deltog författaren av dessa rader intensivt (först som Ahlströmanställd och senare som VD för Finnatom) i den utvecklingsverksamhet inom det kärntekniska området som inte bara elproducenterna utan även verkstadsindustrin i vårt land genomförde. Det var därför naturligt för mig att som objekt för min doktorsavhandling välja introduktionen av kärnkraften i Finland med speciell fokus på den inhemska verkstadsindustrins roll. Jag ställde följande forskningsfrågor: a. När och hur skedde introduktionen av kärnkraften i Finland? b. Vilka var orsakerna till och resultatet av denna introduktion? c. Vilken var den inhemska verkstadsindustrins roll? Ett grundligt studium av litteraturen inklusive mötesprotokoll och tidningsreferat samt personligen genomförda intervjuer med ett trettiotal av de verkliga aktörerna i den långa och komplicerade introduktionsprocessen ledde till en teori, vars riktighet jag anser mig ha kunnat bevisa. Den inhemska verkstadsindustrins roll var synnerligen central. Dess representanter lyckades, bl.a. refererande till erfarenheterna från utbyggnaden av vatten- och ångkraften liksom till byggandet av den underkritiska milan YXP samt forskningsreaktorn TRIGA, övertyga beslutsfattarna om att den besatt nödig kompetens för att kompensera den kompetensbrist som kunde iakttas inom vissa områden hos den sovjetiska kärnkraftverksleverantören. De inhemska leveranserna påverkade även driftsresultatet, speciellt i fallet Lovisa, i positiv riktning. Introduktionsprocessen, som omfattade tiden från slutet av 1950-talet till början på 1980-talet, beskrevs, noterande bl.a. J. W. Creswells anvisningar, i detalj i avhandlingen. Introduktionen fick som resultat konkurrenskraftig elkraft, impuls till start av nya företag, exempelvis Nokia Elektronik, liksom en klar höjning av den tekniska nivån hos vår industri, inkluderande kärnteknisk tillverkning i stor skala. Katastrofen i Tjernobyl i slutet av april 1986 innebar emellertid att utvecklingen tog en paus på ett par decennier. Erfarenheterna från introduktionsfasen kan förhoppningsvis utnyttjas till fullo nu, när utbyggnaden av kärnkraften återupptagits i vårt land.

Lämmön ja säteilyn yhteisvaikutukset sähkökaapeleiden ikääntymisessä

Tässä työssä käydään lyhyesti läpi sähkökaapeleiden haurastumisilmiöt säteilyn ja lämmön osalta, näiden yhteisvaikutus kaapelimateriaaleihin sekä yleisimpien ydinvoimalaitoksilla käytettävien kaapeleiden ominaisuuksia. Työssä esitellään myös kaapeleiden kelpoistukseen käytettäviä menetelmiä sekä maailmalla tehtyjä tutkimuksia.

APROS model validation in case of fast transients in a boiling water reactor

This Master´s thesis investigates the performance of the Olkiluoto 1 and 2 APROS model in case of fast transients. The thesis includes a general description of the Olkiluoto 1 and 2 nuclear power plants and of the most important safety systems. The theoretical background of the APROS code as well as the scope and the content of the Olkiluoto 1 and 2 APROS model are also described. The event sequences of the anticipated operation transients considered in the thesis are presented in detail as they will form the basis for the analysis of the APROS calculation results. The calculated fast operational transient situations comprise loss-of-load cases and two cases related to a inadvertent closure of one main steam isolation valve. As part of the thesis work, the inaccurate initial data values found in the original 1-D reactor core model were corrected. The input data needed for the creation of a more accurate 3-D core model were defined. The analysis of the APROS calculation results showed that while the main results were in good accordance with the measured plant data, also differences were detected. These differences were found to be caused by deficiencies and uncertainties related to the calculation model. According to the results the reactor core and the feedwater systems cause most of the differences between the calculated and measured values. Based on these findings, it will be possible to develop the APROS model further to make it a reliable and accurate tool for the analysis of the operational transients and possible plant modifications.

Epävarmuustarkastelun soveltaminen deterministisissä turvallisuusanalyyseissä

Tässä diplomityössä esitetään selvitys käytössä olevista deterministisistä turvallisuusanalyysimenetelmistä. Deterministisillä turvallisuusanalyyseillä arvioidaan ydinvoimalaitosten turvallisuutta eri käyttötilojen aikana. Voimalaitoksen turvallisuusjärjestelmät mitoitetaan deterministisen turvallisuusanalyysin tulosten perusteella. Deterministiset turvallisuusanalyysit voidaan laatia konservatiivista tai tilastollista menetelmää käyttäen. Konservatiivinen menetelmä pyrkii mallintamaan tarkasteltavan tilanteen siten, että laitoksen todellinen käyttäytyminen on hyvällä varmuudella lievempää kuin analyysitulos. Konservatiivisessa menetelmässä analyysin epävarmuudet huomioidaan konservatiivisilla oletuksilla. Tilastollinen menetelmä perustuu parhaan arvion menetelmään eli pyrkimykseen mallintaa laitoksen käyttäytyminen mahdollisimman todenmukaisesti. Tilastollisessa menetelmässä analyysin epävarmuudet määritetään systemaattisesti tilastomatematiikan keinoin. Työssä painotetaan tilastollisen analyysin epävarmuuksien määritykseen käytettäviä epävarmuustarkastelumenetelmiä. Diplomityön laskennallisessa osassa vertaillaan deterministisen turvallisuusanalyysin laadintaan käytettäviä menetelmiä termohydraulisen turvallisuusanalyysiesimerkin laskennan kautta. Laskennassa tarkasteltavana onnettomuutena on Olkiluoto 3-laitosyksikössä tapahtuva primäärijäähdytepiirin putkikatkosta aiheutuva jäähdytteenmenetysonnettomuus. Lasketun esimerkkitapauksen perusteella tilastollista ja konservatiivista menetelmää voidaan pitää vaihtoehtoisina turvallisuusanalyysin laadintaan. Molemmat analyysit tuottivat hyväksyttäviä ja toisilleen verrannollisia tuloksia, joiden suuruusluokka on sama.

Vuosihuollon aikainen käyttöturvallisuus

Tässä työssä on tarkasteltu Suomessa käytössä olevien ydinvoimalaitosten vuosihuoltojen aikaista käyttöturvallisuutta yleisesti sekä arvioitu voimayhtiöiden vuosihuoltojen aikaisten häiriö- ja hätätilanteiden varalta laatimien ohjeiden kattavuutta. Kattavuuden arviointi suoritettiin tarkastelemalla seisokkitiloja käsitteleviä todennäköisyysperusteista riskianalyysia (PRA), lopullista turvallisuusselostetta (FSAR) ja turvallisuusteknisiä käyttöehtoja (TTKE). PRA:n mukaan Olkiluodon 1 ja 2 laitosyksiköiden sydänvauriotaajuudesta noin 25 % liittyy vuosihuollon aikaisiin alkutapahtumiin. Loviisan laitosyksiköillä vastaava osuus on noin 61 %. Merkittävimmät vuosihuoltojen aikaiset alkutapahtumat sydänvaurioriskin kannalta olivat Olkiluodossa tulipalot, jäähdytteen menetykset ja jälkilämmön poiston menetykset sekä Loviisassa raskaan taakan pudotukset, booripitoisuuden laimeneminen ja öljyonnettomuudet. Saatujen tulosten perusteella voitiin todeta, että voimayhtiöiden laatimat häiriö- ja hätätilanneohjeet olivat pääosiltaan asianmukaiset ja ne kattoivat hyvin erilaiset seisokin aikaiset alkutapahtumat. Tarkastelun perusteella tehtiin ohjeistoon muutamia parannusehdotuksia. Seisokkitiloja koskevat TTKE ja FSAR havaittiin asianmukaisiksi molemmilla tarkastelluilla laitoksilla.

Licensing Model Development for Small Modular Reactors (SMRs) - Focusing on the Finnish Regulatory Framework

Recently, Small Modular Reactors (SMRs) have attracted increased public discussion. While large nuclear power plant new build projects are facing challenges, the focus of attention is turning to small modular reactors. One particular project challenge arises in the area of nuclear licensing, which plays a significant role in new build projects affecting their quality as well as costs and schedules. This dissertation - positioned in the field of nuclear engineering but also with a significant section in the field of systems engineering - examines the nuclear licensing processes and their suitability for the characteristics of SMRs. The study investigates the licensing processes in selected countries, as well as other safety critical industry fields. Viewing the licensing processes and their separate licensing steps in terms of SMRs, the study adopts two different analysis theories for review and comparison. The primary data consists of a literature review, semi-structured interviews, and questionnaire responses concerning licensing processes and practices. The result of the study is a recommendation for a new, optimized licensing process for SMRs. The most important SMR-specific feature, in terms of licensing, is the modularity of the design. Here the modularity indicates multi-module SMR designs, which creates new challenges in the licensing process. As this study focuses on Finland, the main features of the new licensing process are adapted to the current Finnish licensing process, aiming to achieve the main benefits with minimal modifications to the current process. The application of the new licensing process is developed using Systems Engineering, Requirements Management, and Project Management practices and tools. Nuclear licensing includes a large amount of data and documentation which needs to be managed in a suitable manner throughout the new build project and then during the whole life cycle of the nuclear power plant. To enable a smooth licensing process and therefore ensure the success of the new build nuclear power plant project, management processes and practices play a significant role. This study contributes to the theoretical understanding of how licensing processes are structured and how they are put into action in practice. The findings clarify the suitability of different licensing processes and their selected licensing steps for SMR licensing. The results combine the most suitable licensing steps into a new licensing process for SMRs. The results are also extended to the concept of licensing management practices and tools.

Ydinvoimalaitosten syöttövesipumput

Tässä kandidaatintyössä perehdyttiin ydinvoimalaitosten syöttövesipumppujen rakenteeseen ja erityispiirteisiin. Työssä on esitelty aluksi syöttövesipumppujen yleistä rakennetta ja niihin liittyvää teoriaa. Omina osa-alueinaan on käsitelty syöttövesipumppujen rakennetta, valinta- ja mitoitusperusteita, voimanlähteitä sekä kavitoinnin estämiseen käytettäviä menetelmiä. Ydinvoimalaitosten osalta on esitelty kiehutus- ja painevesilaitosten vesi-höyry-kiertopiirien toimintaperiaate sekä syöttövesipumppujen rooli näissä laitoksissa. Ydinvoimalaitosten syöttövesipumppujen teknisiä erityispiirteitä on esitelty omassa kappaleessaan sekä vertailtu eri valmistajien pumppumalleja keskenään. Lopussa on luotu katsaus suomalaisissa ydinvoimalaitoksissa Loviisassa ja Olkiluodossa käytössä oleviin syöttövesipumppuihin ja syöttövesijärjestelmiin. Rakenteen osalta ydinvoimalaitosten syöttövesipumput poikkeavat tavanomaisissa voimalaitoksissa käytetyistä pumpuista siinä, että ydinvoimalaitosten syöttövesipumput ovat yleensä yksiportaisia alhaisempien nostokorkeuksien vuoksi. Syöttövesipumppujen tehtävänä ydinvoimalaitoksissa on höyryn- ja edelleen energiantuotannon mahdollistamisen lisäksi myös reaktorin tai primääripiirin jäähdyttäminen.

Ydinvoimalaitosten vesikemia ja korroosionesto

Ydinvoimalaitosten vesikemian optimointi ja korroosionesto on välttämätöntä laitosten taloudellisen ja turvallisen käytön kannalta. Eri laitoksiin liittyvää vesikemiaa ja järjestelmissä havaittavia korroosion muotoja on tutkittu laajasti ja tutkitaan yhä edelleen. Monien prosessien ymmärtäminen vaatii usean eri tieteenalan osaamista, kuten kemiantekniikan, energiatekniikan sekä materiaalitekniikan. Tässä työssä kerrotaan yksinkertaistaen vesikemiaan ja korroosioon liittyviä prosesseja ja reaktioita. Työssä käsitellään kevytvettä jäähdytteenä sekä moderaattorina käyttävien ydinvoimalaitosten eri korroosiomuotoja sekä säteilyn vaikutusta näihin suoraan tai vesikemian kautta. Työssä kerrotaan korroosio- ja aktivoitumistuotteiden muodostumisesta ja kulkeutumisesta sekä näiden tuotteiden vaikutuksista laitosten toimintaan. Korroosion ja materiaalien aktivoitumisen pohjalta tarkastellaan kattavasti ydinvoimalaitosten tyypillisimpiä vesikemian muokkauskeinoja sekä korroosionhallintaa. Tärkeimpiin asioihin syvennytään hieman lähemmin. Tarkastelun kohteena ovat eniten käytetyt ydinvoimalaitokset, eli länsimaiset paine- ja kiehutusvesilaitokset sekä venäläisvalmisteiset VVER-laitokset. Tarkoituksena on ollut luoda tiivis tietopaketti opiskelijoiden käyttöön muun opintomateriaalin tueksi.

CO2:n adsorptio Loviisan voimalaitoksen päästöilmasta 14C-päästöjen määrittämiseksi

Tämän kandidaatintyön tavoitteena oli selvittää mahdollisuuksia 14C:n kemiallisten muotojen eriyttämiseen käyttäen Loviisan voimalaitoksella olemassa olevaa näytteenkeräyslaitteistoa. Lisäksi tarkoituksena oli selvittää parhaiten tähän käyttötarkoitukseen soveltuva zeoliittityyppiä tyypeistä 4A, 5A ja 13X. Työn kirjallisessa osassa käsitellään ydinvoimalaitoksen C14-päästöjä keskittyen pääosin Loviisan VVER-laitokseen. Adsorption osalta esitellään kaupallisesti käytettyjä adsorptiomateriaaleja ja paneudutaan adsorptioon fysikaalisena ja kemiallisena ilmiönä. Lisäksi esitellään kahden desorptiomenetelmän perusperiaatteet. Kirjallisen osan lopussa kootaan tutkimukseen vaikuttavia tekijöitä ja esitellään aiemmin käytössä ollut näytteenkeräyslaitteisto. Kokeellisessa osassa esitellään työssä käytetyt laitteistot. Lisäksi on kuvattu mittausten suoritus nestetuikelaskurilla. Tämän jälkeen työssä esitellään mittaustuloksien käsittely ja näin saadut tulokset.