Kevytvesireaktorin luonnonkierto ja stabiilius

Tässä työssä perehdytään luonnonkiertoon ja sen hyödyntämiseen ydinvoimalaitoksissa. Toisena aihekokonaisuutena työssä ovat ydinvoimalaitosten epästabiilit tilat, jotka ovat tyypillisiä etenkin luonnonkierron ja kaksifaasivirtauksen yhteydessä. Lopussa esitetään ydinvoimalaitoksen termohydrauliikan ja kaksifaasivirtauksen mallinnusta systeemikoo-deilla. Esimerkkinä on tehty laskenta luonnonkiertoreaktorin, ESBWR-reaktorin massavirran jakaumasta TRACE-systeemikoodilla.

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.

OL1 ja OL2 ydinvoimalaitosten termisten marginaalien manuaalinen määritys

Työn teoriaosuudessa perehdytään ydinvoimalaitoksiin OL1 ja OL2, lämmönsiirtoon kiehutusvesireaktorissa sekä dryout-ilmiön ja lineaaritehon marginaaleihin. Dryout-ilmiön ja lineaaritehon marginaalit ovat kiehutusvesireaktorin turvallisen käytön ja käytön suunnittelun kannalta keskeisiä lämmönsiirtoa polttoaineesta jäähdytteeseen kuvaavia marginaaleja. Tavoitteena ollut uuden manuaalisen laskentatavan kehitys reaktorin termisille marginaaleille käydään läpi vaihe vaiheelta. Uudessa laskentatavassa käytetään Simulate-3 sydänsimulaattoria ja tavallista Kriging-interpolointimenetelmää. Lisäksi uuden laskentatavan tarkkuutta tarkastellaan koko käyttöjakson ajalla sekä tehonmuutostilanteissa.

Laivareaktorit

Tässä kandidaatintyössä tarkastellaan laivojen voimanlähteenä käytettäviä ydinreaktoreita ja vertaillaan niiden ominaisuuksia maalla toimiviin reaktoreihin. Lisäksi käydään läpi laivareaktorien historiaa, reaktorin purkaminen ja muut mahdolliset käyttösovellukset. Työssä käytettiin pääasiassa siviilikäytössä olleiden reaktorien tietoja, koska sotilaskäytössä olleiden reaktorien tietoja ei ollut käytettävissä julkisesti saatavilla olevasta aineistosta.

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.

Development of an HTR-10 model in the Serpent reactor physics code

The use of exact coordinates of pebbles and fuel particles of pebble bed reactor modelling becoming possible in Monte Carlo reactor physics calculations is an important development step. This allows exact modelling of pebble bed reactors with realistic pebble beds without the placing of pebbles in regular lattices. In this study the multiplication coefficient of the HTR-10 pebble bed reactor is calculated with the Serpent reactor physics code and, using this multiplication coefficient, the amount of pebbles required for the critical load of the reactor. The multiplication coefficient is calculated using pebble beds produced with the discrete element method and three different material libraries in order to compare the results. The received results are lower than those from measured at the experimental reactor and somewhat lower than those gained with other codes in earlier studies.

Sulasuolareaktorit

Sulasuolareaktori on ydinreaktorityyppi, jota kehitettiin ensimmäisen kerran Yhdysvalloissa 1940-luvulta 1970-luvulle. Tänä aikana sulasuolatekniikkaa tutkittiin muun muassa kahden koereaktorin avulla. Vuosikymmenten hiljaiselon jälkeen kiinnostus konseptia kohtaan heräsi uudelleen 2000-luvun alussa, kun Generation IV International Forum asetti sulasuolareaktorin yhdeksi mahdolliseksi neljännen sukupolven ydinreaktorityypiksi. Sulasuolareaktori poikkeaa merkittävästi nykyisin käytössä olevista tehoreaktoreista, joiden käyttämä polttoaine on sijoitettu kiinteinä nippuina reaktorin sydämeen. Sulasuolareaktorissa polttoaine on liuotettu sulaan suolaseokseen, joka kiertää koko primääripiirissä. Suolaseos toimii siis sekä fissiilinä polttoaineena että lämmönsiirron väliaineena. Reaktorin sydämessä on hidastimena grafiittia, ja polttoainesuola saavuttaa kriittisyyden vain grafiittimoderaattorin läpi kulkiessaan. Sulasuolareaktoreihin sisältyy monia mielenkiintoisia ominaisuuksia, kuten polttoaineen käynninaikainen jälleenkäsittely sekä kevytvesireaktorien käytetyn polttoaineen kierrättäminen. Konseptin kehittäminen vaatii kuitenkin huomattavan määrän teoreettista ja kokeellista tutkimustyötä, joten sulasuolareaktoreita ei näillä näkymin odoteta olevan kaupallisessa tuotannossa vielä lähitulevaisuudessa.

Nopeat ydinreaktorit

Nopeat ydinreaktorit ovat toiminnaltaan polttoainetehokkaampia kuin nykyään laajalti käytössä olevat termiset reaktorit. Tehokkuus perustuu siihen, että nopeassa reaktorissa ei tapahdu neutronien hidastumista, jolloin ne pystyvät esimerkiksi muuntamaan luonnonuraania ja muita fertiilejä aineita fissiileiksi aineiksi. Koska reaktorissa ei saa olla hidastinta, nopea reaktori ei voi käyttää jäähdytteenään vettä, vaan on käytettävä jotain raskaampia ytimiä sisältävää jäähdytettä, kuten natriumia. Natriumin käyttö tuo mukanaan tiettyjä ongelmia, sillä se on erittäin reaktioherkkä ilman ja veden kanssa. Nopeita reaktoreita on tosin käytetty ja tutkittu jo yli 50 vuotta, ja käyttökokemusten perusteella on löydetty toimivia ratkaisuja natriumin ongelmiin. Nopean reaktorin tehokas käyttö vaatii suljetun polttoainekierron, jossa käytetystä polttoaineesta voidaan valmistaa uutta polttoainetta joko nopealle tai termiselle reaktorille. Suljetun polttoainekierron infrastruktuuri on tosin hyvin kallista, joten sen käyttöönotto on kannattavaa lähinnä infrastruktuurin jo omaavissa maissa, kuten esimerkiksi Venäjällä. Nopeaa ja kevytvesireaktoria vertaillessa tulee esille tiettyjä yhtäläisyyksiä, erityisesti säteilyturvallisuuteen ja ydinturvallisuuteen liittyvissä asioissa. Suurimmat eroavaisuudet reaktorityyppien välillä nähdään polttoainetaloudessa ja jätehuollossa.

Pienet modulaariset ydinreaktorit

Tämän opinnäytetyön tavoitteena oli selvittää millaisia pieniä modulaarisia ydinvoimaloita (SMR engl. small modular reactor) on suunnitteilla ja miten pienet modulaariset kevytvesireaktorit eroavat toisen ja kolmannen sukupolven kevytvesilaitoksista. Työ tehtiin perehtymällä kirjallisuuslähteisiin ja erityisesti IAEA:n julkaisuihin ja raportteihin. SMR-laitosten suurin eroavaisuus verrattuna perinteisiin kevytvesilaitoksiin on lisääntynyt passiivinen turvallisuus. Ne voidaan suunnitella siten, ettei sähköä tai operaattoria tarvita reaktorin turvallisuuden varmistamiseksi. Lisäksi useissa SMR-reaktoreissa primääripiiri on integroitu painesäiliön sisään, mikä aiheuttaa uudenlaisia vaatimuksia reaktorisydämelle ja höyrystimille. Pienten modulaaristen voimaloiden etuina on niiden soveltuvuus pieniin sähköverkkoihin ja vaikeasti tavoitettavien alueiden energiantuotantoon. Sähköntuotannon lisäksi niitä voidaan käyttää myös lämmöntuotantoon, mikä parantaa laitosten kokonaishyötysuhdetta merkittävästi. Lisäksi SMR-laitosten erilainen kustannusrakenne tekee niistä houkuttelevan vaihtoehdon suurille ydinvoimalaitoksille, sillä pienemmät investointikustannukset alentavat sijoittajien riskejä. Lyhyemmän rakennusajan johdosta SMR-voimalat alkavat myös tuottaa voittoa suuria laitoksia nopeammalla aikataululla.