Thermal-Hydraulic Studies on the Safety Of VVER-440 Type Nuclear Power Plants

This thesis includes several thermal hydraulic analyses related to the Loviisa WER 440 nuclear power plant units. The work consists of experimental studies, analysis of the experiments, analysis of some plant transits and development of a calculational model for calculation of boric acid concentrations in the reactor. In the first part of the thesis, in the case of won of boric acid solution behaviour during long term cooling period of LOCAs, experiments were performed in scaled down test facilities. The experimental data together with the results of RELAPS/MOD3 simulations were used to develop a model for calculations of boric acid concentrations in the reactor during LOCAs. The results of calculations showed that margins to critical concentrations that would lead to boric acid crystallization were large, both in the reactor core and in the lower plenum. This was mainly caused by the fact that water in the primary cooling circuit includes borax (Na)BsO,.IOHZO), which enters the reactor when ECC water is taken from the sump and greatly increases boric acid solubility in water. In the second part, in the case of simulation of horizontal steam generators, experiments were performed with PACTEL integral test loop to simulate loss of feedwater transients. The PACTEL experiments, as well as earlier REWET III natural circulation tests, were analyzed with RELAPS/MOD3 Version Sm5 code. The analysis showed that the code was capable of simulating the main events during the experiments. However, in the case of loss of secondary side feedwater the code was not completely capable to simulate steam superheating in the secondary side of the steam generators. The third part of the work consists of simulations of Loviisa VVER reactor pump trip transients with RELAPSlMODI Eur, RELAPS/MOD3 and CATHARE codes. All three codes were capable to simulate the two selected pump trip transients and no significant differences were found between the results of different codes. Comparison of the calculated results with the data measured in the Loviisa plant also showed good agreement.

VVER-440 Thermal Hydraulics as a Computer Code Validation Challenge

This thesis concentrates on the validation of a generic thermal hydraulic computer code TRACE under the challenges of the VVER-440 reactor type. The code capability to model the VVER-440 geometry and thermal hydraulic phenomena specific to this reactor design has been examined and demonstrated acceptable. The main challenge in VVER-440 thermal hydraulics appeared in the modelling of the horizontal steam generator. The major challenge here is not in the code physics or numerics but in the formulation of a representative nodalization structure. Another VVER-440 specialty, the hot leg loop seals, challenges the system codes functionally in general, but proved readily representable. Computer code models have to be validated against experiments to achieve confidence in code models. When new computer code is to be used for nuclear power plant safety analysis, it must first be validated against a large variety of different experiments. The validation process has to cover both the code itself and the code input. Uncertainties of different nature are identified in the different phases of the validation procedure and can even be quantified. This thesis presents a novel approach to the input model validation and uncertainty evaluation in the different stages of the computer code validation procedure. This thesis also demonstrates that in the safety analysis, there are inevitably significant uncertainties that are not statistically quantifiable; they need to be and can be addressed by other, less simplistic means, ultimately relying on the competence of the analysts and the capability of the community to support the experimental verification of analytical assumptions. This method completes essentially the commonly used uncertainty assessment methods, which are usually conducted using only statistical methods.

Syyskuussa 1964 Herra Ministerineuvoston Puheenjohtaja

Kirje

Diskussion

Entgegnung betreffend: Johanna Laakso Rezension über die Finnische Grammatik von Martin Putz // FUF 57 : 1-3, s. 440 -

Hybridilämmityksen vaikutus sähkön- ja lämmöntuotantoon

Tämän tutkimuksen tarkoituksena on selvittää kaukolämmityksen rinnalla käytettävän toisen lämmitysmuodon, tässä tapauksessa sähkölämmityksen, vaikutusta sähkön- ja lämmöntuotantoon. Tämä tutkimus liittyy ¿Kehittyvä kaukolämpö -hankkeen pilottiosaan. Hankkeen pilottiosassa tutkitaan hybridilämmityksen kannattavuutta ja vaikutuksia sekä kuluttajan että yhdyskunnan kannalta. Tämätutkimus jatkaa jo aikaisemmin tehtyä tutkimusta 'Hybridilämmityksen kustannusvaikutukset', jossa tutkittiin kaukolämmityksen taloudellisuutta kuluttajan kannalta elinkaarianalyysin avulla. Tämän tutkimuksen tarkoituksena on määrittää hybridilämmityksen niin taloudelliset kuin ympäristölliset vaikutukset yhdyskunnan kannalta. Yhdyskunnan osalta vaikutuksia tarkasteltiin referenssikaupungin avulla. Referenssikaupungin alkuarvot perustuvat jo aiemmin tähän pilottiosaan tehtyyn tutkimukseen 'Hybridilämmityksen kustannusvaikutukset'. Näitä arvoja hyväksi käyttäen referenssikaupungille perustettiin kaksi energian tuotantorakennemallia ja molemmille malleille kaksi eri skenaariota hybridilämmityksen kasvamisesta. Skenaarioissa otettiin huomioon myös päästökaupan vaikutukset. Molemmat skenaariot osoittivat päästökaupan vaikutukset mukaan luettuna, ettei sähkölämmityksen käyttäminen kaukolämmityksen ohella tuo ainoastaan yhdyskunnalle lisää tuotantokustannuksia, vaan se lisää myös päästöjä. Tulevaisuuden epävarmuutta analysoitiin herkkyysanalyysin avulla. Tutkimusta varten laadittiin tuontienergian ja kotimaisten polttoaineiden hinnoille kaksi skenaariota, joilla laskettiin vuositason tuotantokustannukset. Jokainen skenaario toi huomattavan lisän niin tuotantokustannuksiin kuin päästöihin. Eri skenaarioilla oli vaikutus kaukolämmön pysyvyyskäyrän muotoon ja näin myös voimalaitoksien käyttötunteihin. Laitoksien huipun käyttötunnit pienenevät ja tuotantokustannukset tuotettua energiayksikköä kohden kasvavat. Tapauksessa, jossa on edullista käyttää peruskuormalaitoksia mahdollisimman paljonvuoden aikana, hybridilämmityksen käyttäminen siirsi tilannetta päinvastaiseen suuntaan. Tämä suunta tarkoittaa sitä, että halpaa peruskuormatuotantoapitää korvata kalliimmalla ja enemmän päästöjä aiheuttavalla erillistuotannolla. Tämän tutkimuksen tulokset osoittavat, että mikäli sähkölämmityksen yleistyminen kaukolämmityksen rinnalla lisääntyy, aiheuttaa se yhdyskunnalle huomattavia lisäkustannuksia ja päästöjä. Yksi sähkölämmityksen käyttöä lisäävä tekijä on kuluttajien mielikuva. Kuluttajien mielikuva sähkölämmityksestä on, että se on asennuskustannuksiltaan edullinen ja helppo asentaa. Todellisuudessa sähkölämmityksen käyttäminen tuo odottamattomia lisäkustannuksia kuluttajille energiantuotantolaitoksien omien lisääntyvien tuotantokustannusten kautta. Nämä kustannukset voivat realisoitua esimerkiksi kohonneiden sähkön ja kaukolämmön energiamaksujen tai sähkön siirtomaksujen muodossa. Ainoastaan kuluttajien mielikuvien muuttamisella voidaan päästä yhdyskunnan kannalta taloudellisempaan ja ympäristöystävällisempään energiantuotantomalliin.

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.

Ydinvoimalaitoksen primääripiiriä kuvaavan PACTEL-koelaitteiston mallinnus ja kelpoistus APROS 5 simulointiympäristössä.

Ydinvoimalaitosten turvallisuusanalyysit tehdään nykyisin pääasiassa tietokoneohjelmistoilla. Turvallisuusanalyyseissä käytetyt ohjelmistot ja niillä tehdyt mallit pitää kelpoistaa, jotta mallilla saatuja tuloksia voidaan pitää luotettavina. PACTEL-koelaitteistolla tehdään turvallisuustutkimusta, joka palvelee erityisesti Loviisan VVER-440 -tyyppisiä voimalaitoksia. APROS-koodi kehitettiin Loviisan voimalaitoksen turvallisuusanalyysejä varten. Jotta APROS-koodi voitaisiin kelpoistaa rakennettiin PACTEL-koelaitteisto kokeellista termohydrauliikkatutkimusta varten. Koelaitteiston tuloksia käytettiin APROS ohjelmiston termohydraulisten mallien kehittämiseen. Vuonna 1999 aloitetun kansallisen FINNUS-projektin osatavoite on kehittää turvallisuustutkimuksissa käytettyjä tietokoneohjelmia, kuten APROSia. APROS on kehittynyt vuosien varrella niin laskenta-algoritmien kuin fysikaalisten mallienkin osalta. APROSiin oli kehitetty myös uusi käyttöliittymä GRADES, joka toimii Windows NT-ympäristössä. Diplomityön tavoitteena oli tehdä uudella GRADES-käyttöliittymällä uusi ja entistä tarkempi simulaatiomalli PACTEL-koelaitteistosta. Uusi simulaatiomalli kelpoistettiin kahden vanhan PACTEL-kokeen avulla, LOF-10 ja SBL-22. Laskentatuloksista voidaan päätellä laskeeko APROS oikein ja voidaanko APROSilla tehtyjä turvallisuusanalyysejä pitää luotettavina. Valmis kelpoistettu simulaatiomalli tuli VTT Energian kokeellisen lämpö- ja virtaustekniikan laboratorion käyttöön. Simulaatiomallilla voidaan laskea ja simuloida sekä vanhoja että uusia PACTEL-kokeita ja käyttää mallia tulevien PACTEL-kokeiden suunnitteluun.

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.

Biologisessa jätteenkäsittelyssä syntyvän lopputuotteen terminen kuivaus

Biologisessa jätteenkäsittelyssä syntyvää humusmassaa voidaan käyttää maanparannusaineena ja yleisenä lannoitusaineena. Termisellä kuivauksella saadaan humuksen kuiva-ainepitoisuutta nostettua mekaanisen kuivauksen jälkeen, jolloin sen tuotteistettavuus ja kuljetettavuus paranevat pienentyneen painon ja tilavuuden myötä. Kirjallisuusosassa on esitetty yleisiä termisen kuivauksen periaatteita sekä käsitelty lähemmin humuksen kuivausta. Lisäksi termisen kuivauksen hygienisoivaa vaikutusta on esitelty kirjallisuusosan lopussa. Tutkimusosassa luotiin tietokonepohjainen malli MK Protech Oy:n kehittämälle Traypack-kuivaimelle. Mallin luomisessa käytettiin apuna suoritettujen pilot-ajojen tuloksia sekä kirjallisuudesta saatuja tietoja. Malli sisältää kuivauksen aine- ja energiataseet sekä kuivaimen ja sen apulaitteiden mitoituksen. Sen lisäksi malli tulostaa erillisinä kokonaisuuksina prosessin laiteluettelon, investointikustannuslaskelman ja elinkaarianalyysin. Lisäksi tutkimusosassa laskettiin mallin avulla Rayongin kaupunkiin Thaimaahan rakenteilla olevan jätteenkäsittelylaitoksen tarpeeseen soveltuvan kuivaimen mitoitus- ja käyttötiedot sekä tarkasteltiin kuivaimen taloudellista kannattavuutta. Laitoksessa kuivataan 2080 kg/h kuiva-ainepitoisuudeltaan 30 % humusta loppukuiva-ainepitoisuuteen 50 %. Tarvittavaksi lämpötehoksi kuivaimeen saatiin 3,9 MW. Tästä 2,0 MW tarvitaan uutta systeemiin tuotavaa kuivauskaasua. Tällöin laitoksen investointikustannuksiksi saatiin 359 000 EUR. Laitoksen käyttökustannuksiksi saatiin 40 440 EUR vuodessa.

Prosessihyötysuhteen parantamiskohteiden kartoitus painevesireaktorityyppisessä ydinvoimalaitoksessa

Työn tavoitteena on kartoittaa painevesireaktorityyppisen ydinvoimalaitoksen prosessihyötysuhteen parantamiskohteita. Aluksi kirjallisuudesta etsitään hyötysuhteen parantamiskeinoja ideaalisessa höyryvoimalaitosprosessissa. Näistä valitaan sopivimmat tarkastelun kohteeksi todellisessa voimalaitoksessa: syöttöveden esilämmityksen tehostaminen väliottohöyryvirtausta kasvattamalla ja syöttöveden esilämmittimen lämmönsiirtopintaa lisäämällä. Tarkastelussa pyritään löytämään paras mahdollinen hyötysuhde väliottohöyrylinjojen putkikokoa sekä esilämmittimien putkien lukumäärää muuttamalla. Diskreetin optimoinnin iteraatioaskel määritetään hyötysuhteen osittaisderivaattojen avulla. Tehtäviä muutoksia simuloidaan APROS-simulointiohjelmalla, jossa käytetään Loviisan voimalaitoksesta tehtyä mallia VVER-440. Työssä havaittiin, että pelkkiä väliottohöyrylinjojen putkikokoja – ja massavirtaa – kasvattamalla Loviisan voimalaitoksen hyötysuhdetta voidaan parantaa parhaimmillaan 32,75%:sta 32,85%:iin. Syöttöveden esilämmittimien lämmönsiirtopintaa lisäämällä saadaan suurempi parannus hyötysuhteeseen: 32,75%:sta 32,99%:iin. Näissä tapauksissa muutettiin kaikkia väliottohöyrylinjoja tai syöttöveden esilämmittimien lämpöpintoja. Työssä tarkasteltiin myös joitakin pienempiä muutoskohteita, joista paras hyötysuhteen kasvu saatiin korkeapaine-esilämmittimien lämmönsiirtopintaa kasvattamalla sekä toisen väliottohöyrylinjan (RD12) ja sitä vastaavan syöttöveden esilämmittimen muutosten yhteisvaikutuksena.

USER'S GUIDE FOR ADVANCED PROCESS SIMULATION SOFTWARE APROS 5

Tässä diplomityössä tehtiin käyttäjän opas kehittyneelle prosessisimulointiohjelmistolle APROS 5. Opas on osa VTT Energialle tehtävää APROS 5 käyttäjän koulutuspakettia, joka julkaistaan myöhemmin CD-ROM -muotoisena. Prosessisimulointiohjelmistoa AAPROS 5 voidaan käyttää termohydraulisten prosessien, automaatiopiirien ja sähköjärjestelmien mallinnuksessa. Ohjelma sisältää myös neutroniikkamallin ydinreaktorin käyttäytymisen mallintamiseksi. APROS:in aikaisemmilla UNIX-ympäristössä toimivilla versioilla on toteutettu useita ydinvoimalaitosten turvallisuustutkimukseen liittyviä analyysejä ja sekä ydinvoimalaitosten että konventionaalisten voimalaitosten koulutussimulaattoreita. APROS 5 toimii Windows NT -ympäristössä ja on oleellisesti erilainen käyttää kuin aikaisemmat versiot. Tämän myötä syntyi tarve uudelle käyttäjän oppaalle. Käyttäjän oppaassa esitetään APROS 5:n tärkeimmät toiminnot, mallinnuksen periaatteet ja termohydraulisten ja neutroniikan ratkaisumallit. Lisäksi oppaassa esitetään esimerkki, jossa mallinnetaan yksinkertaistettu VVER-440 -tyyppisen ydinvoimalaitoksen primääripiiri. Yksityiskohtaisempaa tietoa ohjelmistosta on saatavilla APROS 5 -dokumentaatiosta.

Raja-arvoja lukemassa

Kirjallisuutta