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.

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.

Modeling of Pressurizer Using APROS and TRACE Thermal Hydraulic Codes

Diplomityön tavoitteena on paineistimen yksityiskohtainen mallintaminen APROS- ja TRACE- termohydrauliikkaohjelmistoja käyttäen. Rakennetut paineistinmallit testattiin vertaamalla laskentatuloksia paineistimen täyttymistä, tyhjentymistä ja ruiskutusta käsittelevistä erilliskokeista saatuun mittausdataan. Tutkimuksen päätavoitteena on APROSin paineistinmallin validoiminen käyttäen vertailuaineistona PACTEL ATWS-koesarjan sopivia paineistinkokeita sekä MIT Pressurizer- ja Neptunus- erilliskokeita. Lisäksi rakennettiin malli Loviisan ydinvoimalaitoksen paineistimesta, jota käytettiin turbiinitrippitransientin simulointiin tarkoituksena selvittää mahdolliset voimalaitoksen ja koelaitteistojen mittakaavaerosta johtuvat vaikutukset APROSin paineistinlaskentaan. Kokeiden simuloinnissa testattiin erilaisia noodituksia ja mallinnusvaihtoehtoja, kuten entalpian ensimmäisen ja toisen kertaluvun diskretisointia, ja APROSin sekä TRACEn antamia tuloksia vertailtiin kattavasti toisiinsa. APROSin paineistinmallin lämmönsiirtokorrelaatioissa havaittiin merkittävä puute ja laskentatuloksiin saatiin huomattava parannus ottamalla käyttöön uusi seinämälauhtumismalli. Työssä tehdyt TRACE-simulaatiot ovat osa United States Nuclear Regulatory Commissionin kansainvälistä CAMP-koodinkehitys-ja validointiohjelmaa.

Large Break Blowdown Test Facility Study

Työn tarkoituksena on kerätä yhteen tiedot kaikista maailmalta löytyvistä ison LOCA:n ulospuhallusvaiheen tutkimiseen käytetyistä koelaitteistoista. Työn tarkoituksena on myös antaa pohjaa päätökselle, onko tarpeellista rakentaa uusi koelaitteisto nesterakenne-vuorovaikutuskoodien laskennan validoimista varten. Ennen varsinaisen koelaitteiston rakentamista olisi tarkoituksenmukaista myös rakentaa pienempi pilottikoelaitteisto, jolla voitaisiin testata käytettäviä mittausmenetelmiä. Sopivaa mittausdataa tarvitaan uusien CFD-koodien ja rakenneanalyysikoodien kytketyn laskennan validoimisessa. Näitä koodeja voidaan käyttää esimerkiksi arvioitaessa reaktorin sisäosien rakenteellista kestävyyttä ison LOCA:n ulospuhallusvaiheen aikana. Raportti keskittyy maailmalta löytyviin koelaitteistoihin, uuden koelaitteiston suunnitteluperusteisiin sekä aiheeseen liittyviin yleisiin asioihin. Raportti ei korvaa olemassa olevia validointimatriiseja, mutta sitä voi käyttää apuna etsittäessä validointitarkoituksiin sopivaa ison LOCA:n ulospuhallusvaiheen koelaitteistoa.

Aukko-osuuden mittausmenetelmien kartoitus PWR PACTEL -koelaitteiston pystyhöyrystimen sekundääripuolella

Diplomityössä kartoitetaan mahdollisuuksia aukko-osuuden mittaamiseksi ydinvoimalaitosta mallintavan PWR PACTEL -koelaitteiston pystyhöyrystimen sekundääripuolella. Työ on toteutettu osana kansallista SAFIR2014-ydinturvallisuustutkimusohjelmaa. Diplomityön tavoitteena on löytää kustannuksiltaan mahdollisimman järkevä ja toimiva menetelmä aukko-osuuden määrittämiseksi. Aukko-osuuden mittaaminen on tärkeää sekundääripuolen kaksifaasivirtauksen käyttäytymisen paremman tuntemuksen lisäämiseksi. Aukko-osuusmittausdataa tarvitaan muun muassa laskentakoodien validointiin. Diplomityössä perehdytään kaksifaasivirtauksen ja aukko-osuuden fysiikkaan sekä esitellään erityyppisiä aukko-osuuden mittausmenetelmiä. Kunkin mittausmenetelmän soveltuvuutta PWR PACTEL -koelaitteistoon arvioidaan erikseen. Aukko-osuuden mittaaminen höyrystimen sekundääripuolella osoittautuu käytännössä erittäin hankalaksi. Pääasiassa tämä johtuu höyrystimen rakenteesta sekä mittausmenetelmien korkeista kustannuksista. Tämän vuoksi työssä tarkastellaan myös edellytyksiä aukko-osuuden mittaamiselle erillisessä höyrystintä mallintavassa koelaitteistossa. Mikäli aukko-osuutta haluttaisiin mitata erilliskoelaitteistossa, tulisi höyrystinmallin rakennetta, materiaaleja tai kiertoainetta muuttaa PWR PACTELin höyrystimeen verrattuna.

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.

Design and validation of stateful composite RESTful web services

A web service is a software system that provides a machine-processable interface to the other machines over the network using different Internet protocols. They are being increasingly used in the industry in order to automate different tasks and offer services to a wider audience. The REST architectural style aims at producing scalable and extensible web services using technologies that play well with the existing tools and infrastructure of the web. It provides a uniform set of operation that can be used to invoke a CRUD interface (create, retrieve, update and delete) of a web service. The stateless behavior of the service interface requires that every request to a resource is independent of the previous ones facilitating scalability. Automated systems, e.g., hotel reservation systems, provide advanced scenarios for stateful services that require a certain sequence of requests that must be followed in order to fulfill the service goals. Designing and developing such services for advanced scenarios with REST constraints require rigorous approaches that are capable of creating web services that can be trusted for their behavior. Systems that can be trusted for their behavior can be termed as dependable systems. This thesis presents an integrated design, analysis and validation approach that facilitates the service developer to create dependable and stateful REST web services. The main contribution of this thesis is that we provide a novel model-driven methodology to design behavioral REST web service interfaces and their compositions. The behavioral interfaces provide information on what methods can be invoked on a service and the pre- and post-conditions of these methods. The methodology uses Unified Modeling Language (UML), as the modeling language, which has a wide user base and has mature tools that are continuously evolving. We have used UML class diagram and UML state machine diagram with additional design constraints to provide resource and behavioral models, respectively, for designing REST web service interfaces. These service design models serve as a specification document and the information presented in them have manifold applications. The service design models also contain information about the time and domain requirements of the service that can help in requirement traceability which is an important part of our approach. Requirement traceability helps in capturing faults in the design models and other elements of software development environment by tracing back and forth the unfulfilled requirements of the service. The information about service actors is also included in the design models which is required for authenticating the service requests by authorized actors since not all types of users have access to all the resources. In addition, following our design approach, the service developer can ensure that the designed web service interfaces will be REST compliant. The second contribution of this thesis is consistency analysis of the behavioral REST interfaces. To overcome the inconsistency problem and design errors in our service models, we have used semantic technologies. The REST interfaces are represented in web ontology language, OWL2, that can be part of the semantic web. These interfaces are used with OWL 2 reasoners to check unsatisfiable concepts which result in implementations that fail. This work is fully automated thanks to the implemented translation tool and the existing OWL 2 reasoners. The third contribution of this thesis is the verification and validation of REST web services. We have used model checking techniques with UPPAAL model checker for this purpose. The timed automata of UML based service design models are generated with our transformation tool that are verified for their basic characteristics like deadlock freedom, liveness, reachability and safety. The implementation of a web service is tested using a black-box testing approach. Test cases are generated from the UPPAAL timed automata and using the online testing tool, UPPAAL TRON, the service implementation is validated at runtime against its specifications. Requirement traceability is also addressed in our validation approach with which we can see what service goals are met and trace back the unfulfilled service goals to detect the faults in the design models. A final contribution of the thesis is an implementation of behavioral REST interfaces and service monitors from the service design models. The partial code generation tool creates code skeletons of REST web services with method pre and post-conditions. The preconditions of methods constrain the user to invoke the stateful REST service under the right conditions and the post condition constraint the service developer to implement the right functionality. The details of the methods can be manually inserted by the developer as required. We do not target complete automation because we focus only on the interface aspects of the web service. The applicability of the approach is demonstrated with a pedagogical example of a hotel room booking service and a relatively complex worked example of holiday booking service taken from the industrial context. The former example presents a simple explanation of the approach and the later worked example shows how stateful and timed web services offering complex scenarios and involving other web services can be constructed using our approach.

Clinical Learning Environment and Supervision. Development and Validation of the CLES Evaluation Scale

The purpose of the study is: (1) to describe how nursing students' experienced their clinical learning environment and the supervision given by staff nurses working in hospital settings; and (2) to develop and test an evaluation scale of Clinical Learning Environment and Supervision (CLES). The study has been carried out in different phases. The pilot study (n=163) explored the association between the characteristics of a ward and its evaluation as a learning environment by students. The second version of research instrument (which was developed by the results of this pilot study) were tested by an expert panel (n=9 nurse teachers) and test-retest group formed by student nurses (n=38). After this evaluative phase, the CLES was formed as the basic research instrument for this study and it was tested with the Finnish main sample (n=416). In this phase, a concurrent validity instrument (Dunn & Burnett 1995) was used to confirm the validation process of CLES. The international comparative study was made by comparing the Finnish main sample with a British sample (n=142). The international comparative study was necessary for two reasons. In the instrument developing process, there is a need to test the new instrument in some other nursing culture. Other reason for comparative international study is the reflecting the impact of open employment markets in the European Union (EU) on the need to evaluate and to integrate EU health care educational systems. The results showed that the individualised supervision system is the most used supervision model and the supervisory relationship with personal mentor is the most meaningful single element of supervision evaluated by nursing students. The ward atmosphere and the management style of ward manager are the most important environmental factors of the clinical ward. The study integrates two theoretical elements - learning environment and supervision - in developing a preliminary theoretical model. The comparative international study showed that, Finnish students were more satisfied and evaluated their clinical placements and supervision with higher scores than students in the United Kingdom (UK). The difference between groups was statistical highly significant (p= 0.000). In the UK, clinical placements were longer but students met their nurse teachers less frequently than students in Finland. Arrangements for supervision were similar. This research process has produced the evaluation scale (CLES), which can be used in research and quality assessments of clinical learning environment and supervision in Finland and in the UK. CLES consists of 27 items and it is sub-divided into five sub-dimensions. Cronbach's alpha coefficient varied from high 0.94 to marginal 0.73. CLES is a compact evaluation scale and user-friendliness makes it suitable for continuing evaluation.

Experimental thermal hydraulic studies on the enhancement of safety of LWRs

The safe use of nuclear power plants (NPPs) requires a deep understanding of the functioning of physical processes and systems involved. Studies on thermal hydraulics have been carried out in various separate effects and integral test facilities at Lappeenranta University of Technology (LUT) either to ensure the functioning of safety systems of light water reactors (LWR) or to produce validation data for the computer codes used in safety analyses of NPPs. Several examples of safety studies on thermal hydraulics of the nuclear power plants are discussed. Studies are related to the physical phenomena existing in different processes in NPPs, such as rewetting of the fuel rods, emergency core cooling (ECC), natural circulation, small break loss-of-coolant accidents (SBLOCA), non-condensable gas release and transport, and passive safety systems. Studies on both VVER and advanced light water reactor (ALWR) systems are included. The set of cases include separate effects tests for understanding and modeling a single physical phenomenon, separate effects tests to study the behavior of a NPP component or a single system, and integral tests to study the behavior of the whole system. In the studies following steps can be found, not necessarily in the same study. Experimental studies as such have provided solutions to existing design problems. Experimental data have been created to validate a single model in a computer code. Validated models are used in various transient analyses of scaled facilities or NPPs. Integral test data are used to validate the computer codes as whole, to see how the implemented models work together in a code. In the final stage test results from the facilities are transferred to the NPP scale using computer codes. Some of the experiments have confirmed the expected behavior of the system or procedure to be studied; in some experiments there have been certain unexpected phenomena that have caused changes to the original design to avoid the recognized problems. This is the main motivation for experimental studies on thermal hydraulics of the NPP safety systems. Naturally the behavior of the new system designs have to be checked with experiments, but also the existing designs, if they are applied in the conditions that differ from what they were originally designed for. New procedures for existing reactors and new safety related systems have been developed for new nuclear power plant concepts. New experiments have been continuously needed.

Automating The User Interface Implementation Process by Code Generation

3G-radioverkon asetusten hallinnointi suoritetaan säätämällä radioverkkotietokantaan talletettavia parametreja. Hallinnointiohjelmistossa tuhannetradioverkon parametrit näkyvät käyttöliittymäkomponentteina, joita ohjelmiston kehityskaaressa jatkuvasti lisätään, muutetaan ja poistetaan asiakkaan tarpeidenmukaan. Parametrien lisäämisen toteutusprosessi on ohjelmistokehittäjälle työlästä ja mekaanista. Diplomityön tavoitteeksi asetettiin kehittää koodigeneraattori, joka luo kaiken toteutusprosessissa tuotetun koodin automaattisesti niistä määrittelyistä, jotka ovat nykyäänkin saatavilla. Työssä kehitetty generaattori nopeuttaa ohjelmoijan työtä eliminoimalla yhden aikaa vievän ja mekaanisen työvaiheen. Seurauksena saadaan yhtenäisempää ohjelmistokoodia ja säästetään yrityksen ohjelmistotuotannon kuluissa, kun ohjelmoijan taito voidaan keskittää vaativimpiin tehtäviin.

APROS code benchmarking inboiling water reactor accident analyses

Diplomityö käsittelee kiehutusvesilaitosten transienttien ja onnettomuuksien analysointia APROS-ohjelmiston avulla. Työ on tehty Teollisuuden Voima Oy:n (TVO) Olkiluoto 1 ja 2 laitosyksiköiden mallin pohjalta. Raportissa esitetään ohjelmiston käyttämiä yhtälöitäja laskentamalleja yleisellä tasolla. Työssä esitellään laitoksen yleispiirteet turvallisuustoimintoineen ja kuvataan ohjelmaan suureksi osaksi aiemmin luotua laskentamallia. Työssä on luetteloitu voimassa olevatlisensiointianalyysit, joiden joukosta on valittu laskentatapauksia ohjelmiston suorituskyvyn arviointia varten. Lisäksi työhön on valittu laskentatapauksia muilla kuin lisensointiin käytetyillä ohjelmilla lasketuista analyyseistä. Lisäksi on suoritettu vertailulaskuja konservatiivisen ja realistisen mallin erojen esille saamiseksi. Laskentatapauksia ovat mm. ylipainetransientti, jäähdytteen menetysonnettomuus ja oletettavissa oleva käyttöhäiriö, jossa pikasulku ei toimi (ATWS). Diplomityön edetessä laitosmallia on kehitetty edelleen lisäämällä joitakin järjestelmiä ja tarkentamalla joidenkin komponenttien kuvausta. Työssä ilmeni, että APROS soveltuu jäähdytteenmenetysonnettomuuden ja suojarakennuksen yhtäaikaiseen analyysiin. APROS.n vaste nopeisiin transientteihin jäi kuitenkin vertailutasosta. Tämän työn perusteella APROS-mallia kehitys jatkuu edelleen siten, että se soveltuisi entistä paremmin myös nopeiden transienttien ja ATWS-tilanteiden kuvaamiseen. Työssä olevaa lisensointianalyysien kuvausta tullaan käyttämään hyväksi selvitettäessä laitoksen turvallisuuden väliarviossa tarvittavien analyysien määrää ja laatua. Nyt saatuja kokemuksia voidaan hyödyntää myös mahdollisen kolmiulotteisen sydänmallin hankinnassa APROS-ohjelmistoon. Tässä diplomityössä esitettyjä parannuksia voidaan käyttää hyväksi SAFIRtutkimusohjelman hankkeiden suunnittelussa.

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.