Development of Servo Hydraulics of Veneer Lathe

Diplomityö tehtiin kansainväliseen, mekaanisen puunjalostusteollisuuden koneita, tuotantojärjestelmiä ja tehtaita toimittavaan yritykseen. Diplomityön tarkoituksena oli kartoittaa syitä viilusorvin teräpenkin asemoinnissa esiintyneisiin värähtelyongelmiin ja tutkia ratkaisuja niiden voittamiseksi, sekä sorvausvoimien määrittäminen. Diplomityön teoreettisessa osassa tutustuttiin viilusorvin, erityisesti sen hydraulisten servojärjestelmien rakenteeseen ja toimintaan sekä viilunsorvaukseen. Teräpenkin syötön servojärjestelmää tutkittiin teoreettisesti johtamalla suljetun piirin siirtofunktiot “asema/käsky” ja “virhe/voima” ja tulostamalla niiden taajuusvaste-kuvaajat, joista tutkittiin parametrien vaikutuksia järjestelmän toimintaan. Tulokset vahvistettiin simuloimalla. Todettiin nykyisen järjestelmän värähtelyongelmien johtuvan pääasiassa hydrauliöljyn joustosta sylinterissä. Parannuksina ehdotettiin suurempaa sylinterin halkaisijaa ja viskoosikitkakertoimen suurentamista. Diplomityön kokeellisessa osassa mitattiin viilusorvin servojärjestelmien toimilaitteissa esiintyviä voimia ja niiden perusteella laskettiin varsinaiset sorvausvoimat. Lisäksi tutkittiin teräpenkin syötön ja muiden servojärjestelmien asemointitarkkuutta sorvauksen aikana. Mittauksia varten diplomityössä suunniteltiin ja hankittiin kannettava mittausjärjestelmä.

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.

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.

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.

Development of laboratory exercises for basic nuclear thermal hydraulics measurements

The thesis focuses on light water reactors (pressurized water reactors, boiling water reactors) and measurement techniques for basic thermal hydraulics parameters that are used in a nuclear power plant. The goal of this work is a development of laboratory exercises for basic nuclear thermal hydraulics measurements.

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.

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.

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.

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.

Pienvesivoimalanmallinnus ja jakeluverkkovaikutusten tarkastelu

Tässä työssä simuloitiin Valkealassa sijaitsevaa Tirvan pienvesivoimalaitosta ja sen vaikutusta sähkönjakeluverkkoon. Pienvesivoimalaitos mallinnettiin PSCAD-ympäristöön verkko- ja voimalaitostietojen perusteella. Sähköverkko kuvattiin malliin koko 110 kV:n siirtävän verkon ja Tirvan pienjänniteverkon väliltä. Mallin avulla tehtiin sarja hajautettua sähköntuotantoa koskevia tarkasteluita. Tarkasteluissa huomattiin voimalaitoksen verkkoonliitynnän aiheuttavan standardien ylärajoilla olevan transienttisen muutoksen voimalaitoksen jännitteisiin. Työssä tehtiin yksityiskohtaisempi jännitehäviöiden mittaus voimalaitoksen pullonkaulana toimivalle pienitehoiselle jakelumuuntajalle. Tuotannon lisäämisen yhteydessä näkyvän yllättävän jännitteen laskun syyt paikannettiin muuntajalla tapahtuviin loistehon siirrosta johtuviin ylimääräisiin jännitehäviöihin. Voimalaitoksella ei ole merkittävää vaikutusta vikatilanteiden virtoihin.

Direct-on-line axial flux permanent magnet synchronous generator static and dynamic performance

In distributed energy production, permanent magnet synchronous generators (PMSG) are often connected to the grid via frequency converters, such as voltage source line converters. The price of the converter may constitute a large part of the costs of a generating set. Some of the permanent magnet synchronous generators with converters and traditional separately excited synchronous generators couldbe replaced by direct-on-line (DOL) non-controlled PMSGs. Small directly networkconnected generators are likely to have large markets in the area of distributed electric energy generation. Typical prime movers could be windmills, watermills and internal combustion engines. DOL PMSGs could also be applied in island networks, such as ships and oil platforms. Also various back-up power generating systems could be carried out with DOL PMSGs. The benefits would be a lower priceof the generating set and the robustness and easy use of the system. The performance of DOL PMSGs is analyzed. The electricity distribution companies have regulations that constrain the design of the generators being connected to the grid. The general guidelines and recommendations are applied in the analysis. By analyzing the results produced by the simulation model for the permanent magnet machine, the guidelines for efficient damper winding parameters for DOL PMSGs are presented. The simulation model is used to simulate grid connections and load transients. The damper winding parameters are calculated by the finite element method (FEM) and determined from experimental measurements. Three-dimensional finite element analysis (3D FEA) is carried out. The results from the simulation model and 3D FEA are compared with practical measurements from two prototype axial flux permanent magnet generators provided with damper windings. The dimensioning of the damper winding parameters is case specific. The damper winding should be dimensioned based on the moment of inertia of the generating set. It is shown that the damper winding has optimal values to reach synchronous operation in the shortest period of time after transient operation. With optimal dimensioning, interferenceon the grid is minimized.

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.

Reaaliaikainen virtuaalihydrauliikka osana todellista konejärjestelmää

Diplomityössä tutkittiin hydrauliikan reaaliaikasimulointia ja sen mahdollisuuksia tuotekehityksen apuvälineenä. Työssä käytettiin dSPACE:n reaaliaikasimulointiin valmistamia laitteita ja ohjelmia. Työssä luotiin Matlab/Simulink –ympäristöön tyypillisimmistä hydrauliikkakomponenttien puoliempiirisistä malleista koostuva komponenttikirjasto, joista kootut hydrauliikkapiirien mallit voitiin kääntää reaaliaikaympäristöön. Työn tavoitteena oli kehittää menetelmä, jonka avulla voidaan nopeuttaa ja helpottaa hydraulismekaanisten konejärjestelmien suunnittelua ja tuotekehitystä. Kehitetyt menetelmät perustuvat todellisen konejärjestelmän osaksi kytketyn reaaliaikaisen virtuaalihydrauliikan avulla laskettuun uuteen ohjaussignaaliin, jonka avulla voidaan todellisella hydrauliikalla kuvata virtuaalisen hydrauliikan vaikutukset todelliseen järjestelmään. Näin ollen muutokset voidaan siis tehdä virtuaaliseen hydrauliikkaan ja niiden vaikutukset nähdä todellisen järjestelmän käyttäytymisessä.

Virtuaaliprototyypin käyttö kallioporakoneen dynamiikan analysoinnissa

Työn tavoitteena oli selvittää kaupallisen dynamiikan simulointiohjelmiston soveltuvuus kallioporakoneen dynamiikan analysointiin. Työssä mallinnettiin parametrisoitu virtuaaliprototyyppi uudenlaisella toimintaperiaatteella toimivasta kallioporakoneesta. Virtuaaliprototyyppiä on tarkoitus käyttää fyysisen prototyypin mitoituksessa sekä porakoneen toiminnan simuloinnissa ja suorituskyvyn arvioinnissa ennen ensimmäisen fyysisen prototyypin valmistamista. Mallinnus tehtiin ADAMS -ohjelmistoa ja siihen liitettävää ADAMS/Hydraulics -moduulia käyttäen. Mallinnuksessa kiinnitettiin huomiota erityisesti porakoneessa esiintyvien vuotovirtauksien huomioimiseen. ADAMS -ohjelmisto soveltuu hyvin hydraulisen iskuporakoneen dynaamisten ilmiöiden simulointiin. Koska fyysistä prototyyppiä ei ole vielä olemassa, ei mallin toimintaa voida kuitenkaan tämän tutkimuksen puitteissa verifioida mittauksin. Simuloitujen tulosten perusteella voidaan todeta uuden toimintaperiaatteen olevan käyttökelpoinen kallion poraukseen. Parametrisoitua virtuaaliprototyyppiä voidaan käyttää tehokkaasti hyväksi tuotekehitysvaiheessa sekä se voidaan liittää osaksi laajempaa ja yksityiskohtaisempaa porauslaitteen simulointimallia.