International Advanced Water Technologies Centre, IAWTC/LADEC and LUT 2013 : Questionnaire Responses from Russian Drinking Water and Wastewater Treatment Plants

In this report, information is published concerning Russian water and wastewater treatment plants. The information is based on a questionnaire sent to 70 water and wastewater treatment plants in 2012-2013. The questionnaire was prepared by the International Advanced Water Technologies Centre (IAWTC) and Lahti Development Company (LADEC). The questions dealt with an assessment of the present state, the need for changes, renovation, investments, and how to improve the efficiency of the operation by training and investments. A significant need to renew the old pipelines, constructions, and processes was clearly evident. The aggregated answers can be utilized in Russia as internal benchmarking in order to arrange training and plant visits, which were requested in many of the answers. Sharing this open report with the respondents can aid networking and awareness of HELCOM requirements which relate to waste water treatment plants discharging their waste water directly or indirectly into the Baltic Sea. The aim of this report is to provide information for Finnish small and medium size companies (SMEs) as regards possible water related exportation to different parts of Russia.

The role of nuclear and other conventional power plants in the flexible energy system

This thesis reviews the role of nuclear and conventional power plants in the future energy system. The review is done by utilizing freely accesible publications in addition to generating load duration and ramping curves for Nordic energy system. As the aim of the future energy system is to reduce GHG-emissions and avoid further global warming, the need for flexible power generation increases with the increased share of intermittent renewables. The goal of this thesis is to offer extensive understanding of possibilities and restrictions that nuclear power and conventional power plants have regarding flexible and sustainable generation. As a conclusion, nuclear power is the only technology that is able to provide large scale GHG-free power output variations with good ramping values. Most of the currently operating plants are able to take part in load following as the requirement to do so is already required to be included in the plant design. Load duration and ramping curves produced prove that nuclear power is able to cover most of the annual generation variation and ramping needs in the Nordic energy system. From the conventional power generation methods, only biomass combustion can be considered GHG-free because biomass is considered carbon neutral. CFB combusted biomass has good load follow capabilities in good ramping and turndown ratios. All the other conventional power generation technologies generate GHG-emissions and therefore the use of these technologies should be reduced.

Sellu ja paperiteollisuuden jätevesien tertiäärikäsittelyn kemikaloinnin optimointi

Kuluneen vuosikymmenen aikana metsäteollisuuden päästöt ympäristöön ovat pienentyneet huomattavasti tuotantomäärien kasvustahuolimatta. Lainsäädännön myötä lupa-arvot tiukentuvat edelleen joten olemassa olevia puhdistus prosesseja on parannettava ja niiden rinnalle on kehitettävä uusia, yhä tehokkaampia menetelmiä. Aquaflow Oy suunnittelee jäteveden puhdistamoja sellu- ja paperiteollisuuteen. Kilpailun kiristyessä kilpailuetua haetaan jatkuvan kehittymisen kautta. Yhä useammilla jäteveden puhdistamoilla tarvitaan teriäärikäsittely biohajoamattoman aineksen poistamiseen. Tertiäärikäsittely on käyttökustannuksiltaan kallis kemikaali kulutuksensa vuoksi. Tässä työssä pyrittiin optimoimaan tertiääriprosessin kemikaalien syöttöä. Lisäksi selvitettiin millaisissa oloissa keskeiset saostus ja flokkaus prosessit toimivatparhaiten, sekä mitkä tekijät vaikuttavat merkittävästi jäteveden kemiallisen käsittelyn tulokseen. Saatujen tulosten perusteella kemikaalien sekoituksen tehostuksen seurauksena kemikaali määriä voidaan pienentää, samalla puhdistustulos paranee ja jäännöskemikaalien määrä pienenee. pH:n säätö on olennainen osa prosessin toiminnan kannalta, jos pH ei ole kemikaalien toiminta alueella ei puhdistusta tapahdu ja kemikaalit kulkeutuvat luontoon. Tertiäärikäsittelyyn tulevan jäteveden online seurannan avulla juuri oikea kemikaaliannos olisihelpompaa määrittää kuin päivän viiveellä tulevien laboratorio analyysien perusteella ja yli-/ali annostukselta vältyttäisiin

Biologisen jätevedenpuhdistuksen ilmastuksen tehostaminen

Työssä tutkittiin, mikä on kustannustehokkain tapa lisätä ilmastuskapasiteettia ja selvitettiin, saostaako vesilaitokselta flotaatioaltaasta poistettava ferrisulfaattisakka jäteveden fosforia esiselkeyttimessä. Työssä määritettiin teoreettinen hapentarve ilmastusaltaassa maksimikuormituksen aikana ja hapensiirtonopeus jäteveteen olemassa olevalla laitteistolla. Hapensiirtonopeuden funktion korjauskertoimet  ja  sekä kokonaishapensiirtokerroin määritettiin laboratorio-olosuhteissa. Lisäksi laskettiin kuinka paljon nykyisten ilmastimien kautta saadaan happea jäteveteen liukenemaan ja verrattiin tätä lukua teoreettiseen hapentarpeeseen. Jälkimmäistä menettelytapaa käyttäen arvioitiin lisähapen tarve. Tulokseksi saatiin, että maksimi BOD-kuormituksen aikana happea tarvitsee saada jäteveteen liuotettua 5200 m³/d lisää. Ilmastuskapasiteetin lisäyksen kustannuslaskelmassa verrattiin neljää vaihtoehtoa: puhdasta happea liuotettuna happimattojen kautta tai OKI-ilmastimen kautta, onsite-happilaitoksen puhdasta happea liuotettuna OKI-ilmastimen kautta tai ilman happea liuotettuna jäteveteen EDI-ilmastimien kautta. Laskelmat osoittivat uusien EDI-ilmastimien hankinnan olevan edullisin vaihtoehto pitkällä aikavälillä. Vaikka EDI-ilmastimien investointikustannukset ovat korkeat, tulevat ne käyttökustannuksiltaan kaikkein edullisimmaksi. Vesilaitokselta tulevan rautasuolasakan fosforia saostavaa vaikutusta tutkittiin laboratoriossa astiakokein. Näytteet otettiin vesilaitokselta jätevesilaitokselle menevästä rautasuolasakasta sekä esiselkeyttimen kirkasteesta. Näitä eri suhteissa keskenään sekoittamalla saatiin selville, että rautasuolasakka ja sakan mukana tuleva reagoimaton rautasuola saostavat liukoista ja kokonaisfosforia esiselkeytyksessä.

Juvan kunnan jätevedenpuhdistamon ympäristöasioiden parantaminen

Diplomityö on osa Mikkelin ammattikorkeakoulun YTI:ssä vuosina 2005 - 2008 toteutettua ”Yritysten ympäristöriskit” EU-osarahoitteista hanketta. Työn tarkoituksena oli tunnistaa, arvioida ja luokittaa Etelä-Savossa, Juvalla toimivan yhdyskuntajätevedenpuhdistamon ympäristöriskit sekä antaa neuvoja löytyneiden riskien hallintaan. Jätevedenpuhdistamon toiminnasta syntyvät mahdolliset ympäristöriskitekijät tunnistettiin kirjallisuusselvitysten sekä haastattelujen avulla. Riskien tunnistamisen jälkeen riskien kartoittamiseen, arviointiin ja luokittamiseen käytettiin osia eri riskianalyysimenetelmistä. Riskit jaettiin viiteen eri riskiluokkaan; vakavasta riskistä merkityksettömään riskiin. Juvan kunnan jätevedenpuhdistamolla esiintyi neljän pienimmän riskiluokan riskejä, ja vakavia riskejä ei kartoituksessa tullut esille lainkaan. Riskejä arvioitiin niin sanotuissa normaalioloissa. Merkittävin yksittäinen riskitekijä jätevedenpuhdistamolla oli haitallisen tai poikkeavan aineen kulkeutuminen jäteveden mukana puhdistamolle. Tämä voisi heikentää puhdistamon puhdistustulosta merkittävästi. Kun laitosta ajetaan ympäristöluvassa asetettujen vaatimusten mukaisesti ja alueella sijaitsevat teollisuuslaitokset noudattavat heille annettuja määräyksiä, ei Juvan jätevedenpuhdistamolta aiheudu merkittäviä päästöjä maa-perään tai pohjavesiin.

Improving the calculation of rate of stratification in APROS

APROS (Advanced Process Simulation Environment) is a computer simulation program developed to simulate thermal hydraulic processes in nuclear and conventional power plants. Earlier research at VTT Technological Research Centre of Finland had found the current version of APROS to produce inaccurate simulation results for a certain case of loop seal clearing. The objective of this Master’s thesis is to find and implement an alternative method for calculating the rate of stratification in APROS, which was found to be the reason for the inaccuracies. Brief literature study was performed and a promising candidate for the new method was found. The new method was implemented into APROS and tested against experiments and simulations from two test facilities and the current version of APROS. Simulation results with the new version were partially conflicting; in some cases the new method was more accurate than the current version, in some the current method was better. Overall, the new method can be assessed as an improvement.

Talousvesilaitoksen saostusvaiheen tehostaminen esihapetuksella – Case Suomen Sokeri Oy:n vedenkäsittely

Diplomityö tehtiin Suomen Sokeri Oy:n vesilaitokselle Vihreän Kemian laboratoriossa. Prosessia tarkasteltiin saostuksen osalta ja tavoitteena oli sen kehittäminen esihapetusmenetelmän tai saostuskemikaalin vaihdon avulla. Tarkastelu tehtiin orgaanisen, kiintoaineksen ja metallien poiston, desinfiointitehon sekä ympäristöystävällisyyden osalta. Potentiaalisia esihapetusmenetelmiä (kaliumpermanganaatti, vetyperoksidi, valokemiallinen, H2O2/UV, valokatalyyttinen, TiO2/UV, H2O2/ultraääni sekä esihapetus peretikkahapolla) tarkasteltiin eri pitoisuuksilla ja tehoilla laboratoriomittakaavassa jar-testin avulla. Saostustehoa testattiin alumiinikloridilla ja ferrisulfaatilla. Raakaveden laadun muutoksia eri vaiheissa seurattiin laboratorioanalyysein. Hapetusmenetelmien desinfiointiteho, vaikutukset syanobakteereihin ja -toksiineihin sekä reaktioissa syntyvät sivutuotteet kartoitettiin teorian perusteella. Työn tuloksien perusteella kaliumpermanganatti, vetyperoksidi erityisesti kehittyneenä hapetustekniikkana sekä valokatalyyttinen menetelmä tehostivat vedenkäsittelyä, mutta koska TiO2/UV- tai ultraäänihapetukselle ei ole vielä olemassa kaupallista sovellusta laitosmittakaavassa niin suositeltavat menetelmät ovat KMnO4- ja H2O2(/UV)-hapetukset jatkotutkimussuositukset huomioiden. Peretikkahappo ei tämän tutkimuksen perusteella vaikuttanut suositeltavalta hapetusmenetelmältä, mutta sen sijaan teorian perusteella potentiaaliselta desinfektioaineelta myös talousvedenpuhdistukseen. Opinnäytetyötä eri hapetusmenetelmien osalta talousvedelle ei ole aiemmin tehty eikä peretikkahappohapetuksesta ole laajalti aiempaa tutkimustietoa. Kokeellisen osuuden tulokset antavat uutta tietoa menetelmien soveltuvuudesta vastaaville laitoksille.

Kartoitus Kaakkois-Suomen jätelietteistä, lietteen tuottajista ja käsittelymenetelmistä

In this thesis the sludge of Southeastern-Finland, the companies which produce sludge and the current methods and those still in development have been surveyed. 85 % of the waste sludge from industry comes from forest industries. The sludge from municipal waste water treatment plants is mostly used as a raw material for bioplants. The sludge from forest industry is mostly incinerated. New circulation methods increase the recycling value of the waste by creating new products but they still lack a full-scale plant. The political pressure from Europe and the politics driven by the government of Finland will drive circular economy forward and thus uplifting the processing options of waste slurries. This work is divided in two parts, first contains the survey and the second contains the experimental part and the operational methods based on the survey. In the experimental part wet hard sheet waste sludge was de-watered with shaking filter and the applications for waste sludge from cellulose factory were considered. The results are, that the wet hard sheet waste sludge can be dewatered to high enough total solids content for the inteded use. Also, the cellulose waste sludge has too high Cd content in almost all of the batches to be used as a land improment.

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.

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.

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.

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.

Vakavat reaktorionnettomuudet ja niiden mallintaminen Olkiluoto 1 ja Olkiluoto 2 laitosyksiköille MELCOR-ohjelman versiolla 2.1

Vakaviin reaktorionnettomuuksiin liittyviä ilmiöitä on tutkittu jo 1980-luvulta lähtien ja tutkitaan edelleen. Ilmiöt liittyvät reaktorisydämen ja muiden paineastian sisäisten materi-aalien sulamiseen sekä reagointiin veden ja höyryn kanssa. Ilmiöt on myös tärkeää tuntea ja niiden esiintymistä mallintaa käytössä olevilla laitoksilla, jotta voidaan varmistua turval-lisuusjärjestelmien riittävyydestä. Olkiluoto 1 ja 2 laitosten käyttölupa uusitaan vuoteen 2018 mennessä. Lupaprosessiin liit-tyy analyysejä, joissa mallinnetaan laitosten toimintaa vakavassa reaktorionnettomuudessa. Näiden analyysien tekoon Teollisuuden Voima Oyj on käyttänyt ohjelmaa nimeltä MEL-COR jo vuodesta 1994 lähtien. Käytössä on ollut useita eri ohjelmaversioita ja viimeisin niistä on 1.8.6, joka riittää vielä tulevan käyttöluvan uusintaprojektiin liittyvien analyysien tekoon. MELCOR:n vanhaa 1.8.6 ohjelmaversioita ei kuitenkaan enää päivitetä, joten siirtyminen uudempaan 2.1 versioon on tulevaisuudessa välttämätöntä. Uusimman versiopäivityksen yhteydessä on kuitenkin muuttunut koko ohjelman lähdekoodi ja vanhojen laitosmallien käyttö uudessa ohjelmaversiossa vaatii tiedostojen konvertoinnin. Tässä työssä esitellään MELCOR-version 2.1 ominaisuuksia ja selvitetään, mitä 1.8.6 versioon luotujen laitosmal-lien käyttöönotto versiossa 2.1 vaatii. Vaatimusten määrittelemiseksi laitosmalleilla tehdään ajoja molemmilla ohjelmaversioilla ja erilaisilla onnettomuuden alkutapahtuman määrittelyillä. Tulosten perusteella arvioidaan ohjelmaversioiden eroja ja pohditaan mitä puutteita laitosmalleihin konversion jälkeen jää. Näiden perusteella arvioidaan mitä jatkotoimenpiteitä konversio vaatii.

Failure modes of passive decay heat removing safety systems of modern nuclear power plants

The purpose of this master’s thesis is to gain an understanding of passive safety systems’ role in modern nuclear reactors projects and to research the failure modes of passive decay heat removal safety systems which use phenomenon of natural circulation. Another purpose is to identify the main physical principles and phenomena which are used to establish passive safety tools in nuclear power plants. The work describes passive decay heat removal systems used in AES-2006 project and focuses on the behavior of SPOT PG system. The descriptions of the main large-scale research facilities of the passive safety systems of the AES-2006 power plant are also included. The work contains the calculations of the SPOT PG system, which was modeled with thermal-hydraulic system code TRACE. The dimensions of the calculation model are set according to the dimensions of the real SPOT PG system. In these calculations three parameters are investigated as a function of decay heat power: the pressure of the system, the natural circulation mass flow rate around the closed loop, and the level of liquid in the downcomer. The purpose of the calculations is to test the ability of the SPOT PG system to remove the decay heat from the primary side of the nuclear reactor in case of failure of one, two, or three loops out of four. The calculations show that three loops of the SPOT PG system have adequate capacity to provide the necessary level of safety. In conclusion, the work supports the view that passive systems could be widely spread in modern nuclear projects.