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.

Modelling of the PWR PACTEL vertical steam generator with the TRACE code

The behavior of the nuclear power plants must be known in all operational situations. Thermal hydraulics computer applications are used to simulate the behavior of the plants. The computer applications must be validated before they can be used reliably. The simulation results are compared against the experimental results. In this thesis a model of the PWR PACTEL steam generator was prepared with the TRAC/RELAP Advanced Computational Engine computer application. The simulation results can be compared against the results of the Advanced Process Simulator analysis software in future. Development of the model of the PWR PACTEL vertical steam generator is introduced in this thesis. Loss of feedwater transient simulation examples were carried out with the model.

PWR PACTEL -koelaitteiston ylätilan mallinnusvaihtoehtojen tarkastelu APROS-ohjelmistolla

Diplomityössä selvitetään PWR PACTEL -koelaitteiston APROS-mallin ylätilan toimi¬vuut¬ta ja tutkitaan tapoja parantaa mallin simulointitarkkuutta. Työssä on esitelty PWR PACTEL -koelaitteiston sekä APROS-simulointiohjelman pääpiirteet ja tutustuttu simu¬loin¬ti¬ohjelmien kelpoistukseen. Simulointiosiossa tarkastellaan yksinkertaisen ja muokatun ylätilamallin toimivuutta ver¬taa¬mal¬la simulointia koelaitteistolla tehtyjen kokeiden mittaustuloksiin. Lisäksi tutkitaan nel¬¬jää tapaa parantaa ylätilamallin toimivuutta: virtausvastusten säätö, lämpöhäviöiden sä䬬tö, rakenteelliset muutokset ja laskentakorrelaatioiden vaihtaminen. Simulointituloksia ver¬¬ra¬¬taan kahteen koelaitteistolla suoritettuun kokeeseen, joista toinen on tasapainotilankoe ja toinen dynaamisen tilan koe. Työssä havaittiin, että nykyisin käytössä olevaa mallia on kehitetty jo varsin paljon, ver¬rat¬tu¬na ns. yksinkertaiseen malliin. Testatuilla parannusvaihtoehdoilla saatiin hieman paran¬net¬tua ylätilan lämpötilojen simulointia tasapainotilassa. Dynaamisen tilan osalta havaittiin pien¬tä parannusta mallin toiminnassa ylätilamallin rakennemuutosten jälkeen. Tulosten poh¬jalta arvioitiin, että mallia on mahdollista kehittää muuttamalla ylätilamallin raken¬net¬ta.

Analysis of PWR-PACTEL Small Break LOCA experiment using TRACE

Currently, the power generation is one of the most significant life aspects for the whole man-kind. Barely one can imagine our life without electricity and thermal energy. Thus, different technologies for producing those types of energy need to be used. Each of those technologies will always have their own advantages and disadvantages. Nevertheless, every technology must satisfy such requirements as efficiency, ecology safety and reliability. In the matter of the power generation with nuclear energy utilization these requirements needs to be highly main-tained, especially since accidents on nuclear power plants may cause very long term deadly consequences. In order to prevent possible disasters related to the accident on a nuclear power plant strong and powerful algorithms were invented in last decades. Such algorithms are able to manage calculations of different physical processes and phenomena of real facilities. How-ever, the results acquired by the computing must be verified with experimental data.

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.

Luonnonkiertovirtauksen kääntyminen pystyhöyrystimen lämmönvaihtoputkissa

Diplomityössä tutkitaan virtauksen kääntymistä Lappeenrannan teknillisen yliopiston PWR PACTEL –koelaitteiston pystyhöyrystimen lämmönvaihtoputkissa käyttäen APROS–prosessisimulointiohjelmaa. Työn teoriaosassa esitellään pystyhöyrystimillä varustettuja koelaitteistoja, erityisesti PWR PACTEL ja sen höyrystin. Lisäksi esitellään virtauksen kääntymisestä tehtyjä havaintoja ja käsitellään kääntymistä teoreettisesta näkökulmasta. Simulointiosan alussa esitellään työssä käytetty APROS –prosessisimulointiohjelma, sekä sen avulla höyrystimestä luodut mallit. Työssä on tutkittu virtauksen käännöstapahtumaa simuloimalla useita eri transienttitilanteita pienillä primäärimassavirroilla. Simulaatiotapauksissa havaittiin virtauksen kääntyvän höyrystimen eripituisissa lämmönvaihtoputkissa, tilanteesta riippuen pääosin lyhimmissä tai toisiksi lyhimmissä lämmönvaihtoputkissa. Transienttien eri vaiheiden, ts. primäärimassavirran muutos- ja tasaantumisvaiheiden pituuden havaittiin vaikuttavan siihen, minkä pituisissa putkissa kääntyminen tapahtuu ja missä järjestyksessä.

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.

Analysis of PACTEL small break LOCA experiment using TRACE

A small break loss-of-coolant accident (SBLOCA) is one of problems investigated in an NPP operation. Such accident can be analyzed using an experiment facility and TRACE thermal-hydraulic system code. A series of SBLOCA experiments was carried out on Parallel Channel Test Loop (PACTEL) facility, exploited together with Technical Research Centre of Finland VTT Energy and Lappeenranta University of Technology (LUT), in order to investigate two-phase phenomena related to a VVER-type reactor. The experiments and a TRACE model of the PACTEL facility are described in the paper. In addition, there is the TRACE code description with main field equations. At the work, calculations of a SBLOCA series are implemented and after the calculations, the thesis discusses the validation of TRACE and concludes with an assessment of the usefulness and accuracy of the code in calculating small breaks.

Scaling analysis of small break experiments in PACTEL

The purpose of this thesis is to study the scalability of small break LOCA experiments. The study is performed on the experimental data, as well as on the results of thermal hydraulic computation performed on TRACE code. The SBLOCA experiments were performed on PACTEL facility situated at LUT. The temporal scaling of the results was done by relating the total coolant mass in the system with the initial break mass flow and using the quotient to scale the experiment time. The results showed many similarities in the behaviour of pressure and break mass flow between the experiments.

Ydinvoimalan paineakun mallinnus

Tässä työssä on käytetty VTT:n ja Fortumin kehittämääAPROS simulaatio-ohjelmistoa vesi-ilma -täytteisen paineakun käyttäytymisen tutkimiseen. Tavoitteena oli tarkastella APROSin paineakkumallin käyttäytymistä alhaisessa lämpötilassa käyttäen 6-yhtälömallia sekä rakentaa vaihtoehtoiseksi laskentamenetelmäksi kaksi analyyttistä laskentamallia korvaamaan APROSin sisäinen laskenta. Kyseiset analyyttiset mallit ovat isentrooppinen ja isoterminen ja ne on rakennettu kokonaan käyttäen APROSin omia moduuleja. Työ sisältää APROSin version 5.06 sekä työn aikana kehitetyn kehitysversion vertailut eri alkulämpötiloista alkaneissa paisunnoissa, vertailun Pactelin purkaus¬kokeesta saadulla massavirralla sekä osion, jossa analyyttiset mallit on yhdistetty kokonaiseen Pactelin APROS-malliin. Myös purkauksen kulkeutumista primääripiirissä on tarkasteltu. Simulaatiot vahvistavat, että versiolla 5.06 on vaikeuksia paineen laskennassa, kun paisunnan alkulämpötila on alle 30 ºC. Kehitysversiossa painekäyttäytyminen on selvästi parantunut, mutta versio kärsii ongelmista, jotka liittyvät kaasun lämpötilan painumiseen APROSin sisäisten rajoitusten alapuolelleja tätä kautta ongelmiin materiaali¬ominaisuuksien ennustamisessa. Tämän johdosta APROSin kehitysversio päätyy erilaisiin tuloksiin myös tilanteissa, joissa alkuperäinen 5.06 ei kärsi alhaisen lämpötilan ongelmista. Analyyttisistä malleista isentrooppinen malli päätyy antamaan säännönmukaisesti muita malleja ja versioita alempia paineita. Isoterminen malli sen sijaan näyttää päätyvän version 5.06 kanssa melko samankaltaisiin tuloksiin. On kuitenkin muistettava, että kummatkin analyyttiset mallit olettavat kaasun olevan kuivaa ja jättävät massasiirron faasien välillä kokonaan huomiotta.

Vortex-putken ominaisuudetkuivaussovellutuksessa

Työssä tarkastellaan vortex-putken soveltuvuutta kostean ilman kuivatukseen ja vapautuvan latenttilämmön hyödyntämiseen. Soveltuvuutta arvioidaan veden ja ilman massataseita hyväksi käyttäen ja stationaarisen systeemin energiataseen avulla. Työn mittauksia varten rakennettiin koelaitteisto, jonka avulla mitattiin miten lämpötilaerot kuumassa ja kylmässä päässä käyttäytyivät mitattaessa kuivalla ilmalla ja ilmalla, jota oli kostutettu. Mitattavia suureita olivat syöttöpaine- ja lämpötila, lämpötilat kuumassa ja kylmässä päässä, kuuman pään paine ja tilavuusvirta tai virtausnopeus ja kuuman pään suhteellinen kosteus. Mittaustulosten avulla laskettiin lämpötilan muutokset kummassakin päässä ja verrattiin kuivan ja kostean ilman mittauksien tuloksia toisiinsa. Lisäksi laskettiin tiivistyneen veden määrä ja veden ja ilman massavirrat molemmissa päissä. Näin voitiin laskea tiivistymisessä vapautuva energia ja tarkastella mihin se siirtyy. Tulosten perusteella vortex-putki soveltuu hyvin huonosti ilman kuivatukseen. Tiivistyneen veden määrä ja sitä kautta tiivistymisessä vapautunut energia, olivat pieniä. Suurin osa kosteudesta meni kuuman pään virtauksen mukana. Tiivistymisessä vapautunut energia siirtyi kylmään päähän.

Maakaasun kuumailmapolton teoria ja koelaitteiston suunnittelu

Tässä diplomityössä on tarkasteltu maakaasun kuumailmapolton teoriaa ja suunniteltu koelaitteisto. Työn alkuosassa on käsitelty maakaasun ominaisuuksia kuumailmapolton polttoaineena. Lisäksi on vertailtu kuumailmapolttoa perinteiseen polttoon. Teoreettinen tarkastelu on painottunut kuumailmapolton toiminnallisiin vaatimuksiin, joiden perusteella koelaitteisto on suunniteltu. Uuden koelaitteiston lähtökohtana on ollut Lappeenrannan teknillisen yliopiston voimalaitostekniikan laboratorion polttolaitteisto, johon on suunniteltu ja rakennettu kuumailmapolton edellyttämät muutokset. Koelaitteistolla tehtäviä maakaasun kuumailmapolttokokeita varten on laadittu koesuunnitelma, mutta koepolttoja ei tämän diplomityön puitteissa ole tehty. Laitteiston toiminta-arvoja on tarkasteltu esimerkkilaskulla, jossa käsitellään tyypillistä maakaasun kuumailmapolton koetilannetta.

Laskentamalli PKL-koelaitteiston pienen vuodon kokeen simuloimiseksi Apros-ohjelmistolla

Työn tavoitteena oli tehdä Apros-laskentamalli PKL-koelaitteistosta ja testata kuinka hyvin Apros pystyy laskemaan PKL-koelaitteistolla suoritetun E2.2 pienen vuodon kokeen. Tavoitteena oli myös tarkastella boorittoman veden tulpan etenemistä pienen vuodon kokeen aikana. PKL-koelaitteisto vastaa saksalaista sähköteholtaan 1300 MW olevaa Philippsburg 2 painevesilaitosta. Koelaitteiston tilavuudet ja teho on skaalattu kertoimella 145. Työssä tehdyllä laskentamallilla tarkasteltiin boorittoman veden tulpan liikkumista pienen vuodon kokeen aikana. Kun malli oli valmis, laskenta suoritettiin Apros 5.05 versiolla. Boorittoman veden tulpan etenemisen laskennassa käytettiin toisen kertaluvun diskretointia, jolla booripitoisuuden muutokset säilyvät teräväreunaisina. Laskentamalli pystyi kuvaamaan koelaitteistolla suoritetussa pienen vuodon kokeessa tapahtuneet ilmiöt varsin hyvin. Eroa koetuloksiintuli pääkiertopiirien luonnonkiertojen alkamishetkistä ja primääripaineen käyttäytymisessä. Kokeen alkutilanne ei ollut stationääritila, joten alkutilanteen asettamisessa oli hankaluuksia. Varsinkin pääkiertopiirien veden pinnankorkeuksienasettamisessa oli vaikeuksia, koska veden pinnankorkeuksien erot pyrkivät tasoittumaan nopeasti kokeen aikana. Apros pystyi laskemaan PKL-koelaitteistolla suoritetun pienen vuodon kokeen hyvin. Mallilla tulisi kuitenkin laskea vielä toisentyyppisiäkin kokeita, ennen kuin voidaan varmuudella tietää mallin toimivuus. PKL-koelaitteisto vastaa pääpiirteiltään Suomeen rakennettavaa Olkiluoto 3 ydinvoimalaitosta. Tehty työ antaa lisävarmuutta, kun Olkiluoto 3 laitoksen turvallisuustarkasteluita tehdään.

Heat Transfer Analysis of the EPR Core Catcher Test Facility Volley

Uusi EPR-reaktorikonsepti on suunniteltu selviytymään tapauksista, joissa reaktorinsydän sulaa ja sula puhkaisee paineastian. Suojarakennuksen sisälle on suunniteltu alue, jolle sula passiivisesti kerätään, pidätetään ja jäähdytetään. Alueelle laaditaan valurautaelementeistä ns.sydänsieppari, joka tulvitetaan vedellä. Sydänsulan tuottama jälkilämpö siirtyyveteen, mistä se poistetaan suojarakennuksen jälkilämmönpoistojärjestelmän kautta. Suuri osa lämmöstä poistuu sydänsulasta sen yläpuolella olevaan veteen, mutta lämmönsiirron tehostamiseksi myös sydänsiepparin alapuolelle on sijoitettu vedellä täytettävät jäähdytyskanavat. Jotta sydänsiepparin toiminta voitaisiin todentaa, on Lappeenrannan Teknillisellä Yliopistolla rakennettu Volley-koelaitteisto tätä tarkoitusta varten. Koelaitteisto koostuu kahdesta täysimittaisesta valuraudasta tehdystä jäähdytyskanavasta. Sydänsulan tuottamaa jälkilämpöä simuloidaan koelaitteistossa sähkövastuksilla. Tässä työssä kuvataan simulaatioiden suorittaminen ja vertaillaan saatuja arvoja mittaustuloksiin. Työ keskittyy sydänsiepparista jäähdytyskanaviin tapahtuvan lämmönsiirron teoriaan jamekanismeihin. Työssä esitetään kolme erilaista korrelaatiota lämmönsiirtokertoimille allaskiehumisen tapauksessa. Nämä korrelaatiot soveltuvat erityisesti tapauksiin, joissa vain muutamia mittausparametreja on tiedossa. Työn toinen osa onVolley 04 -kokeiden simulointi. Ensin käytettyä simulointitapaa on kelpoistettuvertaamalla tuloksia Volley 04 ja 05 -kokeisiin, joissa koetta voitiin jatkaa tasapainotilaan ja joissa jäähdytteen käyttäytyminen jäähdytyskanavassa on tallennettu myös videokameralla. Näiden simulaatioiden tulokset ovat hyvin samanlaisiakuin mittaustulokset. Korkeammilla lämmitystehoilla kokeissa esiintyi vesi-iskuja, jotka rikkoivat videoinnin mahdollistavia ikkunoita. Tämän johdosta osassa Volley 04 -kokeita ikkunat peitettiin metallilevyillä. Joitakin kokeita jouduttiin keskeyttämään laitteiston suurten lämpöjännitysten johdosta. Tällaisten testien simulaatiot eivät ole yksinkertaisia suorittaa. Veden pinnan korkeudesta ei ole visuaalista havaintoa. Myöskään jäähdytteen tasapainotilanlämpötiloista ei ole tarkkaa tietoa, mutta joitakin oletuksia voidaan tehdä samoilla parametreilla tehtyjen Volley 05 -kokeiden perusteella. Mittaustulokset Volley 04 ja 05 -kokeista, jotka on videoitu ja voitu ajaa tasapainotilaan saakka, antoivat simulaatioiden kanssa hyvin samankaltaisia lämpötilojen arvoja. Keskeytettyjen kokeiden ekstrapolointi tasapainotilaan ei onnistunut kovin hyvin. Kokeet jouduttiin keskeyttämään niin paljon ennen termohydraulista tasapainoa, ettei tasapainotilan reunaehtoja voitu ennustaa. Videonauhoituksen puuttuessa ei veden pinnan korkeudesta saatu lisätietoa. Tuloksista voidaan lähinnä esittää arvioita siitä, mitä suuruusluokkaa mittapisteiden lämpötilat tulevat olemaan. Nämä lämpötilat ovat kuitenkin selvästi alle sydänsiepparissa käytettävän valuraudan sulamislämpötilan. Joten simulaatioiden perusteella voidaan sanoa, etteivät jäähdytyskanavien rakenteet sula, mikäli niissä on pienikin jäähdytevirtaus, eikä useampia kuin muutama vierekkäinen kanava ole täysin kuivana.

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.