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.

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.

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.

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.

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.

Gas-liquid mass transfer in bubbly flow: Estimation of mass transfer, bubble size and reactor performance in various applications

Gas-liquid mass transfer is an important issue in the design and operation of many chemical unit operations. Despite its importance, the evaluation of gas-liquid mass transfer is not straightforward due to the complex nature of the phenomena involved. In this thesis gas-liquid mass transfer was evaluated in three different gas-liquid reactors in a traditional way by measuring the volumetric mass transfer coefficient (kLa). The studied reactors were a bubble column with a T-junction two-phase nozzle for gas dispersion, an industrial scale bubble column reactor for the oxidation of tetrahydroanthrahydroquinone and a concurrent downflow structured bed.The main drawback of this approach is that the obtained correlations give only the average volumetric mass transfer coefficient, which is dependent on average conditions. Moreover, the obtained correlations are valid only for the studied geometry and for the chemical system used in the measurements. In principle, a more fundamental approach is to estimate the interfacial area available for mass transfer from bubble size distributions obtained by solution of population balance equations. This approach has been used in this thesis by developing a population balance model for a bubble column together with phenomenological models for bubble breakage and coalescence. The parameters of the bubble breakage rate and coalescence rate models were estimated by comparing the measured and calculated bubble sizes. The coalescence models always have at least one experimental parameter. This is because the bubble coalescence depends on liquid composition in a way which is difficult to evaluate using known physical properties. The coalescence properties of some model solutions were evaluated by measuring the time that a bubble rests at the free liquid-gas interface before coalescing (the so-calledpersistence time or rest time). The measured persistence times range from 10 msup to 15 s depending on the solution. The coalescence was never found to be instantaneous. The bubble oscillates up and down at the interface at least a coupleof times before coalescence takes place. The measured persistence times were compared to coalescence times obtained by parameter fitting using measured bubble size distributions in a bubble column and a bubble column population balance model. For short persistence times, the persistence and coalescence times are in good agreement. For longer persistence times, however, the persistence times are at least an order of magnitude longer than the corresponding coalescence times from parameter fitting. This discrepancy may be attributed to the uncertainties concerning the estimation of energy dissipation rates, collision rates and mechanisms and contact times of the bubbles.

Hydrodynamics and Heat Transfer in an Airlift Reactor

Työn teoriaosassa esitetään kirjallisuudessa esiintyviä teoreettisia ja kokeellisia yhtälöitä nesteen nopeuden, kaasun tilavuusosuuden, painehäviön ja lämmönsiirron laskemiseksi. Lisäksi käsitellään airlift-reaktoreiden toimintaa, rakennetta ja teollisia sovelluksia, sekä sekoitusta ja geometrian vaikutusta airlift-reaktoreiden hydrodynaamisiin ominaisuuksiin. Kokeellisessa osassa kuvataan käytetty koelaitteisto ja mittausmenetelmät sekä esitetään saadut koetulokset. Koelaitteisto on viidellä nousuputkella varustettu ulkoisen kierron airlift-reaktori. Kokeellisessa osassa pyritään ratkaisemaan tällaisessa reaktorissa mahdollisesti esiintyviä ongelmia, kuten "slug flown" muodostuminen nousuputkissa sekä fluidien epätasainen jakautuminen nousuputkiin. Lisäksi tutkitaan erilaisten muuttujien, kuten kaasun tilavuusvirran, nesteen viskositeetin, suutinkoon ja nesteen jakoputken rakenteen, vaikutusta kaasun tilavuusosuuteen ja nesteen nopeuteen nousuputkissa. Nesteen nopeudet mitataan merkkiainemenetelmällä ja kaasun tilavuusosuudet manometrimenetelmällä. Lämmönsiirtoa tutkitaan mittaamalla lämpötilaeroja nousuputkissa NiCr-Ni –termoelementeillä. Mittaustulosten perusteella muokataan korrelaatiot kaasun tilavuusosuudelle ja nesteen tyhjäputkinopeudelle. Korrelaatioista lasketut tulokset sopivat kohtuullisen hyvin yhteen mitattujen tulosten kanssa. "Slug flown" ei todettu muodostuvan ongelmaksi 2.5 mPa s pienemmillä viskositeetin arvoilla 2 metriä pitkissä ja 19 mm halkaisijaltaan olevissa putkissa. Lisäksi todettiin, että kaasu- ja nestefaasien jakautumisongelmat voidaan ratkaista rakenteellisesti.

Fischer-Tropsch Slurry Bubble Column Reactor Modeling

The literature part of the work reviews overall Fischer-Tropsch process, Fischer-Tropsch reactors and catalysts. Fundamentals of Fischer-Tropsch modeling are also presented. The emphasis is on the reactor unit. Comparison of the reactors and the catalysts is carried out to choose the suitable reactor setup for the modeling work. The effects of the operation conditions are also investigated. Slurry bubble column reactor model operating with cobalt catalyst is developed by taking into account the mass transfer of the reacting components (CO and H2) and the consumption of the reactants in the liquid phase. The effect of hydrostatic pressure and the change in total mole flow rate in gas phase are taken into account in calculation of the solubilities. The hydrodynamics, reaction kinetics and product composition are determined according to literature. The cooling system and furthermore the required heat transfer area and number of cooling tubes are also determined. The model is implemented in Matlab software. Commercial scale reactor setup is modeled and the behavior of the model is investigated. The possible inaccuraries are evaluated and the suggestions for the future work are presented. The model is also integrated to Aspen Plus process simulation software, which enables the usage of the model in more extensive Fischer-Tropsch process simulations. Commercial scale reactor of diameter of 7 m and height of 30 m was modeled. The capacity of the reactor was calculated to be about 9 800 barrels/day with CO conversion of 75 %. The behavior of the model was realistic and results were in the right range. The highest uncertainty to model was estimated to be caused by the determination of the kinetic rate.

Coolant Flow and Heat Transfer in Pebble-Bed Reactor Core

This thesis gathers knowledge about ongoing high-temperature reactor projects around the world. Methods for calculating coolant flow and heat transfer inside a pebble-bed reactor core are also developed. The thesis begins with the introduction of high-temperature reactors including the current state of the technology. Process heat applications that could use the heat from a high-temperature reactor are also introduced. A suitable reactor design with data available in literature is selected for the calculation part of the thesis. Commercial computational fluid dynamics software Fluent is used for the calculations. The pebble-bed is approximated as a packed-bed, which causes sink terms to the momentum equations of the gas flowing through it. A position dependent value is used for the packing fraction. Two different models are used to calculate heat transfer. First a local thermal equilibrium is assumed between the gas and solid phases and a single energy equation is used. In the second approach, separate energy equations are used for the phases. Information about steady state flow behavior, pressure loss, and temperature distribution in the core is obtained as results of the calculations. The effect of inlet mass flow rate to pressure loss is also investigated. Data found in literature and the results correspond each other quite well, considered the amount of simplifications in the calculations. The models developed in this thesis can be used to solve coolant flow and heat transfer in a pebble-bed reactor, although additional development and model validation is needed for better accuracy and reliability.

Determining risk potential through accidents and near-accidents: an empirical study in a steel factory

Fatal and permanently disabling accidents form only one per I cent of all occupational accidents but in many branches of industry they account for more than half the accident costs. Furthermore the human suffering of the victim and his family is greater in severe accidents than in slight ones. For both human and economic reasons the severe accident risks should be identified befor injuries occur. It is for this purpose that different safety analysis methods have been developed . This study shows two new possible approaches to the problem.. The first is the hypothesis that it is possible to estimate the potential severity of accidents independent of the actual severity. The second is the hypothesis that when workers are also asked to report near accidents, they are particularly prone to report potentially severe near accidents on the basis of their own subjective risk assessment. A field study was carried out in a steel factory. The results supported both the hypotheses. The reliability and the validity of post incident estimates of an accident's potential severity were reasonable. About 10 % of accidents were estimated to be potentially critical; they could have led to death or very severe permanent disability. Reported near accidents were significantly more severe, about 60 $ of them were estimated to be critical. Furthermore the validity of workers subjective risk assessment, manifested in the near accident reports, proved to be reasonable. The studied new methods require further development and testing. They could be used both in routine usage in work places and in research for identifying and setting the priorities of accident risks.

Program hosting in communications environment with Reactor and thread pool approach

In this thesis concurrent communication event handling is implemented using thread pool approach. Concurrent events are handled with a Reactor design pattern and multithreading is implemented using a Leader/Followers design pattern. Main focus is to evaluate behaviour of implemented model by different numbers of concurrent connections and amount of used threads. Furthermore, model feasibility in a PeerHood middleware is evaluated. Implemented model is evaluated with created test environment which enables concurrent message sending from multiple connections to the system under test. Messages round trip times are measured in the tester application. In the evaluation processing delay into system is simulated and influence of delay to the average round trip time is analysed.

Design and implementation of a multipurpose reactor for scale-up studies

In the theoretical part, the different polymerisation catalysts are introduced and the phenomena related to mixing in the stirred tank reactor are presented. Also the advantages and challenges related to scale-up are discussed. The aim of the applied part was to design and implement an intermediate-sized reactor useful for scale-up studies. The reactor setting was tested making one batch of Ziegler–Natta polypropylene catalyst. The catalyst preparation with a designed equipment setting succeeded and the catalyst was analysed. The analyses of the catalyst were done, because the properties of the catalyst were compared to the normal properties of Ziegler–Natta polypropylene catalyst. The total titanium content of the catalyst was slightly higher than in normal Ziegler–Natta polypropylene catalyst, but the magnesium and aluminium content of the catalyst were in the normal level. By adjusting the siphonation tube and adding one washing step the titanium content of the catalyst could be decreased. The particle size of the catalyst was small, but the activity was in a normal range. The size of the catalyst particles could be increased by decreasing the stirring speed. During the test run, it was noticed that some improvements for the designed equipment setting could be done. For example more valves for the chemical feed line need to be added to ensure inert conditions during the catalyst preparation. Also nitrogen for the reactor needs to separate from other nitrogen line. With this change the pressure in the reactor can be kept as desired during the catalyst preparation. The proposals for improvements are presented in the applied part. After these improvements are done, the equipment setting is ready for start-up. The computational fluid dynamics model for the designed reactor was provided by cooperation with Lappeenranta University of Technology. The experiments showed that for adequate mixing with one impeller, stirring speed of 600 rpm is needed. The computational fluid dynamics model with two impellers showed that there was no difference in the mixing efficiency if the upper impeller were pumping downwards or upwards.

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.

Eksotermiset kemialliset reaktiot ydinreaktoreissa

Neljännen sukupolven reaktoreissa käytetään uusia teknisiä ratkaisuja ja uudenlaisia materiaaleja, joten myös niiden turvallisuuskriteerien laatimiseen tarvitaan uusia näkökulmia. Tällä hetkellä kehitetäänkin teknologianeutraaleja turvallisuuskriteerejä, joista voitaisiin johtaa jokaiselle uudelle reaktorikonseptille reaktorin erityispiirteet huomioivat teknologiaspesifit turvallisuuskriteerit. Näin pystytään takaamaan turvallisuuden korkea taso kaikissa uusissa reaktoreissa. Eksotermiset eli lämpöä vapauttavat kemialliset reaktiot muodostavat merkittävän uhan ydinvoimalaitosten turvallisuudelle. Tutkimalla nykyisin käytössä olevia turvallisuuskriteerejä sekä kehitteillä olevia teknologianeutraaleja turvallisuuskriteerejä voitiin havaita, että eksotermiset kemialliset reaktiot on niissä huomioitu hyvin, mutta ei kovin systemaattisesti. Tämän tutkielman tavoitteena oli pohtia, kuinka eksotermiset kemialliset reaktiot voitaisiin huomioida systemaattisemmin teknologianeutraaleissa turvallisuuskriteereissä. Johtopäätöksenä on, että epätoivottujen eksotermisten kemiallisten reaktioiden tapahtuminen tulisi ensisijaisesti pyrkiä estämään, mutta jos tällainen reaktio kuitenkin tapahtuu, tulisi sen seurauksia lieventää. Eksotermisten kemiallisten reaktioiden tapahtuminen pystytään estämään, jos eksotermisesti reagoivia aineita ei ole tai ne pystytään pitämään erillään toisistaan, tai jos lämpötilat saadaan pidettyä riittävän alhaisina. Tutkielman toisena tavoitteena oli tarkastella onnettomuusskenaarioita, jotka voisivat johtaa eksotermisiin kemiallisiin reaktioihin erityisesti neljännen sukupolven reaktoreissa. Tätä varten tutkitaan kirjallisuuden avulla joidenkin reaktorimateriaalien kemiallisia ominaisuuksia sekä muutamia neljännen sukupolven reaktoreja. Kirjallisuuden avulla tarkastellaan myös muutamaa sellaista ydinvoimalaitosonnettomuutta, joissa eksotermiset kemialliset reaktiot ovat olleet merkittävässä roolissa.

Development of a process for the direct synthesis of hydrogen peroxide in a novel microstructured reactor

Microreactors have proven to be versatile tools for process intensification. Over recent decades, they have increasingly been used for product and process development in chemical industries. Enhanced heat and mass transfer in the reactors due to the extremely high surfacearea- to-volume ratio and interfacial area allow chemical processes to be operated at extreme conditions. Safety is improved by the small holdup volume of the reactors and effective control of pressure and temperature. Hydrogen peroxide is a powerful green oxidant that is used in a wide range of industries. Reduction and auto-oxidation of anthraquinones is currently the main process for hydrogen peroxide production. Direct synthesis is a green alternative and has potential for on-site production. However, there are two limitations: safety concerns because of the explosive gas mixture produced and low selectivity of the process. The aim of this thesis was to develop a process for direct synthesis of hydrogen peroxide utilizing microreactor technology. Experimental and numerical approaches were applied for development of the microreactor. Development of a novel microreactor was commenced by studying the hydrodynamics and mass transfer in prototype microreactor plates. The prototypes were designed and fabricated with the assistance of CFD modeling to optimize the shape and size of the microstructure. Empirical correlations for the mass transfer coefficient were derived. The pressure drop in micro T-mixers was investigated experimentally and numerically. Correlations describing the friction factor for different flow regimes were developed and predicted values were in good agreement with experimental results. Experimental studies were conducted to develop a highly active and selective catalyst with a proper form for the microreactor. Pd catalysts supported on activated carbon cloths were prepared by different treatments during the catalyst preparation. A variety of characterization methods were used for catalyst investigation. The surface chemistry of the support and the oxidation state of the metallic phase in the catalyst play important roles in catalyst activity and selectivity for the direct synthesis. The direct synthesis of hydrogen peroxide was investigated in a bench-scale continuous process using the novel microreactor developed. The microreactor was fabricated based on the hydrodynamic and mass transfer studies and provided a high interfacial area and high mass transfer coefficient. The catalysts were prepared under optimum treatment conditions. The direct synthesis was conducted at various conditions. The thesis represents a step towards a commercially viable direct synthesis. The focus is on the two main challenges: mitigating the safety problem by utilization of microprocess technology and improving the selectivity by catalyst development.