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.

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.

Loca quaedam difficiliora epistolae Pauli ad Galatas

Arkit: 1 arkintunnukseton lehti, A-B4 C2.

Crisis modesta in loca quaedam scriptorum theologicorum

Invocatio: D.D.

Loca quaedam difficiliora epistolae Pauli ad Galatas

Arkit: 1 arkintunnukseton lehti, D-E4 F3.

Specimen commentationis in bina loca Optices Isaaci Newtoni

Invocatio: Q.F.F.Q.S.

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.

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.

Tabvla Rvssiae ex autographo, quod delineandum curavit Foedor filius tzaris Boris desumta; et ad fluvios Dwinam, Zuchanam, aliaque loca, quantum ex tabulis et notitiis ad nos delatis fieri potuit, amplificata: ac magno domino, tzari , et magno duci Michäeli Foedorowits omnium Russorum, autcratori Wolodimeriae, Moscoviae et Novogardia. Tzari Cazaniae, tzari Astracaniae, tzari Siberiae, domino Plescoviae magno duci Smolenscoviae, Otweriae, Iugoriae, Permiae, Wiatkiae, Bulgariae etc: domino regionum Iveriae Kartalinie et Groesiniae tzari etc: dedicata ab Hesselo Gerardo M.DC.XIIII.

[N. 1:9000000].

Tabula Russiae ex autographo, quod delineandum curavit Foedor filius tzaris Boris desumta et ad fluvios Dwinam Zuchanaw aliaque loca quandum ex tabulis et notitÿs ad nos delatis fieri potuit amplificaca alias dicta Moscovia.

[N. 1:10000000].

Nova ratione determinantur loca telluris, ab effectibus parallaxis in transitu planetarum sub sole, dependentia

Arkit: A-B4.

Loca quaedam Novi Testamenti in versione svecana emendationis indiga vel minus sistens

Invokaatio: D.D.

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.

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.

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.