Large Break Blowdown Test Facility Study

Työn tarkoituksena on kerätä yhteen tiedot kaikista maailmalta löytyvistä ison LOCA:n ulospuhallusvaiheen tutkimiseen käytetyistä koelaitteistoista. Työn tarkoituksena on myös antaa pohjaa päätökselle, onko tarpeellista rakentaa uusi koelaitteisto nesterakenne-vuorovaikutuskoodien laskennan validoimista varten. Ennen varsinaisen koelaitteiston rakentamista olisi tarkoituksenmukaista myös rakentaa pienempi pilottikoelaitteisto, jolla voitaisiin testata käytettäviä mittausmenetelmiä. Sopivaa mittausdataa tarvitaan uusien CFD-koodien ja rakenneanalyysikoodien kytketyn laskennan validoimisessa. Näitä koodeja voidaan käyttää esimerkiksi arvioitaessa reaktorin sisäosien rakenteellista kestävyyttä ison LOCA:n ulospuhallusvaiheen aikana. Raportti keskittyy maailmalta löytyviin koelaitteistoihin, uuden koelaitteiston suunnitteluperusteisiin sekä aiheeseen liittyviin yleisiin asioihin. Raportti ei korvaa olemassa olevia validointimatriiseja, mutta sitä voi käyttää apuna etsittäessä validointitarkoituksiin sopivaa ison LOCA:n ulospuhallusvaiheen koelaitteistoa.

Water chemistry management for future large experimental facilities

The thesis focuses on the water chemistry of the experimental test facilities and their reference VVER reactors. The main objective of the thesis is to provide recommendations for water chemistry management for laboratory facilities (VEERA, PACTEL) simulating the VVERs and for the large future facilities of the Lappeenranta University of Technology. In the beginning, the concept of nuclear power generation and the applicability of the nuclear power usage is discussed. Next, different water chemistry and water purification systems in primary and secondary circuits currently used at the power plant have been outlined. Also the construction geometry and design of test facilities PACTEL and VEERA, as well as the operation principles of their main equipment has been described. Finally, the appropriate water chemistry and water treatment system have been proposed for the existing and future experimental facilities of LUT.

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.

Vertailuanalyysin käyttö termohydraulisten koelaitteistojen tulosten laitosmittakaavaan skaalautumisen tutkimisessa

Työn tavoitteena oli tarkastella termohydraulisten koelaitteistojen skaalauksessa käytettäviä periaatteita ja menettelyjä sekä vertailla Apros-simulaattoriohjelmalla laskettuja kanden koelaitteistomallin ja EPR-mallin tuloksia. Tarkoituksena oli saada käsitys siitä, miten hyvin tarkastellut koelaitteistot kuvaavat EPR-Iaitostyypin käyttäytymistä onnettomuustilanteessa. Malleilla tutkittiin jäähdytteen määrän vaikutusta primääripiirin käyttäytymiseen. Koelaitteistomallien tuloksissa toistuvat samat ilmiöt kuin EPR-mallin tuloksissa. Laskettuja PKL-koelaitteistomallin tuloksia vertailtiin myös koelaitteistolla suoritettuun kokeeseen. PKL-mallin todettiin toistavan hyvin kokeen tulokset. Koelaitteistojen tuloksien perusteella kelpoistetaan laskentaohjelmia, joita käytetään ydinvoimalaitosten turvallisuustutkimuksessa. Erityistä harkintaa tulee käyttää koelaitteistojen tulosten hyödyntämisessä, sillä mittakaava vaikuttaa ilmiöiden esiintymiseen.

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.

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.

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.

Effect of the environment inside and outside the cage on the activity and behaviour test performance of silver foxes

Selostus: Kasvatushäkin ympäristön vaikutus hopeakettujen käyttäytymiseen

Estimation of genetic parameters for test-day milk production at different stages of lactation of Finnish Ayrshire heifers

Selostus: Ayrshire-ensikoiden koelypsykohtaisen maidontuotannon perinnölliset tunnusluvut laktaation eri vaiheissa

Short term behavioural consequences of denied access to environmental facilities in milk

Selostus: Eräiden ympäristövirikkeiden saatavuuden estämisen välittömät vaikutukset tarhaminkin käyttäytymiseen

Phosphorus in Finnish soils in the 1900s with particular reference to the acid ammonium acetate soil test

Selostus: Suomen maaperän fosforin tutkiminen 1900-luvulla ja viljavuustutkimuksen kehittäminen