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.

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.

Life cycle management of TVO nuclear power plant

Tämä diplomityö tutkii eri elinkaarihallinnan menetelmiä ja vertaa niitä TVO:n menetelmiin. Lisäksi TVO:n prosessin ongelmakohdat tunnistetaan ja niihin esitetään ratkaisuja. Vertailukohteina toimii ydinvoimateollisuuden lisäksi vesivoima, fossiiliset voimalaitokset sekä paperiteollisuus. Sähkön hinnan jatkaessa laskuaan on elinkaariajattelusta tullut ajankohtaista myös ydinvoimayhtiöille. Ydinvoimalaitoksien pitkän suunnitellun käyttöiän ansiosta laitoksen elinkaaren aikana voi tapahtua useita asioita, jotka vaikuttavat laitoksen investointitarpeisiin. Turvallisen sähköntuotannon varmistamiseksi eri laitososia on joko muokattava tai uusittava. Elinkaariajatteluun kuuluu tehokas laitoksen kunnon valvonta, laitoksen ikääntymiseen vaikuttavien ilmiöiden tunnistaminen, sekä ikääntymistä hillitsevien toimenpiteiden pitkän tähtäimen suunnittelu. Hyvällä ennakkosuunnittelulla pyritään varmistamaan se, että laitoksella voidaan tuottaa sähköä koko sen jäljellä olevan käyttöiän aikana. Kun tarpeiden tunnistus ja suunnittelu tehdään hyvissä ajoin mahdollistetaan myös investointien optimointi. Paras hyöty pyritään saamaan ajoittamalla oikeat investoinnit oikeaan aikaan.

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.

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.

Convergence withEU environmental legislation in Russia and Kyoto Protocol effects on certain power plants in Russia

Venäjällä uudistetaan sähkömarkkinoita. Uudistamisella pyritään vapauttamaan sähkömarkkinat ja lisäämään kilpailua energiasektorilla. Sähkömarkkinoiden vapauttamisen tarkoitus on energiasektorin hyötysuhteen nostaminen ja investointien houkutteleminen sektorille. Venäjä on ratifioinut Kioton protokollan, mikä energiasektorin kannalta on tärkeää, koska protokollan yhteistoteutusmekanismin kautta saadaan houkuteltua investointeja sektorille. Venäjän sähkömarkkinoiden vapauttamisen pitkäaikainen tähtäin on Venäjän ja Euroopan sähkömarkkinoiden integroituminen, joka tarkoittaa myös ympäristölainsäädännönyhtenäistämistä. Tämä tutkimus on osa Fortum Oyj:n tarjoamaa teknistä katselmusta Venäjällä toimivalle sähköyhtiölle, TGC-9:lle. Tässä työssä keskitytään TGC-9:n omistamien energiatuotantolaitoksien happamoitumista aiheuttaviin ilmapäästöihin ja pölypäästöihin. Tutkimuksessa pyritään myös löytämään Kioton protokollan yhteistoteutusmekanismi hyödyntämiskohteita. NOx -päästöt tulevat olemaan suurin haaste TGC-9:lle, jos ympäristöstandardit yhdenmukaistetaan. Yhteistoteutusmekanismin hyödyntämiskohteita löydettiin neljä: koksaamokaasun hyödyntäminen, maakaasun korvaaminen kuoren poltolla ja kaksi tapausta liittyen laitoksien hyötysuhteen nostamiseen.

Supplier Energy Audits in Thermal Power Plants

This master’s thesis handles an operating model for an electric equipment supplier conducted sale oriented energy audit for pumping, fan and other motor applications at power plants. The study goes through the largest factors affecting internal electricity use at a power plant, finds an energy audit –like approach for the basis of information gathering and presents the information needed for conducting the analysis. The model is tested in practice at a kraft recovery boiler of a chemical pulping mill. Targets chosen represent some of the largest electric motor applications in the boiler itself and in its fuel handling. The energy saving potential of the chosen targets is calculated by simulating the energy consumption of the alternatives for controlling the targets, and thereafter combining the information with the volume flow duration curve. Results of the research are somewhat divaricated, as all the information needed is not available in the automation system. Some of the targets could be simulated and their energy saving potential calculated quite easily. At some of the targets chosen the monitoring was not sufficient enough for this and additional measurements would have been needed to base the calculations on. In traditional energy audits, energy efficiency of pump and fan applications is not necessarily examined. This means that there are good possibilities for developing the now presented targeted energy audit procedure basis further.

Requirement management in nuclear power projects

Diplomityön tarkoituksena oli tutkia vaatimusten hallintaa suunnittelu- ja konsultointiyrityksen kannalta Suomen ydinvoimaprojekteissa keskittyen ydinturvallisuus- ja laatuvaatimuksiin. Ydinvoimaprojekteissa toimiminen on edellyttänyt menettelyohjeiden ja laatujärjestelmän uudelleen organisointia yrityksessä ja esiin on noussut haasteita liittyen muun muassa vaatimusten tunnistamiseen ja todentamiseen erityyppisissä ja erilaajuisissa projekteissa. Työ toteutettiin perehtymällä ydinvoimaan liittyvään lainsäädäntöön Suomessa, ohjeisiin ja standardeihin sekä haastattelemalla yrityksen omia asiantuntijoita. Viimeaikaisista sekä meneillään olevista projekteista kerättiin kokemuksia sekä arvioitiin ydinvoima projekteja varten laaditun projektin toteutusohjeen toimivuutta ja käytettävyyttä esimerkkiprojektin avulla. Suurimmiksi haasteiksi tunnistettiin lainsäädännöllisten vaatimusten, kuten ydinvoima- laitosohjeiden (YVL) muuttuminen ja tulkinnanvaraisuus sekä asiakkaiden perehtymät- tömyys Suomen lainsäädäntöön ja vaatimustasoon liittyen ydinturvallisuuteen. Työn tuloksena tunnistettiin hyviä vaatimusten hallintaan liittyviä projektinhallintaa ja ydin- turvallisuutta edistäviä asioita, kuten vaatimusten täsmentäminen jo sopimustasolla sekä niiden täyttymisen seuranta projektin aikana. Erillisen vaatimustietokannan luomista ydinvoimaprojekteja varten tutkittiin, mutta siitä luovuttiin teknisten vaatimusten osalta kannattamattomana, sillä standardien ja vaatimusten määrä kasvoi niin suureksi, että niiden hallitseminen vaatisi enemmän työtä kuin mitä projektien taso yleensä sallisi.

The probabilistic risk analysis of external hazards of an interim storage for spent nuclear fuel

Tässä diplomityössä tehtiin Olkiluodon ydinvoimalaitoksella sijaitsevan käytetyn ydinpolttoaineen allasvarastointiin perustuvan välivaraston todennäköisyysperustainen ulkoisten uhkien riskianalyysi. Todennäköisyysperustainen riskianalyysi (PRA) on yleisesti käytetty riskien tunnistus- ja lähestymistapa ydinvoimalaitoksella. Työn tarkoituksena oli laatia täysin uusi ulkoisten uhkien PRA-analyysi, koska Suomessa ei ole aiemmin tehty vastaavanlaisia tämän tutkimusalueen riskitarkasteluja. Riskitarkastelun motiivina ovat myös maailmalla tapahtuneiden luonnonkatastrofien vuoksi korostunut ulkoisten uhkien rooli käytetyn ydinpolttoaineen välivarastoinnin turvallisuudessa. PRA analyysin rakenne pohjautui tutkimuksen alussa luotuun metodologiaan. Analyysi perustuu mahdollisten ulkoisten uhkien tunnistamiseen pois lukien ihmisen aikaansaamat tahalliset vahingot. Tunnistettujen ulkoisten uhkien esiintymistaajuuksien ja vahingoittamispotentiaalin perusteella ulkoiset uhat joko karsittiin pois tutkimuksessa määriteltyjen karsintakriteerien avulla tai analysoitiin tarkemmin. Tutkimustulosten perusteella voitiin todeta, että tiedot hyvin harvoin tapahtuvista ulkoisista uhista ovat epätäydellisiä. Suurinta osaa näistä hyvin harvoin tapahtuvista ulkoisista uhista ei ole koskaan esiintynyt eikä todennäköisesti koskaan tule esiintymään Olkiluodon vaikutusalueella tai edes Suomessa. Esimerkiksi salaman iskujen ja öljyaltistuksen roolit ja vaikutukset erilaisten komponenttien käytettävyyteen ovat epävarmasti tunnettuja. Tutkimuksen tuloksia voidaan pitää kokonaisuudessaan merkittävinä, koska niiden perusteella voidaan osoittaa ne ulkoiset uhat, joiden vaikutuksia olisi syytä tutkia tarkemmin. Yksityiskohtaisempi tietoisuus hyvin harvoin esiintyvistä ulkoisista uhista tarkentaisi alkutapahtumataajuuksien estimaatteja.

Productizing of advanced service for power plants

Työn tavoitteena on kehittää ABB:lle palvelutuote, jota voidaan tarjota voimalaitosasiakkaille. Uuden palvelutuotteen tulee vastata ABB:n uuden strategian linjauksiin. Palvelulla tarjotaan asiakkaille 1.1.2015 voimaan tulleen energiatehokkuuslain määrittelemien pakollisten toimenpiteiden suoritusta. Työssä kerätään, käsitellään ja analysoidaan tietoa voimalaitosasiakkaille suunnatun palvelun tuotteistamisprosessin päätöksenteon tueksi. Palvelutuotteen kehittämistä varten tutkitaan ABB:n nykyisiä palvelutuotteita, osaamista ja referenssi projekteja, energiatehokkuuslakia, voimalaitosten energiatehokkuus-potentiaalia ja erilaisia energiakatselmusmalleja. Päätöksenteon tueksi tehdään referenssiprojektina energia-analyysi voimalaitokselle, jossa voimalaitoksesta tehdään ipsePRO simulointiohjelmalla mallinnus. Mallinnuksen ja koeajojen avulla tutkitaan voimalaitoksen minimikuorman optimointia. Markkinatutkimuksessa selvitetään lainsäädännön vaikutusta, nykyistä markkinatilannetta, potentiaalisia asiakkaita, kilpailijoita ja ABB:n mahdollisuuksia toimia alalla SWOT–analyysin avulla. Tutkimuksen tulosten perusteella tehdään päätös tuotteistaa voimalaitoksille palvelutuote, joka sisältää kaikki toimet energiatehokkuuslain asettamien vaatimusten täyttämiseen yrityksen energiakatselmuksen vastuuhenkilön, energiakatselmuksen ja kohdekatselmuksien teon osalta. Lisäksi työn aikana Energiavirasto myönsi ABB:lle pätevyyden toimia yrityksen energiakatselmuksen vastuuhenkilönä, mikä on edellytyksenä palvelun tarjoamiselle.

The role of nuclear power in the future energy system

Currently widely accepted consensus is that greenhouse gas emissions produced by the mankind have to be reduced in order to avoid further global warming. The European Union has set a variety of CO2 reduction and renewable generation targets for its member states. The current energy system in the Nordic countries is one of the most carbon free in the world, but the aim is to achieve a fully carbon neutral energy system. The objective of this thesis is to consider the role of nuclear power in the future energy system. Nuclear power is a low carbon energy technology because it produces virtually no air pollutants during operation. In this respect, nuclear power is suitable for a carbon free energy system. In this master's thesis, the basic characteristics of nuclear power are presented and compared to fossil fuelled and renewable generation. Nordic energy systems and different scenarios in 2050 are modelled. Using models and information about the basic characteristics of nuclear power, an opinion is formed about its role in the future energy system in Nordic countries. The model shows that it is possible to form a carbon free Nordic energy system. Nordic countries benefit from large hydropower capacity which helps to offset fluctuating nature of wind power. Biomass fuelled generation and nuclear power provide stable and predictable electricity throughout the year. Nuclear power offers better energy security and security of supply than fossil fuelled generation and it is competitive with other low carbon technologies.

Promoting Growth in the Use of Bioenergy in Europe by Converting Existing Coal-Fired Power Plants to Biomass

Repowering existing power plants by replacing coal with biomass might offer an interesting option to ease the transition from fossil fuels to renewable energy sources and promote a fur-ther expansion of bioenergy in Europe, on account of the potential to decrease greenhouse gas emissions, as well as other pollutants (SOx, NOx, etcetera). In addition, a great part of the appeal of repowering projects comes from the opportunity to reuse the vast existing invest-ment and infrastructure associated with coal-based power generation. Even so, only a limited number of experiences with repowering are found. Therefore, efforts are required to produce technical and scientific evidence to determine whether said technology might be considered feasible for its adoption within European conditions. A detailed evaluation of the technical and economic aspects of this technology constitutes a powerful tool for decision makers to define the energy future for Europe. To better illustrate this concept, a case study is analyzed. A Slovakian pulverized coal plant was used as the basis for determining the effects on perfor-mance, operation, maintenance and cost when fuel is shifted to biomass. It was found that biomass fuel properties play a crucial role in plant repowering. Furthermore, results demon-strate that this technology offers renewable energy with low pollutant emissions at the cost of reduced capacity, relatively high levelized cost of electricity and sometimes, a maintenance-intensive operation. Lastly, regardless of the fact that existing equipment can be reutilized for the most part, extensive additions/modifications may be required to ensure a safe operation and an acceptable performance.

Techno-Economic Assessment of LNG and Diesel Production and Global Trading Based on Hybrid PV-Wind Power Plants and PtG, GtL and PtL Technologies

With growing demand for liquefied natural gas (LNG) and liquid transportation fuels, and concerns about climate change and causes of greenhouse gas emissions, this master’s thesis introduces a new value chain design for LNG and transportation fuels and respective fundamental business cases based on hybrid PV-Wind power plants. The value chains are composed of renewable electricity (RE) converted by power-to-gas (PtG), gas-to-liquids (GtL) or power-to-liquids (PtL) facilities into SNG (which is finally liquefied into LNG) or synthetic liquid fuels, mainly diesel, respectively. The RE-LNG or RE-diesel are drop-in fuels to the current energy system and can be traded everywhere in the world. The calculations for the hybrid PV-Wind power plants, electrolysis, methanation (H2tSNG), hydrogen-to-liquids (H2tL), GtL and LNG value chain are performed based on both annual full load hours (FLh) and hourly analysis. Results show that the proposed RE-LNG produced in Patagonia, as the study case, is competitive with conventional LNG in Japan for crude oil prices within a minimum price range of about 87 - 145 USD/barrel (20 – 26 USD/MBtu of LNG production cost) and the proposed RE-diesel is competitive with conventional diesel in the European Union (EU) for crude oil prices within a minimum price range of about 79 - 135 USD/barrel (0.44 – 0.75 €/l of diesel production cost), depending on the chosen specific value chain and assumptions for cost of capital, available oxygen sales and CO2 emission costs. RE-LNG or RE-diesel could become competitive with conventional fuels from an economic perspective, while removing environmental concerns. The RE-PtX value chain needs to be located at the best complementing solar and wind sites in the world combined with a de-risking strategy. This could be an opportunity for many countries to satisfy their fuel demand locally. It is also a specific business case for countries with excellent solar and wind resources to export carbon-neutral hydrocarbons, when the decrease in production cost is considerably more than the shipping cost. This is a unique opportunity to export carbon-neutral hydrocarbons around the world where the environmental limitations on conventional hydrocarbons are getting tighter.