RBMK-koereaktorin mallintaminen

Tämän kandidaatintyön tarkoituksena on tutkia jäähdytteen poistamisen vaikutusta RBMK-koereaktorin kasvukertoimeen ja erityisesti sitä, kuinka hyvin Monte Carlo -menetelmää käyttävä Serpent-laskentakoodi pystyy mallintamaan jäähdytteen poistamisen vaikutuksen. Aluksi tarkastellaan taustatietoina käytettyä raporttia käsiteltävän koereaktorin kriittisyysajoista ja aiemmista simulaatioista, sekä RBMK-reaktorin ominaispiirteitä ja Monte Carlo -simulaation teoriaa. Seuraavaksi esitellään koereaktorista luotu malli, selitetään mallinnettaessa tehdyt yksinkertaistukset ja kuvataan simulaation alkutilanne. Lopuksi käsitellään simulaation tuloksia ja Serpentillä luodun mallin soveltuvuutta verrattuna aiemmin suoritettuihin simulaatioihin.

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.

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.

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.

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

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

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.

Effects of polymorphisms in beta1-adrenoceptor and alpha-subunit of G protein on heart rate and blood pressure during exercise test. The finnish cardiovascular study.

J Appl Physiol vol 100, no 2, pp 507-511, 2006

T-wave alternans predicts mortality in a population undergoing a clinically indicated exercise test.

Eur Heart J. 2007 Oct;28(19):2332-7. Epub 2007 Jul 25.