Efeito da porosidade nas propriedades físicas, mecânicas e tribológicas de mós abrasivas

Dissertação de mestrado integrado em Engenharia de Materiais

FluidUM: análise de fluidos de um automóvel

Dissertação de mestrado integrado em Engenharia Mecânica

1015-009 Indian Creek Watershed Final Report

The focus of this project is "Indian Creek", a tributary to Cedar Creek which eventually empties into the Lower Skunk River. Indian Creek suffers from deteriorated water quality resulting from high volumes of urban stormwater runoff resulting in streambank erosion, combined sewer overflows and chemical and floatable litter pollution from roadways. The "Creative Solution for Indian Creek Water Quality" project will work with a local commercial business to create a model urban project The project will reduce the volume of urban stormwater by 930,000 gallons annually entering Indian Creek as well as reduce the volume of discharge water by 500,000 gallons annually. The local business will develop a system to divert stormwater from l acre of their roof as well as coolant discharge water from their factory into an existing retention pond. In addition, the project will reduce demand on the municipal water supply by 500,000 gallons annually by harvesting water from the retention pond for cooling operations.

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.

Primääri-sekundäärivuodon tunnistaminen aktiivisuusmittauksin Loviisan voimalaitoksella

Diplomityössä tutkittiin Loviisan voimalaitoksen primääri- ja sekundääripiirin aktiivisuusmittausten kykyä tunnistaa pienet primääri-sekundäärivuodot. Tarkasteltavat primääri-sekundäärivuotojen suuruudet valittiin laitoksen hätätilanne- ja häiriönselvitysohjeiden mukaisesti. Vuodon vaikutuksia arvioitiin erilaisilla primäärijäähdytteen ominaisaktiivisuuksilla. Ominaisaktiivisuudet primääripiirissä määritettiin nuklidikohtaisesti erilaisille polttoainevuototapauksille. Työssä huomioitiin myös transienteissa mahdollisesti esiintyvä primääripiirin aktiivisuustasoa nostava spiking-ilmiö. Vuodon tarkempaa tunnistamista varten työssä laskettiin tarkasteltaville mittareille kalibrointikertoimet. Primääri-sekundäärivuoto mallinnettiin APROS-simulointiohjelmalla laitoksen eri käyttötiloissa ja kahdella eri vuotokoolla. Varsinainen aktiivisuuslaskenta suoritettiin SEKUN-ohjelmalla. Työssä tätä aktiivisuus- ja päästölaskentaohjelmaa muokattiin ohjelmoimalla siihen tarkasteltavat aktiivisuusmittaukset sekä primääripiirin puhdistus ja ulospuhallus. Laskelmien tuloksena saatiin arviot kunkin tarkasteltavana olleen aktiivisuusmittauksen soveltuvuudesta primääri-sekundäärivuodon tunnistamiseen erilaisissa polttoainevuototapauksissa ja reaktorin eri tehotasoilla. Häiriönselvitysohje I3:n käyttöönottoa edellyttävät vuotokoot määritettiin aktiivisuusmittausten havaitseman perusteella. Erityisesti kuumavalmiustilassa tapauksissa, joissa reaktorisydämessä oletetaan olevan tiiveytensä menettäneitä polttoainesauvoja, spikingin vaikutus jäähdytteiden aktiivisuuspitoisuuksiin ja mittaustuloksiin oli merkittävä. Niiltä osin, kuin tulokset käsittelevät ohjeissa vuodon tunnistamiseen käytettyjä aktiivisuusrajoja, tulokset osoittivat aktiivisuusrajat oikeiksi. Kuumavalmiudessa aktiivisuusmittausten mittausalueet saattavat joissakin tapauksissa rajoittaa primääri-sekundäärivuodon tunnistamista.

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.

Laskentamalli PKL-koelaitteiston pienen vuodon kokeen simuloimiseksi Apros-ohjelmistolla

Työn tavoitteena oli tehdä Apros-laskentamalli PKL-koelaitteistosta ja testata kuinka hyvin Apros pystyy laskemaan PKL-koelaitteistolla suoritetun E2.2 pienen vuodon kokeen. Tavoitteena oli myös tarkastella boorittoman veden tulpan etenemistä pienen vuodon kokeen aikana. PKL-koelaitteisto vastaa saksalaista sähköteholtaan 1300 MW olevaa Philippsburg 2 painevesilaitosta. Koelaitteiston tilavuudet ja teho on skaalattu kertoimella 145. Työssä tehdyllä laskentamallilla tarkasteltiin boorittoman veden tulpan liikkumista pienen vuodon kokeen aikana. Kun malli oli valmis, laskenta suoritettiin Apros 5.05 versiolla. Boorittoman veden tulpan etenemisen laskennassa käytettiin toisen kertaluvun diskretointia, jolla booripitoisuuden muutokset säilyvät teräväreunaisina. Laskentamalli pystyi kuvaamaan koelaitteistolla suoritetussa pienen vuodon kokeessa tapahtuneet ilmiöt varsin hyvin. Eroa koetuloksiintuli pääkiertopiirien luonnonkiertojen alkamishetkistä ja primääripaineen käyttäytymisessä. Kokeen alkutilanne ei ollut stationääritila, joten alkutilanteen asettamisessa oli hankaluuksia. Varsinkin pääkiertopiirien veden pinnankorkeuksienasettamisessa oli vaikeuksia, koska veden pinnankorkeuksien erot pyrkivät tasoittumaan nopeasti kokeen aikana. Apros pystyi laskemaan PKL-koelaitteistolla suoritetun pienen vuodon kokeen hyvin. Mallilla tulisi kuitenkin laskea vielä toisentyyppisiäkin kokeita, ennen kuin voidaan varmuudella tietää mallin toimivuus. PKL-koelaitteisto vastaa pääpiirteiltään Suomeen rakennettavaa Olkiluoto 3 ydinvoimalaitosta. Tehty työ antaa lisävarmuutta, kun Olkiluoto 3 laitoksen turvallisuustarkasteluita tehdään.

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.

Mekanisoidun hitsauksen käyttö ydinvoimalaitoksella

Diplomityössä päätavoitteena oli selvittää kuinka mekanisointia voitaisiin hyödyntää Fortum Power & Heat Oy:n Loviisan voimalaitoksen hitsauksissa. Työn osatavoitteisiin kuului mm. tutkia saadaanko mekanisoinnin käytön seurauksena parannettua laatua pienennettyä säteilyannoksia tai kustannuksia. Käytännön esimerkkinä oli pääkiertopumpun pesän tiivistepinnan korjaushitsaus. Teoriaosuus käsittelee nykyaikaisia hitsausmenetelmiä sekä hitsauksen mekanisoinnista ja automatisoinnista saatavia etuja. Käytännön osuudessa käytiin läpi Loviisan voimalaitoksen mekanisoidun hitsauksen historia ja hitsauksen nykytila ja tulevaisuus. Tulevaisuuden tarkastelussa kartoitettiin kohteita missä mekanisoinnin käytöstä saataisiin hyötyä ja mietittiin miten kyseinen kohteen mekanisointi voitaisiin toteuttaa. Tarkastelujen perusteella Loviisan voimalaitokselta löytyi kolme kohdetta, jossa hitsauksen mekanisointi olisi järkevä toteuttaa tavoitteiden puitteissa. Mekanisoitavissa olevat kohteet olivat putkiston hitsaus, suurien säiliöiden vuorauksien hitsaus ja suurien tiivistepintojen pinnoitushitsaus. Pääkiertopumpun pesän tiivistepinnan hitsaukselle löydettiin kolme laitteistovaihtoehtoa, joiden pohjalta lopullinen päätös voidaan tehdä.

VVER-640 -reaktorityypin passiiviset turvallisuusominaisuudet

Turvallisuussuunnittelu muodostaa merkittävän osan ydinvoimalaitoksen suunnit-telutyöstä. Uusissa laitoskonsepteissa turvallisuutta on pyritty parantamaan lisää-mällä perinteisten aktiivisten hätäjärjestelmien rinnalle passiivisia eli toiminnal-taan puhtaasti luonnonlakeihin perustuvia hätäjärjestelmiä. Sähköteholtaan 640 MW oleva VVER-640 -laitostyyppi edustaa tässä suhteessa viimeisintä kehi-tysaskelta venäläisten VVER kevytvesireaktorien sarjassa. Suunnittelun lähtökoh-tana on ollut turvallisuuden parantaminen verrattuna aikaisempiin VVER-malleihin. Tähän on pyritty hätäjärjestelmien passiivisella toteutuksella. Passiivis-ten järjestelmien mitoitusperusteena on ollut laitoksen selviäminen itsenäisesti 24 tunnin ajan mahdollisissa onnettomuustilanteissa ilman suojarakennuksen tiiviy-den menetystä. Relap5-ohjelmalla tehtyjen simulointien perusteella laitoksen pas-siiviset järjestelmät näyttäisivät pystyvän huolehtimaan laitoksen turvallisuudesta sekä jäähdytteen- että sähkönmenetysonnettomuuksissa ilman aktiivisten järjes-telmien apua vaaditut 24 tuntia.

Ydinvoimalaitoksen varalla olevien turvallisuusjärjestelmien määräaikaistestausten riittävyys ja kattavuus

Ydinvoimalaitoksen varalla olevien turvallisuusjärjestelmien tehtävänä on ehkäistä häiriö- ja onnettomuustilanteiden syntyminen sekä lieventää mahdollisen onnettomuuden seurauksia. Jotta saadaan tietoa näiden tärkeiden järjestelmien käyttökunnosta, on suoritettava riittäviä ja kattavia määräaikaistestauksia. Tutkimuksen pääkohteena ovat Olkiluodon voimalaitoksen matala- ja korkeapaineisten hätäjäähdytysjärjestelmien määräaikaistestaukset ja niiden ohjeet. Määräaikaistestauksista arvioidaan niiden kykyä havainnoida vikoja, mahdollisia vikaantumisia testauksissa, testausten taajuutta sekä vastaavuutta järjestelmien suunnitteluperusteena olevaan jäähdytteenmenetysonnettomuuteen (LOCA). Lisäksi selvitetään, mitä hyötyä testausten hajautuksilla ja diversifioinnilla on saavutettu, ja miten niitä tulisi jatkossa soveltaa. Testauksiin liittyviä ohjeita ja menettelyjä arvioidaan tarkastelemalla, täyttävätkö ne viranomaisen asettamat vaatimukset. Tulokseksi syntyi arvio järjestelmien testausten nykytilasta, joka on yleisesti ottaen hyvä. Tähän ovat vaikuttaneet testauksissa esiintyneiden puutteiden korjaaminen ja määräaikaistestausten määräajoin tapahtuvan arvioinnin kehittäminen. Vertailut LO-CA:an tuottivat tyydyttävän tuloksen, koska testausten todettiin olevan riittävän laajat ja vastaavan vuodessa kertyvien rasitusten osalta noin vuorokauden aikaista onnettomuutta lähes kaikilla laitteilla. Suositeltavaa olisi suorittaa pitkäaikaisempaa testausta apusyöttövesijärjestelmän pumpulle. Optimitestausvälin mukaisesti testausvälit ovat tällä hetkellä riittävän tiheät, ja muutamia testauksia pitäisi jopa harventaa. Hajautuksilla on saavutettu huomattava riskin väheneminen, ja nykyisin hajautusta sovelletaan hätäjäähdytysjärjestelmissä laajasti. Joistakin mittalaitteiden testauksista hajautus vielä puuttuu, joten näihin se olisi suositeltavaa lisätä. Järjestelmien testausten diversifiointi on nykyisellään riittävää.

Kuulakekoreaktorin sydämen jäähdytevirtauksen CFD-mallinnus

Kandidaatintyössä luotiin CFD-malli mallintamaan jäähdytevirtausta kuulakekoreaktorin sydämessä käyttämällä Ansys Fluent -ohjelmaa. Mallin avulla tarkasteltiin virtauksen käyttäymistä ja painehäviötä ja saatuja tuloksia verrattiin aiempiin tutkimuksiin. Kandidaatin työssä on myös kerrottu mallintamisen etenemisestä ja laskentateoriaa.

Epävarmuustarkastelun soveltaminen deterministisissä turvallisuusanalyyseissä

Tässä diplomityössä esitetään selvitys käytössä olevista deterministisistä turvallisuusanalyysimenetelmistä. Deterministisillä turvallisuusanalyyseillä arvioidaan ydinvoimalaitosten turvallisuutta eri käyttötilojen aikana. Voimalaitoksen turvallisuusjärjestelmät mitoitetaan deterministisen turvallisuusanalyysin tulosten perusteella. Deterministiset turvallisuusanalyysit voidaan laatia konservatiivista tai tilastollista menetelmää käyttäen. Konservatiivinen menetelmä pyrkii mallintamaan tarkasteltavan tilanteen siten, että laitoksen todellinen käyttäytyminen on hyvällä varmuudella lievempää kuin analyysitulos. Konservatiivisessa menetelmässä analyysin epävarmuudet huomioidaan konservatiivisilla oletuksilla. Tilastollinen menetelmä perustuu parhaan arvion menetelmään eli pyrkimykseen mallintaa laitoksen käyttäytyminen mahdollisimman todenmukaisesti. Tilastollisessa menetelmässä analyysin epävarmuudet määritetään systemaattisesti tilastomatematiikan keinoin. Työssä painotetaan tilastollisen analyysin epävarmuuksien määritykseen käytettäviä epävarmuustarkastelumenetelmiä. Diplomityön laskennallisessa osassa vertaillaan deterministisen turvallisuusanalyysin laadintaan käytettäviä menetelmiä termohydraulisen turvallisuusanalyysiesimerkin laskennan kautta. Laskennassa tarkasteltavana onnettomuutena on Olkiluoto 3-laitosyksikössä tapahtuva primäärijäähdytepiirin putkikatkosta aiheutuva jäähdytteenmenetysonnettomuus. Lasketun esimerkkitapauksen perusteella tilastollista ja konservatiivista menetelmää voidaan pitää vaihtoehtoisina turvallisuusanalyysin laadintaan. Molemmat analyysit tuottivat hyväksyttäviä ja toisilleen verrannollisia tuloksia, joiden suuruusluokka on sama.

Vuosihuollon aikainen käyttöturvallisuus

Tässä työssä on tarkasteltu Suomessa käytössä olevien ydinvoimalaitosten vuosihuoltojen aikaista käyttöturvallisuutta yleisesti sekä arvioitu voimayhtiöiden vuosihuoltojen aikaisten häiriö- ja hätätilanteiden varalta laatimien ohjeiden kattavuutta. Kattavuuden arviointi suoritettiin tarkastelemalla seisokkitiloja käsitteleviä todennäköisyysperusteista riskianalyysia (PRA), lopullista turvallisuusselostetta (FSAR) ja turvallisuusteknisiä käyttöehtoja (TTKE). PRA:n mukaan Olkiluodon 1 ja 2 laitosyksiköiden sydänvauriotaajuudesta noin 25 % liittyy vuosihuollon aikaisiin alkutapahtumiin. Loviisan laitosyksiköillä vastaava osuus on noin 61 %. Merkittävimmät vuosihuoltojen aikaiset alkutapahtumat sydänvaurioriskin kannalta olivat Olkiluodossa tulipalot, jäähdytteen menetykset ja jälkilämmön poiston menetykset sekä Loviisassa raskaan taakan pudotukset, booripitoisuuden laimeneminen ja öljyonnettomuudet. Saatujen tulosten perusteella voitiin todeta, että voimayhtiöiden laatimat häiriö- ja hätätilanneohjeet olivat pääosiltaan asianmukaiset ja ne kattoivat hyvin erilaiset seisokin aikaiset alkutapahtumat. Tarkastelun perusteella tehtiin ohjeistoon muutamia parannusehdotuksia. Seisokkitiloja koskevat TTKE ja FSAR havaittiin asianmukaisiksi molemmilla tarkastelluilla laitoksilla.

Evaluation of Bubble Formation and Break Up in Suppression Pools by Using Pattern Recognition Methods

During a possible loss of coolant accident in BWRs, a large amount of steam will be released from the reactor pressure vessel to the suppression pool. Steam will be condensed into the suppression pool causing dynamic and structural loads to the pool. The formation and break up of bubbles can be measured by visual observation using a suitable pattern recognition algorithm. The aim of this study was to improve the preliminary pattern recognition algorithm, developed by Vesa Tanskanen in his doctoral dissertation, by using MATLAB. Video material from the PPOOLEX test facility, recorded during thermal stratification and mixing experiments, was used as a reference in the development of the algorithm. The developed algorithm consists of two parts: the pattern recognition of the bubbles and the analysis of recognized bubble images. The bubble recognition works well, but some errors will appear due to the complex structure of the pool. The results of the image analysis were reasonable. The volume and the surface area of the bubbles were not evaluated. Chugging frequencies calculated by using FFT fitted well into the results of oscillation frequencies measured in the experiments. The pattern recognition algorithm works in the conditions it is designed for. If the measurement configuration will be changed, some modifications have to be done. Numerous improvements are proposed for the future 3D equipment.