Analisi di un Incidente Non Mitigato di Tipo LOCA in un Reattore PWR Mediante il Codice MELCOR 2.1

La presente attività di tesi è stata svolta presso la Divisione di Sicurezza Nucleare dell’ENEA di Bologna ed è stata finalizzata ad analizzare, mediante il codice MELCOR 2.1, le conseguenze di tre incidenti severi non mitigati di tipo LBLOCA in un generico reattore nucleare ad acqua leggera pressurizzata (PWR) da 900 MWe. In particolare sono stati confrontati gli scenari incidentali relativi a tre distinti eventi iniziatori nel circuito di refrigerazione primario: la rottura a ghigliottina della gamba fredda (CL) del loop 1, della gamba calda (HL) del loop 1 e della surge line di connessione con il pressurizzatore. Le analisi MELCOR hanno indagato la progressione incidentale in-vessel, con particolare riferimento alle fenomenologie termoidrauliche e di degradazione del core. MELCOR infatti è un codice integrato che simula le principali fenomenologie riguardanti sequenze incidentali di tipo severo in reattori ad acqua leggera. Durante la prima fase dei tre transitori incidentali risultano predominanti fenomenologie di carattere termoidraulico. In particolare MELCOR predice la rapida depressurizzazione e il conseguente svuotamento del sistema di refrigerazione primario. I tre transitori sono poi caratterizzati dallo scoprimento completo del core a causa dell’indisponibilità del sistema di refrigerazione di emergenza. Il conseguente riscaldamento del core per il calore di decadimento e per ossidazione delle strutture metalliche conduce inevitabilmente alla sua degradazione e quindi al fallimento della lower head del recipiente in pressione del reattore nei tre scenari incidentali in tempi diversi. Durante la prima fase incidentale, di carattere prevalentemente termoidraulico, sono state rilevate le principali differenze fenomenologiche causate dalle differenti posizioni e dimensioni delle rotture. Il transitorio causato dalla rottura della CL si è confermato come il più gravoso, con fallimento anticipato della lower head rispetto agli altri due transitori considerati.

PWR fuel element specifications.

"Reactors - Power (TID-4500, 13th Edition)."

Radiological surveillance study at the Haddam Neck PWR nuclear power station

Mode of access: Internet.

Hydrodynamic phenomena in the downcomer during flow rate transients in the primary circuit of a PWR

Mixing phenomena observed when the flow rate in a single loop of the primary circuit is changed can influence the operation of pressurized water reactor (PWR) by inducing local gradients of boron concentration or coolant temperature. Analysis of one-dimensional Laser Doppler Anemometry (LDA) measurements during the start-up and shutdown of pump on a single loop of the ROCOM test facility has been performed. The effect of a step change and a ramped change in the flow rate on the axial and azimuthal velocities was examined. Numerical simulations were also performed for the step change in the flow rate that gave quantitative agreement with the axial velocities. Phenomenological agreement was made on the turbulent kinetic energy; however, observed values were a factor of 2.5 less than the turbulent kinetic energy derived from the measurements. © 2007.

Fracture resistance of weakened roots restored with composite resin and glass fiber post

This study evaluated the fracture resistance of weakened roots restored with glass fiber posts, composite resin cores and complete metal crowns. Thirty maxillary canines were randomly divided into 3 groups of 10 teeth each: teeth without weakened roots (control); teeth with partially weakened roots (PWR) and teeth with and largely weakened roots (LWR). The control group was restored with glass fiber posts and a composite resin core. Teeth in the PWR and LWR groups were flared internally to standardized dimensions in order to simulate root weakness. Thereafter, the roots were partially filled with composite resin and restored in the same way as in the control group. The specimens were exposed to 250,000 cycles in a controlled chewing simulator. All intact specimens were subjected to a static load (N) in a universal testing machine at 45 degrees to the long axis of the tooth until failure. Data were analyzed by one-way ANOVA and Dunnett's test for multiple comparisons (p=0.05). There were statistically significant difference differences (p<0.01) among the groups (control group = 566.73 N; PWR = 409.64 N; and LWR = 410.91 N), with significantly higher fracture strength for the control group. There was no statistically significant difference (p>0.05) between the weakened groups. The results of this study showed that thicker root dentin walls significantly increase the fracture resistance of endodontically treated teeth.

Viabilidade económica da implementação de um reactor nuclear para a produção de energia eléctrica em Portugal

O presente trabalho tem como objectivo avaliar economicamente e determinar a viabilidade da implementação de um reactor nuclear para produção de energia eléctrica. Faz-se uma abordagem a aspectos da energia nuclear no mundo e em particular a energia nuclear na união europeia, faz-se uma análise sobre a estrutura do sector nuclear em Espanha e o futuro da energia no mundo. É realizada uma análise sobre a energia nuclear em Portugal, são abordados aspectos como o planeamento energético, a localização da central nuclear, os recursos nacionais e internacionais, a inspecção e regulação nuclear e o impacto industrial. Por fim, faz-se uma análise sobre o mix energético português. Faz-se uma descrição do ciclo de combustível, isto é, um estudo a todas as fases pela qual o combustível nuclear passa desde a sua extracção, passando pela produção de energia e processamento dos resíduos. São descritos os principais componentes de uma central nuclear e o seu princípio de funcionamento. São analisados em detalhe os principais componentes de um reactor PWR (Objecto de estudo deste trabalho) e faz-se uma breve descrição de alguns modelos de reactores nucleares. É feita uma breve abordagem aos principais acidentes nucleares que ocorreram, e descrita a escala de ocorrências nucleares e as várias fases de desmantelamento de uma central. São apresentados os principais custos da central nuclear. Também é apresentado um estudo de viabilidade económica analisando três cenários diferentes e é apresentada uma análise de sensibilidade do VAL em função de algumas variáveis que têm grande influência na avaliação económica. São apresentadas as principais conclusões.

Intercomparison of the response of different photon and neutron detectors around a spent fuel cask

An intercomparison of the response of different photon and neutron detectors was performed in several measurement positions around a spent fuel cask (type TN 12/2B) filled with 4 MOX and 8 UO2 15 x 15 PWR fuel assemblies at the nuclear power plant Gosgen (KKG) in Switzerland. The instruments used in the study were both active and passive, photon and neutron detectors calibrated either for ambient or personal dose equivalent. The aim of the measurement campaign was to compare the responses of the radiation instruments to routinely used detectors. It has been shown that especially the indications of the neutron detectors are strongly dependent on the neutron spectra around the cask due to their different energy responses. However, routinely used active photon and neutron detectors were shown to be reliable instruments. (C) 2012 Elsevier Ltd. All rights reserved.

Ydinvoimalan paineakun mallinnus

Tässä työssä on käytetty VTT:n ja Fortumin kehittämääAPROS simulaatio-ohjelmistoa vesi-ilma -täytteisen paineakun käyttäytymisen tutkimiseen. Tavoitteena oli tarkastella APROSin paineakkumallin käyttäytymistä alhaisessa lämpötilassa käyttäen 6-yhtälömallia sekä rakentaa vaihtoehtoiseksi laskentamenetelmäksi kaksi analyyttistä laskentamallia korvaamaan APROSin sisäinen laskenta. Kyseiset analyyttiset mallit ovat isentrooppinen ja isoterminen ja ne on rakennettu kokonaan käyttäen APROSin omia moduuleja. Työ sisältää APROSin version 5.06 sekä työn aikana kehitetyn kehitysversion vertailut eri alkulämpötiloista alkaneissa paisunnoissa, vertailun Pactelin purkaus¬kokeesta saadulla massavirralla sekä osion, jossa analyyttiset mallit on yhdistetty kokonaiseen Pactelin APROS-malliin. Myös purkauksen kulkeutumista primääripiirissä on tarkasteltu. Simulaatiot vahvistavat, että versiolla 5.06 on vaikeuksia paineen laskennassa, kun paisunnan alkulämpötila on alle 30 ºC. Kehitysversiossa painekäyttäytyminen on selvästi parantunut, mutta versio kärsii ongelmista, jotka liittyvät kaasun lämpötilan painumiseen APROSin sisäisten rajoitusten alapuolelleja tätä kautta ongelmiin materiaali¬ominaisuuksien ennustamisessa. Tämän johdosta APROSin kehitysversio päätyy erilaisiin tuloksiin myös tilanteissa, joissa alkuperäinen 5.06 ei kärsi alhaisen lämpötilan ongelmista. Analyyttisistä malleista isentrooppinen malli päätyy antamaan säännönmukaisesti muita malleja ja versioita alempia paineita. Isoterminen malli sen sijaan näyttää päätyvän version 5.06 kanssa melko samankaltaisiin tuloksiin. On kuitenkin muistettava, että kummatkin analyyttiset mallit olettavat kaasun olevan kuivaa ja jättävät massasiirron faasien välillä kokonaan huomiotta.

Vortex-putken ominaisuudetkuivaussovellutuksessa

Työssä tarkastellaan vortex-putken soveltuvuutta kostean ilman kuivatukseen ja vapautuvan latenttilämmön hyödyntämiseen. Soveltuvuutta arvioidaan veden ja ilman massataseita hyväksi käyttäen ja stationaarisen systeemin energiataseen avulla. Työn mittauksia varten rakennettiin koelaitteisto, jonka avulla mitattiin miten lämpötilaerot kuumassa ja kylmässä päässä käyttäytyivät mitattaessa kuivalla ilmalla ja ilmalla, jota oli kostutettu. Mitattavia suureita olivat syöttöpaine- ja lämpötila, lämpötilat kuumassa ja kylmässä päässä, kuuman pään paine ja tilavuusvirta tai virtausnopeus ja kuuman pään suhteellinen kosteus. Mittaustulosten avulla laskettiin lämpötilan muutokset kummassakin päässä ja verrattiin kuivan ja kostean ilman mittauksien tuloksia toisiinsa. Lisäksi laskettiin tiivistyneen veden määrä ja veden ja ilman massavirrat molemmissa päissä. Näin voitiin laskea tiivistymisessä vapautuva energia ja tarkastella mihin se siirtyy. Tulosten perusteella vortex-putki soveltuu hyvin huonosti ilman kuivatukseen. Tiivistyneen veden määrä ja sitä kautta tiivistymisessä vapautunut energia, olivat pieniä. Suurin osa kosteudesta meni kuuman pään virtauksen mukana. Tiivistymisessä vapautunut energia siirtyi kylmään päähän.

Maakaasun kuumailmapolton teoria ja koelaitteiston suunnittelu

Tässä diplomityössä on tarkasteltu maakaasun kuumailmapolton teoriaa ja suunniteltu koelaitteisto. Työn alkuosassa on käsitelty maakaasun ominaisuuksia kuumailmapolton polttoaineena. Lisäksi on vertailtu kuumailmapolttoa perinteiseen polttoon. Teoreettinen tarkastelu on painottunut kuumailmapolton toiminnallisiin vaatimuksiin, joiden perusteella koelaitteisto on suunniteltu. Uuden koelaitteiston lähtökohtana on ollut Lappeenrannan teknillisen yliopiston voimalaitostekniikan laboratorion polttolaitteisto, johon on suunniteltu ja rakennettu kuumailmapolton edellyttämät muutokset. Koelaitteistolla tehtäviä maakaasun kuumailmapolttokokeita varten on laadittu koesuunnitelma, mutta koepolttoja ei tämän diplomityön puitteissa ole tehty. Laitteiston toiminta-arvoja on tarkasteltu esimerkkilaskulla, jossa käsitellään tyypillistä maakaasun kuumailmapolton koetilannetta.

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.

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.