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.

The Dynamics of Force Fluctuations in Shear Granular Flows

Tämän työn tavoitteena oli tutkia rakeisen materiaalin kinematiikkaa ja rakentaa koelaitteisto rakeisen materiaalin leikkausjännitysvirtauksien tutkimiseen. Kokeellisessa osassa on keskitytty sisäisiin voimaheilahteluihin ja niiden ymmärtämiseen. Teoriaosassa on käyty läpi rakeisen materiaalin yleisiä ominaisuuksia ja lisäksi on esitetty kaksi eri tapaa mallintaa fysikaalisien ominaisuuksien heilahteluja rakeisessa materiaalissa. Nämä kaksi esitettyä mallinnusmenetelmää ovat skalaarinen q-malli ja simulointi. Skalaarinen q-malli määrittelee jokaiseen yksittäiseen rakeeseen kohdistuvan jännityksen, rakeen ollessa osa 2- tai 3-dimensionaalista asetelmaa. Tämän mallin perusidea on kuvata jännityksien epähomogeenisuutta, joka johtuu rakeiden satunnaisasettelusta. Simulointimallinnus perustuu event-driven algoritmiin, missä systeemin dynamiikkaa kuvataan yksittäisillä partikkelien törmäyksillä. Törmäyksien vaiheet ratkaistiin käyttämällä liikemääräyhtälöitä ja restituution määritelmää. Teoriaosuudessa käytiin vielä pieniltä osin läpi syitä jännitysheilahteluihin ja rakeisen materiaalin lukkiintumiseen. Tutkimuslaitteistolla tutkittiin rakeisen materiaalin käyttäytymistä rengasmaisessa leikkausjännitysvirtauksessa. Tutkimusosuuden päätavoitteena oli mitata partikkelien kosketuksista ja törmäyksistä johtuvia hetkellisiä voimaheilahteluja rengastilavuuden pohjalta. Rakeisena materiaalina tutkimuksessa käytettiin teräskuulia. Jännityssignaali ajan funktiona osoittaa suurta heilahtelua, joka voi olla jopa kertalukua keskiarvosta suurempaa. Tällainen suuren amplitudin omaava heilahtelu on merkittävä haittapuoli yleisesti rakeisissa materiaaleissa käytettyjen jatkuvuusmallien kanssa. Tällainen heilahtelu tekee käytetyt jatkuvuusmallit epäpäteviksi. Yleisellä tasolla jännityksien todennäköisyysjakauma on yhtäpitävä skalaarisen q-mallin tuloksien kanssa. Molemmissa tapauksissa todennäköisyysjakaumalla on eksponentiaalinen muoto.

Lämpötilakerrostumien syntyminen ydinvoimalaitoksen ensiöpiirissä luonnonkierron olosuhteissa

Tässä diplomityössä on tutkittu lämpötilakerrostumien syntymistä RENATA-koelaitteistolla, joka muistutti geometrialtaan painevesireaktorin paineastian ylätilaa. Kokeet tehtiin siten, että aluksi RENATA täytettiin lämpimällä vedellä, jonka jälkeen koelaitteistoon juoksutettiin pohjasta käsin kylmää vettä. Kokeiden tuloksia verrattiin kirjallisuudessa esitettyyn korrelaatioon. Koetilanne mallinnettiin myös Fluent-virtauslaskentaohjelmalla, jolloin saatiin tietoa ohjelman kyvystä käsitellä lämpötilakerrostumia. Kokeiden tuloksissa havaittiin olevan selvää yhteyttä korrelaatioon. Korrelaation kriittistä rajaa suuremmilla arvoilla kylmä vesi kerrostui lämpimän veden alapuolelle. Lämpimän ja kylmän veden väliin muodostui muutaman senttimetrin paksuinen rajakerros, lämpötilakerrostuma, jossa lämpötilan muutos oli suurimmillaan parinkymmenen asteen luokkaa. Tämä lämpötilakerrostuma nousi hitaasti ylöspäin kokeen edetessä. Vastaavasti korrelaation kriittistä rajaa pienemmillä arvoilla lämmin ja kylmä vesi sekoittuivat keskenään. Myös Fluentilla lasketuissa simuloinneissa kylmä vesi kerrostui lämpimän veden alapuolelle. Lämpötilakerrostuma ei kuitenkaan noussut ylöspäin niin kuin kokeessa tapahtui, vaan se seisahtui koelaitteiston yläosaan.

Kuivajätteen hyödyntämisprosessi

Jätemäärät Suomessa ja useimmissa muissakin maissa ovat kasvavia tehostuneesta kierrätyksestä huolimatta. Kaatopaikka on edelleen yleisin jätteen loppusijoituspaikka. Sinne päätyy paljon kierrätettäväksi kelpaavaa materiaalia muun muassa kuitumateriaalia, joka olisi käyttökelpoista uusiomassan raaka-ainetta. Metso Paper Oy on kehittänyt prosessin, jolla voidaan erottaa kuitumateriaali kuiva- tai energiajätteestä. Prosessista on rakennettu siirrettavä koelaitteisto, jonka tarkoituksena on osoittaa, että kuidun talteenotto kuivajätteestä on mahdollista sekä taloudellisesti mielekästä. Työn alkuosassa tarkastellaan uusiokuidun ominaisuuksia ja sen käyttökohteita. Lisäksi tarkastellaan kuivajätteen hyödyntämistä hylsykartongin ja kierrätettävän muovin raaka-aineena. Työn tavoitteena on arvioida erilaisten raaka-aineiden soveltuvuutta prosessiin koeajotulosten pohjalta sekä tarkastella saavutettuja massan laatuarvoja ja niiden soveltuvuutta erilaisiin paperi- ja kartonkituotteisiin. Ominaisuuksiltaan uusiokuitu on aina ensikuitua heikompi. Kuivajätteestä voidaan prosessilla erottaa kuitua, joka laadultaan kelpaa ainakin ruskeisiin pakkausmateriaaleihin.

Paperikoneen uuden lyhytkiertoprosessin sovellutuskehitys

Työssä tutkittiin uuden ShortFlowÔ-konseptin eri osa-alueiden toimivuutta paperikoneen lyhytkierrossa. Prosessin sekoituspumppuna perinteinen keskipakopumppu korvataan potkuri-pumpulla, joten työssä selvitettiin uudentyyppisen pumpun kavitointirajat, säädettävyys ja sen soveltuminen suunniteltuun tehtävään ja toiminta-alueeseen. Prosessiin kuuluu myös uudentyyppinen viirakaivo, josta selvitettiin sen kyky poistaa ilmaa ja virtauskäyttäytyminen kaivossa. Hienopaperikoneen osalta kartoitettiin prosessiin liittyviä riskejä ja ShortFlowÔ-lyhytkiertoprosessin kannattavuutta investointina. Työn kirjallisessa osassa on käsitelty lyhytkiertoa eri osa-alueittain. Aluksi on lyhytkierron yleisempi tarkastelu, jossa on selvitetty lajittelua, ilmanpoistoa ja pumppauksia. Erityisempää huomiota on kiinnitetty ShortFlowÔ-lyhytkiertoprosessiin liittyviin erityispiirteisiin joita ovat sakeamassalajittelu, täyteaineet paperitehtaalla, hylky ja virtausten sekoittuminen. Sekoituspumpun osalta on käsitelty myös kavitointia hieman tarkemmin. Työn kokeellisessa osassa suunniteltiin prosessin koelaitteisto, joka myös koeajettiin. Potkuripumpun koeajossa määritettiin potkuripumpun toiminta-alue ja säädettävyys. Pumpun todettiin sekoittavan ja ilman vaikutus potkuripumpun ominaisuuksiin todettiin merkityksettömäksi pumpun toiminta-alueella. Viirakaivon koeajossa selvisi, että viirakaivo poistaa ilmaa suunnittelualueella ja kaivolle löytyi muoto, jossa virtauskäyttäytyminen viirakaivossa eri laskeutumisnopeuksilla on mahdollisimman häiriötöntä. Hienopaperikoneen osalta riskien kartoituksessa selvisi, ettei täyteaine aiheuta ongelmia ja että päällystelaattaa sisältävä hylky on lajiteltava ennen lyhytkiertoa. ShortFlowÔ-lyhytkiertoprosessi oli edullisin sekä käyttö- että investointikustannuksiltaan.

Hydrodynamics and Heat Transfer in an Airlift Reactor

Työn teoriaosassa esitetään kirjallisuudessa esiintyviä teoreettisia ja kokeellisia yhtälöitä nesteen nopeuden, kaasun tilavuusosuuden, painehäviön ja lämmönsiirron laskemiseksi. Lisäksi käsitellään airlift-reaktoreiden toimintaa, rakennetta ja teollisia sovelluksia, sekä sekoitusta ja geometrian vaikutusta airlift-reaktoreiden hydrodynaamisiin ominaisuuksiin. Kokeellisessa osassa kuvataan käytetty koelaitteisto ja mittausmenetelmät sekä esitetään saadut koetulokset. Koelaitteisto on viidellä nousuputkella varustettu ulkoisen kierron airlift-reaktori. Kokeellisessa osassa pyritään ratkaisemaan tällaisessa reaktorissa mahdollisesti esiintyviä ongelmia, kuten "slug flown" muodostuminen nousuputkissa sekä fluidien epätasainen jakautuminen nousuputkiin. Lisäksi tutkitaan erilaisten muuttujien, kuten kaasun tilavuusvirran, nesteen viskositeetin, suutinkoon ja nesteen jakoputken rakenteen, vaikutusta kaasun tilavuusosuuteen ja nesteen nopeuteen nousuputkissa. Nesteen nopeudet mitataan merkkiainemenetelmällä ja kaasun tilavuusosuudet manometrimenetelmällä. Lämmönsiirtoa tutkitaan mittaamalla lämpötilaeroja nousuputkissa NiCr-Ni –termoelementeillä. Mittaustulosten perusteella muokataan korrelaatiot kaasun tilavuusosuudelle ja nesteen tyhjäputkinopeudelle. Korrelaatioista lasketut tulokset sopivat kohtuullisen hyvin yhteen mitattujen tulosten kanssa. "Slug flown" ei todettu muodostuvan ongelmaksi 2.5 mPa s pienemmillä viskositeetin arvoilla 2 metriä pitkissä ja 19 mm halkaisijaltaan olevissa putkissa. Lisäksi todettiin, että kaasu- ja nestefaasien jakautumisongelmat voidaan ratkaista rakenteellisesti.

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.

Ydinreaktorin painesäiliön ulkoisen jäähdytyksen lämmönsiirtokokeita

The purpose of this work was to design and carry out thermal-hydraulic experiments dealing with overcooling transients of a VVER-440-type nuclear reactor pressure vessel. Sudden overcooling accident could have negative effect on the mechanical strength of the pressure vessel. If part of the pressure vessel is compromised, the intense pressure inside a pressurized water reactor could cause the wall to fracture. Information on the heat transfer along the outside of the pressure vessel wall is necessary for stress analysis. Basic knowledge of the overcooling accident and heat transfer types on the outside of the pressure vessel is presented as background information. Test facility was designed and built based to study and measure heat transfer during specific overcooling scenarios. Two test series were conducted with the first one concentrating on the very beginning of the transient and the second one concentrating on steady state heat transfer. Heat transfer coefficients are calculated from the test data using an inverse method, which yields better results in fast transients than direct calculation from the measurement results. The results show that heat transfer rate varies considerably during the transient, being very high in the beginning and dropping to steady state in a few minutes. The test results show that appropriate correlations can be used in future analysis.

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.

Kuumailmapolttolaitteiston numeerinen virtausmallinnus

Tämä diplomityö perustuu Lappeenrannan teknillisen yliopiston Uusiutuvien energiajärjestelmien laboratorion koelaitteistoon, jolla tutkitaan voimakkaan savukaasunkierrätyksen ja kuumailmapolton soveltuvuutta pienen kokoluokan energiantuotantoprosesseihin. Työn teoriaosassa esitellään tavanomaisesta palamisesta eroavaa kuumailmapolttoa ja tarkastellaan sen ominaisuuksia. Myös työssä käytetyn tutkimusmenetelmän, numeerisen virtauslaskennan, periaatteita ja ominaisuuksia tarkastellaan. Työssä tutkitaan numeerisella virtausmallinnuksella kuumailmapolttolaitteiston virtauskentän käyttäytymistä, kun takaisin tulipesään kierrätettävän savukaasun määrä sekä tulipesän lämpöhäviöiden suuruus vaihtelevat. Virtauskentän tarkastelu on tärkeää, sillä palamisilman ja kierrätetyn savukaasun täytyy sekoittua kuumailmapolton aikaansaamiseksi. Työn virtausmallinnus suoritettiin Finflo-virtausratkaisijalla kaksiulotteisena palamisreaktioita mallintamatta. Vaikka työssä käytetyt mallit olivat kaksiulotteisia ja niissä käytettiin yksinkertaistuksia, virtausten käyttäytymisestä tulipesässä saatiin olennaista tietoa, jota voidaan mahdollisesti hyödyntää jatkotutkimuksissa.

Painevesilaitosten höyrystinkonstruktioiden vertailu

Tässä kirjallisuustyössä tutustutaan kolmeen kaupallisissa painevesilaitoksissa käytettyyn höyrystinkonstruktioon: U-putkipystyhöyrystimeen, U-putkivaakahöyrystimeen ja läpivirtaushöyrystimeen. Työssä tutustutaan näiden ratkaisujen erityispiirteisiin ja vertaillaan niitä keskenään.

Experimental analysis of pressure drop and flow redistribution in axial flows in rod bundles

Fuel elements of PWR type nuclear reactors consist of rod bundles, arranged in a square array, and held by spacer grids. The coolant flows, mainly, axially along the rods. Although such elements are laterally open, experiments are performed in closed type test sections, originating the appearance of subchannels with different geometries. In the present work, utilizing a test section of two bundles of 4x4 pins each, experiments were performed to determine the friction and the grid drag coefficients for the different subchannels and to observe the effect of the grids in the crossflow, in cases of inlet flow maldistribution.

Massataseiden laskentatyökalujen kehitys bench-kokoluokan reaktiivisuuskoelaitteelle

Tässä työssä tarkastellaan kehitettyjä laskentatyökaluja VTT:n Jyväskylän toimipisteen bench-kokoluokan reaktiivisuuskoelaitteiston tulosten käsittelyn nopeuttamiseksi. Työkalut kehitettiin Matlab- ohjelmistossa. Toinen työkalu toimii Savcor Wedge prosessinhallintaohjelmassa reaaliaikaisena laskentatyökaluna. Tulosten varmentamiseen ja tarkistamiseen kehitetty työkalu toimii Matlabissa mittauksista tuodulla mittausdatalla. Työn aluksi tarkastellaan yleisesti palamista ja sen eri vaiheita. Tämän jälkeen esitellään koelaitteisto, jolle analyysityökalut kehitettiin. Koelaitteiston kanssa esitellään esimerkki polttoainepanoskokeista, joiden tutkimisen nopeuttamiseen laskentatyökalut soveltuu. Laskentatyökalujen toiminta esitetään pääpiirteittäin ja niiden välinen tarkkuusero selvennetään.

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.