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.

Kuormituksen vaikutus kromatografiseen erotukseen alikriittisellä vedellä

Teollisessa kromatografiassa kolonnia pyritään kuormittamaan mahdollisimman paljon, jotta saataisiin maksimoitua erotetun komponentin määrä aikayksikköä kohden. Tässä työssä kuormitusta tutkittiin nostamalla syöttöliuoksen, synteettisen melassin, näyteväkevyyttä 80-125 ºC:ssa. Eluenttina oli paineistettu kuumaa vesi ja hartsina vahva Na-muotoinen PS-DVB pohjainen vahva kationinvaihtohartsi. Lämpötilaa nostamalla piikit kapenivat ja tulivat symmetrisemmiksi, erotus nopeutui sekä suola erottui usein paremmin sokereista. Syöttöliuoksen kuiva-ainetta lisättiin asteittain 55 p-% saakka, jolloin ei vielä havaittu ongelmia erotuksessa. Lämpötilassa 125 ºC havaittiin erotuksen aikana kuormituksesta riippumatonta sakkaroosin invertoitumista. Vertailtaessa eri stationäärifaaseja havaittiin Na-muotoisen PS-DVB pohjaisen kationinvaihtohartsin erottavan yleensä sokereita, sokerialkoholeja, oligosakkarideja ja betaiinia lähes poikkeuksetta paremmin alhaisilla pitoisuuksilla kuin neutraalihartsi ja Na-muotoinen zeoliitti. Erottuminen ei yleensä parantunut lämpötilaa nostamalla, mutta piikit kapenivat ja erotus nopeutui. Monosakkaridien erotus huononi 125 ºC:ssa kationinvaihtohartsilla. Tutkittaessa terveysvaikutteisten ksylo-oligosakkaridien soveltuvuutta alikriittiseen erotukseen, niiden havaittiin huomattavasti hydrolysoituvan happamissa olosuhteissa koeputkessa 100 ºC:ssa kahdessa tunnissa. Näytteessä olevien epäpuhtauksien havaittiin katalysoineen hydrolyysiä. Hydrolysoituminen oli hitaampaa neutraaleissa olosuhteissa korotetussa lämpötilassa. Tästä voitiin tehdä johtopäätös, että alikriittiset olosuhteet eivät sovi ksylo-oligosakkaridien erotukseen.

Prosessihyötysuhteen parantamiskohteiden kartoitus painevesireaktorityyppisessä ydinvoimalaitoksessa

Työn tavoitteena on kartoittaa painevesireaktorityyppisen ydinvoimalaitoksen prosessihyötysuhteen parantamiskohteita. Aluksi kirjallisuudesta etsitään hyötysuhteen parantamiskeinoja ideaalisessa höyryvoimalaitosprosessissa. Näistä valitaan sopivimmat tarkastelun kohteeksi todellisessa voimalaitoksessa: syöttöveden esilämmityksen tehostaminen väliottohöyryvirtausta kasvattamalla ja syöttöveden esilämmittimen lämmönsiirtopintaa lisäämällä. Tarkastelussa pyritään löytämään paras mahdollinen hyötysuhde väliottohöyrylinjojen putkikokoa sekä esilämmittimien putkien lukumäärää muuttamalla. Diskreetin optimoinnin iteraatioaskel määritetään hyötysuhteen osittaisderivaattojen avulla. Tehtäviä muutoksia simuloidaan APROS-simulointiohjelmalla, jossa käytetään Loviisan voimalaitoksesta tehtyä mallia VVER-440. Työssä havaittiin, että pelkkiä väliottohöyrylinjojen putkikokoja – ja massavirtaa – kasvattamalla Loviisan voimalaitoksen hyötysuhdetta voidaan parantaa parhaimmillaan 32,75%:sta 32,85%:iin. Syöttöveden esilämmittimien lämmönsiirtopintaa lisäämällä saadaan suurempi parannus hyötysuhteeseen: 32,75%:sta 32,99%:iin. Näissä tapauksissa muutettiin kaikkia väliottohöyrylinjoja tai syöttöveden esilämmittimien lämpöpintoja. Työssä tarkasteltiin myös joitakin pienempiä muutoskohteita, joista paras hyötysuhteen kasvu saatiin korkeapaine-esilämmittimien lämmönsiirtopintaa kasvattamalla sekä toisen väliottohöyrylinjan (RD12) ja sitä vastaavan syöttöveden esilämmittimen muutosten yhteisvaikutuksena.

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.

Painediffusöörin suunnitteluperusteiden kehittäminen

Pesu on tärkeä osa sellun tuotantoprosessia. Eräs tapa toteuttaa sellun pesu on käyttää painediffusööriä. Painediffusööri toimii syrjäytyspesuperiaatteella, eli poistaa sellu-massasta keittolipeää paineistetun pesuveden avulla. Työssä on kehitetty painediffusöörin suunnittelun lähtökohtia keräämällä tietoa laitteen toiminnasta, rakenteesta, valmistuksesta sekä nykyisistä epäkohdista, joihin esitetään parannusmahdollisuuksia. Tärkeimmät kehitysalueet laitteessa ovat valmistus-toleranssien väljentäminen sekä sihdin pystysuuntaisen liikkeen tuottaminen. Laitteen valmistustoleranssit on analysoitu perusteellisesti, ja niiden väljentämis-mahdollisuuksia on tutkittu. Väljentämiseen ehdotetaan erilaisia keinoja. Sihdin liike tuotetaan tällä hetkellä hydrauliikalla. Hydrauliikkakomponenteille on koottu mitoitusohjeita, joiden jälkeen esitellään keinoja hydrauliikkajärjestelmän kehittämiseen. Lopuksi esitellään muita lineaarisen liikkeen tuottamisvaihtoehtoja, joilla hydrauliikan voisi korvata. Rakenteessa käytetyille valmistusmateriaaleille on etsitty olemassa olevat yleisimpien materiaalistandardien mukaiset nimikkeet materiaalinvalinnan helpottamiseksi jatkossa. Pääasiallisten valmistusmateriaalien lisäksi on kerätty tietoa myös vaihtoehtoisista konstruktiomateriaaleista sekä materiaalinvalinnasta ja tuotesuunnittelusta yleensä.

Passiiviset turvallisuusjärjestelmät kolmannen sukupolven painevesireaktorilaitoksissa

Kandidaatintutkielmassa esitellään kolmannen sukupolven painevesireaktorilaitosten passiivisia turvallisuusjärjestelmiä.

Kiehutusvesireaktorien polttoaineen kehityskaari

Tässä kirjallisuustyössä tutustutaan kiehutusvesireaktorien polttoainenipun kehitykseen. Työssä esitellään kolmen suurimman polttoainenippuvalmistajan polttoainemalleja ja muutoksia polttoainenippumallien välillä.

Kiehutusvesireaktorien polttoaineen kehityskaari

Tässä kirjallisuustyössä tutustutaan kiehutusvesireaktorien polttoainenipun kehitykseen. Työssä esitellään kolmen suurimman polttoainenippuvalmistajan polttoainemalleja ja muutoksia polttoainenippumallien välillä.

CFD Modelling of Direct Contact Condensation in Suppression Pools by Applying Condensation Models of Separated Flow

The condensation rate has to be high in the safety pressure suppression pool systems of Boiling Water Reactors (BWR) in order to fulfill their safety function. The phenomena due to such a high direct contact condensation (DCC) rate turn out to be very challenging to be analysed either with experiments or numerical simulations. In this thesis, the suppression pool experiments carried out in the POOLEX facility of Lappeenranta University of Technology were simulated. Two different condensation modes were modelled by using the 2-phase CFD codes NEPTUNE CFD and TransAT. The DCC models applied were the typical ones to be used for separated flows in channels, and their applicability to the rapidly condensing flow in the condensation pool context had not been tested earlier. A low Reynolds number case was the first to be simulated. The POOLEX experiment STB-31 was operated near the conditions between the ’quasi-steady oscillatory interface condensation’ mode and the ’condensation within the blowdown pipe’ mode. The condensation models of Lakehal et al. and Coste & Lavi´eville predicted the condensation rate quite accurately, while the other tested ones overestimated it. It was possible to get the direct phase change solution to settle near to the measured values, but a very high resolution of calculation grid was needed. Secondly, a high Reynolds number case corresponding to the ’chugging’ mode was simulated. The POOLEX experiment STB-28 was chosen, because various standard and highspeed video samples of bubbles were recorded during it. In order to extract numerical information from the video material, a pattern recognition procedure was programmed. The bubble size distributions and the frequencies of chugging were calculated with this procedure. With the statistical data of the bubble sizes and temporal data of the bubble/jet appearance, it was possible to compare the condensation rates between the experiment and the CFD simulations. In the chugging simulations, a spherically curvilinear calculation grid at the blowdown pipe exit improved the convergence and decreased the required cell count. The compressible flow solver with complete steam-tables was beneficial for the numerical success of the simulations. The Hughes-Duffey model and, to some extent, the Coste & Lavi´eville model produced realistic chugging behavior. The initial level of the steam/water interface was an important factor to determine the initiation of the chugging. If the interface was initialized with a water level high enough inside the blowdown pipe, the vigorous penetration of a water plug into the pool created a turbulent wake which invoked the chugging that was self-sustaining. A 3D simulation with a suitable DCC model produced qualitatively very realistic shapes of the chugging bubbles and jets. The comparative FFT analysis of the bubble size data and the pool bottom pressure data gave useful information to distinguish the eigenmodes of chugging, bubbling, and pool structure oscillations.

Suurnopeuspumput

Suurnopeustekniikasta on tehty tutkimusta 1980-luvulta lähtien. On havaittu, että tiettyjen energiateknisten sovellusten hyötysuhde paranee, kun käytetään selkeästi tavanomaista suurempaa pyörimisnopeutta. Suurnopeuspumppuja on totuttu näkemään lähinnä erikoiskohteissa, kuten avaruustekniikassa. Tämän työn tarkoituksena on kartoittaa, voiko suurnopeuspumppuja käyttää tavallisissa teollisuussovelluksissa, joissa tarvitaan korkeapaineista vettä. Työssä selvitetään pumppujen laskentaan ja valintaan liittyvää käsitteistöä, sekä luodaan kirjallisuuskatsaus suurnopeuspumppujen kehitykseen. Työn tarkoituksena on myöskin luoda valmiuksia suurnopeuspumppujen tutkimukseen ja arviointiin.

Influência da água no sistema de autolimpeza das esteiras condutoras de cortes sobre a qualidade microbiológica da carne de frango

Pós-graduação em Medicina Veterinária - FCAV

Calculation of the eigenfunctions of the two-group neutron diffusion equation and application to modal decomposition of BWR instabilities

In this thesis, numerical methods aiming at determining the eigenfunctions, their adjoint and the corresponding eigenvalues of the two-group neutron diffusion equations representing any heterogeneous system are investigated. First, the classical power iteration method is modified so that the calculation of modes higher than the fundamental mode is possible. Thereafter, the Explicitly-Restarted Arnoldi method, belonging to the class of Krylov subspace methods, is touched upon. Although the modified power iteration method is a computationally-expensive algorithm, its main advantage is its robustness, i.e. the method always converges to the desired eigenfunctions without any need from the user to set up any parameter in the algorithm. On the other hand, the Arnoldi method, which requires some parameters to be defined by the user, is a very efficient method for calculating eigenfunctions of large sparse system of equations with a minimum computational effort. These methods are thereafter used for off-line analysis of the stability of Boiling Water Reactors. Since several oscillation modes are usually excited (global and regional oscillations) when unstable conditions are encountered, the characterization of the stability of the reactor using for instance the Decay Ratio as a stability indicator might be difficult if the contribution from each of the modes are not separated from each other. Such a modal decomposition is applied to a stability test performed at the Swedish Ringhals-1 unit in September 2002, after the use of the Arnoldi method for pre-calculating the different eigenmodes of the neutron flux throughout the reactor. The modal decomposition clearly demonstrates the excitation of both the global and regional oscillations. Furthermore, such oscillations are found to be intermittent with a time-varying phase shift between the first and second azimuthal modes.

Accident Management Actions In An Upper-Head Small-Break Loss-Of-Coolant Accident With High-Pressure Safety Injection Failed

Since the Three Mile Island accident, an important focus of pressurized water reactor (PWR) transient analyses has been a small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA). In 2002, the discovery of thinning of the vessel head wall at the Davis Besse nuclear power plant reactor indicated the possibility of an SBLOCA in the upper head of the reactor vessel as a result of circumferential cracking of a control rod drive mechanism penetration nozzle - which has cast even greater importance on the study of SBLOCAs. Several experimental tests have been performed at the Large Scale Test Facility to simulate the behavior of a PWR during an upper-head SBLOCA. The last of these tests, Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency Rig of Safety Assessment (OECD/NEA ROSA) Test 6.1, was performed in 2005. This test was simulated with the TRACE 5.0 code, and good agreement with the experimental results was obtained. Additionally, a broad analysis of an upper-head SBLOCA with high-pressure safety injection failed in a Westinghouse PWR was performed taking into account different accident management actions and conditions in order to check their suitability. This issue has been analyzed also in the framework of the OECD/NEA ROSA project and the Code Applications and Maintenance Program (CAMP). The main conclusion is that the current emergency operating procedures for Westinghouse reactor design are adequate for these kinds of sequences, and they do not need to be modified.

Assessment of CTF boiling transition and critical heat flux modeling capabilities using the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmark databases

The need to refine models for best-estimate calculations, based on good-quality experimental data, has been expressed in many recent meetings in the field of nuclear applications. The modeling needs arising in this respect should not be limited to the currently available macroscopic methods but should be extended to next-generation analysis techniques that focus on more microscopic processes. One of the most valuable databases identified for the thermalhydraulics modeling was developed by the Nuclear Power Engineering Corporation (NUPEC), Japan. From 1987 to 1995, NUPEC performed steady-state and transient critical power and departure from nucleate boiling (DNB) test series based on the equivalent full-size mock-ups. Considering the reliability not only of the measured data, but also other relevant parameters such as the system pressure, inlet sub-cooling and rod surface temperature, these test series supplied the first substantial database for the development of truly mechanistic and consistent models for boiling transition and critical heat flux. Over the last few years the Pennsylvania State University (PSU) under the sponsorship of the U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) has prepared, organized, conducted and summarized the OECD/NRC Full-size Fine-mesh Bundle Tests (BFBT) Benchmark. The international benchmark activities have been conducted in cooperation with the Nuclear Energy Agency/Organization for Economic Co-operation and Development (NEA/OECD) and Japan Nuclear Energy Safety (JNES) organization, Japan. Consequently, the JNES has made available the Boiling Water Reactor (BWR) NUPEC database for the purposes of the benchmark. Based on the success of the OECD/NRC BFBT benchmark the JNES has decided to release also the data based on the NUPEC Pressurized Water Reactor (PWR) subchannel and bundle tests for another follow-up international benchmark entitled OECD/NRC PWR Subchannel and Bundle Tests (PSBT) benchmark. This paper presents an application of the joint Penn State University/Technical University of Madrid (UPM) version of the well-known subchannel code COBRA-TF, namely CTF, to the critical power and departure from nucleate boiling (DNB) exercises of the OECD/NRC BFBT and PSBT benchmarks