Development of a PC Tool for Estimating Pressure Drops in Forced-convection Boiler Tubes

Kaksifaasivirtauksen kuvaamiseen käytettävät mallit, ja menetelmät kaksifaasivirtauksen painehäviön määrittämiseksi kehittyvät yhä monimutkaisimmiksi. Höyrystinputkissa tapahtuvien painehäviöiden arvioinnin vaatiman laskennan suorittamiseksi tietokoneohjelman kehittäminen on välttämätöntä. Tässä työssä on kehitetty itsenäinen PC-ohjelma painehäviöiden arvioimiseksi pakotetulle konvektiovirtaukselle pystysuorissa höyrykattilan höyrystinputkissa. Veden ja vesihöyryn aineominaisuuksien laskentaan käytetään IAPWS-IF97 –yhtälökokoelmaa sekä muita tarvittavia IAPWS:n suosittelemia yhtälöitä. Höyrystinputkessa kulloinkin vallitsevan virtausmuodon määrittämiseen käytetään sovelluskelpoisia virtausmuotojen välisiä rajoja kuvaavia yhtälöitä. Ohjelmassa käytetään painehäviön määritykseen kirjallisuudessa julkaistuja yhtälöitä, virtausmuodosta riippuen, alijäähtyneelle virtaukselle, kupla-, tulppa- ja rengasvirtaukselle sekä tulistetun höyryn virtaukselle. Ohjelman laskemia painehäviöarvioita verrattiin kirjallisuudesta valittuihin mittaustuloksiin. Laskettujen painehäviöiden virhe vaihteli välillä –19.5 ja +23.9 %. Virheiden itseisarvojen keskiarvo oli 12.8 %.

Calculations of Boiling Two-Phase Flow Using a Porous Media Model

Boiling two-phase flow and the equations governing the motion of fluid in two-phase flows are discussed in this thesis. Disposition of the governing equations in three-dimensional complex geometries is considered from the perspective of the porous medium concept. The equations governing motion in two-phase flows were formulated, discretized and implemented in a subroutine for pressure-velocity solution utilizing the SIMPLE algorithm modified for two-phase flow. The subroutine was included in PORFLO, which is a three-dimensional 5-equation porous media model developed at VTT by Jaakko Miettinen. The development of two-phase flow and the resulting void fraction distribution was predicted in a geometry resembling a section of BWR fuel bundle in a couple of test cases using PORFLO.

Improving the calculation of rate of stratification in APROS

APROS (Advanced Process Simulation Environment) is a computer simulation program developed to simulate thermal hydraulic processes in nuclear and conventional power plants. Earlier research at VTT Technological Research Centre of Finland had found the current version of APROS to produce inaccurate simulation results for a certain case of loop seal clearing. The objective of this Master’s thesis is to find and implement an alternative method for calculating the rate of stratification in APROS, which was found to be the reason for the inaccuracies. Brief literature study was performed and a promising candidate for the new method was found. The new method was implemented into APROS and tested against experiments and simulations from two test facilities and the current version of APROS. Simulation results with the new version were partially conflicting; in some cases the new method was more accurate than the current version, in some the current method was better. Overall, the new method can be assessed as an improvement.

Aukko-osuuden mittausmenetelmien kartoitus PWR PACTEL -koelaitteiston pystyhöyrystimen sekundääripuolella

Diplomityössä kartoitetaan mahdollisuuksia aukko-osuuden mittaamiseksi ydinvoimalaitosta mallintavan PWR PACTEL -koelaitteiston pystyhöyrystimen sekundääripuolella. Työ on toteutettu osana kansallista SAFIR2014-ydinturvallisuustutkimusohjelmaa. Diplomityön tavoitteena on löytää kustannuksiltaan mahdollisimman järkevä ja toimiva menetelmä aukko-osuuden määrittämiseksi. Aukko-osuuden mittaaminen on tärkeää sekundääripuolen kaksifaasivirtauksen käyttäytymisen paremman tuntemuksen lisäämiseksi. Aukko-osuusmittausdataa tarvitaan muun muassa laskentakoodien validointiin. Diplomityössä perehdytään kaksifaasivirtauksen ja aukko-osuuden fysiikkaan sekä esitellään erityyppisiä aukko-osuuden mittausmenetelmiä. Kunkin mittausmenetelmän soveltuvuutta PWR PACTEL -koelaitteistoon arvioidaan erikseen. Aukko-osuuden mittaaminen höyrystimen sekundääripuolella osoittautuu käytännössä erittäin hankalaksi. Pääasiassa tämä johtuu höyrystimen rakenteesta sekä mittausmenetelmien korkeista kustannuksista. Tämän vuoksi työssä tarkastellaan myös edellytyksiä aukko-osuuden mittaamiselle erillisessä höyrystintä mallintavassa koelaitteistossa. Mikäli aukko-osuutta haluttaisiin mitata erilliskoelaitteistossa, tulisi höyrystinmallin rakennetta, materiaaleja tai kiertoainetta muuttaa PWR PACTELin höyrystimeen verrattuna.

Vesihöyrypiirin kiertolaskenta kuplapetikattilassa

Työssä selvitetään kiertolaskennan periaatteita kuplapetikattilassa, esitetään lyhyesti kattilan toimintaperiaate ja paneudutaan alan laskentaohjelmistoihin. Luonnonkierto kattilan vesihöyrypiirissä on seurausta hydrostaattisesta paineesta, joka aiheutuu tiheyserosta nousu- ja laskuputkien välillä. Kiertolaskennassa on huomioitava kaksifaasivirtauksen ominaispiirteet. Höyry ja neste virtaavat putkistossa eri nopeuksilla, jolloin esimerkiksi painehäviön määrityksessä käytetään erilaisia korrelaatioita ja käyrästöjä. Kaksifaasivirtauksen laskennassa tarvitaan kolmea eri taseyhtälöä: energiatasetta, massatasetta ja liikemäärätasetta. Luonnonkiertokattiloissa höyrykierron suunnittelussa on kaksi pääasiallista ehtoa. Ensimmäiseksi tulee varmistaa riittävä kiertoveden massavirta, jotta vältetään höyrystinputkien puhki palaminen. Toiseksi tulee välttää höyrystinputken pinnan lämpötilavaihteluita ja värähtelyitä. Alustavassa luonnonkierron mitoituksessa turvaudutaan kokemusperäiseen tietoon. Myöhemmässä tarkemmassa mitoituksessa käytettäviä ohjelmistoja ovat NOWA sekä kaupalliset PPSD ja Apros. Laskenta lähtee liikkeelle siitä, että lasketaan ensin vesihöyrykierron massavirrat erilaisilla lämpökuormilla ja höyryntuotanto määritellään painehäviöiden perusteella. NOWA- ja PPSD- ohjelmistoilla tehtyjen esimerkkilaskelmien perusteella voidaan sanoa, että tulokset riippuvat käytetystä laskentamallista.

Kevytvesireaktorin luonnonkierto ja stabiilius

Tässä työssä perehdytään luonnonkiertoon ja sen hyödyntämiseen ydinvoimalaitoksissa. Toisena aihekokonaisuutena työssä ovat ydinvoimalaitosten epästabiilit tilat, jotka ovat tyypillisiä etenkin luonnonkierron ja kaksifaasivirtauksen yhteydessä. Lopussa esitetään ydinvoimalaitoksen termohydrauliikan ja kaksifaasivirtauksen mallinnusta systeemikoo-deilla. Esimerkkinä on tehty laskenta luonnonkiertoreaktorin, ESBWR-reaktorin massavirran jakaumasta TRACE-systeemikoodilla.

Modeling of Liquid-Solid Flow in Industrial Scale

In the present work, liquid-solid flow in industrial scale is modeled using the commercial software of Computational Fluid Dynamics (CFD) ANSYS Fluent 14.5. In literature, there are few studies on liquid-solid flow in industrial scale, but any information about the particular case with modified geometry cannot be found. The aim of this thesis is to describe the strengths and weaknesses of the multiphase models, when a large-scale application is studied within liquid-solid flow, including the boundary-layer characteristics. The results indicate that the selection of the most appropriate multiphase model depends on the flow regime. Thus, careful estimations of the flow regime are recommended to be done before modeling. The computational tool is developed for this purpose during this thesis. The homogeneous multiphase model is valid only for homogeneous suspension, the discrete phase model (DPM) is recommended for homogeneous and heterogeneous suspension where pipe Froude number is greater than 1.0, while the mixture and Eulerian models are able to predict also flow regimes, where pipe Froude number is smaller than 1.0 and particles tend to settle. With increasing material density ratio and decreasing pipe Froude number, the Eulerian model gives the most accurate results, because it does not include simplifications in Navier-Stokes equations like the other models. In addition, the results indicate that the potential location of erosion in the pipe depends on material density ratio. Possible sedimentation of particles can cause erosion and increase pressure drop as well. In the pipe bend, especially secondary flows, perpendicular to the main flow, affect the location of erosion.

Two-phase flow measurements with spacer grid in a rod bundle geometry

Heat transfer effectiveness in nuclear rod bundles is of great importance to nuclear reactor safety and economics. An important design parameter is the Critical Heat Flux (CHF), which limits the transferred heat from the fuel to the coolant. The CHF is determined by flow behaviour, especially the turbulence created inside the fuel rod bundle. Adiabatic experiments can be used to characterize the flow behaviour separately from the heat transfer phenomena in diabatic flow. To enhance the turbulence, mixing vanes are attached to spacer grids, which hold the rods in place. The vanes either make the flow swirl around a single sub-channel or induce cross-mixing between adjacent sub-channels. In adiabatic two-phase conditions an important phenomenon that can be investigated is the effect of the spacer on canceling the lift force, which collects the small bubbles to the rod surfaces leading to decreased CHF in diabatic conditions and thus limits the reactor power. Computational Fluid Dynamics (CFD) can be used to simulate the flow numerically and to test how different spacer configurations affect the flow. Experimental data is needed to validate and verify the used CFD models. Especially the modeling of turbulence is challenging even for single-phase flow inside the complex sub-channel geometry. In two-phase flow other factors such as bubble dynamics further complicate the modeling. To investigate the spacer grid effect on two-phase flow, and to provide further experimental data for CFD validation, a series of experiments was run on an adiabatic sub-channel flow loop using a duct-type spacer grid with different configurations. Utilizing the wire-mesh sensor technology, the facility gives high resolution experimental data in both time and space. The experimental results indicate that the duct-type spacer grid is less effective in canceling the lift force effect than the egg-crate type spacer tested earlier.

Coolability of porous core debris beds : Effects of bed geometry and multi-dimensional flooding

This thesis addresses the coolability of porous debris beds in the context of severe accident management of nuclear power reactors. In a hypothetical severe accident at a Nordic-type boiling water reactor, the lower drywell of the containment is flooded, for the purpose of cooling the core melt discharged from the reactor pressure vessel in a water pool. The melt is fragmented and solidified in the pool, ultimately forming a porous debris bed that generates decay heat. The properties of the bed determine the limiting value for the heat flux that can be removed from the debris to the surrounding water without the risk of re-melting. The coolability of porous debris beds has been investigated experimentally by measuring the dryout power in electrically heated test beds that have different geometries. The geometries represent the debris bed shapes that may form in an accident scenario. The focus is especially on heap-like, realistic geometries which facilitate the multi-dimensional infiltration (flooding) of coolant into the bed. Spherical and irregular particles have been used to simulate the debris. The experiments have been modeled using 2D and 3D simulation codes applicable to fluid flow and heat transfer in porous media. Based on the experimental and simulation results, an interpretation of the dryout behavior in complex debris bed geometries is presented, and the validity of the codes and models for dryout predictions is evaluated. According to the experimental and simulation results, the coolability of the debris bed depends on both the flooding mode and the height of the bed. In the experiments, it was found that multi-dimensional flooding increases the dryout heat flux and coolability in a heap-shaped debris bed by 47–58% compared to the dryout heat flux of a classical, top-flooded bed of the same height. However, heap-like beds are higher than flat, top-flooded beds, which results in the formation of larger steam flux at the top of the bed. This counteracts the effect of the multi-dimensional flooding. Based on the measured dryout heat fluxes, the maximum height of a heap-like bed can only be about 1.5 times the height of a top-flooded, cylindrical bed in order to preserve the direct benefit from the multi-dimensional flooding. In addition, studies were conducted to evaluate the hydrodynamically representative effective particle diameter, which is applied in simulation models to describe debris beds that consist of irregular particles with considerable size variation. The results suggest that the effective diameter is small, closest to the mean diameter based on the number or length of particles.

Scaling analysis of small break experiments in PACTEL

The purpose of this thesis is to study the scalability of small break LOCA experiments. The study is performed on the experimental data, as well as on the results of thermal hydraulic computation performed on TRACE code. The SBLOCA experiments were performed on PACTEL facility situated at LUT. The temporal scaling of the results was done by relating the total coolant mass in the system with the initial break mass flow and using the quotient to scale the experiment time. The results showed many similarities in the behaviour of pressure and break mass flow between the experiments.