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.

Kevytvesilaitosten reaktoripainesäiliöiden säteilyhaurastuminen

Työssä käydään läpi säteilyhaurastumisilmiöitä ja niistä johtuvia vaikutuksia kevytvesilaitosten reaktoripainesäiliöille

Ydinvoimalaitos AES-2006:n reaktorin painesäiliön rakenne, materiaalivalinta, valmistustekniikka ja asennus

Tässä kandidaattityössä on käsitelty Rusatom Overseas Oy:n toimittaman ydinvoimalaitoksen AES-2006 reaktoripiiriin kuuluvan painesäiliön ominaisuuksia, materiaalivalintoja ja niiden kriteerejä, reaktorin valmistusmenettelyä ja sen asennusvaiheita mukaan lukien pääkiertoputkiston hitsaus julkisesti saatavilla olevan materiaalin pohjalta. Tässä kandidaatintyössä on kuvattu AES-2006 ydinvoimalaitoksen kehityshistoria ja lueteltu sen keskeisimmät eroavuudet edeltäjistään. Työn keskeisessä osassa on tarkastettu VVER-1200 reaktorin painesäiliön toimittajan ilmoittaman teräksen koostumus ja tärkeimpien seosaineiden vaikutus painesäiliöön ja koko voimalaitoksen käyttöikään. Tämän jälkeen on käsitelty reaktorin painesäiliön valmistustekniikkaa ja asennusta reaktorirakennuksessa. Johtopäätöksissä on vedetty yhteen tulokset ja otettu kantaa vertailukelpoiseen painesäiliöteräkseen ja sen ominaisuuksiin. Tärkeimmiksi seikoiksi nousevat tässä työssä seosaineiden myönteinen ja kielteinen vaikutus koko ydinvoimalaitoksen käyttöikään, ja ko. seosaineiden hallinnan tärkeys valmistus- ja asennusvaiheissa.