Tato diplomová práce se zabývá návrhem dvojtlakého horizontálního kotle využívající teplo spalin za spalovací turbínou na zemní plyn. Zahrnuje návrh a výpočet jednotlivých výměníků, jejich základní uspořádání s ohledem na požadované parametry výstupní páry a dané vstupní a výstupní parametry spalin. Dále tato práce zahrnuje výpočet a konstrukční návrh parních bubnů, zavodňovacích trubek a převáděcích potrubí. Tato práce je zakončena výpočtem a prověřením tlakových ztrát mezi vstupem a výstupem kotle. Důležitou součástí této práce je přiložena výkresová dokumentace.

Master thesis on topic steam generator deal with about improving the efficiency due to the use of combined cycle while producing electrical energy. The first part includes the possibility of using combustion engines in the energy sector and describes their advantages and disadvantages in the production of electricity. Further described is the use of the concept of a combustion engine in a combined cycle, and improving the efficiency of electricity through the use of waste heat boilers and steam turbines. The second part is design of the steam generator, which is connected behind the chosen combustion engine with power exceeding 10 MW. Whether this concept is profitable and competitive is in mentioned in the last chapter dealing with the return entry investment. In this chapter is compared several variants use and a demonstration of the impact of fuel prices on the profitability of this concept.

The intermittent nature of renewable energy, variations in energy demand, and fluctuations in oil and gas prices have all contributed to variable demand for power generation from coal-burning power plants. The varying demand leads to load-follow and on/off operations referred to as cycling. Cycling causes transients of properties such as pressure and temperature within various components of the steam generation system. The transients can cause increased damage because of fatigue and creep-fatigue interactions shortening the life of components. The data-driven model based on artificial neural networks (ANN) is developed for the first time to estimate properties of the steam generator components during cycling operations of a power plant. This approach utilizes data from the Coal Creek Station power plant located in North Dakota, USA collected over 10 years with a 1-hour resolution. Cycling characteristics of the plant are identified using a time-series of gross power. The ANN model estimates the component properties, for a given gross power profile and initial conditions, as they vary during cycling operations. As a representative example, the ANN estimates are presented for the superheater outlet pressure, reheater inlet temperature, and flue gas temperature at the air heater inlet. The changes in these variables as a function of the gross power over the time duration are compared with measurements to assess the predictive capability of the model. Mean square errors of 4.49E-04 for superheater outlet pressure, 1.62E-03 for reheater inlet temperature, and 4.14E-04 for flue gas temperature at the air heater inlet were observed.

No description available.

[EN] In case of a severe accident in a NPP fission products are released from the degraded fuel and may reach the environment if their confinement is lost and/or bypassed. Given the high radio-toxic nature of nuclear aerosols for environment and population, their unrestricted release should be absolutely avoided. One particular situation is the core meltdown sequence with steam generator tube rupture (SGTR). The containment bypass turns this sequence into an indispensable scenario to model when assessing PWR risk. As a result, a significant database on the aerosol behavior in the secondary side of the steam generator (SG) has been developed within the international projects EU-SGTR, ARTIST and ARTIST-2. The role played by the break stage is particularly significant since it might be responsible for a good fraction of the total mass retained and for the shift of the particle size distribution towards smaller diameters. This awoke the interest in the effect of variables such as the particle nature, the breach type (size and shape) and the tubes vibration on the particle retention within the breach stage of a dry steam generator. Those aspects have been experimentally investigated in the first part of this thesis. Two experimental campaigns, CAAT2 and SET, were conducted in order to explore the potential influence of the particle nature on their retention. Moreover, the effect of the breach size and shape has been investigated in the CAAT2 campaign while the SET experiments were devoted to the tube vibration characterization and the effect of the vibration on the particle retention. The tests conducted highlighted several key insights: the strong effect of particle nature in the secondary side capability to scrub the particle-laden gas; the confirmation of the high retention efficiency when using compact particles and the significant one when using agglomerates; the similarities between guillotine and fish-mouth breaches in terms of efficiency, but their noticeable different deposition patterns; and the secondary effect of the breach size. Finally, the tube vibration is not as significant as the particle nature effect on the net deposition. The second part of the thesis is focused on the fraction of particles susceptible of leaving the containment in case of a severe accident regardless of the SGTR sequence. Accidents like Fukushima highlighted the importance of relying on efficient mitigation systems capable of reducing any release to the environment as much as possible. Although many reactors worldwide had installed filtered containment venting systems (FCVS) the interest in FCVS and even other mitigation systems has become of outstanding importance in nuclear safety. This is the frame of the PASSAM project in which an experimental sound database is being built to explore potential enhancement of existing source term mitigation devices and demonstrate the ability of innovative systems to achieve even larger source term attenuation. As a matter of fact, particle agglomeration processes via the propagation of acoustic vibrations through a gas could be applied for a better decontamination. High-intensity acoustic fields applied to an aerosol induce interaction effects among suspended particles, giving rise to successive collisions and agglomerations, resulting in larger particles that can be more easily removed or precipitated. The mitigative system acoustic agglomerator was built-up and tested in the AAA experimental campaign. The tests were conducted under a constant ultrasonic field with aerosols of different nature and size with different gas mass flow rates. The results pointed out two main insights: the small acoustic-agglomeration effect and the key effect of the gas mass flow rate and the aggregation state of the former particles in the agglomeration process. This research is the first approximation on the application of the ultrasonic chamber as an innovative system for the source term mitigation. / [ES] Durante un accidente severo en una central nuclear los productos de fisión liberados como consecuencia de la degradación del combustible podrían llegar a la atmósfera si se pierde la hermeticidad de la contención o si encuentran vías alternativas (bypass) para salir. Dada la radio-toxicidad del término fuente, las centrales nucleares deben contar con medios y medidas técnicas de seguridad para contener estos productos. En un reactor PWR, un caso particular de secuencia accidental donde los productos de fisión tienen acceso directo a la atmósfera, es aquella en el que además de la fusión de núcleo existe rotura de tubos del generador de vapor (secuencia SGTR). En este caso, es de vital importancia la evaluación del riesgo del suceso, objetivo de los proyectos internacionales EU-SGTR, ARTIST y ARTIST-2. Particularmente significativa es la "etapa de rotura" (break stage) del generador de vapor (SG), que es responsable de la retención de una fracción importante de partículas y de la evolución de su distribución a tamaños más pequeños. Estos motivos despertaron el interés hacia la propia retención de las partículas sobre los tubos y el efecto de variables como la naturaleza de la partícula, el tipo de rotura y la vibración de tubos sobre la retención en la etapa de rotura en condiciones secas; aspectos en los que se centra la primera parte de esta tesis. Con el objetivo de estudiar las cuestiones señaladas se han llevado a cabo dos campañas experimentales, CAAT2 y SET, con materiales enmarcados en el posible espectro de los aerosoles nucleares. La primera de ellas se centró en explorar la influencia potencial de la naturaleza de la partícula y el efecto del tipo de rotura de los tubos (forma y tamaño) sobre la retención de aerosoles. La segunda concierne la caracterización de la vibración de los tubos y el estudio de su efecto en la eficiencia de retención de partículas. Las pruebas realizadas resaltan varias ideas clave: el fuerte efecto de la naturaleza de la partícula sobre la retención en el lado secundario del SG; la alta eficiencia de retención cuando las partículas son compactas y la significativa retención cuando están aglomeradas; las pequeñas diferencias en eficiencia neta entre distintos tipos de rotura (guillotina vs. boca de pez) que resultan notables sobre los patrones de deposición, y el efecto secundario del tamaño de la rotura. Finalmente los resultados revelaron que frente a la naturaleza de la partícula, la vibración de tubos juega un papel secundario en la eficiencia de la retención. La segunda parte de este trabajo se centra en la fracción de partículas que es susceptible de alcanzar la contención en caso de accidente severo. Accidentes como el de Fukushima ponen de manifiesto la necesidad de tecnologías capaces de evitar las indeseadas consecuencias de la emisión de material radiactivo al medio ambiente. Esta es la dirección de investigación del proyecto PASSAM (7º Programa Marco de EURATOM) que está construyendo una base de datos experimental para el desarrollo de sistemas innovadores y la mejora de los sistemas de venteo filtrado de la contención que ya existen. Entre estos sistemas se encuentran las cámaras de ultrasonidos donde las ondas acústicas facilitan la aglomeración y el crecimiento de partículas, resultando sistemas potenciales para su mitigación. La campaña experimental AAA ha constituido una primera aproximación para la aplicación de las cámaras de ultrasonidos como sistemas innovadores para la mitigación del término fuente en la contención. El sistema de mitigación de aglomeración acústica (MSAA) se construyó y ha sido probado durante los experimentos AAA. Los resultados obtenidos ponen de manifiesto el leve efecto del campo acústico sobre el crecimiento de las partículas. Además, tanto el flujo másico de gas portador como la naturaleza de la partícula son claves en el proceso de aglomeración. / [CA] En cas d'accident sever d'una central nuclear els productes de fissió resultants del combustible degradat podrien assolir l'atmosfera si es perd la hermeticitat de la contenció o si troben un camí alternatiu que l'evitin. Donada la naturalesa radio-tòxica dels aerosols nuclears ha d'evitar-se per tots els mitjans que surtin a l'exterior. En un reactor PWR, un cas particular d'accident és en el qual a més de la fusió de nucli existeix trencament de tubs del generador de vapor. En aquest cas, l'alliberament de material radioactiu cap al medi ambient fa que l'escenari sigui indispensable de modelar en l'avaluació del risc d'aquest reactor. Aquesta és la raó dels projectes internacionals EU-SGTR, ARTIST i ARTIST-2, gràcies als quals s'ha construït una extensa base de dades sobre el comportament dels aerosols en el circuit secundari del generador de vapor (Steam Generator, SG). Particularment significativa és l'etapa de trencament, que és responsable de la retenció d'una fracció important de partícules i de modificar la seva distribució cap a les mides més petites. Aquests motius van despertar l'interès vers l'efecte de variables com la naturalesa de la partícula, el tipus de trencament i la vibració de tubs sobre la retenció de partícules sobre els tubs en condicions seques a l'etapa de trencament del SG. Aquests són els aspectes en els quals es centra la primera part d'aquesta tesi. Dues campanyes experimentals, CAAT2 i SET, s'han dut a terme amb diferents materials, tots ells emmarcats dins del possible rang dels aerosols nuclears. La primera d'elles es va centrar a explorar la influència potencial de la naturalesa de la partícula i l'efecte del tipus de trencament (forma i grandària) sobre la retenció d'aerosols en els tubs. La segona va seguir per la caracterització en termes de vibració dels tubs i el seu efecte en l'eficiència de retenció de partícules. Les proves realitzades ressalten diverses idees clau: el fort efecte de la naturalesa de la partícula sobre la retenció en el costat secundari del SG; l'alta eficiència de retenció quan les partícules són compactes i la també significativa retenció quan són aglomerats; les petites diferències en eficiència entre diferents tipus de trencament (guillotina vs. boca de peix), però notables sobre els patrons de deposició, i l'efecte secundari de la grandària de trencament. Finalment van revelar que enfront de la naturalesa de la partícula, la vibració de tubs juga un paper secundari en l'eficiència de retenció del feix de tubs. La segona part d'aquesta tesi es centra en la fracció de partícules que en cas d'accident sever, amb o sense seqüència SGTR, és susceptible d'aconseguir la contenció. Accidents com Fukushima posen de manifest la necessitat de tecnologia capaç de cobrir les indesitjades conseqüències de l'emissió de material radioactiu al medi. Aquesta és la raó del projecte PASSAM (7é Programa Marc d'EURATOM) que està construint una base de dades experimental per al desenvolupament de sistemes innovadors i millorar els sistemes de venteig filtrat que ja existeixen de la contenció. Les ones d'ultrasons faciliten l'aglomeració de partícules i resulten sistemes potencials per a la seva mitigació. S'ha realitzat una primera aproximació per a l'aplicació de les càmeres d'ultrasons com a sistemes innovadors per a la mitigació del terme font en la contenció. El sistema de mitigació d'aglomeració acústica (MSAA) es va construir i ha estat provat durant la campanya experimental AAA. Els experiments duts a terme en la planta PECA-MSAA del LASS. Els resultats obtinguts posen de manifest dues idees: el sistema MSAA és efectiu en la reducció de la massa de partícules i tant el flux màssic de gas portador com la naturalesa de la partícula són claus en l'eficiència de retenció del sistema. / Delgado Tardáguila, R. (2016). Experimental investigations on nuclear aerosols in a severe accident [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/63243

The Master’s thesis dealing with design of heat recovery steam generator with two pressure levels is split into nine sections. The first section describes the design and the layout of HRSG. The second part deals with heat calculation. The third section deals with design of flue-gas duct. The fourth part describes designs of individual heating surfaces, including steam superheaters, vaporizers and economizer. Next section shows the real temperature diagram and choice of the materials. The seventh section describes the calculation of outer pipelines and the eighth part deals with the drums design. The last section deals with the calculation of draft loss of steam generator.

This master's thesis deals with thermal calculation and design of proportions of calorific components of a heat recovery steam generator (HRSG), which is placed behind a combustion turbine, for given parameters of exhaust gases and requested parameters of steam. In the first chapters is described the design, layout of HRSG and the thermal calculation. The next parts deal with the design of flue-gas duct and each individual heating surface. Next section shows computations of dimensions of drums, flooding pipes, transferring pipes and all other outer pipes. The chosen materials are described in one of the last chapters and the last chapter deals with calculation of draft loss of steam generator.

La sûreté des réacteurs nucléaires constitue une condition primordiale et nécessaire à leur industrialisation. Pour les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium, cette sûreté passe par la possibilité de détection d’une fuite d’eau dans le sodium au niveau du générateur de vapeur à des stades très précoces de leur déclenchement. Le présent travail de thèse s’inscrit dans le cadre du développement d’une technique non intrusive pour la détection d’une réaction sodium-eau dans le générateur de vapeur d’un réacteur nucléaire refroidi au sodium. On désire identifier le bruit vibratoire de cette réaction à partir de mesures d’accélération sur la virole externe du générateur. Cependant, les vibrations dues à la fuite peuvent être noyées dans le bruit généré par l’écoulement du sodium ou par d’autres sources d’excitation. Afin d’augmenter, le rapport signal à bruit, on s’intéresse à l’apport d’un filtrage spatial par formation de voies pour ce type de système. Ce dernier se caractérise notamment par la présence d’un couplage structure-fluide lourd (c.-à-d. virole-sodium) et des modes vibroacoustiques qui apparaissent aux mêmes fréquences d’intérêt pour la détection de la fuite. Pour réaliser cette étude, nous considérons une maquette expérimentale composée d’une conduite cylindrique reliée à un circuit hydraulique par deux brides très rigides. La source à identifier est simulée par un hydrophone de taille réduite en mode émetteur positionné à l’intérieur de la conduite par un dispositif mécanique dédié à cet effet. Le bruit perturbateur est induit par l’écoulement de l’eau, supposé turbulent à partir d’un certain débit. L’antenne est composée de vingt-cinq accéléromètres placés sur la conduite d’essai. L’objectif consiste à traiter simultanément les signaux accéléromètriques pour faire ressortir le signal de la fuite tout en rejetant le bruit dû à l’écoulement. Deux types de traitement par formation de voies sont considérés : la formation de voies conventionnelle (dites de Bartlett) et une formation de voies optimisée qui vise à maximiser le rapport signal à bruit de la fuite. / The safety of nuclear reactors represents a necessary and vital condition for the exploitation of nuclear plants with liquid-cooled cores. This safety passes by the ability to detect and anticipate the earliest stages of a water leak into sodium within the heat generator. The study detailed in this manuscript has been initiated in a framework aiming to develop nonintrusive detection techniques for sodium water chemical reactions. Its main goal is to uncover the signal of a water leak into sodium, based on the measurements of the vibratory field recorded by the means of accelerometers externally mounted on the heat generator shell. However, such a spectrum is masked by the plant general background noise, especially that generated by heavy fluid flow (i.e. sodium flow) during actual operating times of the power plant. In order to increase the signal-to-noise ratio of the leak, beamforming technique for the acceleration measurements of the mechanical system is considered. The aforementioned system is characterized by a strong non-linear coupling between the the heat generator’s cylindrical shell and the heavy fluid in motion. In particular, fluid motion and the acoustic emission of the leak seem to excite some eigen modes of the cylinder, at these same frequencies where the acoustic signature of the leak is at its highest amplitude. For the purpose of our study, a cylindrical mock-up connected by some very rigid links to a hydraulic circuit is considered. A hydrophone emission excites the mock-up from within and is being accounted for the acoustic leak. Water flows inside the cylinder at turbulent Reynolds number. An array of twenty-five accelerometers is mounted on the mock-up shell using ceramic insulators. The main goal is to combine the twenty-five signals in such a way that allows the increase of the SNR for the acoustic source while rejecting water flow noise. Two beamforming techniques are applied and compared: classical Bartlett beamforming as well as optimized beamforming for SNR maximization (Max SN

This diploma thesis deals with proposal of a two-lane vertical boiler using the waste heat after gas turbine. In the first part the heat calculation has been done followed by the arrangement of particular heat exchange surfaces and the drawing of real saw diagram. There are also dimensions of drums, inlet and outlet pipes and transfer pipelines drafted. Furthermore, I have listed the materials that are used for casing the boiler and pipelines. Finally, the boiler loss is calculated and the boiler hydraulic calculation is performed. The supplement contains a boiler drawing.

This master’s thesis is focused on the design of electric steam generator for superheated steam. Using heating cartridge is the easiest way how to make a saturated or superheated steam. This device is part of gasification reactor, which is used for experimental purposes. The thesis includes schematic involvement of technology. Technology contains evaporator and superheater. The evaporator is calculated as pool boiling. The superheater is design for steam flowing through heating cartridge bundle. At the end of the thesis are made projection drawings, which are based on the calculations.