petrol242 schreef:Ik heb er even tussenuit gelegen door een crash van mijn rug...
Oei, hopelijk niks ernstigs? Het toeval wil dat ik zelf nu ook even sukkel met m'n rug.
petrol242 schreef:
SCC gaat over chemische ontbinding die ook afhankelijk is van... temperatuur, druk etc? Ik heb beroepsmatig met een gelijkaardige corrosie te maken. "Metal dusting" (reactie met koolwaterstoffen die uiteraard niet voorkomen in een nucleaire installatie) en dat doet zich voor tussen 300-850°C afhankelijk van de legering. In onze reformer moeten we de verblijftijd bij opwarmen zo snel mogelijk door de 400°C brengen om dit soort van corrosie tot een minimum te herleiden. Ik ken niet de metalurgische samenstelling van het staal van PWR's, maar ik denk dat een gelijkaardige corrosie zich ook voor doet weliswaar in een andere chemische corrosiecomponent? Maar dat is eerder mijn buikgevoel en moet je niet in rekening brengen.
Het fenomeen SCC (of in dit geval PWSCC, van 'primary water') vormt zich idd in sommige omstandigheden, waarvan temperatuur er één is. Maar het gaat hier niet zozeer om de verandering in temperatuur, eerder om een bepaalde temperatuur, waarbij de aantasting van een metaal dat onder spanning staat (dit kan een las zijn die spanning in het materiaal geeft), door chemische componenten sneller gaat... In één van je eerder posts sprak je van de problemen met de 'canopy seal welds' in PWR, en ik had de indruk dat je als oorzaak de temperatuurvariaties in het materiaal gaf (thermo-mechanisch), waardoor je geen 'voorstander' bent van modulerende kerncentrales. Ik kan het natuurlijk verkeerd begrepen hebben (in dat geval m'n excuses) , maar ik wou dus gewoon maar zeggen dat PWSCC op zich niet meteen iets temperatuurvariaties te maken heeft.
In PWR's heeft men het fenomeen (dat al even gekend is) intussen zeer goed onder controle. O.a. door strenge chemische parameters te hanteren van het primaire water, maar ook door een andere factor, nl de 'stress' (spanning) weg te nemen op de lassen (o.a. mbv een soort van klemmen).
petrol242 schreef:
Bwa, laat ons er dus van uit gaan dat nucleaire installaties niet heel snel kunnen moduleren. In de hernieuwbare energie worden er ook voorspellingen gedaan afhankelijk meestal van weersvoorspellingen, maar dat reflecteert toch niet helemaal de behoefte van een netwerk. Momenteel is de baseload van het nucleaire aandeel gewoon te groot waardoor andere energieopwekking gewoon weg geduwd wordt, letterlijk dan.
We zullen zien hé, wat het binnen enkele jaren geeft, moesten door een klein mirakel D4/Ti3 na 2025 nog open blijven...
petrol242 schreef:
Hoge druk inlaten (nozzles?)van het primair koelwater in de reactor.
Daar heb ik niet meteen weet van? Op welke centrales is dat vastgesteld?
petrol242 schreef:Ik zou eerder spreken van een "reactor trip" gezien het hier over een drukwater reactor gaat. SCRAM wordt meer gebruikt bij een kokendwaterreactor. Sowieso krijg je een thermische schok door het bijna stil vallen van de reactie. Nakoeling is uiteraard belangrijk en de neutronenvangers zoals boorzuurinjecties die je aanhaalde zijn natuurlijk nodig om de restcapaciteit en bijkomend verval te voorkomen. Maar zo'n boeltje koel je niet direct, en de thermische impact, mede ook door SI injectie, gaat toch zijn sporen nalaten op de installatie. Of het veel voorvalt, ik denk het niet gezien er meestal in het nucleaire gedeelte gecontroleerd kan gestopt worden als er verderop een probleem zich voor doet, wat meestal ook het geval is, zoals je zelf aangeeft. Maar ik weet uit ervaring dat thermisch belaste systemen grote slijtage oplopen bij starten en stil leggen, net door thermische stress en zeker als het ongecontroleerd gebeurt.
In PWR's gebruikt men zowel SCRAM als 'noodstop' (of idd 'reactor trip' in het Engels) door elkaar, trust me
Het is trouwens belangrijk om een onderscheid te maken tussen situaties/transiënten waarbij er enkel een noodstop zal optreden (bvb na een turbinetrip) én de eigenlijke 'accidenten'. Een noodstop zal gevraagd worden bij situaties waarbij bepaalde parameters (DNBR, primaire en secundaire inventaris...) in het gedrang zouden kunnen komen. Zo zal bvb bij aanspreken van een lage peildrempel in één vd stoomgeneratoren (zijnde: deze krijgt onvoldoende voedingswater) een noodstop optreden. Noodstop = reactor in een paar seconden onderkritisch, dus enkel nakomende warmte (ong 5% van het nominaal thermisch vermogen, direct na noodstop) dient meer afgevoerd te worden. Zo'n noodstoppen vallen idd niet veel voor (gelukkig natuurlijk
), en als ze al voorvallen is het meestal door een storing in de instrumentatie (of tijdens testen van die desbetreffende instrumentatie). Een reactor mag in z'n totale uitbatingsduur een bepaald aantal transiënten hebben (waaronder noodstop er één is), en deze worden gelogd en opgevolgd.
Na een noodstop zijn de systemen er zo op afgesteld dat ze de reactor naar nullastcondities brengen (0% vermogen), wat betreft temperaturen, drukken en peilen. Er is dus geen sprake van een zware afkoeling, in sommige gevallen zal er zelfs eerder een lichte opwarming plaatsvinden (die dan geleidelijk wordt weggeregeld). En voor alle duidelijkheid: de 'safety injection' (SI) gaat bij een 'normale' noodstop niet gestart zijn, en moest die al gestart zijn (bvb lage druk in een stoomgenerator is ook een trigger), dan gaat ze niet kunnen injecteren in de reactor, aangezien die laatste op een hogere druk staat dan wat de hogedrukpompen kunnen leveren.
petrol242 schreef:Ik heb gezegd dat het vloeibaar blijft door de druk (op 300°C), uiteraard gaat die druk daarna zakken, maar het water zal niet direct gaan verdampen ondanks drukverlaging? Over welke drukdalingen spreken we dan? Corrigeer me als ik het niet juist heb.
Sorry, maar ik ken echt geen enkele situatie waar na een 'gewone' noodstop de temperatuur van de reactor zo diep zou zakken. Zoals hierboven reeds gezegd is er een onderscheid tussen een (enkel) een noodstop, en de 'accidenten'. Bij deze laatste spreken we altijd van het falen van een component of breuk van een leiding. Een breuk van een leiding op het primaire circuit (groter dan wat met de normale systemen kan gecompenseerd worden) noemen we dus een LOCA, breuk van een leiding op het secundaire circuit (welke niet te isoleren is) noemen we een SLB, en een (aanzienlijk) lek van het primaire naar het secundaire circuit noemen we een SGPB (stoomgeneratorpijpbreuk). In al deze gevallen zullen door verschillende 'triggers' de veiligheidssystemen starten, waar de SI er één van is (alsook zal er natuurlijk automatisch meteen een noodstop volgen). Deze gevallen zijn natuurlijk nog veel zeldzamer. Zoek anders eens op TMI, daar hebben ze het iets minder goed afgehandeld, ook al was er weinig tot geen vrijstelling van radioactiviteit naar buiten (én ze hebben er grondige lessen uit getrokken naar ontwerp/uitbating van de huidige PWR's).
Waar jij dus sprak van 'de reactor die zeer snel afkoelt van 300°C naar 100°C', dan hebben we wsch te maken met een grote LOCA (SLB weet ik niet of dat voor zo een zware afkoeling kan zorgen), maar dit heeft onherroepelijk verlies van onderkoeling als gevolg (water in de kern dat gaat opkoken), de SI-accumulatoren dumpen hun inhoud in de reactor (passief systeem), en de SI-pompen gaan starten en injecteren, tot de kern terug 'ondergedompeld' is... Nu, als er zoiets gebeurt in een kerncentrale, dan is dat bijna onherroepelijk de boeken toe... (en zo niet, dan gaan ze de reactorkuip en andere componenten echt wel eerst heel grondig inspecteren).
. Maar ten gronde zijn nuke-centrales net behoorlijk vatbaar voor extremer weer, maar dan langs de bovenkant: bij hoge buitentemperaturen worden sommige centrales stilgelegd of op mindere capaciteit doen draaien: te weinig koelcapaciteit met het aangeleverde water én/of te weinig water om te kunnen koelen. Als je kijjkt naar de voorbije 10-20 jaar is het aantal dagen met -20° buitentemperatuur op een paar vingers te tellen, het aantal dagen hittegolf of droogterecord ligt wel wat hoger. Ik denk overigens niet dat de BE kerncentrales daar last van hebben (te weinig koelwater of te warm koelwater), maar wel DE en FR (waar wij in BE ook gebruik van maken, dankzij de interconnects die wij wel hebben en in Texas niet).
Sorry, maar ik ken zo geen enkel type transiënt waarbij dit zelfs fysisch mogelijk zou zijn. Je weet toch dat water dat zodanig afkoelt, ook gigantisch krimpt, en de druk van je reactor als een baksteen naar beneden duikt, sowieso met automatische trigger van het SI-systeem (dus alle pompen zullen starten, en injecteren in de reactor). Dan spreek je al eerder terug van accidenten zoals evt een LOCA, maar eerder een SLB (secundaire leidingbreuk). SLB geef ontsnapping van stoom op het secundaire circuit, welke een zware afkoeling (+inkrimping -> drukdaling) kan geven op het primaire circuit (reactor), maar zelfs dan lijkt met me zeer twijfelachtig of je temperatuur zo zwaar zou naar beneden duiken. Voor alle duidelijkheid spreken we hier dan al van type accident waar de veiligheidssystemen voor ontworpen zijn, maar waarbij de kans bestaat dat de reactor nooit meer op zal starten.
