CN1836292B - 支撑结构以及支撑容器的方法 - Google Patents

支撑结构以及支撑容器的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN1836292B
CN1836292B CN2004800230493A CN200480023049A CN1836292B CN 1836292 B CN1836292 B CN 1836292B CN 2004800230493 A CN2004800230493 A CN 2004800230493A CN 200480023049 A CN200480023049 A CN 200480023049A CN 1836292 B CN1836292 B CN 1836292B
Authority
CN
China
Prior art keywords
support
core barrel
supporting construction
lateral support
pressure vessel
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN2004800230493A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1836292A (zh
Inventor
弗雷德里克·阿尔弗雷德·福蒂埃
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd
Original Assignee
Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd filed Critical Pebble Bed Modular Reactor Pty Ltd
Publication of CN1836292A publication Critical patent/CN1836292A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1836292B publication Critical patent/CN1836292B/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Active legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02—Details
    • G21C13/024—Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • G21C5/10—Means for supporting the complete structure
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
  • Prostheses (AREA)
  • Materials For Medical Uses (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Input Circuits Of Receivers And Coupling Of Receivers And Audio Equipment (AREA)
  • Auxiliary Devices For And Details Of Packaging Control (AREA)
  • Non-Reversible Transmitting Devices (AREA)

Abstract

一种核反应堆，包括反应堆压力容器(12)和包含在该反应堆压力容器(12)内的中心桶(14)。该反应堆(10)还包括单个垂直支撑(16)，用于把垂直负载从中心桶转移到反应堆压力容器。另外，在该垂直支撑(16)上方的位置处设置侧边支撑装置，以便为中心桶(14)提供侧边支撑。这种结构将会减小因温度波动而产生的应力。

Description

支撑结构以及支撑容器的方法
技术领域
本发明涉及一种支撑结构，也涉及一种支撑容器的方法。
背景技术
目前遇到的问题是对受到温度波动影响的容器的支撑。由于温度变化可能使得容器的形状和/或尺寸改变，而这会导致在容器和/或容器的支撑中产生不希望出现的应力。在温度变化不均匀时尤其会如此。
发明内容
本发明的目的是提供一种装置，本发明人相信该装置至少可以缓解上述这种状况。
根据本发明的一方面，提供一种支撑结构，包括：
被支撑的容器；
支撑上述容器重量的单个垂直支撑；以及
至少在所述单个垂直支撑上方的位置处、用于为所述容器提供侧边支撑的侧边支撑装置。
根据本发明的另一方面，提供一种支撑结构，包括：
容器，其形式为用气体冷却的高温反应堆的中心桶，该中心桶位于反应堆压力容器内，该中心桶在形状上大致是圆柱形的，并且其轴线大致在竖直方向上延伸；
用于支撑所述中心桶重量的单个垂直支撑，该垂直支撑包括上、下支撑部件，它们分别连接到垂直负载在其间转移的所述中心桶和所述反应堆压力容器，可相对移动的所述上、下支撑部件具有相对布置的接触表面，该接触表面绕轴线定位于中央位置；以及
用于向所述中心桶提供支撑的侧边支撑装置，该侧边支撑装置包括多个沿周向分隔的上部侧边支撑，每个上部侧边支撑包括一套内、外上部侧边支撑部件以及滚筒，所述内、外上部侧边支撑部件分别连接于所述中心桶和所述反应堆压力容器，所述滚筒位于所述内、外上部侧边支撑部件之间。
本发明人认为，本发明尤其适用于，但不是仅仅适用于用气体冷却的高温核反应堆。
因此，所述容器可以是用气体冷却的高温核反应堆的中心桶，该核反应堆包括里面安置有所述中心桶的反应堆压力容器，所述垂直支撑包括上、下支撑部件，它们分别连接于垂直负载在其间转移的中心桶和反应堆压力容器。
所述中心桶在形状上可以是大致圆柱形的，并且其轴线大致在竖直方向上延伸，所述上、下支撑部件具有位于中央且相对布置的接触表面。
至少一个所述的接触表面可以是弯曲的，以便通过滚动而不是滑动来实现接触表面之间的相对移动，从而减少磨损和在氦环境中工作时所述表面粘合在一起的风险。在本发明的优选实施例中，两个所述接触表面都是弯曲的。
所述上支撑部件可以具有面朝下方的凹接触表面。所述下支撑部件可以具有面朝上方的凸接触表面。所述接触表面可以是部分球形。在本发明的优选实施例中，所述凸接触表面的半径小于所述凹接触表面的半径。
所述垂直支撑可以包括布置在上、下支撑部件之间的中间部件。所述中间部件可以具有上、下接触表面，它们分别与上、下支撑部件的对应接触表面相配合。
所述中间部件的接触表面可以是凸起的，而所述上、下支撑部件的 对应接触表面是凹陷的。在本发明的优选实施例中，各个凸接触表面的半径小于对应的凹接触表面的半径。
所述侧边支撑装置可以包括多个沿周向分隔的上部侧边支撑，布置它们以便在或者朝着所述中心桶的可操作上端支撑该中心桶。
每个上部侧边支撑可以包括一套内、外上部侧边支撑部件，它们分别连接于中心桶和反应堆压力容器；每套内、外上部侧边支撑部件中的至少一个安装在可弹性变形的支撑上。
在每个上部侧边支撑的内、外上部侧边支撑部件之间可以放入滚筒，以利于内、外上部侧边支撑部件之间以及它们所连接的中心桶与反应堆压力容器之间的相对位移。所述滚筒与所述内、外上部侧边支撑部件中的至少一个可以具有相互对应的齿牙，以保证通过滚动而不是滑动来实现滚筒与内、外上部侧边支撑部件的对应支承表面之间的相对位移。
除了使用滚筒，可以对所述支承表面进行处理以抑制粘合。这种处理可以包括对支承表面进行渗氮。
所述内、外上部侧边支撑部件的支承表面可以是倾斜的。具体地，所述内、外上部侧边支撑部件的支承表面可以是大致平行并向外向上倾斜的。
每个外上部侧边支撑部件可以装在可弹性变形的支撑上，该可弹性变形的支撑则安装在固定于反应堆压力容器的上部支撑环上。所述可弹性变形的支撑可以包括一对支撑柱和可弹性变形的引导梁，所述一对支撑柱在互相分隔开的位置处与上部支撑环相连，所述可弹性变形的引导梁在支撑柱之间延伸且外上部侧边支撑部件安装在其上。所述引导梁的位置可以是可调节的，从而允许调整内、外上部侧边支撑部件的相对 位置。
所述侧边支撑装置可以包括多个沿周向分隔的下部侧边支撑，布置它们以便在中心桶下端附近向该中心桶提供侧边支撑。
每个下部侧边支撑可以包括可弹性变形的定位元件，该定位元件在内插结构与外插结构之间沿径向延伸，从而在中心桶与反应堆压力容器之间转移横向负载。
所述内插结构可以设置在上支撑部件上，所述外插结构是从固定于反应堆压力容器的下部支撑环沿径向向内凸出的突起。
所述支撑结构可以包括辅助支撑装置，用于在地震事件等情况下而受到异常负载时支撑反应堆压力容器内的中心桶。
在本发明的一个优选实施例中，所述上支撑部件包括从中心桶底部向下延伸的中心部件和多个按一定角度分隔的支撑梁，这些支撑梁连接于所述中心桶底部和所述中心部件，并从该中心部件沿径向向外延伸，所述辅助支撑装置包括下部辅助支撑，该下部辅助支撑包含多个沿周向分隔、沿径向面朝向内的槽，所述支撑梁的径向外端可插入该槽中并留有微小空隙。
所述槽可以位于固定于反应堆压力容器的下部支撑环的径向内表面上。可以使用垫片以获得该槽内的梁末端处所需的空隙。
在本发明的另一个优选实施例中，所述上支撑部件包括从中心桶底部向下延伸的中心部件和多个按一定角度分隔的支撑梁，这些支撑梁连接于中心桶底部和中心部件，并从该中心部件沿径向向外延伸到环形底箍，该环形底箍附着在中心桶上，所述辅助支撑装置包括下部辅助支撑，该下部辅助支撑包含多个沿周向分隔的突起，这些突起从固定于反应堆 压力容器的下部支撑环沿径向向内凸出，并插入所述底箍的对应槽中而留有微小空隙。
可以设置垫片以获得所述突起与所述槽之间的所需空隙。
根据本发明的另一方面，提供一种支撑容器的方法，包括如下步骤：
通过单个垂直支撑把所述容器及其容纳物的重量转移到支撑结构上；并且
至少在高于所述垂直支撑的位置处从侧边支撑所述容器。
当所述容器是用气体冷却的高温核反应堆的中心桶，且该核反应堆包括里面支撑着所述中心桶的反应堆压力容器时，所述方法可以包括如下步骤：
通过单个垂直支撑把中心桶及其容纳物的重量转移到反应堆压力容器上；并且
通过在高于垂直支撑的位置处设置的侧边支撑，在中心桶与反应堆压力容器之间转移横向负载。
附图说明
现通过实施例，并参照所附简图，对本发明进行说明。
附图中：
图1是按照本发明包含支撑结构的核反应堆的布局示意图；
图2是该核反应堆的下部的剖视图；
图3是从中心桶下端的下方观察得到的立体图，该中心桶构成该核反应堆的一部分，此图也显示了垂直支撑的一部分；
图4是该反应堆的下部辅助支撑的局部放大立体图；
图5是该反应堆的反应堆压力容器下部立体图，此图也显示了该反应堆压力容器内的下部支撑环的位置；
图6是可安装在下部支撑环上的垫片的立体图；
图7是所述中心桶上端的立体图；
图8是装在反应堆压力容器上的上部支撑环的局部立体图；
图9是按照本发明的上部侧边支撑的局部立体分解图；
图10是装在上部支撑环上的支撑柱的立体分解图；
图11是上部辅助支撑的局部立体图；
图12是反应堆压力容器和上部支撑环的局部放大剖视图，该上部支撑环构成支撑结构的一部分；
图13是按照本发明包含另一种支撑结构的另一个核反应堆的下部正面剖视图，此图类似于图2；
图14是中心桶下端的立体图，该中心桶构成按照本发明包含支撑结构的又一个核反应堆的一部分，此图类似于图3；
图15是下部支撑环的立体图，该下部支撑环构成图14中反应堆的支撑结构的一部分；以及
图16是由图15中支撑环凸出的突起的放大立体图。
具体实施方式
附图中，附图标记10泛指按照本发明包含支撑结构的核反应堆。该反应堆10包括反应堆压力容器12和位于反应堆压力容器12内、一般用附图标记14表示的中心桶。该反应堆10还包括单个垂直支撑和侧边支撑装置：该垂直支撑用于把垂直负载从中心桶转移到反应堆压力容器，一般用附图标记16表示；该侧边支撑装置用于为中心桶14提供侧边支撑，一般用附图标记18(图7)表示。
反应堆压力容器12包括圆柱形侧壁20以及分别为圆顶形的上端22和下端24。
中心桶14包括圆柱形侧壁26、顶部28和底部30。反射器(未示出)位于在中心桶14内，在它们之间形成容纳核燃料的反应中心或反应室40。
反应堆的工作详情和相关的结构特征对于理解本发明来说并不重要，所以不作详细的说明或图示。
现在具体参照附图中的图2、图3和图5，垂直支撑16包括上支撑部件44和下支撑部件46。
上支撑部件44包括圆柱形中心部件48，其与中心桶14的底部30相连，从那里向下延伸，并与中心桶14同轴。该中心部件48形成面向下的凹接触表面50。该接触表面50向内凹陷，因此由环形肩部52围绕着。上支撑部件44还包括多个相隔一定角度的支撑梁54，它们连接于中心桶14的底部30和中心部件48，并从该中心部件沿径向向外延伸。因此，支撑梁54向底部30和中心部件48提供支撑，并用于把中心桶14的重量转移到中心部件48上。
从附图中的图2和图5能最清楚地看出，下支撑部件46包含基部56和位于中心的圆柱形部58，该基部56固定于反应堆压力容器12的下端24，该圆柱形部58从基部向上突起并形成凸接触表面60。该下支撑部件46通过螺栓连接于反应堆压力容器。考虑到通过垂直支撑16转移的是中心桶组件的重量因而该负载是垂直向下的这个事实，所以这些螺栓承受的负载并不是非常大。突起的圆柱形部58的直径比环形肩部52的内直径小，以便能够被容纳进去并留有空隙。此外，接触表面50的曲率半径比接触表面60的大。在本发明的一个实施例中，接触表面50的半径是5250mm而接触表面60的半径是4400mm。当然，这些半径仍然可以随反应堆的尺寸而变化，并可以针对具体的应用通过常规实验或者经验手段进行优化。设置弯曲的表面是为了保证相对运动以滚动而不是滑动的形式出现。另外，采用相对大的半径是为了得到所需的接触面积。
从附图中的图7、图8和图12能最清楚地看出，在反应堆压力容器12内的适当位置固定上部支撑环72。对此，使用一个或多个扭力键74使该环72固定于适当位置。从附图中的图12能最清楚地看出，环72和压力容器12具有相互对应、向下并沿径向向内逐渐变细的表面73 和表面75。另外，环形锁板77通过焊接或者螺栓固定到上部支撑环72上，且该环形锁板77的径向外侧边缘部分插在反应堆压力容器12的环形凹槽79中。这种结构用于将该环72锁定于适当位置而不需要焊接到反应堆压力容器12的表面上。
侧边支撑装置18包括多个沿周向分隔的上部侧边支撑76，布置它们以在或者朝着中心桶14的可操作上端支撑该中心桶14。再参照附图中的图9，每个上部侧边支撑76包括内上部侧边支撑部件78和外上部侧边支撑部件80。该内上部侧边支撑部件78固定于中心桶14，该外上部侧边支撑部件80连接到上部支撑环72，这将在下面作更具体的说明。上部侧边支撑部件78、80形成相互对应、倾斜的支撑或者支承表面82、84，用于支承位于支撑部件78、80之间的滚筒86。该滚筒86包括中央设有环形凹槽90的圆柱形主体88。另外，在该主体的两端均设置齿轮92，且有圆柱形轴向突起94从各个齿轮92凸出。每个内、外上部侧边支撑部件78、80具有设置在其中央的肋96，该肋96从表面82、84凸出并插在凹槽90中。而且，在每个表面82、84的各侧均设有一套齿牙，其与齿轮92的齿牙相互对应。这种结构用于保证通过滚筒86的滚动来实现内侧边支撑部件78和外侧边支撑部件80的相对位移。而且，每个外侧边支撑部件80有一对颊板100，该颊板100中设置有槽102。该槽102与表面84平行。所述突起94插在槽102中并留有很小的空隙，用于限制滚筒86相对于外上部侧边支撑部件80的运动范围。
每个外上部侧边支撑部件80安装在一般用附图标记104(图8)表示的可弹性变形的支撑上。每个支撑104包括一对安装在上部支撑环72上的支撑柱106和在该支撑柱106之间延伸的可弹性变形的引导梁108。
从附图中的图10能最清楚地看出，每个支撑柱106包括通过焊接固定于上部支撑环72的基体110和滑块112。该基体110和滑块112具有相互对应的唇缘结构113和沟槽结构115，使得滑块112能在基体110上沿垂直方向作相对位移。分别在基体110和滑块112上设置相互对应 的半圆形凹槽114、116，它们一起构成孔，调节螺栓118的一部分位于该孔中。凹槽116具有螺纹。通过安装在支撑基体上并用螺栓122固定的覆盖板120来限制调节螺栓118的垂直位移。该覆盖板120与调节螺栓118上的轴环124相配合以限制调节螺栓118的垂直位移。该覆盖板120也用于使滑块112始终附着在基体110上，并通过调节螺栓118的转动而允许滑块112相对于基体110作有限程度的垂直位移。滑块112设有槽孔126，引导梁108的末端插在该槽孔中。因此，该引导梁108由一对支撑柱106支撑，并构造成允许该引导梁108以板簧的方式作一定程度的弹性移动，进而使得安装于其上的外上部侧边支撑部件80弹性移动。此外，通过调整调节螺栓118，能够调整引导梁进而调整外上部侧边支撑部件80相对于内上部侧边支撑部件78的位置，从而获得所需的预加负载。在图示的实施例中，引导梁108是弯曲的，以适合在中心桶与反应堆压力容器之间形成的空间。
如下面将更详细说明的，在正常操作条件下，垂直支撑16和侧边支撑装置1 8用于支撑反应堆压力容器12内的中心桶14。然而，也存在反应堆10受到异常负载的可能性，比如由地震事件而引起的。因此，反应堆10包括辅助支撑装置。该辅助支撑装置包括一般用附图标记130(图3和图4)表示的下部辅助支撑和一般用附图标记132(图11)表示的上部辅助支撑。
下部辅助支撑130包括下部支撑环134，该下部支撑环134固定于反应堆压力容器12并与中心桶14的下端相邻。可以用类似于前述上部支撑环72的方式，将该下部支撑环134固定于反应堆压力容器12内的适当位置。在下部支撑环134上沿周向分隔的位置处，设置多个沿径向朝内敞开的槽1 38。将支撑梁54的径向外端插入该槽138内。
上部辅助支撑132包括多个沿周向分隔的肋140，其连接于中心桶14的侧壁26并从那里向外凸出。在上部支撑环72上沿周向分隔的位置处，设置对应的沿径向朝内的槽142，可将肋140的一部分插入该槽内。
应当注意的是，在正常应用时，例如由于温度变化、膨胀率的不同等的影响，在中心桶14与反应堆压力容器12之间会有某种相对运动。采用支撑梁54与下部支撑环134之间以及肋140与上部支撑环72之间的空隙来允许这种相对运动。为了在槽138、142中获得所需的空隙，使用垫片144，附图中的图6显示了一个这样的垫片。将该垫片加工成所需的尺寸，然后安装在下部支撑环134和上部支撑环72上，从而分别在支撑梁54和肋140的端部之间提供所需的空隙。从附图中的图6能最清楚地看出，每个垫片144包括末端板160和从该末端板160突起的主体部分162。相对设置的平行肋164从主体部分162向外侧突出，并可滑动地插在支撑环72、134的对应沟槽结构中，该沟槽结构被相对地向内设置并垂直延伸。利用螺栓166来固定该垫片的位置，该螺栓166穿过末端板160伸出部分中的对应孔168。
通常，中心桶的长度大约为22米，且周长大约为18米。该中心桶在运转期间变热而在停运期间冷却。为了维持在材料的温度限制范围内，必须从外面冷却该中心桶，因此，设置了中心桶冷却系统。然而，中心桶侧边不太可能在任何给定高度的所有圆周上都处于相同温度。温度的变化可由各种因素引起，例如，围绕在中心桶周围的中心桶冷却系统气体的不均匀流动，由于制造公差而引起的侧边反射器与中心桶侧边之间的不均匀间隙，由于反应堆压力容器与中心桶这两个组件的制造公差而引起的它们之间的不均匀间隙，入口管与出口管之类的组件的不对称布置，等等。中心桶上温度分布的不均匀可能会导致该中心桶的某种侧向变形，比如它的轻微弯曲。通过布置在中央的单个垂直支撑16来支撑中心桶的重量，该中心桶弯曲时不会在该中心桶或者支撑结构中产生异常应力。这使得中心桶对不均匀的温度分布不敏感。现有技术的缺点是中心桶由多个分隔开的垂直支撑来支撑。由于中心桶的运动，会出现支撑结构进而是中心桶的不均匀负载，这就会导致不希望产生的高度应力。通过使用布置在中央的单个垂直支撑16能避免上述问题。
此外，由于温度的差异以及所使用材料的不同，中心桶和反应堆压 力容器的膨胀率与膨胀程度自然可能不同。对此，上部侧边支撑76用于支撑中心桶的上端。当中心桶变热时，它在垂直方向和径向上都会膨胀。这导致内上部侧边支撑部件78相对于外上部侧边支撑部件80向上并沿径向向外移动。然而，支撑表面82、84的倾斜允许这种膨胀并维持支撑表面与滚筒86表面的接触。引导梁108的自然弹性也允许一定程度的侧向移动。如果由于某种原因使得表面82、84与滚筒86失去接触，该滚筒将通过齿牙92、98来定位。如果表面82、84之间分隔得更远以致于齿牙92、98失去接触，那么滚筒将沿表面84滚下到所述突起94位于槽102的底部。这就确保滚筒86不会落入反应堆压力容器12与中心桶14之间。表面82、84相对于垂直方向倾斜的角度通常是大约10°。但应当注意的是，对于具体的应用，可以通过常规实验或者经验来进行优化从而改变这个角度。
在例如由于地震事件而有异常负载施加于反应堆10的情况下，单个垂直支撑16将会支撑中心桶14的重量，但是，由于引导梁108会变形，上部侧边支撑76可能无法向中心桶14提供足够的水平支撑。如果变形够大，支撑梁54端部与槽138之间以及肋140与槽142之间的空隙会闭合，从而把水平负载从中心桶14转移到反应堆压力容器12。地震事件之后，引导梁108会使中心桶14居中并使肋140与槽142之间留出空隙。对此，应注意的是，将引导梁108设计成能处理这种变形并保持在制造该引导梁108所采用材料的弹性范围内。
当然，该支撑结构的某些变化是可能的。例如，下部支撑部件46可以通过梁结构而连接于反应堆压力容器，该梁结构的设置能把由中心桶转移到那里的负载分散于反应堆压力容器的较大面积上。
附图中的图1 3显示了支撑结构的另一种变化，其中，附图标记200一般表示按照本发明包含支撑结构的另一种反应堆的一部分，并且，除非另作说明，上面所用的相同附图标记用于表示同样的部件。
反应堆200与反应堆10的支撑结构之间的主要差别在于，反应堆200中的支撑结构包括位于上部支撑部件44与下部支撑部件46之间的中间部件202。该中间部件202在形状上大致是椭圆形，有凸起的上接触表面204和下接触表面206。上部支撑部件44和下部支撑部件46有凹陷的支撑表面208、210。支撑表面208、210的半径大于接触表面204、206的半径。
这种结构的优点是它能自行居中。
现在参照附图中的图14至图16，其中附图标记300一般表示按照本发明包含支撑结构的另一种反应堆的一部分，并且，除非另作说明，上面所用的相同附图标记用于表示同样的部件。
在本发明的这一实施例中，环形底箍302向下依附于中心桶的底部30。支撑梁54连接于中心桶14的底部30和中心部件48，并从该中心部件沿径向往外延伸，支撑梁54的径向外端与底箍302相连。
另外，在附图第9页所示的实施例中，从下部支撑环134沿径向向内凸出多个突起304。该突起304延伸穿过底箍302上的槽306。因此，底箍302和突起304起到下部辅助支撑130的作用，即，在中心桶遭受地震之类的事件而承受异常负载时支撑着该中心桶。为了在突起304与槽306之间获得所需的空隙，使用垫片308。此外，从附图中的图16能最清楚地看出，每个突起304具有凸面外侧310，其在出现地震的情况下与垫片308接触。凸面外侧310确保的是，即便由于中心桶弯曲等情况而导致底箍302与水平方向形成微小的角度时，也仅出现较低的接触应力。
此外，在本发明的这一实施例中，侧边支撑装置包括下部侧边支撑，该下部侧边支撑包含三个可弹性变形的定位元件或定位梁312。该定位梁312的内端部位于中心部件48上的凹槽314形式的内插结构中，且 定位梁312的径向外端位于安装在三个突起304上的垫片318的对应凹槽316中。垫片318用于在定位梁312中获得所需的预加负载。定位梁312是弯曲的，以便在地震事件中使该定位梁中的应力最小而变形最大；该定位梁312的变形将会足够大而使得突起304与垫片308之间的空隙闭合，从而把横向负载从中心桶转移到反应堆压力容器。地震事件之后，该定位梁3 12将使中心部件48居中并重新形成突起304与垫片308之间的空隙。
本发明人相信，与现有技术中的系统相比，本发明能使得受到温度波动影响的容器上的应力降低，对于支撑结构上的应力也是如此。而且，在反应堆的特定情况下，允许中心桶的轻微弯曲而不会导致应力的增加。中心桶能够承受温度的不均匀分布。此外，中心桶可能相对于反应堆压力容器沿径向膨胀，也可以沿轴向膨胀。通过允许对支撑104进行调节，可调整中心桶上端附近的侧边支撑，以保证中心桶的自行对准和稳定。另外，设置在上、下部支撑环上的垫片是在安装时确定尺寸的，从而确保获得所需的空隙或者公差。

Claims (25)

1.一种支撑结构，其特征在于，包括：
容器，其形式为用气体冷却的高温反应堆(10，200)的中心桶(14)，该中心桶(14)位于反应堆压力容器(12)内，该中心桶(14)在形状上大致是圆柱形的，并且其轴线大致在竖直方向上延伸；
用于支撑所述中心桶(14)重量的单个垂直支撑(16)，该垂直支撑(16)包括上、下支撑部件(44，46)，它们分别连接到垂直负载在其间转移的所述中心桶(14)和所述反应堆压力容器(12)，可相对移动的所述上、下支撑部件(44，46)具有接触表面(50，60)，该接触表面(50，60)彼此相对布置且绕轴线定位于中央位置；以及
用于向所述中心桶(14)提供支撑的侧边支撑装置(18)，该侧边支撑装置包括多个沿周向分隔的上部侧边支撑(76)，每个上部侧边支撑包括一套内、外上部侧边支撑部件(78、80)以及滚筒(86)，所述内、外上部侧边支撑部件(78、80)分别连接于所述中心桶(14)和所述反应堆压力容器(12)，所述滚筒(86)位于所述内、外上部侧边支撑部件(78、80)之间。
2.根据权利要求1所述的支撑结构，其中，至少一个所述接触表面(50，60)是弯曲的。
3.根据权利要求2所述的支撑结构，其中，两个所述接触表面(50，60)都是弯曲的。
4.根据权利要求3所述的支撑结构，其中，所述上支撑部件(44)具有面朝下方的凹接触表面(50)，所述下支撑部件(46)具有面朝上方的凸接触表面(60)。
5.根据权利要求4所述的支撑结构，其中，所述凸接触表面(60)的半径小于所述凹接触表面(50)的半径。
6.根据权利要求1所述的支撑结构，其中，所述垂直支撑(16)包括布置在所述上、下支撑部件(44、46)之间的中间部件(202)。
7.根据权利要求6所述的支撑结构，其中，所述中间部件(202)具有上、下接触表面(204、206)，它们分别与上、下支撑部件(44、46)的对应接触表面(208、210)相配合。
8.根据权利要求7所述的支撑结构，其中，所述中间部件(202)的接触表面(204、206)是凸起的，所述上、下支撑部件(44、46)的对应接触表面(208、210)是凹陷的。
9.根据权利要求8所述的支撑结构，其中，每个凸接触表面(204、206)的半径小于对应的凹接触表面(208、210)的半径。
10.根据前面任意一项权利要求所述的支撑结构，其中，所述上部侧边支撑(76)设置得用于在或者朝着所述中心桶(14)的上端从侧边支撑该中心桶(14)。
11.根据权利要求1-9之一所述的支撑结构，其中，所述滚筒(86)包括至少一个具有齿牙的齿轮(92)，且所述内、外上部侧边支撑部件(78、80)中的至少一个具有与所述齿轮(92)上齿牙相对应的齿牙(98)，以确保通过滚动来实现所述滚筒(86)与所述内、外上部侧边支撑部件(78、80)的对应支承表面(82、84)之间的相对位移。
12.根据权利要求11所述的支撑结构，其中，所述内、外上部侧边支撑部件(78、80)的支承表面(82、84)是倾斜的。
13.根据权利要求1-9之一所述的支撑结构，其中，每套内、外上部侧边支撑部件(78、80)中的至少一个安装在可弹性变形的支撑(104)上。
14.根据权利要求13所述的支撑结构，其中，每个外上部侧边支撑部件(80)安装在所述可弹性变形的支撑(104)上，所述可弹性变形的支撑则安装在固定于所述反应堆压力容器(12)的上部支撑环(72)上。
15.根据权利要求14所述的支撑结构，其中，所述可弹性变形的支撑(104)包括一对支撑柱(106)以及可弹性变形的引导梁(108)，所述一对支撑柱(106)在互相分隔开的位置处与所述上部支撑环(72)相连，所述可弹性变形的引导梁(108)在所述支撑柱(106)之间延伸且所述外上部侧边支撑部件(80)安装在所述引导梁(108)上。
16.根据权利要求15所述的支撑结构，其中，所述引导梁(108)的位置是可调节的，用于实现所述内、外上部侧边支撑部件(78、80)的相对位置的调节。
17.根据权利要求1-9之一所述的支撑结构，其中，所述侧边支撑装置(18)包括多个沿周向分隔的下部侧边支撑(312)，布置它们以便在所述中心桶(14)下端附近向该中心桶(14)提供侧边支撑。
18.根据权利要求17所述的支撑结构，其中，每个下部侧边支撑包括可弹性变形的定位元件(312)，该定位元件在内插结构与外插结构(314与316)之间沿径向延伸，用于在所述中心桶(14)与所述反应堆压力容器(12)之间转移横向负载。
19.根据权利要求18所述的支撑结构，其中，所述内插结构(314)设置在所述上支撑部件(44)上，所述外插结构(316)是从固定于所述反应堆压力容器(12)的下部支撑环(134)沿径向向内凸出的突起(304、318)。
20.根据权利要求1-9之一所述的支撑结构，包括辅助支撑装置(130、132)，当所述反应堆压力容器内的中心桶(14)在地震之类的事件中受到超过正常工作负载的负载时，所述辅助支撑装置(130、132)向该中心桶(14)提供支撑。
21.根据权利要求20所述的支撑结构，其中，所述上支撑部件(44)包括从所述中心桶(14)底部(30)向下延伸的中心部件(48)以及多个按一定角度分隔的支撑梁(54)，这些支撑梁(54)连接于所述中心桶(14)的底部(30)和所述中心部件(48)，并从该中心部件(48)沿径向向外延伸，所述辅助支撑装置包括下部辅助支撑(130)，该下部辅助支撑(130)包含多个沿周向分隔、沿径向面朝向内的槽(138)，所述支撑梁(54)的径向外端可插入该槽(138)中并留有空隙。
22.根据权利要求21所述的支撑结构，其中，所述槽(138)位于固定于所述反应堆压力容器(12)的下部支撑环(134)的径向内表面上。
23.根据权利要求20所述的支撑结构，其中，所述上支撑部件(44)包括从所述中心桶(14)的底部(30)向下延伸的中心部件(48)以及多个按一定角度分隔的支撑梁(54)，这些支撑梁(54)连接于所述中心桶(14)的底部(30)和所述中心部件(48)，并从该中心部件(48)沿径向向外延伸到环形底箍(302)，该环形底箍(302)附着在所述中心桶(14)上，所述辅助支撑装置包括下部辅助支撑(130)，该下部辅助支撑(130)包含多个沿周向分隔的突起(304)，这些突起(304)从固定于所述反应堆压力容器的下部支撑环(134)沿径向向内凸出，并插入所述底箍(302)的对应槽(306)中而留有空隙。
24.根据权利要求20所述的支撑结构，其中，所述辅助支撑装置包括上部辅助支撑(132)，该上部辅助支撑(132)包含多个沿周向分隔的肋(140)以及对应的槽(142)，所述肋(140)连接于所述中心桶(14)并从那里向外凸出，所述槽(142)位于所述上部支撑环(72)的径向内表面中并在那里敞开着，所述肋(140)的一部分可以插入所述槽(142)中而留有空隙。
25.一种支撑容器的方法，该容器的形式为用气体冷却的高温核反应堆(10，200)的中心桶(14)，该中心桶(14)位于反应堆压力容器(12)内，该中心桶(14)在形状上大致是圆柱形的，并且其轴线大致在竖直方向上延伸，该方法的特征在于包括如下步骤：
通过单个垂直支撑(16)把中心桶(14)及其容纳物的重量转移到所述反应堆压力容器(12)上；并且
通过侧边支撑装置(18)在所述中心桶(14)与所述反应堆压力容器(12)之间转移横向负载，该侧边支撑装置(18)布置在所述中心桶上端或其附近，该侧边支撑装置(18)包括多个沿周向分隔的上部侧边支撑(76)，每个上部侧边支撑包括一套内、外上部侧边支撑部件(78、80)以及滚筒(86)，所述内、外上部侧边支撑部件(78、80)分别连接于所述中心桶(14)和所述反应堆压力容器(12)，所述滚筒(86)位于所述内、外上部侧边支撑部件(78、80)之间。
CN2004800230493A 2003-08-15 2004-05-27 支撑结构以及支撑容器的方法 Active CN1836292B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
ZA2003/6376 2003-08-15
ZA200306376 2003-08-15
PCT/IB2004/001738 WO2005017920A2 (en) 2003-08-15 2004-05-27 A support arrangement

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1836292A CN1836292A (zh) 2006-09-20
CN1836292B true CN1836292B (zh) 2011-07-06

Family

ID=34195113

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2004800230493A Active CN1836292B (zh) 2003-08-15 2004-05-27 支撑结构以及支撑容器的方法

Country Status (10)

Country Link
US (1) US8077824B2 (zh)
EP (1) EP1665288B1 (zh)
JP (1) JP4531046B2 (zh)
KR (1) KR101058202B1 (zh)
CN (1) CN1836292B (zh)
AT (1) ATE382184T1 (zh)
CA (1) CA2535280C (zh)
DE (1) DE602004010919T2 (zh)
WO (1) WO2005017920A2 (zh)
ZA (1) ZA200601194B (zh)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP5410950B2 (ja) * 2009-01-15 2014-02-05 株式会社日立ハイテクノロジーズ プラズマ処理装置
CN102347087A (zh) * 2011-09-01 2012-02-08 李志胜 用于核电站反应堆的防震装置
US9850430B2 (en) * 2013-03-12 2017-12-26 Amec Foster Wheeler Usa Corporation Method and system for utilizing selectively de-coupleable connections for modular installation of a coke drum
JP2015105867A (ja) * 2013-11-29 2015-06-08 株式会社東芝 シュラウド支持装置およびシュラウド支持装置改造方法
KR102366578B1 (ko) * 2013-12-31 2022-02-23 뉴스케일 파워, 엘엘씨 핵 반응기용 지진 완화 시스템
KR101651412B1 (ko) * 2014-11-20 2016-08-26 두산중공업 주식회사 원자로내부구조물용 노심지지배럴의 정렬구 및 정렬방법
US10293321B2 (en) * 2015-12-22 2019-05-21 Shell Oil Company Tray support inserts for chemical reactor vessels and methods of use
CN105913889A (zh) * 2016-07-05 2016-08-31 上海核工程研究设计院 一种三环路核能系统
CN106448751B (zh) * 2016-07-12 2018-02-13 华能山东石岛湾核电有限公司 一种高温气冷堆金属堆内构件堆芯壳支承结构及安装方法
CN108953855A (zh) * 2018-08-01 2018-12-07 中广核研究院有限公司 反应堆分层支承装置
CN109830314B (zh) * 2019-01-29 2023-09-08 中广核工程有限公司 反应堆压力容器限位结构
US11289216B2 (en) * 2019-05-16 2022-03-29 Framatome Inc. Nuclear reactor core shroud securing device
KR102223774B1 (ko) * 2019-11-04 2021-03-05 한국전력기술 주식회사 원자력발전소의 가압기 지지 장치
CN112879561B (zh) * 2021-01-12 2023-03-10 桂林理工大学 适用于立式压力容器的支座结构
US11742098B2 (en) 2021-01-25 2023-08-29 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor core support system providing radial and axial support

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB808739A (en) * 1956-05-03 1959-02-11 Ass Elect Ind Improvements relating to supports for large structures
GB889758A (en) * 1958-01-31 1962-02-21 English Electric Co Ltd Improvements relating to nuclear reactors
GB1080405A (en) * 1964-08-18 1967-08-23 Anglo Belge Vulcain Soc Support for the core in a nuclear reactor
US3986581A (en) * 1976-02-17 1976-10-19 Minnesota Mining And Manufacturing Company Damping unit for globular storage tank
US4008757A (en) * 1975-09-22 1977-02-22 The Babcock & Wilcox Company Industrial technique
US4379119A (en) * 1979-11-20 1983-04-05 Tokyo Shibaura Denki Kabushiki Kaisha Apparatus for supporting core constituting elements in nuclear reactor core

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3554868A (en) * 1967-10-09 1971-01-12 Westinghouse Electric Corp Reactor internals lower radial support system
JPS5224693A (en) * 1975-08-20 1977-02-24 Fuji Electric Co Ltd Support device of reaceor center block support pate at nuclear reactor
JPS5314290A (en) * 1976-07-23 1978-02-08 Fuji Electric Co Ltd Core restraining mechanism for gas-cooled reactor
WO1982004092A1 (en) 1981-05-18 1982-11-25 Jun Toyama A vibration-damping device
JPS5815193A (ja) * 1981-07-22 1983-01-28 株式会社東芝 原子炉シユラウドの支持装置
JPS5847794U (ja) * 1981-09-28 1983-03-31 富士電機株式会社 ガス冷却原子炉の炉心支持機構
JPS6358797U (zh) * 1986-10-06 1988-04-19
DE4206661A1 (de) * 1992-03-03 1993-09-09 Siemens Ag Sicherheitseinrichtung gegen ueberdruckversagen eines kernreaktor-druckbehaelters
JP3212743B2 (ja) * 1993-03-25 2001-09-25 株式会社東芝 沸騰水型原子炉
US5772420A (en) * 1996-12-16 1998-06-30 Holmes; Henry T. Greaseless mold carrier and alignment system

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB808739A (en) * 1956-05-03 1959-02-11 Ass Elect Ind Improvements relating to supports for large structures
GB889758A (en) * 1958-01-31 1962-02-21 English Electric Co Ltd Improvements relating to nuclear reactors
GB1080405A (en) * 1964-08-18 1967-08-23 Anglo Belge Vulcain Soc Support for the core in a nuclear reactor
US4008757A (en) * 1975-09-22 1977-02-22 The Babcock & Wilcox Company Industrial technique
US3986581A (en) * 1976-02-17 1976-10-19 Minnesota Mining And Manufacturing Company Damping unit for globular storage tank
US4379119A (en) * 1979-11-20 1983-04-05 Tokyo Shibaura Denki Kabushiki Kaisha Apparatus for supporting core constituting elements in nuclear reactor core

Also Published As

Publication number Publication date
CA2535280A1 (en) 2005-02-24
JP4531046B2 (ja) 2010-08-25
CN1836292A (zh) 2006-09-20
US20070076836A1 (en) 2007-04-05
ZA200601194B (en) 2007-05-30
WO2005017920A2 (en) 2005-02-24
ATE382184T1 (de) 2008-01-15
DE602004010919D1 (de) 2008-02-07
DE602004010919T2 (de) 2008-12-11
KR101058202B1 (ko) 2011-08-22
WO2005017920A3 (en) 2005-05-06
EP1665288B1 (en) 2007-12-26
US8077824B2 (en) 2011-12-13
EP1665288A2 (en) 2006-06-07
CA2535280C (en) 2013-02-19
JP2007502425A (ja) 2007-02-08
KR20060109424A (ko) 2006-10-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1836292B (zh) 支撑结构以及支撑容器的方法
US4557613A (en) Spherical roller bearing having reciprocal crowning for skew control
US20030012468A1 (en) Tilting pad bearing arrangement
Hutchinson On the postbuckling behavior of imperfection-sensitive structures in the plastic range
CN105605096B (zh) 角接触自对准圆环滚动元件轴承
US9314980B2 (en) High correctability deformable mirror
US5310269A (en) Roller bearings
US4135974A (en) Nuclear core positioning system
EP2852692B1 (en) Suspension device for tilting oxygen converters and converter provided with said suspension device
US8780211B2 (en) Optical alignment structures and associated methods
GB2033494A (en) Spherical roller bearing
JP2007502425A5 (zh)
JPS6334996B2 (zh)
JPS59197894A (ja) 原子炉用ホ−ルドダウン装置
JPS5858529B2 (ja) 流体静力学的支持部材
GB2054246A (en) Supporting base consisting of a plurality of graphite blocks for the core of a nuclear reactor with spherical fuel elements
US4000711A (en) Tank supporting structure for ships
JPS58193973A (ja) 圧力容器
WO1989008859A1 (en) Method for the strain-free mounting of optical components
JPS6367872B2 (zh)
CN1898546B (zh) 用于承载装置的支承结构
CN208806072U (zh) 用于多容器系统的模块化分层支承装置
EP1767972B1 (en) Reflecting mirror apparatus
US20110261448A1 (en) Holding apparatus, optical apparatus, and telescope
WO1989009422A1 (en) Apparatus for strain-free mounting of optical components

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant