DE2326907B2

DE2326907B2 - Kernreaktoranlage

Info

Publication number: DE2326907B2
Application number: DE2326907A
Authority: DE
Inventors: Heinrich Dipl.-Ing. Dr. 8520 Erlangen Dorner; Eberhard 8500 Nuernberg Michel
Original assignee: Siemens AG
Current assignee: Siemens AG
Priority date: 1973-05-25
Filing date: 1973-05-25
Publication date: 1975-10-02
Also published as: DE2326907A1; JPS5020194A; US3947322A

Description

Die Erfindung bezieht sich auf eine Kernreaktoranlage mit einem metallischen Druckbehälter mit an ihm starr befestigten Stützzyiinder, der mit seiner Stützfläche auf einer ebensolchen Stützfläche einer ebenfalls zylindrischen Abstützung aufliegt.

Eine solche Kernreaktoranlage ist bekannt (DT-OS 19 48 522). Hierbei weist der am Druckbehälter befestigte Stützzylinder eine rechtwinklig zur Längsachse des Druckbehälters verlaufende Stützfläche auf. welche als vertikale Notabstützung dienen soll, und ferner eine Zylinderfläche, welche zusammen mit äußeren Radialstützsegmenten der seitlichen Notabstützung dienen soll. Die eigentliche Abstützung des Reaktordruckbehälters im Normalbetrieb erfolgt über Auflagerpratzen unterhalb der Hauptkühlmittelstutzen, welche so dimensioniert ist, daß sie bei einem betrachteten großen linfall nachgibt, so daß die Hauptkühlmittelleitungen in diesem Falle nicht beschädigt werden. In diesem Falle tritt die Notabstützung in Funktion, die ferner noch dadurch ergänzt wird, daß im Bereich der Hauptkühlmittelstutzen noch eine seitliche Abstützung durch Abschirmsegmente aus temperaturbeständigem armiertem Beton gegeben ist. Diese bekannte Kernreaktoranlage ist insofern verbesserungsbedürftig, als im Druckbehälter Wärmespannungen auf Grund verhinderter Wärmedehnungen entstehen können, dann nämlich, wciir· das Spiel im Bereich der Notabstützungen zu klein gewählt wird, daß aber andererseits die zentrierende Wirkung der Notabstützung nicht in Funktion tritt, wenn das Spiel zu groß gemacht wird.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Kernreaktoranlage der eingangs genannten Art so zu ho verbessern, daß Wärmespannungen möglichst weitgehend vermieden werden und daß dabei auch eine genaue Zentrierung und Führung des Reaktordruckbehälters bei seiner Wärmebewegung erhalten werden kann.

Erfindungsgemäß wird die gestellte Aufgabe bei ^5 einer Kernreaktoranlage der eingangs genannten Art dadurch gelöst, daß die Stützflächen des Stützzylinders und der Abstützung als ineinandergleitende Konusse gleicher Flächenneigung ausgebildet sind, deren Fläciienneigung durch das Verhältnis der Wärmedehnungen des Druckbehälters in Längs- und Querrichtung bestimmt ist

Die mit der Erfindung erzielbaren Vorteile sind vor allem darin zu sehen, daß die konischen Stützflächen den im Betrieb vorkommenden Bewegungen des Druckbehälters, die durch' Wärmedehnungen verursacht sind, folgen können, wobei sie als linien- oder flächenhafte Übertragungsstelle für das Gewicht des Reaktordruckbehälters und die gegebenenfalls sonst noch aufzunehmenden Kräfte dienen können. Die Wärmedehnungen selbst bleiben also für die aufzunehmenden Kräfte bedeutungslos, weil die Wärmedehnungen weder zu Pressungen noch zu Verbiegungen anderer Teile führen.

Besonders vorteilhaft ist es, wenn die Abstützung aus Segmenten aufgebaut ist. weil dann eine praktisch konstante Referenzfläche gegeben ist, welche ihre Lage unter Wärmeeinwirkung praktisch nicht verändert. Diese Wirkung wird noch dadurch verbessert, daß die Segmente kühlbar sind. Gemäß einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung ist der Stützzylinder am unteren Ende des Reaktordruckbehälters befestigt. Die Wärmedehnungen des Reaktordruckbehälters nehmen dam« von der achsqueren Ebene der Hauptkühlmittelleitungen ihren Ausgang, wobei als besonderer Vorteil zu erwähnen ist. daß die axialen und radialen Dehnungen im Bereich der Stützflächen unter genauer Zentrierung ermöglicht sind, und weiterhin, für den Fall, daß wie an sich bekannt - im Deckelbereich des Druckbehälters ein axiales Widerlager in Form von schwenkbaren Haken vorgesehen ist. hier eine definierte axiale Verspannung erzielt werden kann.

Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird im folgenden an Hand der Zeichnung ein Ausführungsbeispiel beschrieben. Es zeigt

F i g. 1 in einem etwas vereinfachten Längsschnitt eine Kernreaktoranlage,

Fig. 2 die Einzelheit der Abstützung 12 in vergrößerter Darstellung.

Die Kernreaktoranlage nach F i g. 1 weist einen Druckwasserleistungsreaktor für z.B. 1200MWe auf und umfaßt einen Reaktordruckbehälter 1, der den nicht weiter dargestellten Reaktorkern 2 einschließt und einen Deckel 3 aufweist. Über dem Deckel 3 sitzt ein Fangring 4, der mit schwenkbaren Haken 5 festgehalten ist. Die Haken 5 sind mit Böcken 6 gelagert, die in einem den Reakiordruckbehälter umgebenden zylindrischen Betongebäude 8 befestigt sind. Am unteren Ende des Reaktordruckbehälters 1 ist ein Stützring 9 mit dem kugelförmigen Behälterboden 10 verschweißt. Dort ist die erfindungsgemäße Abstützung vorgesehen, die als Ganzes mit 12 bezeichnet ist.

In der F i g. 1 sind zwei gleiche Dampferzeuger 14, 14' zu sehen, die mit dem Reaktordruckbehälter I durch Doppelleitungen 15, 15' verbunden sind. Der obere Teil 16, 16' der Doppelleitungen ist der sogenannte heiße Strang, der aus dem Reaktorkern in den Dampferzeuger führt, während die untere Leitung 17, 17' als kalter Strang das Primärkühlwasser aus den Dampferzeugern in den Reaktordruckbehälter 1 zurückführt. Die Strömung des Primärkühlwassers wird durch eine Pumpe 20. 20' in Gang gesetzt, die von einem Elektromotor 21 angetrieben wird. Diese Pumpe ist mit dem Dampferzeuger 14, 14' baulich vereinigt, so daß eine gemeinsame Abstützung möglich ist. Dabei ist der Pumpenmotor 2V 21' in einem Betonzylinder 22,

22' angeordnet Der darüberliegende Teil des im wesentlichen zylindrischen Dampferzeugers 14, 14' ist mit einer Berstsicherung 23,23' umgeben, die mit Hilfe von Spannstählen 24,24' zusammengehalten wird.

Die F i g. 2 zeigt in größerem Maßstab, daß der Stützring 26 des Reaktordruckbehälters 1 an seinem unteren Ende eine nach innen konische Stützfläche 27 aufweist. Die Stützfläche 27 ruht auf einer angepaßten äußeren Konusfläche 28 eines Stützzylinders 29, der auf einem Tragring 30 befestigt ist. Der Stützzylinder 29 ist aus Segmenten 29a, 296, 29c usw. aufgebaut und wird durch einen besonderen Luftstrom kühl gehalten, damit er keine Wärmebewegungen erfährt. Die Neigung der konischen Stützfläche 28 stimmt mit der der Fläche 27 überein. Sie ist so gewählt, daß die durch die Erwärmung des Reaktordruckbehälters verursachte radiale Ausdehnung des Stützringes 26 und die gleichzeitige axiale Verlängerung des Reaktordruckbuhälters 1 unter dem Einfluß der Erwärmung eine Verschiebung in Richtung der sich berührenden Flächen 27 und 28 ergibt. Es kommt also nicht zu einem Abheben oder zu einem verstärkten Anpressen, sondern nur zu einer Gleitbewegung. Deshalb hat die Abstützung 12 das Gewicht des Reaktordruckbehäiters 1 bzw. der mit diesem verbundenen Komponenten aufzunehmen, soweit die Komponenten nicht selbst abgestützt sind, wie es im folgenden erläutert wird.

Die Dampferzeuger sind zusammen mit den ihnen baulich vereinigten Pumpen in Gleitlagern 31 abgestützt, die möglichst in der Höhe der Rohrleitungen 15 liegen. Die Gleitlager gestatten Bewegungen der Dampferzeuger in der Längsrichtung der Leitungen 15. Die gleiche Bewegung wird auch durch ein Spiel ermöglicht, das zwischen Vorspringen 32 der Leitung 15

ίο und einer Ausnehmung 33 im Betongebäude 8 vorhanden ist Bei Rohrbrüchen am Reaktordruckbehälter begrenzen die Vorsprünge die Größe der Bewegung der Dampferzeuger, wenn der Riß zwischen dem Vorsprung und dem Reaktordruckbehälter liegt. Im Normalbetrieb sorgen die Vorsprünge, die in der Achse der Rohrleitung geführt werden, für eine Zentrierung der Anlage.

Als Vorteil ist noch hervorzuheben, daß man die Abstützung so dimensionieren kann, daß sie das Gewicht des Drückbehälters unter Wahrung der Gleitmöglichkeit aufnehmen kann, daß man sie jedoch auch schwächer ausbilden kann, falls in der Ebene der Hauptkühlmittelleitungen das Gewicht des Druckbehälters zumindest teilweise abgefangen ist.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

Claims

Patentansprüche:

1. Kernreaktoranlage mit einem metallischen Druckbehälter mit an ihm starr befestigten Stützzylinder, der mit seiner Stützfläche auf einer ebensolchen Stützfläche einer ebenfalls zylindrischen Abstützung aufliegt, dadurch gekennzeichnet, daß die Stützflächen (27, 28) des Stützzylinders (26) und der Abstützung (29) als ineinandergleitende Konusse gleicher Flächenneigung ausgebildet sind, deren Flächenneigung durch das Verhältnis der Wärmedehnungen des Druckbehälters (1) in Längs- und Querrichtung bestimmt ist.

2. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Abstützung (29) aus Segmenten (29a. 296,29c) aufgebaut ist.

3. KernreaktoranJage nach Anspruch 2. dadurch gekennzeichnet, daß die Segmente (29a, 29b. 29c) kühlbar sind.

4. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Stützzylinder (26) am unteren Ende des Reaktordruckbehälters (1) befestigt ist.

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