DE2326907C3 - Kernreaktoranlage - Google Patents
KernreaktoranlageInfo
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Description
Die Erfindung bezieht sich, auf eine Kernreaktoranlage
mit einem metallischen Druckbehälter mit an ihm starr befestigten Stützzylinder, 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 r.ur 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 Reaktordruckbehäiters
im Normalbetrieb erfolgt über Auflagerpratzen unterhalb der Hauptkühlmittelstutzen, welche so dimensioniert
ist, daß sie bei einem betrachteten großen Unfall 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 entnehen können, dann nämlich, wenn 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 Kernreakloranlage der eingangs genannten Art so zu do
verbessern, daß Wärmespannungen möglichst weitgehend vermieden werden und daß dabei auch eine genaue
Zentrierung und Führung des Reaktordruckbehäiters 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 Flächenneigung
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 Abstutzung 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 dann 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 Kcrnreaktoranlage,
F i g. 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 Reaktordruckbehälter 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 1
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 21, 21' in einem Betonzylinder 22,
22' angeordnet. Der darüberliegende Teil des im wesentlichen zylindrischen Dampferzeugers 14, 14' ist mit
einer Berstsicherung 23, 23' umgehen, 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 29;/, 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 Reaktordruckbehälters 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 Reaktordruckbehälters 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 Vorsprüngen 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 Druckbehälters unter Wahrung der Gleitmöglichkeit aufnehmen kann, daß man sie jedoch auch schwächer
ausbilden kann, falls in der Ebene der Hauptkühlmittcllcitungen das Gewicht des Druckbehälters zumindest
teilweise abgefangen ist.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Claims (4)
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 ineinandergleilende 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, 29b. 29c) aufgebaut ist.
3. Kernreaktoranlage 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 Stü'zzylinder (26)
am unteren Ende des Reaktordruckbehäiters (1) befestigt
ist.
25
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19732326907 DE2326907C3 (de) | 1973-05-25 | Kernreaktoranlage | |
US05/471,913 US3947322A (en) | 1973-05-25 | 1974-05-21 | Reactor pressure vessel support arrangement |
JP49058012A JPS5020194A (de) | 1973-05-25 | 1974-05-24 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19732326907 DE2326907C3 (de) | 1973-05-25 | Kernreaktoranlage |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2326907A1 DE2326907A1 (de) | 1974-12-05 |
DE2326907B2 DE2326907B2 (de) | 1975-10-02 |
DE2326907C3 true DE2326907C3 (de) | 1976-04-29 |
Family
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