DE2334773A1 - Kernreaktoranlage - Google Patents
KernreaktoranlageInfo
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Description
Die Erfindung betrifft eine Kernreaktoranlage, deren Reaktordruckbehälter
aus Stahl besteht und in einer umgebenden Stahlbetonkonstruktion
mit Hilfe eines schüttbaren Materials festgelegt ist, das in einem Spalt zwischen Reaktordruckbehälter und
^tahlbetonkonstruktion vorgesehen ist. Eine solche Kernreakt.oranlage,
in der der Kernreaktor ein Druckwasserreaktor ist, ■vird in der älteren Patentanmeldung P 21 64 128.1 vorgeschlagen,
wobei das wesentliche Ziel des älteren Vorschlages die
sichere Festlep:unp· des Druckbehälters gegenüber den bei
einem Unfall auftretenden Kräften ist. Zu diesem Zweck werden
schwenkbare Haken benutzt, die über den Reaktordruckbehälter greifen.
Die Erfindung geht dagegen von der Aufgabe aus, die Kühlverhältnisse
auf der Außenseite des Reaktordruckbehälters zu verbessern, wobei die für sogenannte Wiederholungsprüfungen erforderliche
Zugänglichkeit der Oberfläche des Reaktordruckbehälters nicht beeinträchtigt werden und dennoch eine definierte
Einschließung des Reaktordruckbehälters gegeben sein soll, die den Berstwirkungen im Fall des größten anzunehmenden Unfalls
entgegenwirkt.
Die Kernreaktoranlage nach der Erfindung ist dadurch gekennzeichnet,
daß der Reaktordruckbehälter von an ihm anliegenden Elementen aus wärmeisolierendem» druckfestem Material umschlossen
ist, daß das schüttbare Material zwischen den Elementen und der Stahlbetonkonstruktion angeordnet ist und daß der
das schüttbare Material enthaltende Raum von einem gasförmigen Kühlmittel durchströmt wird.
Der Reaktordruckbehälter wird bei der erfindungsgemäßen Ausbildung
eng umschlossen, und zwar nicht von dem durchlässigen
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Schüttgut selbst, sondern von wärmeisolierenden Elementen, die eine glatte und weitgehend undurchdringliche Außenfläche
ergeben. Mithin wird der im Reaktordruckbehälter untergebrachte Kern auch für den Fall eines Berstens des Reaktordruckbehälters
spielfrei zentriert, so daß durch die Begrenzung von Bruchöffnungen eine nachkühlbare Struktur erhalten
bleibt. Andererseits ermöglicht das Schüttgut eine Kühlung, die deshalb vorteilhaft ist, weil nicht der heiße Reaktordruckbehälter
selbst vom gasförmigen Kühlmittel umspült wird, sondern die diesem abgekehrte Seite einer wäreeisolierenden
Schicht, in der sich ein erhebliches Temperaturgefälle ausbilden kann. Die wärmeisolierende Schicht kann ihrerseits aus
Beton bestehen, zweckmäßig in der Weise, daß poriger Beton mit Blech ummantelt ist. Ein solcher sogenannter Isolierbeton
kann relativ hohen Temperaturen ausgesetzt werden, ohne daß er seine Druckfestigkeit verliert. Durch die Blechummantelung
wird einer Erosion der Betonoberfläche durch Wasser- oder DampfStrahlbelastung vorgebaut und des weiteren vermieden,
daß einzelne Risse, die bei Temperaturspielen entstehen können, den Zusammenhalt der Elemente gefährden.
Der das schüttbare Material enthaltende Raum kann zur Seite
des Reaktordruckbehälters mit einem oder mehreren überlappten Umfassungsblechen abgeschlossen sein. Hierdurch wird die KUhI-gasströmung
in genauen Bahnen gehalten. Außerdem wird vermieden, daß das Schüttgut unerwünscht in Spalten zwischen den
Elementen eindringt, die zur wärmeisolierenden Schicht gehören. Vor allem aber können solche überlappten Umfassungsbleche jeweils einzeln im kalten Zustand des Reaktordruckbehälters
auf ein so großes Spiel eingestellt werden, daß das Spiel durch die Wärmedehnung bis zum warnen Betriebszustand
geschlossen wird. Hierdurch entsteht eine sogenannte Nullweg-Berstsicherung, bei der für Bruchstücke kein freier Beschleunigungsweg
mehr gegeben ist. Außerdem kann das Schüttgut in dem durch Umfassungsbleche vorgesehenen Raum zur Erzielung
minimaler Verformungen bei einer Berstbeanspruchung optimal verdichtet und gegebenenfalls mit einer Druckvor-
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spannung versehen werden. Demnach lassen sich die Isolierbetonelemente
für Wiederholungsprüfungen herausheben, ohne daß das Schüttgut entfernt werden muß.
An der Deckelseite des Reaktordruckbehälters können die Elemente der wärmeisolierenden Schicht mit einer Stützmanschette
festgelegt sein. Dadurch wird die Lage der Elemente genau fixiert. Die Stützmanschette kann auch so große Kräfte aufnehmen,
daß dem Auftrieb durch ausströmendes Kühlmittel Widerstand geleistet wird, das bei einem Bruch des Reaktordruckbehälters
aus dem Inneren der wärmeisolierenden Schicht nach oben aufsteigt. Dabei kann die Stützmanschette mit Rippen
an einem dem Deckel des Reaktordruckbehälters zugeordneten Fangring abgestützt sein.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird im folgenden anhand
der beiliegenden Figuren ein Ausführungsbeispiel beschrieben, das in Fig. 1 links der Mittellinie in einem Vertikalschnitt,
rechts davon in einer Teilansicht gezeichnet ist. Fig. 2 zeigt links der Mittellinie einen Schnitt durch
den unteren Teil des Reaktordruckbehälters, rechts davon durch den Bereich der Kühlmittelstutzen, während Fig. 3 eine Abwicklung
von einem Teil des Umfanges des Reaktordruckbehälters erkennen läßt.
Die erfindungsgemäße Kernreaktoranlage mit einem Druckwasserreaktor
für etwa 1000 MWe besitzt einen Reaktordruckbehälter 1 aus Stahl, der mit einem Stahldeckel 2 verschlossen ist. Auf
dem Deckel sitzt ein Fangdeckel 3, der ebenfalls aus Stahl besteht und im Bereich der Deckelschrauben 4 mit einem stählernen
Fangring 5 festgelegt ist. Dieser wird von schwenkbaren Stahlhaken 6 gehalten, die in einem mit Beton gefüllten ringförmigen
Kasten 7 angebracht sind. Der Kasten 7 ist mit der Stahlbewehrung 8 eines den Reaktordruckbehälter 1 einschließenden
Abschirmungsbetons 9 festgelegt. Durch diesen Beton führen Rohre 10 der Hauptkühlmittelleitungen zu nicht weiter gezeichneten
Dampferzeugern. 409885/0 5 94
- 4 - VPA 73/9436
Der Reaktordruckbehälter 1 ist über praktisch seine gesamte
Höhe mit einer wärmeisolierenden Umhüllung 14 umgeben, die aus einzelnen Elementen 15 zusammengesetzt ist. Den Zusammenbau
der Elemente, insbesondere im Bereich der Kühlmittelleitungen 10, zeigt die Fig. 3» die später näher beschrieben
wird. Die Elemente 15 bestehen aus wärmeisolierendem Beton
(Leca-Beton), der ein spezifisches Gewicht von etwa 1,75 Kp/ dnr hat. Die Elemente 15 sind einzeln mit Blech umkleidet.
Die Umhüllung 14 ist als Ganzes auf ihrer dem Reaktordruckbehälter 1 abgekehrten Seite mit einer Blechhaut 17 umgeben, die
aus einzelnen überlappten Blechen zusammengesetzt ist. Die Bleche sind einzeln an der Betonkonstruktion 9 befestigt. Sie
werden so justiert, daß im kalten Zustand gerade ein der Wärmedehnung entsprechendes Spiel zum Reaktordruckbehälter 1 hin
vorliegt. Die Blechhaut 17 begrenzt zugleich einen Zwischenraum 18 zwischen der wärmedämmenden Schicht 14 und der Oberfläche
19 der Betonkonstruktion 9. In dem Zwischenraum 18 ist ein schüttbares Material 20 untergebracht, das seinerseits
druckfest ist. Es kann sich um Kies, Keramikkörper, Stahlkugeln oder ähnliches handeln, die durch Einstampfen
und/oder eine ständige Vorspannung praktisch inkompressibel verdichtet sind. Deshalb können vom Reaktordruckbehälter 1
ausgehende Radialkräfte über die wärmedämmende Umhüllung 14 und das Schüttgut 20 auf die Oberfläche 19 der Stahlbetonkonstruktion
9 übertragen werden. Zugleich ist das Schüttgut 20 gasdurchlässig, so daß eine Kühlung der Betonkonstruktion
9 möglich ist. Zu diesem Zweck ist ein Zuluftkanal 22 an eine nicht weiter dargestellte Luftquelle angeschlossen,
mit der Kühlluft zugeführt wird. Aus dem dem Reaktordruckbehälter 1 zugekehrten unteren Ende der Leitung 22 tritt
die Kühlluft über Verteilerstäbe 23 in den Ringspalt 18 ein. In diesem strömt sie nach oben und tritt längs der Hauptkühlmittelleitungen
10 aus, insbesondere durch den Ringspalt 25 zwischen einer auf dem Rohr 10 sitzenden wärmedämmenden
Schicht 26 und dem mit einem Mauerrohr 27 ausgekleideten Beton.
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Wie man sieht, ist die wärmedämmende Umhüllung 14 an ihrem oberen Ende im Bereich des Deckels 2 mit einer ringförmigen
Platte 30 festgelegt, die als Stützmanschette wirkt und ihrerseits über Rippen 31 an dem den Deckel überlagernden
Fangring 5 abgestützt ist. Dadurch wird ein Aufsteigen der Schicht 14 bei einem Bruch des Reaktordruckbehälters vermieden.
Die Fig. 2 läßt erkennen, daß um den Umfang des Reaktordruckbehälters
1 acht Zuluftkanäle 22 gleichmäßig verteilt sind, so daß der Ringspalt 16 gleichmäßig beaufschlagt werden kann.
Durch eine Abstützung 29 des Reaktordruckbehälters 1 hindurch sind besondere Zuluftrohre 32 geführt, die mit Luft aus den
Kanälen 22 beschickt werden können. Nach der Beaufschlagung des Druckbehälterbodens entweicht die Kühlluft dann durch
Abluftrohre 33 in den Ringspalt 18.
Aus der rechten Seite der Figur 2 geht hervor, wie der Ringspalt
25 zwischen der Wärmeisolierung 26 der Rohre 10 und dem Mauerrohr 27 über vielfach durchbohrte Rohrstücke 35
an den Kühlluftstrom im Ringspalt 18 angeschlossen ist, die in das Schüttgut 20 hineinragen.
Die in Fig. 3 gezeigte Abwicklung läßt erkennen, daß die Elemente 15 der wärmeisolierenden Schicht 14 ohne weiteres so um
den Reaktordruckbehälter 1 gruppiert werden können, daß sie auch im Bereich der Hauptkühlmittelleitungen 10 den Reaktordruckbehälter
vollständig umschließen und dennoch in einfacher Weise ausgebaut werden können. Die dazu erforderliche Bewegung
ist mit den aus der Figur 3 ersichtlichen Pfeilen 38 angegeben.
8 Patentansprüche
3 Figuren
3 Figuren
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Claims (8)
- - 6 - VPA 73/9436Patentansprüche:l.y Kernreaktoranlage, insbesondere ait eines Druckwasserreaktor, deren Reaktordruckbehälter aus Stahl besteht und in einer umgebenden Stahlbetonkonstruktion mit Hilfe eines schuttbaren Material festgelegt ist, das in einem Spalt zwischen Reaktordruckbehälter und Stahlbetonkonstruktion vorgesehen ist, dadurch gekennzeichnet, daß'der Reaktor» druckbehälter (1) von an ihm anliegenden Elementen (15) aus wärmeisolierendem, druckfestem Material umschlossen ist, daß das schüttbare Material (20) zwischen den Elementen (15 und der Stahlbetonkonstruktion (9) angeordnet ist und daß der das schüttbare Material enthaltende Raum (18) von einem gasförmigen Kühlmittel durchströmt wird.
- 2. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Elemente (15) aus Beton bestehen und mit Blech ummantelt sind.
- 3. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß der das schüttbare Material (20) enthaltende Raum (18) zur Seite des Reaktordruckbehälters (1) mit einem oder mehreren überlappten Umfassungsblechen (17) versehen ist.
- 4. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, 2 oder 3» dadurch gekennzeichnet, daß die Elemente (15) an der Deckelseite des Reaktordruckbehälters (1) mit einer Stutzmanschette (30) festgelegt sind.
- 5. Kernreaktoranlage nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Stützmanschette (30) mit Rippen (31) an einem dem Deckel (2) des Reaktordruckbehälters (1) zugeordneten Fangring (5) abgestützt ist.
- 6. Kernreaktoranlage nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß der Spalt zwischen Reaktordruckbehäl-409885/0594 _ _233A773- 7 - VPA 73/9436ter (1) und Stahlbetonkonstniktion (9) bei» Betrieb des Reaktors mit den Elementen (15) und dem schüttbaren Material (20) spielfrei ausgefüllt ist.
- 7. Kernreaktoranlage nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß das Schüttgut verdichtet ist.
- 8. Kernreaktoranlage nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet» daß das Schüttgut eine Druckvorspannung aufweist.0 9 8 8 5 / 0 5 9Leerseite
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CA204,343A CA1014677A (en) | 1973-07-09 | 1974-07-08 | Insulating encasement for a nuclear reactor |
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GB (1) | GB1471003A (de) |
NL (1) | NL7407394A (de) |
SE (1) | SE396838B (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3027419A1 (de) * | 1980-07-19 | 1982-02-18 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Gasgekuehlter hochtemperaturreaktor mit einem aus kugelfoermigen brennelementen aufgeschuetteten kern |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2542807C3 (de) * | 1975-09-25 | 1979-02-22 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Berstschutz-Anordnung für Rohrleitungen, insbesondere für Primärkühlmittel führende Rohrleitungen von Kernreaktoren |
US4123662A (en) * | 1977-03-07 | 1978-10-31 | The B.F. Goodrich Company | Shield bag |
SE410665B (sv) * | 1978-03-06 | 1979-10-22 | Asea Atom Ab | Biologisk skerm avsedd att omsluta en trycktank i en kernreaktor |
SE412138B (sv) * | 1978-06-08 | 1980-02-18 | Asea Atom Ab | Forankringsanordning for en i huvudsak cylindrisk kernreaktortrycktank med vertikal axel |
US4600553A (en) * | 1983-02-01 | 1986-07-15 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor cavity |
KR102015155B1 (ko) * | 2011-12-08 | 2019-10-21 | 쇼우 글로벌 서비스즈, 엘엘씨 | 유체 처리 장치 |
CN111199806B (zh) * | 2019-12-31 | 2022-04-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种具有应急冷却功能的热管反应堆支承和屏蔽结构 |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE793126A (fr) * | 1971-12-23 | 1973-04-16 | Siemens Ag | Recipient sous pression pour reacteur nucleaire |
DE2220486C3 (de) * | 1972-04-26 | 1981-05-21 | Siemens AG, 1000 Berlin und 8000 München | Druckwasserreaktor |
NL7306249A (de) * | 1972-05-31 | 1973-12-04 |
-
1973
- 1973-07-09 DE DE19732334773 patent/DE2334773B2/de not_active Withdrawn
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3027419A1 (de) * | 1980-07-19 | 1982-02-18 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Gasgekuehlter hochtemperaturreaktor mit einem aus kugelfoermigen brennelementen aufgeschuetteten kern |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CH574156A5 (de) | 1976-03-31 |
SE7408944L (de) | 1975-01-10 |
FR2237278A1 (de) | 1975-02-07 |
BE817348A (fr) | 1974-11-04 |
CA1014677A (en) | 1977-07-26 |
FR2237278B1 (de) | 1978-05-26 |
US4036700A (en) | 1977-07-19 |
NL7407394A (nl) | 1975-01-13 |
DE2334773B2 (de) | 1977-02-10 |
JPS5037995A (de) | 1975-04-09 |
GB1471003A (en) | 1977-04-21 |
SE396838B (sv) | 1977-10-03 |
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8239 | Disposal/non-payment of the annual fee |