DE2424518B1 - Nuclear reactor plant - Google Patents
Nuclear reactor plantInfo
- Publication number
- DE2424518B1 DE2424518B1 DE2424518A DE2424518A DE2424518B1 DE 2424518 B1 DE2424518 B1 DE 2424518B1 DE 2424518 A DE2424518 A DE 2424518A DE 2424518 A DE2424518 A DE 2424518A DE 2424518 B1 DE2424518 B1 DE 2424518B1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- support
- spring
- nuclear reactor
- forces
- primary circuit
- 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.)
- Granted
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 4
- 230000001133 acceleration Effects 0.000 claims description 3
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 claims description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 claims description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims 2
- 206010044565 Tremor Diseases 0.000 claims 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 claims 1
- 230000010355 oscillation Effects 0.000 claims 1
- 230000008093 supporting effect Effects 0.000 claims 1
- 210000000078 claw Anatomy 0.000 description 11
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 229910000760 Hardened steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000006978 adaptation Effects 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 230000036316 preload Effects 0.000 description 1
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
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
- F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
- F22B37/24—Supporting, suspending, or setting arrangements, e.g. heat shielding
- F22B37/246—Supporting, suspending, or setting arrangements, e.g. heat shielding for steam generators of the reservoir type, e.g. nuclear steam generators
- F22B37/248—Supporting, suspending, or setting arrangements, e.g. heat shielding for steam generators of the reservoir type, e.g. nuclear steam generators with a vertical cylindrical wall
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/04—Arrangements for expansion and contraction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/04—Means for suppressing fires ; Earthquake protection
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Supports For Pipes And Cables (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
Die Vorspannung der Tellerfederstapel wird vorzugsweise durch Vorspannschrauben erreicht, die Stützplatte und Grundplatte gegen die maximale Vor- spannkraft zusammenpressen. Dabei kann die Vorspannung unter Umständen durch die Vorspannschrauben nur zum Teil aufgebracht werden, während die Restvorspannung durch Wärmedehnung der Komponente selbst oder eines daran vorgesehenen Abstützfußes erfolgt. Nach Einbau der Abstützung sind die Vorspannschrauben zu lösen. damit nun die Komponente oder deren Abstützfuß mit der Vorspannkraft beaufschlagt werden. The pre-tensioning of the disc spring stacks is preferably achieved by pre-tensioning screws reached, the support plate and base plate against the maximum tension press together. Under certain circumstances, the pre-tensioning can be achieved by means of the pre-tensioning screws can only be partially applied, while the residual prestress is due to thermal expansion the component itself or a support foot provided thereon. After installation the support, the pre-tensioning screws must be loosened. so that now the component or whose support foot is subjected to the pretensioning force.
Die Stützweite, d. h. der Abstand zwischen den Abstützungen oder Führungen, die zwischen Stützplatte und Grundplatte verlaufen, soll deshalb ein Mehrfaches des Durchmessers der Tellerfedern betragen, damit seitliche Kräfte bei gleichzeitiger Wärmedehnung der Komponente quer zur Abstützrichtung, etwa in der Ebene der Stützplatte, keine zu großen Momente auf die Stützplatte ausüben können. The span, d. H. the distance between the supports or Guides that run between the support plate and base plate should therefore be a Multiples the diameter of the disc springs, so that lateral forces simultaneous thermal expansion of the component transversely to the support direction, for example in the Level of the support plate, no excessive moments can exert on the support plate.
Es wurde schon eingangs gesagt, daß Kräfte bei dem größten anzunehmenden Unfall (GaU-Kräfte) nicht von der Abstützung, sondern von besonderen Anschlägen aufgenommen werden. Dies kann man noch durch Scherstifte sicherstellen, mit denen die Grundplatte gegenüber einem die Primärkreiskomponente einschließenden Gebäude abgestützt ist. It was already said at the beginning that forces are to be assumed with the greatest Accident (GaU forces) not from the support, but from special attacks be included. This can still be ensured by shear pins with which the base plate opposite a building that includes the primary circuit component is supported.
In vielen Fällen kann es vorteilhaft sein, zwischen der Abstützung und der Komponente ein einem Spalt zwischen beiden angepaßtes Gleitstück anzuordnen. Damit ist ein Metallstück aus besonders hartem und glattem Werkstoff, insbesondere aus gehärtetem Stahl gemeint, das eine Gleitfläche bildet. Die Anpassung an den Spalt, der mindestens in kaltem Zustand beim Einbau vorhanden sein sollte, wird z. B. vorteilhaft durch eine Keilform des Gleitstückes ermöglicht, das stufenlos bis auf den gewünschten Wert des Spaltes verstellt werden kann. Dieser Spalt zwischen dem Gleitstück und einer Führungspratze der Komponente sollte im kalten Zustand ein Spiel von 0 bis etwa 0,5 mm bieten, je nach Art der gewählten Vorspannung. Mit diesem Spiel kann die Abstützung eingebaut und vor allem durch Lockern der Vorspannschrauben justiert werden, ohne daß die bei Primärkreiskomponenten von Reaktoranlagen hunderte von Tonnen ausmachenden Gewichtskräfte in Betracht zu ziehen sind. In many cases it can be beneficial between the bracing and placing a slider on the component to fit a gap between the two. This is a piece of metal made of a particularly hard and smooth material, in particular Made of hardened steel meant, which forms a sliding surface. The adaptation to the Gap, which should be present at least in a cold state during installation z. B. advantageously made possible by a wedge shape of the slider, which is continuously variable can be adjusted to the desired value of the gap. This gap between the slider and a guide claw of the component should be cold offer a play of 0 to about 0.5 mm, depending on the type of preload selected. With This game can be built in the support and especially by loosening the pre-tensioning screws can be adjusted without the need for hundreds of primary circuit components in reactor systems weight forces that make up tons are to be taken into account.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung wird im folgenden an Hand der Zeichnung ein Ausführungsbeispiel beschrieben. Hier zeigt F i g. 1 in einer Draufsicht eine Kernreaktoranlage mit einem Druckwasserreaktor, F i g.2 einen Dampferzeuger in größerem Maßstab in einer Seitenansicht, in F i g. 3 sind Einzelheiten der erfindungsgemäßen Abstützung in einem Schnitt in nochmals größerem Maßstab gezeichnet, und die F i g. 4 zeigt eine besondere Ausbildung der Abstützung. To explain the invention in more detail, the following is based on the Drawing an embodiment described. Here, F i g. 1 in a plan view a nuclear reactor plant with a pressurized water reactor, FIG. 2 a steam generator on a larger scale in a side view, in F i g. 3 are details of the invention Support drawn in a section on an even larger scale, and the F i G. 4 shows a special design of the support.
Die Kernreaktoranlage ist z. B. für 1300 MWe ausgelegt. Die dafür erforderliche Wärme von fast 4000 MWth entsteht im Reaktorkern, dessen Reaktordruckbehälter mit 1 bezeichnet ist. Am Umfang des Reaktordruckbehälters 1 sind acht Rohrstutzen 2 verteilt, die zu den als Primärkühlkreis außerhalb des Reaktordruckbehälters 1 angeordneten vier Dampferzeugern 3 und den mit diesen in Reihe liegenden vier Hauptspeisewasserpumpen 4 führen, die jeweils durch Rohrleitungen 6 verbunden sind. Der Übersichtlichkeit halber ist nur eine Kühlmittelschleife 5 mit einem Dampferzeuger 3 und einer Pumpe 4 gezeichnet. The nuclear reactor facility is z. B. designed for 1300 MWe. The one for it The required heat of almost 4000 MWth is generated in the reactor core, its reactor pressure vessel is denoted by 1. There are eight pipe sockets on the circumference of the reactor pressure vessel 1 2 distributed to the primary cooling circuit outside the reactor pressure vessel 1 arranged four steam generators 3 and the four main feed water pumps lying in series with them 4, which are each connected by pipes 6. The clarity sake is only one coolant loop 5 with a steam generator 3 and a pump 4 drawn.
Die Dampferzeuger 3 haben als weitgehend zylindrischen Stahlbehälter bei einem Durchmesser von 3 bis 5 m Höhen von 15 bis 20 m und Gewichte von etwa 450 Tonnen. Sie müssen beweglich angeordnet sein, weil sich die zwischen 10 und 20 m langen Primärrohrleitungen 6 vom kalten Zustand des Reaktors (etwa 20°C) auf Betriebstemperaturen von 300°C oder mehr erwärmen und dabei um mehrere Zentimeter ausdehnen können. Die hierdurch verursachten Bewegungen der Dampferzeuger 3 werden durch eine nachgiebige Abstützung 7 aufgenommen. The steam generator 3 have a largely cylindrical steel container with a diameter of 3 to 5 m, heights of 15 to 20 m and weights of about 450 tons. They must be moveable because those between 10 and 20 m long primary pipes 6 from the cold state of the reactor (about 20 ° C) Warm up operating temperatures of 300 ° C or more by several centimeters can expand. The movements of the steam generator 3 caused thereby are added by a resilient support 7.
Die Abstützung7 ist mit Einzelheiten insbesondere in F i g. 2 dargestellt, die den Dampferzeuger 3 in einer Seitenansicht zeigt. Sie umfaßt beim Ausführungsbeispiel zwei Tragpratzen 8, die gleich ausgebildet sind und symmetrisch zu der als »heißer Strang« bezeichneten Verbindungsleitung 9 zwischen dem Dampferzeuger und dem Reaktordruckbehälter 1 liegen. Zusätzlich zu den Tragpratzen 8 ist der Dampferzeuger 3 mit einer sogenannten Führungspratze 10 in einer seismischen Abstützung festgelegt, die als Ganzes mit 11 bezeichnet ist. Die Pratzen 8, 10 der nachgiebigen Abstützung 7 sind um den Umfang des Dampferzeugers 3 gleichmäßig verteilt Sie sind über weitgehend gleiche Stahlkonstruktionen 14, 15, 16 an dem Beton 17 eines Bauwerkes befestigt, das als starrer Körper den Reaktordruckbehälter 1 mit dem gesamten Primärkühlkreis einschließt, zu dem vier Schleifen 5 mit je einem Dampferzeuger 3 und einer Hauptkühlmittelpumpe 4 gehören. The support 7 is shown with details in particular in FIG. 2 shown, which shows the steam generator 3 in a side view. It includes in the embodiment two support claws 8, which are designed the same and symmetrical to that as "hotter." Line «designated connecting line 9 between the steam generator and the reactor pressure vessel 1 lie. In addition to the support brackets 8, the steam generator 3 is equipped with a so-called Guide claw 10 set in a seismic support, as a whole with 11 is designated. The claws 8, 10 of the resilient support 7 are around the circumference of the steam generator 3 evenly distributed They are largely of the same steel structures 14, 15, 16 attached to the concrete 17 of a structure that as a rigid body Includes reactor pressure vessel 1 with the entire primary cooling circuit, to which four Loops 5 each with a steam generator 3 and a main coolant pump 4 belong.
Die Führungspratze 10 ist, wie Fig.2 zeigt, mit einem losen Anker 19 abgestützt, der von einer Zugstange 20 mit Muttern 21 und 22 an den Enden gebildet wird. Die Zugstange 19 ist über ein Rohr 23 an der aus Blechen 24 zusammengesetzten Stahlkonstruktion 16 im Beton 17 abgestützt, so daß das untere Ende 25 der Zugstange 20 Bewegungen des Dampferzeugers 3 quer zu seiner Längsrichtung folgen kann. The guide claw 10 is, as Figure 2 shows, with a loose anchor 19 supported, which is formed by a tie rod 20 with nuts 21 and 22 at the ends will. The pull rod 19 is connected to the sheet metal 24 assembled via a tube 23 Steel structure 16 supported in concrete 17 so that the lower end 25 of the tie rod 20 movements of the steam generator 3 can follow transversely to its longitudinal direction.
An der Führungspratze 10 ist die seitliche Bewegungsfreiheit des Dampferzeugers 3 durch die sogenannte seismische Abstützung 11, deren Einzelheiten in Fig.3 in erheblich vergrößertem Maßstab zu sehen sind. auf eine Richtung begrenzt. Die Abstützung 11 ist symmetrisch aufgebaut. Sie umfaßt daher in doppelter Ausführung eine metallische Grundplatte 30, die mit Auslegern 31 und 32 in den die Grundplatte tragenden Beton 33 eingesetzt ist. Auf der Grundplatte 30 sitzt eine mit Abstand zu dieser angeordnete Stützplatte 35, deren der Grundplatte 30 abgekehrte Seite die aus der Figur ersichtliche gewölbte Oberfläche 36 aufweist. Auf der Oberfläche 36 kann die in der F i g. 3 nur strichpunktiert bei 37 angedeutete Führungspratze 10 aufsetzen, wenn bei Erwärmung ein Spalt 38 zwischen der Oberfläche 36 der Stützplatte und der Führungspratze 10, der durch ein keilförmiges Gleitstück 40 im kalten Zustand bis auf ein kleines Spiel von etwa 0,5 mm verengt ist, geschlossen wurde. On the guide claw 10 is the lateral freedom of movement Steam generator 3 by the so-called seismic support 11, the details of which can be seen in Figure 3 on a considerably enlarged scale. limited to one direction. The support 11 is constructed symmetrically. It therefore includes in duplicate a metallic base plate 30, which with brackets 31 and 32 in the the base plate load-bearing concrete 33 is used. On the base plate 30 sits one at a distance to this arranged support plate 35, the side facing away from the base plate 30 has the curved surface 36 shown in the figure. On the surface 36 can be the one shown in FIG. 3 guide claw indicated only by dash-dotted lines at 37 10 put on if, when heated, a gap 38 between the surface 36 of the support plate and the guide claw 10, which by a wedge-shaped slider 40 in the cold state is narrowed to a small play of about 0.5 mm, was closed.
Die Stützplatte 35 ist mit mehreren Schrauben 41 gegen seitliche Kräfte geführt, wobei die Schrauben in einem Zwischenstück 42 befestigt sind, das seinerseits mit Schrauben 43 an der Grundplatte 30 angebracht ist. The support plate 35 is with several screws 41 against the side Forces out, the screws are fastened in an intermediate piece 42 that is in turn attached to the base plate 30 with screws 43.
Das Zwischenstück 42 dient zugleich als Federteller für mehrere über die Fläche der Stützplatte 35 verteilte Stapel 45 von Tellerfedern 47, die eine Relativbewegung zwischen der Stützplatte 35 und der Grundplatte 30 ermöglichen.The intermediate piece 42 also serves as a spring plate for several over the surface of the support plate 35 distributed stack 45 of disc springs 47, the one Allow relative movement between the support plate 35 and the base plate 30.
Die Zusammendrückbarkeit der Tellerfedern 47 erlaubt u.a. eine Ausdehnung der Leitung 9 zwischen dem Reaktordruckbehälter 1 und dem Dampferzeuger 3 bei Erwärmung auf die Betriebstemperatur von mehr als 300°C. Die Reibkraft zwischen den einzelnen Federn 47 der Tellerfederstapel 45 ist jedoch so bemessen, daß sie größer ist als die nach Vorschriften oder Vereinbarungen angenommenen Erdbebenkräfte mit Beschleunigungen von z. B. 0,1 bis 0,5 g Dies bedeutet bei einem Dampferzeuger 3 mit 450 Tonnen Gewicht, daß die Reibkraft der Tellerfederstapel 45 zusammengenommen größer als 45 bis 200 Tonnen ist. Zum Beispiel wird man für die Reibkraft einen Wert von 300 Tonnen wählen. Daraus ergibt sich folgende Wirkungsweise: Im Normalbetrieb dehnt sich die Leitung 9 ebenso wie der Reaktordruckbehälter 1 und auch der Dampferzeuger 3 bei Erwärmung aus. Daraus ergibt sich eine Verlagerung der Führungspratze 10 in Richtung der Achse der Leitung 9 um z. B. 3 Zentimeter. Diese Verlagerung kann ebenso wie eine wärmebedingte Dehnung der Pratze 10 selbst durch den Spalt 38 zwischen der Stützplatte 35 und dem Zwischenstück 42 aufgenommen werden. Bei weiteren thermischen Dehnungen oder bei den sogenannten GaU-Kräften, die z. B. als Strahlkraft beim Auftreten eines Lecks entstehen, können die Tellerfederstapel 45 zusammengedrückt werden, weil die dafür inaßgeblichen Kräfte ein Vielfaches der vorgenannten Erdbebenkräfte betragen. Hierdurch ergibt sich bei thermischen Dehnungen eine langsame und für die Komponenten nicht gefährliche Verlagerung zwischen dem Dampferzeuger 3 und dem Reaktordruckbehälter 1. Bei GaU-Kräften werden dann zusätzliche, nicht dargestellte Anschläge wirksam. The compressibility of the disc springs 47 allows, among other things, an expansion the line 9 between the reactor pressure vessel 1 and the steam generator 3 when heated to the operating temperature of more than 300 ° C. The frictional force between the individual springs 47 of the plate spring stack 45 is dimensioned so that they is greater than the earthquake forces assumed in accordance with regulations or agreements with accelerations of z. B. 0.1 to 0.5 g This means for a steam generator 3 with 450 tons weight that the frictional force of the disc spring stack 45 taken together is greater than 45 to 200 tons. For example, one becomes one for the frictional force Choose value of 300 tons. This results in the following mode of action: In normal operation the line 9 expands, as does the reactor pressure vessel 1 and also the steam generator 3 off when heated. This results in a displacement of the guide claw 10 in FIG Direction of the axis of the line 9 by z. B. 3 centimeters. This shift can be done as well like a thermal expansion of the claw 10 itself through the gap 38 between the support plate 35 and the intermediate piece 42 are received. With further thermal Strains or the so-called GaU forces that z. B. as a radiance when appearing a leak arise, the disc spring stacks 45 can be compressed, because the relevant forces are a multiple of the aforementioned earthquake forces be. This results in a slow and for thermal expansion the components are not shifted between the steam generator 3 and the dangerous Reactor pressure vessel 1. In the case of GaU forces, additional, not shown Effective attacks.
Sollte dagegen bei einem Erdbeben ein Stoß auf das Kernkraftwerk ausgeübt werden, so ist keine Verlagerung zwischen dem Reaktordruckbehälter 1 und dem Dampferzeuger 3 möglich, weil über das als starr anzusehende Reaktorgebäude mit der Betonwand 17 der Dampferzeuger 3 über die Tellerfederstapel 45 mitgenommen wird. Hierbei wirken die Tellerfederstapel 45 deshalb als unelastische, also starre Abstützung, weil die bei einer Bewegung des Tellerfederstapels auftretende Reibkraft größer ist als die Erdbebenkraft. Umgekehrt ausgedrückt wird die Reibkraft von den auftretenden Erdbebenkräften nicht überwunden, so daß der starre Zusammenhalt der Komponenten gewährleistet ist. If, on the other hand, an earthquake hits the nuclear power plant are exercised, there is no displacement between the reactor pressure vessel 1 and the steam generator 3 possible because of the reactor building, which is to be regarded as rigid taken along with the concrete wall 17 of the steam generator 3 via the plate spring stack 45 will. Here, the plate spring stacks 45 therefore act as inelastic, that is to say rigid Support because of the frictional force that occurs when the disk spring stack moves is greater than the earthquake force. Conversely, the frictional force is expressed by the occurring earthquake forces are not overcome, so that the rigid cohesion of the Components is guaranteed.
Bei der Ausführungsform nach F i g. 4 ist die Grundplatte 30 der Abstützung 11 für die Pratze 10 mit Scherstiften 52 in einem Gestell 53 befestigt. Die Scherstifte sind kleiner als die GaU-Kräfte ausgelegt, so daß die Abstützung 11 nur bei Erdbebenkräften wirksam ist, während im GaU-Fall nicht dargestellte Anschläge die Komponenten auffangen, die mit Mitteln zur Begrenzung der Kräfte versehen sind. In the embodiment according to FIG. 4 is the base plate 30 of the Support 11 for claw 10 is fastened with shear pins 52 in a frame 53. The shear pins are designed to be smaller than the GaU forces, so that the support 11 is only effective in the case of earthquake forces, while attacks not shown in the GaU case Catch the components that are provided with means for limiting the forces.
Claims (7)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2424518A DE2424518C2 (en) | 1974-05-20 | 1974-05-20 | Nuclear reactor plant |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2424518A DE2424518C2 (en) | 1974-05-20 | 1974-05-20 | Nuclear reactor plant |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2424518B1 true DE2424518B1 (en) | 1975-05-07 |
DE2424518C2 DE2424518C2 (en) | 1975-12-18 |
Family
ID=5916095
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2424518A Expired DE2424518C2 (en) | 1974-05-20 | 1974-05-20 | Nuclear reactor plant |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE2424518C2 (en) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0094326A1 (en) * | 1982-05-12 | 1983-11-16 | Novatome | Apparatus fixation device in a nuclear reactor |
FR2689296A1 (en) * | 1992-03-31 | 1993-10-01 | Framatome Sa | Device for transversely holding a component of a nuclear reactor, assembly for transversely holding a steam generator of a pressurized water nuclear reactor and its adjustment method. |
-
1974
- 1974-05-20 DE DE2424518A patent/DE2424518C2/en not_active Expired
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0094326A1 (en) * | 1982-05-12 | 1983-11-16 | Novatome | Apparatus fixation device in a nuclear reactor |
FR2526990A1 (en) * | 1982-05-12 | 1983-11-18 | Novatome | DEVICE FOR FASTENING AN APPARATUS IN A NUCLEAR POWER PLANT INSTALLATION |
FR2689296A1 (en) * | 1992-03-31 | 1993-10-01 | Framatome Sa | Device for transversely holding a component of a nuclear reactor, assembly for transversely holding a steam generator of a pressurized water nuclear reactor and its adjustment method. |
EP0564323A1 (en) * | 1992-03-31 | 1993-10-06 | Framatome | Device for laterally supporting a large nuclear reactor component and method for adjusting the support |
US5379331A (en) * | 1992-03-31 | 1995-01-03 | Framatome | Transverse holding device for a steam generator of a pressurized water nuclear reactor, and for its adjustment |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE2424518C2 (en) | 1975-12-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2256645C2 (en) | Support structure for the lateral support of the reactor core of a nuclear reactor | |
CH627872A5 (en) | DEVICE FOR THE STORAGE OF NUCLEAR FUEL ELEMENTS. | |
DE2729814A1 (en) | DEVICE FOR A NUCLEAR REACTOR | |
EP0527244B1 (en) | Spacer grid for fuel elements with curved attached springs | |
DE2850968C2 (en) | Fuel assembly for a water-cooled nuclear reactor | |
DE2055339B2 (en) | Core grid for a nuclear reactor | |
DE2945640A1 (en) | Boiler tube supporting equipment on enclosing structure - has spring tappet acting on wedge and coupled to tube | |
DE2409946C2 (en) | ||
DE2140170C3 (en) | Resilient tensioning element in nuclear reactors | |
DE2424518C2 (en) | Nuclear reactor plant | |
DE2437725A1 (en) | PIPE RETAINING DEVICE | |
DE1118372B (en) | Holding system to ensure the stability of a stack of moderator and reflector blocks in a nuclear reactor | |
DE2303526A1 (en) | STRONG ENERGY-ABSORBING LOAD-LIMITING DEVICE | |
DE2122008B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
DE2248426A1 (en) | ARRANGEMENT IN A CORE REACTOR FOR CLAMPING A STEAM TREATMENT UNIT | |
DE1100191B (en) | Tension belt for the moderator block of a nuclear reactor | |
WO2005013286A2 (en) | Fuel element for a compressed water nuclear reactor | |
DE2432011C3 (en) | Arrangement for the heat-flexible storage of a reactor pressure vessel | |
DE2341489C3 (en) | Nuclear reactor plant | |
DE2920068C2 (en) | Pipe rash protection with energy-consuming components | |
DE1960579A1 (en) | Device acting as a spring | |
DE2757076A1 (en) | COLLECTING DEVICE FOR PIPELINES | |
DE2711851A1 (en) | Mounting for gas or steam filled pipe - has pipe strap encompassing pipe with clearance and wire tensioned to upper structure | |
DE2165408C2 (en) | Container arrangement for fluids under high pressure | |
DE2346727B2 (en) | Nuclear reactor plant |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
E77 | Valid patent as to the heymanns-index 1977 | ||
8320 | Willingness to grant licences declared (paragraph 23) | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |