DE2256645C2

DE2256645C2 - Stützkonstruktion zur seitlichen Abstützung des Reaktorkerns eines Kernreaktors

Info

Publication number: DE2256645C2
Application number: DE2256645A
Authority: DE
Inventors: Hans Dieter Irwin Pa. Garkisch; John Frederick Murrysville Pa. Patterson; Howard West Greensburg Pa. Yant
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1971-12-21
Filing date: 1972-11-18
Publication date: 1983-08-25
Also published as: IT972654B; US4135974A; DE2256645A1; GB1376256A; UST911015I4; JPS5347878B2; FR2164679A1; JPS4867695A; FR2164679B1

Description

Die Erfindung betrifft eine Stützkonstruktion zur seitlichen Abstützung des Reaktorkerns eines Kernreaktors an einer zwischen der oberen und der unteren Kerntragplatte gelegenen Stelle nach dem Oberbegriff des Anspruchs 1.

Bei einer aus der DE-OS 20 22 157 bekannten Stützkonstruktion dieser Gattung ist am Umfang des Reaktorkerns eine Anzahl von Stützvorrichtungen angeordnet, die als Stützelement jeweils eine entlang des Reaktorkerns verlaufende Nockenstange aufweisen, die im Bereich ihres oberen Endes durch Führung in einer oberen Führungsplatte radial festgelegt und an ihrem davon entfernten unteren Endbereich mit ihrer vom Reaktorkern abgewandten Seite über eine Führungsbüchse an einem diese Führungsbüchse aufnehmenden StUtzring radial abgestützt ist. Die Nockenstange ist durch Federkraft nach unten vorgespannt, so daß der sich keilförmig verjüngende untere Endbereich über ein damit zusammenwirkendes Keilstück und eine Druckplatte eine elastische radiale Spannkraft auf den Reaktorkern ausübt.

Bei dieser bekannten Anordnung wird also der radiale Preßdruck auf den Reaktorkern durch axiale Verschiebung der Nockenstange erzeugt, die mit ihrem konischen unteren Ende zusammen mit dem Keilstück ein Keilgetriebe bildet, das die Axialverschiebung der Nockenstange in eine radiale Verschiebung des Keilstücks und der daran angeordneten Druckplatte umsetzt.

Mit der bekannten Konstruktion wird angestrebt, Schwingungen der relativ langen, nur an ihren beiden Enden festgelegte Brennelemente zu dämpfen bzw. zu unterdrücken, weshalb die bekannte Stützkonstruktion in der Mitte der axialen Stützlänge der Brennelemente am Reaktorkernumfang angreift

Ein weiteres Problem hinsichtlich der radialen Abstützung des Reaktorkerns stellen aber die im Betrieb des Kernreaktors auftretenden Dehnungserscheinungen aufgrund thermischer Einflüsse und infolge des strahlungsinduzierten Anschwellens der Brennstäbe dar. Diese Dehnungserscheinungen können, wenn ihnen nicht durch eine entsprechende radiale Abstützung des Reaktorkerns entgegengewirkt wird, zu einer unkontrollierten Verformung des Reaktorkerns führen. Andererseits soll aber der Reaktorkern nicht stets einer starken, ihn zusammenpressenden radialen Druckkraft ausgesetzt sein, sondern im kalten Reaktorzustand, also beispielsweise bei der Brennstoffbeschickung, soll noch genügend Spielraum zwischen den Brennelementen verbleiben, um den Austausch der Brennelemente vornehmen zu können, während im heißen Betriebszustand das Anschwellen des Reaktorkerns begrenzt und bei stärkerem Anschwellen auch eine stärkere Gegenkraft erzeugt werden soll.

Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, eine Stützkonstruktion der eingangs genannten Gattung im Hinblick auf die eben erläuterten Anforderungen, nämlich elastische, ?ine unkontrollierte Verformung verhindernde Abstützung des Reaktorkerns in heißem Zustand, jedoch genügend Spielraum für den Brennstoffaustausch im kalten Zustand, zu schaffen.

Diese Aufgabe wird bei einer gattungsgemäßen Stützkonstruktion durch die im kennzeichnenden Teil des Anspruchs 1 angegebene Anordnung gelöst

Damit wird erreicht, daß dem Reaktorkern mit zunehmendem Anschwellen eine entsprechend der zunehmenden Federauslenkung der Blatt- oder Stabfeder größer werdende Stützkraft entgegengesetzt wird, und daß nach Durchlaufen eines bestimmten radialen Federweges, nämlich beim Anschlag der Feder am Stützring, der Widerstand der Feder und somit die Stützkraft gegen ein weiteres Anschwellen des Reaktorkerns wesentlich größer ist. Bei einem Nachlassen des Kernausdehnungsdruckes, beispielsweise beim Abkühlen des Reaktors, reduziert sich der von der Feder ausgeübte Stützdruck entsprechend dem Wiederzusammenziehen des Reaktorkerns automatisch.

Vorteilhafte Ausgestaltungen der Erfindung sind Gegenstand der Ansprüche 2 und 3.

Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung wird nachstehend mit Bezug auf die Zeichnungen mehr im einzelnen beschrieben. Es zeigen

Fig. IA und IB im Längsschnitt einen Reaktor mit einer Stützkonstruktion nach der Erfindung, wobei Fig. IA den oberen Teil und Fig. IB den unteren Teil des Reaktors zeigt,

Fig.2 in vergrößerter Schnittdarstellung die den Reaktorkern umgebende Stützkonstruktion nach der Erfindung, und

Fig. 3 einen Querschnitt in der Ebene III-II1 in Fig. 2.

Die Fig. IA und IB zeigen einen Kernreaktor mit einem Druckbehälter 10, der über einen Randteil 12 abgestützt ist und von einem Schutzgefäß 14 umschlossen ist. Innerhalb des Druckbehälters 10 wird ein Kernbehälter 16 oben durch einen Wandvorsprung 18 und unten durch radial angeordnete, keilartige Vorsprünge 20 getragen.

Der Druckbehälter 10 weist einen Kühlmitteleinlaß

22 auf, durch weichen ein Kühlmittel, beispielsweise flüssiges Natrium, durch einen Einlaßringraum 24 in eine am Druckbehälter angeordnete Verteilerkammer 26 und nach Durchströmen des Kernbehälters 16 zu einem Kühlmittelauslaß 28 strömt.

Innerhalb des Kernbehälters 16 sind zwei untere Kerntragplatten 30 und 32 und zwei obere Kerntragplatten 34 und 36 angeordnet

Der Reaktorkern 37 weist eine etwa zylindrische Form auf und ist aus im Querschnitt sechseckigen Brennelementen 38 aufgebaui sowie von Steuerstäben durchsetzt, die an Steuerstabantrieben 42 befestigt sind. Die Brennelemente 38 werden durch gemäß F i g. 2 an ihren unteren Endbereichen 39 angeordnete Federn 35 nach oben gedrückt und können sich ausdehnen. , ■-,

Zur gegenseitigen seitlichen Abstützung sind gemäß Fig.2 entlang der Brennelemente in verschiedenen Höhenpositionen Abstandsstücke 40 zwischen den einzelnen Brennelementen 38 angeordnet

Der Reaktorkern ist von einer Stützkonstruktion 41 umgeben, die sowohl oberhalb als auch unterhalb der aktiven Brennstoffzone 45 auf den Reaktorkern einwirkL Beim Anfahren des Reaktors und b<y niedrigen Leistungen ergänzt diese Stützkonstruktion 41 die durch die Abstandsstücke 40 und die befestigten Enden der Brennelemente 38 bewirkte Positionierung der Reaktorkernanordnung, indem sie zufällige Ausbiegungen berenzt Bei größeren Leistungen begrenzt die Stützkonstruktion 41 bei den im unteren Teil des Reaktorkernes angeordneten Abstandsstücken 40 die _J() Auswärtsbewegungen infolge von Durchbiegungen der oberen Bereiche der Brennelemente 38.

Die Stützkonstruktion 41, die in den Fi g. 2 und 3 im einzelnen dargestellt ist, übt am Umfang des Reaktorkerns über profilierte Druckplatten 43 eine Spannkraft r> auf den Reaktorkern aus, zweckmäßigerweise unmittelbar oberhalb der aktiven Brennstoffzone 45 im Bereich der Abstandsstücke 40. Die Stützkonstruktion kann aber auch sowohl über die oberhalb als auch über die unterhalb der aktiven Brennstoffzone 45 befindlichen Abstandsstücke 40 angreifen. Unterhalb der aktiven Brennstoffzone sollte im kalten Zustand ein Spielraum zwischen einem festen Begrenzer 47 und den äußersten Abstandsstücken 40 von etwa 0,25 mm vorgesehen sein.

Um wirksam zur Ausbiegungsbegrenzung bei Be- 4-, triebstemperaturen und Betriebsleistungen beitragen zu können, rv.'uß die Stützkonstruktion 41 nach einer Auslenkung von 0,5 mm auf jedes der am Kernumfang angeordneten Brennelemente 38 eine Spannkraft von etwa 9 kN ausüben. Gleichzeitig müssen die Wärmedeh ■ nungseigenschaften der Stützkonstruktion mit denjenigen der unteren Tragplatten 30 und 32 der Brennelemente 38 übereinstimmen, die zwischen 38°C und der Einlaßtemperatur von 400⁰C bei voller Betriebsleistung eine Wärmedehnung von etwa 5,8 mm erfahren. Wenn die Stützkonstruktion 41 nicht ausreichend flexibel auf die Wärmedehnung der Kernbauteile reagiert, ist es möglich, daß die äußeren Brenn- und Brutmantelelemente zerdrückt werden.

Die dargestellte Stützkonstruktion 41 weist Blattoder Stabfedern 44 auf, da solche Federn verhältnismäßig unempfindlich gegen Wärmeverformungen infolge von Temperaturgefäilen entlang der Federlänge sind. Die Federn 44 können an einem Ende 49 eingespannt und an einer oder mehreren Stellen im Bereich der Angriffsstelle der Stützkonstruktion abgestützt sein. Gemäß F i g. 2 werden bei der Feder 44 durch deren Befestigung und Abstützung radiale Wärmedehnungen des Reäfctorkerns berücksichtigt. Hie Feder 44 kann entweder an der unteren Tragpictte 32 oder am Wärmeschild 51 des Reaktors befestigt sein. In beiden Fällen folgt die Feder 44 dicht der Reaktorkerneinlaßtemperatur.

Die in F i g. 2 im einzelnen dargestellten Stützringe 54 und 5o beeinflussen die Auslenkungsbewegung der Feder 44. Diese Stützringe sind radial am Wärmeschild 51 festgekeilt und aus einem Werkstoff hergestellt, der hinsichtlich der Wärmeausdehnungseigenschaften mit der Tragplatte 32 übereinstimmt

Der obere mit dem oberen Federende zusammenwirkende Stützring 54 ist derart angeordnet, daß er die Federkonstante bei daran anliegender Feder 44 vergrößert. Der zweite, außerhalb des normalen Federweges angeordnete Stützring 56 bewirkt nochmals eine beträchtliche Vergrößerung der Federkonstanten bei sich daran anlegender Feder 44. Diese stärkere Spannkraft dient dazu, den Reaktorkern stärker zusammenzuhalten und die Kriechdehnung zu begüngstigen, wenn das strahlungsinduzierte Anschwellen in den Berührungsbereichen übermäßig groß wird. Die räumliche Anordnung der beiden Stützringe 54 und 56 kann zum Zwecke der Veränderung der Einspanneigenschaften abweichend von der dargestellten Anordnung gewählt werden. Die Spannkraft wird jeweils über ein Druckstück 57 von der Feder 44 auf die Druckplatte 43 übertragen.

Hierzu 3 Blatt Zeichnungen

Claims

Patentansprüche:

1. Stützkonstruktion zur seitlichen Abstützung des aus einer Vielzahl vertikaler langgestreckter Brennelemente bestehenden Reaktorkerns eines Kernreaktors an einer zwischen der oberen und der unteren Kerntragplatte gelegenen Stelle, bestehend aus einer Anzahl von am Umfang des Reaktorkerns angeordneten Stützvorrichtungen, die jeweils ein axial entlang des Reaktorkerns verlaufendes Stützelement aufweisen, das im Bereich seines einen Endes radial festgelegt und an einem davon entfernten Bereich mit seiner vom Reaktorkern abgewandten Seite radial an einem Stützring abstützbar ist und das über eine Druckplatte eine elastische radiale Spannkraft auf den Reaktorkernumfang ausübt, dadurch gekennzeichnet, daß das Stützelement als einseitig eingespannte Blatt- oder Stabfeder (44) ausgebildet ist, deren am Stützring (54) abstützbarer Bereich im normalen Spannungszustand einen gewissen Radialabstand von dem Ejätzring aufweist, der seinerseits mit axialem Abstand von der Angriffsstelle der Feder an der Druckplatte (43) angeordnet ist

2. Stützkonstruktion nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß mit axialem Abstand von dem Stützring (54) ein weiterer Stützring (56) vorgesehen ist, von welchem die Blatt- oder Stabfeder (44) im normalen Spannungszustand einen größeren Radialabstand als vom ersten Stützring (54) aufweist _J0

3. Stützkonstruktion nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Blatt- oder Stabfeder (44) an der unteren Kerntragplatte (32) befestigt ist

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