DE2432011B2 - Anordnung zur waermebeweglichen lagerung eines reaktordruckbehaelters - Google Patents
Anordnung zur waermebeweglichen lagerung eines reaktordruckbehaeltersInfo
- Publication number
- DE2432011B2 DE2432011B2 DE19742432011 DE2432011A DE2432011B2 DE 2432011 B2 DE2432011 B2 DE 2432011B2 DE 19742432011 DE19742432011 DE 19742432011 DE 2432011 A DE2432011 A DE 2432011A DE 2432011 B2 DE2432011 B2 DE 2432011B2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- pressure vessel
- reactor pressure
- arrangement according
- support parts
- spiral springs
- 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
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
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
Die Erfindung bezieht sich auf eine Anordnung zur
wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbe-
hälters, der mit Stützteilen an seinem unteren Ende versehen ist, an Halteteilen eines Widerlagers innerhalb
einer den Reaktordruckbehälter mit Spalt umgebenden und ihn axial verspannenden Berstsicherung.
Einer solchen Anordnung, die bereits vorgeschlagen worden ist (DT-OS 22 38 886), liegen die folgenden
Überlegungen zugrunde. An Reaktordruckbehältern werden als biologischer Schild Betonhüllen vorgesehen,
die den als druckfestes Stahlgefäß ausgeführten Reaktordruckbehälter umgeben und im wesentlichen
die Aufgabe haben, die Strahlung, die vom Reaktordruckgefäß
ausgeht, aufzufangen. Darüber hinaus sieht man einen den Reaktordruckbehälter umgebenden,
nach oben offenen Stahlbetonbehälter vor, der noch mn einer Abfangkonstruktion zum Verschließen der Öffnung
versehen ist, damit bei einem eventuellen Bruch des Reaktordruckbehälters die vom Reaktorkühlmittel
durch Druckkräfte beschleunigten Bruchstücke des Stahlgefaßes abgefangen werden, bevor sie eine große
kinetische Energie erlangen. Diese üblicherweise aus Stahlbeton ausgeführte Fundament- und Abfangkonstruktion
wird auch als Berstsicherung bezeichnet. Im besonderen wird nun beim obengenannten älteren
Vorschlag eine Anordnung verwendet, bei der hydraulisch schwenkbare Haken selbstsperrend über einen
Stahlring greifen, der über den Deckel des Reakiordruckbehälters
sitzt, wobei zwischen den Haken und dem Stahlring und/oder dem Deckel im kalten Zustand
ein kleineres Spiel als die Dehnung vorhanden ist. die das Stahlgefäß bei der Erwärmung auf Betriebstemperatur
in Längsrichtung erfährt. Hierbei wird also eine begrenzt wärmebewegliche Lagerung des Reaktordruckbehälters
vorgesehen, und die durch eine definierte verhinderte Wärmedehnung in axialer Richtung von
der Berstsicherung übertragenen Verspannkräfte werden dazu ausgenutzt, die inneren Zugspannungen des
Reaklordruckbehälters zu verringern bzw. aufzuheben und so einen Rundriß zu vermeiden. Bei der bereits
vorgeschlagenen Anordnung muß mit einer Wärmedehnung des Reaktordruckgefäßes in radialer Richtung
gerechnet werden, und die hierdurch entstehenden Radialkräfte müssen ebenfalls von der Auflagerung des
Reaktordruckbehäiters aufgefangen werden, worüber jedoch nichts Näheres ausgesagt ist.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, die Anordnung der eingangs definierten Art so auszubilden,
daß höhe axiale Verspannkräfte auf den Reaktordruckbehälter innerhalb seiner Berstsicherung ausgeübt
werden können und dabei seine begrenzt radiale, ihn zentrierende wärmebewegliche Lagerung an den
Halteteilen seines Widerlagers gewährleistet ist. Insbesondere soll die wärmebewegliche Lagerung des
Reaktordruckbehälters ohne aufwendige Gleit-, Zapfen- oder Rollenlagerungen auskommen, welche bei den
großen auftretenden Kräften nicht oder nur schwer beherrschbar wären.
Erfindungsgemäß wird die gestellte Aufgabe bei einer Anordnung der eingangs genannten Art dadurch gelöst,
daß der Reaktordruckbehälter mittels Biegefedern
elagert ist, welche mit ihrem einen Ende an den ?. lteteilen un(j mjt ihrem anderen Ende an den
«tützteilen des Reaktordruckbehälters so befestigt sind,
' β sje durch die Axiallast des Reaktordruckbehälters
uf Zug und durch seine radiale Wärmedehnung auf Bi»gung beansprucht werden.
Die Erfindung unterscheidet sich damit von der hekannten Schwenklaschen-Abstützung eines Reaktordruckbehälters (DT-AS 11 00 192), deren Zapfenlager
bei axialer Verspannung zum Verklemmen bzw. erhöhtem Abrieb führen können, wobei auch die zur
Rückstellung verwendeten Torsionsstäbe erhöhten axialen Verspannkräften nicht gewachsen wären.
Entsprechendes gib für eine weitere bekannte Druckgefäßaufhängung (DT-AS 1133 840), welche Hängeele-
mente in Form von durch Bolzen miteinander verbundenen Glieder verwendet. Die Erfindung unterscheidet sich ferner von einer weiterhin bekannten
Druckgefäßlagerung mittels Schraubendruckfedern, die das Druckgefäß radial und axial abstützen (US-PS
31 29 836), dadurch, daß bei einer Axialvorspannung dieser Druckfedern, die bei der bekannten Abstützung
nicht vorgesehen ist. ein der erwünschten Radialbeweglichkeit schädlicher Reibschluß entstehen würde.
Schließlich ist noch auf eine bekannte Pendelstützen-Lagerung am unteren Ende eines Reaktordruckgefäßes
zu verweisen (DT-AS 12 11374), bei der in der
Null-Lage der Pendelstützen eine Axialdehnung des Druckgefäßes nicht ermöglicht ist und andererseits bei
Ausschwenken der Pendelstützen keine defilierte Axialverspannung mehr gegeben ist, abgesehen davon,
daß durch die Pendelstützen am unteren Ende keine ausreichende Seitenführung bei Angriff von Querkräften
gewährleistet ist. Endlich unterscheidet sich die Erfindung auch von der in der gleichen Druckschrift
dargestellten Stababstützung des Kernbehälters dadurch, daß derai tige Stäbe, zur Erzielung ausreichender
Knickfestigkeit, so lang sein müssen, daß die Bauhöhe der Reaktoranlage in unerwünschter Weise vergrößer!
wird
Die mit der Erfindung erzielbaren Vorteile sind nach Vorstehendem vor allem darin zu sehen, daß die hohen
axialen Verspannkräfte durch die Biegefedern sicher beherrschbar sind, ohne daß die begrenzte Radialbeweglichkeit
des Reaktordruckbehälters beeinträchtigt wäre und ohne daß die axiale Bauhöhe vergrößert werden
müßte. Im Ergebnis kann gesagt werden, daß man auf diese Weise zu einer einfachen, betriebssicheren,
wartungsfreien und im vorhandenen Raum leicht unterzubringenden Auflagerung des Druckbehälters
kommt, durch welche die auftretenden Wärmedehnungskräfte sicher beherrschbar sind. Besonders vorteilhaft
ist es, wenn die Biegefedern Rechteckquerschnitt haben und mit den Normalen ihrer Breitseiten
radial in bezug auf die Achse des Reaktordruckbehälters ausgerichtet sind, weil sie dadurch in der Richtung ihrer
einen Hauptträgheitsachse die gewünschte Elastizität aufweisen und ferner eine kleine Baulänge ermöglicht
wird Gemäß einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung wird die Axiallast des Reaktordruckbehälters
von mehreren an seinem Umfang gleichmäßig verteilt angeordneten Biegefedern aufgenommen. Durch diese
Aufteilung kann man das Bauvolumen für die jeweilige Einzel-Biegefederanordnung in Grenzen halten. Es ist
ferner vorteilhaft, die jeweilige an einer Umfangsstelle
angeordnete Biegefeder in mehrere parallel geschaltete Federelemente aufzuteilen. Man kann auf diese Weise
der auftretenden Zugbelastung und der gewünschten Elastizität leicht Rechnung tragen und entsprechende
Federpakete zusammenstellen. Was den Aufhängbereich des Reaktordruckbehälters betrifft, so ist es
vorteilhaft, daß die Stützteile von einer Standzarge gebildet sind, welche am Fuße des Reaktordruckbehälters in einem Radialbereich angeordnet ist und deren
freie axiale Länge entsprechend derjenigen der Biegefedern bemessen ist
Gemäß einer weiteren bevorzugten Ausführungsform der Erfindung sind die Biegeledern jeweils in zwei
Federelementanordnungen aufgeteilt, welche — radial gesehen — symmetrisch beidseits der Stützteile
angeordnet sind. Infolge Verkleinerung des Hebelarmes kann auf diese Weise eine wesentliche Verringerung der
Einspannmomente erzielt werden, welche vom Reaktordruckbehälter auf die Feder ausgeübt werden.
Zweckmäßigerweise werden die Biegefedern im kalten Zustand d. h. bei der Montage des Reaktordruckbehälters,
um den Betrag der im Betrieb auftretenden bzw. zu erwartenden radialen Wärmedehnung Δ rdes Reaktordruckbehälters
vorgespannt. Hie: durch erzielt man eine
Reduzierung der während des Dauerbetrieoes in den Biegefedern herrschenden Biegespannung auf Null.
Hierzu ist es vorteilhaft, die Halteteile des Widerlagers in bezug auf die Stützteile bzw. die Symmetrieachse der
Biegefedern um —Δ r' radial verstellbar anzuordnen,
wobei IzI r'lin etwa gleich dem Betrag der im Betrieb
auftretenden radialen Wärmedehnung J rdes Reaktordruckbehälters
ist. Die Verstellung kann mit Hydraulikzylindern, Gewindespindeln oder ähnlichen Einrichtungen
erfolgen. Der Vorgang der Einstellung braucht nur einmal bei der Montage des Reaktordruckbehälters zu
erfolgen und wiederholt sich im Kraftwerksbetrieb beim Übergang vom kalten zum warmen Zustand selbsttätig.
Man erreicht also damit, daß die Federn nur im kalten
Zustand (Reaktor außer Betrieb) auf Biegung belastet sind und im normalen Betneb (heiß) nahezu b'egungsfrei
sind und praktisch nur Zugspannungen aulzunehmen haben. Im folgenden werden Ausführungsbeispiele der
Erfindung anhand der Zeichnung beschrieben und die Wirkungsweise noch näher erläutert. Es zeigt
F i g. 1 im Aufriß zum Teil im Schnitt in schematischer
Darstellung einen Reaktordruckbehalter mit Berstsicherung,
F i g. 2 im Aufrißschnitt vergrößert eine einseitige bzw. unsymmetrische Biegefederanordnung.
F i g. 3 in einer im Vergleich zu F i g. 2 noch weiter vergrößerten Darstellung im Aufrißschnitt eine symmetrische
Biegefeder-Anordnung,
F i g. 3a die Einzelheit χ aus F i g. 3, Fig.4 einen Querschnitt durch die Federanordnung nach F i g. 3 längs der Linie IV-IV,
F i g. 3a die Einzelheit χ aus F i g. 3, Fig.4 einen Querschnitt durch die Federanordnung nach F i g. 3 längs der Linie IV-IV,
Fig. 5 einen Teil-Axialschnitt durch einen Reaktordruckbehälter,
bei dem eine Biegefeder-Anordnung nach den F i g. 3 und 4 verwendet ist,
F i g. 5a einen Teil-Querschnitt lengs der Linie Va-V;)
aus F i g. 5, bei dem allerdings in geringfügig geänderter Ausführungsform die Schlitzung der Standardzarge und
die Querstreben nicht vorhanden sind,
F i g. 6a, 6b die Anordnung nach F i g. 3, 4 in der iXirstellungsweise der F i g. 3, allerdings verkleinert, bei
der die Vorspanneinrichtung gelöst ist (F i g. ba) bzw. im Einbauzustand eine Vorspannung der Biegefedern
erfoigt ist und dementsprechend eine außermittige Verschiebung der Halteteile um -Ar' erfolgt ist
(F i g. bb).
In Fig. 1 ist schematisch dargestellt, wie ein im
wesentlichen zylindrisch geformter Reakumlruckbehäl-
ter 1 in einer Reaktorgrube 2 mil oberer Öffnung 3 gelagert ist. Die Berstsicherung 4 für den Reaktordruckbehälter
1 wird gebildet durch eine Betonhülle 5, bestehend aus Fundamentteilen 5a, Seitenwänden 5i>
und einem oberen Kragenbereich 5c. Die Betonhülle 5 ist, wie üblich, im wesentlichen rotationssymmetrisch
um den Reaktordruckbehälter 1 bzw. seine Achse la angeordnet, und zwar mit Radialspalt 6 zwischen den
jeweiligen Zylindermänteln und mit Axialspalt 7 zwischen dem Deckel 16 des Reaktordruckbehälters 1
und dem Kragenbereich 5c. Bei 8 sind Mittel zur Verspannung des Gefäßdeckels Xb an der Schulter 5C
des Kragenbereiches 5c angedeutet, welche aus Pendeistützen, hydraulisch verstellbaren Haken od. dgl.
bestehen können. Der Reaktordruckbehälter 1 ist bodenseitig mit Stützteilen 9 versehen, mittels welcher
er auf dem Fundament 5a ruht. Die Stützteile 9 sind im vorliegenden Falle als axial vorspringende Standzarge
ausgebildet. Wie durch den Pfeil 10 veranschaulicht, muß vom Fundament eine Auflagerkraft aufgebracht
werden, welche der Axiallast des Reaktordruckbehälters 1 das Gleichgewicht hält, wobei diese Axiallast F4
sich aus dem Gewicht des Behälters und der aus der Deckelverspannung resultierenden Vorspannkraft zusammensetzt.
Der durch die Pfeile 11 nicht maßsiabsge- i$
treu angedeutete Abstand Δ r stellt die im Betrieb eintretende radiale Wärmedehnung des Reaktordruckbehälters
1, bezogen auf seinen kalten Zustand, dar. Außerdem vollführt der Behälter 1 eine axiale
Wärmedehnung (nicht dargestellt). Wie im folgenden anhand der F i g. 2 bis 6b erläutert, ist nun durch die
Erfindung eine besonders günstige wärmebewegliche Lagerung des Reaktordruckbehälters 1 an Halteteilen
12 eines Widerlagers 13 innerhalD einer den Druckbehälter 1 mit Spalt 6, 7, 7.1 umgebenden Berstsicherung
möglich. Hierzu ist. vgl. insbesondere F i g. 2, der Behälter i miitels Biegefedern 14 gelagert, welche mit
einem Ende 14.1 an den Halteteilen 12 und mit ihrem anderen Ende 14.2 an den Stützteilen 9 des Behälters 1,
nachfolgend als Standzarge bezeichnet, so befestigt sind, daß die Biegefedern 14 durch die Axiallast (Pfeil
Fa) des Behälters 1 auf Zug und durch seine radiale Wärmedehnung Ar, vgl. Pfeile 11. auf Biegung
beansprucht werden.
Durch die strichpunktierten Linien 15 ist eine aus F i g. 3a in Verbindung mit F i g. 3 näher ersichtliche
Verzahnung 16 angedeutet, mittels welcher die Biegefedern 14 an ihren Auflagerenden 14.1,14.2 formschlüssig
mit den Halteteilen 12 bzw. der Standzarge 9 in Eingriff stehen. Die Verzahnung 16 ist so bemessen, daß die
auftretenden Schubkräfte sicher beherrscht werden. Es mag hier vor Interesse sein, daß die Axiallast Fa
üblicher Reaktordruckbehälter in der Größenordnung 30 0001 liegt welche sich im Verzahnungsbereich als
Schubkraft auswirkt Die Biegefedern 14 sind in ihrem Verzahnungsbereich 16 jeweils durch nicht dargestellte
Schraubenbolzen, Nieten od. dgl an den Halteteilen 12
bzw. der Standzarge 9 festgespannt In Fig.2 ist das Halteteil 12 als Stahlwinkel ausgeführt welcher
bodenseitig mit einem Vorsprung 12.1 in die Ausspa- rung 17.1 einer im Beton verankerten Stahlgrundplatte
17 eingreift und auf dieser flächig ruht Aus Fig.2 ist
ferner ersichtlich, daß die Biegefeder 14 in dem dort gezeigten Ausführungsbeispiel fai drei paraHelgeschaltete Federelemente 14a, 146, 14c aufgeteilt ist wobei
zwischen den Schäften der Federelemente 14a, 14Z>. 14c
Spalte 143 verbleiben, welche die Biegebewegung bzw. Auslenkung der Federelemente erleichtern ebenso wie
die Wärmeabfuhr. Die Zusammensetzung der Biegefedern aus mehreren einzelnen Biegefederelementen hat
auch den Vorteil, daß man das Federpaket aus Serien-Bausteinen zusammensetzen und auf diese
Weise leicht nach Elastizitäts- und Festi<?keits-Gesichtspunkten
dimensionieren kann.
Während beim Ausführungsbeispiel nach Fig. 2 die Anordnung so getroffen ist, daß die Biegefedern 14
lediglich an der Außenseite der Standzarge 9 angeordnet sind, ist beim Ausführungsbeispiel nach den F i g. 3
und 4 eine symmetrische Anordnung getroffen, und zwar sind die Biegefedern 14 jeweils in zwei
Federclementanordnungen 14/4 und 14ß aufgeteilt, welche — radial gesehen — symmetrisch beidseits der
Standzarge 9 angeordnet sind. Je Federpaket 14,4 bzw. 14ß sind zwei Federelemente 14a, 146 verwendet, wobei
die obere Zwischenlage 14.4 den Radialspalt 6 definiert. Aus montagetechnischen Gründen sind hier Zwischenlagen
14.4 auch im unteren Bereich 14.1 vorgesehen. Außerdem ist das Widerlager etwas modifiziert, d. h. das
Halteteil 12, das nun beidseits der Standzarge 9 angeordnet ist, besteht jeweils aus an die Stahlgrund
platte 12.1 angeschweißten Tragplatten 12.2 (Schweißstellen 123), und diese axial-tangential verlaufenden
Tragplatten weisen gesonderte, formschlüssig angefügte Aufsätze 12.4 auf, welche mit den Enden 14.1 der
Federelemente bzw. Biegefedern 14 bei 16 verzahnt sind. Bei 18 ist eine Verschraubung für die Aufsätze 12.4
angedeutet.
Aus F i g. 5 in Verbindung mit F i g. 2 bzw. F1 g. 3 und
4 ist ersichtlich, daß die Stützteile von einer Standzarge 9 gebildet werden, welche am Fuße des Reaktordruckbehälters
1 in einem Radialbereich angeordnet ist. wobei die freie axiale Länge der Standzarge 9
entsprechend derjenigen der Biegefedern 14 bemessen ist. Insbesondere Fig. 4 zeigt, daß die Biegefedern 14
Rechteckquerschnitt haben und mit den Normalen ;: ihrer Breitseiten radial in bezug auf die Achse la
(F i g. 5) des Behälters 1 ausgerichtet sind- F i g. 5a zeigt im Ausschnitt, daß die Axiallast des Behälters 1 von
mehreren an seinem Umfang gleichmäßig \erteilt angeordneten Biegefedern 14 aufgenommen wird.
Nähere Einzelheiten sind aus Fig. 4 ersichtlich. insbesondere, daß die beidseits der Standzarge 9
angeordneten Halteteile 12 des Widerlagers 13 durch Querstreben 19 unter Bildung etwa kastenförmiger
Federgehäuse miteinander verbunden und versteift sind. wobei die Querstreben 19 die Standzarge 9 in Schlitzen
20 durchdringen. Mit 21 sind die Schweißverbindungsstellen zwischen den etwa radial %'erlaufenden Querstreben
19 und den Halteteilen 12 bezeichnet mit 22 die Verschraubung der Stahlplatte 12.1 an der Grundplatte
17 (vgL auch F i g. 5\ F i g. 5 zeigt auch, daß die den
Behälter 1 mit Radialspalt 6 bzw. Axialspalt 7.1 umgebende Betonhülle 5 aus mehreren Schichten
besteht und zwar einer Isolierbetonschicht 5.1, einer Stahlbetonschicht 5.2 und einer äußeren Sichtbeton
schicht 53. Bezüglich der Anordnung der Federelemente 14 am Umfang des Behälters 1 gibt es eine Mehrzahl
vorteilhafter Möglichkeiten; so können die aus F i g. 5a ersichtlichen Dreiergruppen über den Umfang verteilt
sein bzw, allgemein gesprochen, können m Federelementgruppen,
von denen jede π Federelemente enthält, über den Umfang gleichmäßig verteilt angeordnet sein
(n = 1, 2,3...). Je größer die Zahl n. um so kleiner wird
naturgemäß die Zahl m sein.
Aus F i g. 6a, 6b ist ersiehtIi*. h. daß die Biegendem 14
im kalten Zustand um den betrag der im Betrieb
iuftretenden und zu erwartenden radialen Wärmedehiung Δ r des Reaktordruckbehälters 1 vorspannbar
ingeordnet sind. Diese Figuren sind, da hier nur die Vorspannung erläutert werden soll, schematisch bzw.
vereinfacht gezeichnet. Im (kalten) Einbauzustand wird gemäß F i g. 6b die Vorspannung dadurch erzielt, daß
die Halteteile 12 des Widerlagers 13 in bezug auf die Standzarge 9 bzw. die Symmetrieachse 23 der
Biegefedern 14 um -Ar' radial verstellt sind, wobei
\Δγ'\ in etwa gleich dem Betrag der im Betrieb
auftretenden radialen Wärmedehnung Δ r (F i g. 6a) des Behälters 1 ist. Beim dargestellten Ausführungsbeispiel
ist diese Verschiebung in die außermittige Lage mittels einer Vorspanneinrichtung 24, welche hydraulisch
arbeitet und einen Hydraulikstempel 24.1 aufweist, bewirkt. Diese Vorspanneinrichtung kann insbesondere
aus Mehrfach-Hydraulikzylindern bestehen, die entsprechend den jeweiligen Gruppen m der Federelemente
ausgebildet sind, damit auf diese Weise der Vorspannvorgang etwas abgekürzt wird (nicht dargestellt).
Aus F i g. 6a ist die Lage der Federelemente 14 und der Standzarge 9 im Betriebszustand ersichtlich, bei
welchem aufgrund der radialen Wärmedehnung Δ r die
ίο Standzarge 9 und die Federelemente 14 wieder ihre
mittige Lage in bezug auf die Halteteile 12 eingenommen haben. Die Vorspanneinrichtung 24 ist hier im
gelösten Zustand dargestellt.
Hierzu 4 Blatt Zeichnungen
Λ09 547/280
Claims (10)
1.. Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters, der mit Stützteilen an
teinem unteren Ende versehen ist, an Halteteilen eines Widerlagers innerhalb einer den Reaktordruckbehälter
mit Spalt umgebenden und ihn axial verspannenden Berstsicherung, dadurch gekennzeichnet,
daß der Reaktordruckbehälter il) mittels Biegefedern (14) gelagert is^ welche mit
firem einen Ende (14.1) an den Halteteilen (12) und ■nit ihrem anderen Ende (14.2) an den Stützteilen (9)
des Reaktordruckbehälters (1) so befestigt sind, daß
tie durch die Axiallast des Reaktordruckbehälters auf Zug und durch seine radiale Wärmedehnung auf
Biegung beansprucht werden.
2. Anordnung nach Anspruch 1, dadurch gekenn- reichnet, daß die Biegefedern (14) Rechtcckquer-Echnitt
haben und mit den Normalen (n) ihrer Breitseiten radial in bezug auf die Achse (\a) des
Reaktordruckbehälters (1) ausgerichtet sind.
3. Anordnung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Axiallast (F^ des Reaktordruckbehälters
(1) von mehreren an seinem Umfang gleichmäßig verteilt angeordneten Biegefedern (14)
aufgenommen wird.
4. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 3. dadurch gekennzeichnet, daß die jeweilig an einer
Umfangsstelle angeordnete Biegefeder (14) in mehrere parallelgeschaltete Federelemente (14a.
146...)aufgeteilt ist.
5. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Stützteile (9) von
(einer Standzarge gebildet sind, welche am Fuße des Reaktordruckbehälters (1) in einem Radialbereich
ungeordnet und deren freie axiale Länge entsprechend derjenigen der Biegefedern (14) bemessen ist.
6. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Biegefedern (14)
jeweils in zwei Federelement-Anordnungen (14A, 14S^ aufgeteilt sind, welche — radial gesehen —
Symmetrisch beidseits der Stützteile (9) angeordnet Sind.
7. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Biegefedern (14) im
kalten Zustand um den Betrag der im Betrieb auftretenden oder zu erwartenden radialen Wärmedehnung
Δ r des Reaktordruckbehälters (1) vorspannbar angeordnet sind.
8. Anordnung nach Anspruch 7, dadurch gekennteichnet,
daß die Halteteile (12) des Widerlagers in bezug auf die Stützteile (9) bzw. die Symmetrieachse
der Biegefedern (14) um -Δ r' radial verstellbar tngeordnet sind, wobei \Δ r'\ in etwa gleich dem
Betrag der im Betrieb auftretenden radialen Wärmedehnung Δ r des Reaktordruckbehälters (1)
Ist.
9. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß die beidseits der
Stützteile (9) des Reaktordruckbehälters (1) angeordneten Halteteile (12) des Widerlagers durch
Querstreben (19) unter Bildung etwa kastenförmiger Federgehäuse miteinander verbunden und versteift
sind, wobei die Querstreben (19) die Stützteile (9) in Schlitzen (20) durchdringen.
10. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Bicgcfedern (14) an
ihren Auflagerenden mittels Verzahnung (16) form schlüssig mit den Stützteilen (9) bzw. Halteteilen (12;
in Eingriff stehen.
Priority Applications (12)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19742432011 DE2432011C3 (de) | 1974-07-03 | Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters | |
NL7507146A NL7507146A (nl) | 1974-07-03 | 1975-06-16 | Constructie voor warmte beweeglij k leveren van een reactordrukvat. |
FR7518944A FR2277414A1 (fr) | 1974-07-03 | 1975-06-17 | Dispositif de montage mobile en fonction de la chaleur d'une enceinte sous pression d'un reacteur nucleaire |
GB26195/75A GB1508872A (en) | 1974-07-03 | 1975-06-19 | Nuclear reactor installation incorporating a pressure vessel supporting arrangement |
US05/590,677 US4039380A (en) | 1974-07-03 | 1975-06-26 | Nuclear reactor pressure vessel installation |
CH835275A CH586451A5 (de) | 1974-07-03 | 1975-06-27 | |
BE157824A BE830815A (fr) | 1974-07-03 | 1975-06-30 | Dispositif de montage mobile en fonction de la chaleur d'une enceinte sous pression d'un reacteur nucleaire |
CA230,604A CA1026018A (en) | 1974-07-03 | 1975-07-02 | Nuclear reactor pressure vessel installation |
SE7507607A SE7507607L (sv) | 1974-07-03 | 1975-07-02 | Anordning for vermerorlig lagring av en reaktortrycktank. |
JP50082313A JPS5131394A (de) | 1974-07-03 | 1975-07-03 | |
BR5373/75D BR7504197A (pt) | 1974-07-03 | 1975-07-03 | Disposicao aperfeicoada para montagem e apoio de um vaso de pressao de reator nuclear,permitindo-lhe mover-se sob o efeito do calor |
DE2640918A DE2640918C3 (de) | 1974-07-03 | 1976-09-10 | Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19742432011 DE2432011C3 (de) | 1974-07-03 | Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2432011A1 DE2432011A1 (de) | 1976-01-15 |
DE2432011B2 true DE2432011B2 (de) | 1976-11-18 |
DE2432011C3 DE2432011C3 (de) | 1977-07-07 |
Family
ID=
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3018818A1 (de) * | 1980-05-16 | 1981-11-26 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Stuetzkonstruktion fuer einen vorgespannten zylindrischen druckbehaelter |
DE3421095A1 (de) * | 1983-06-17 | 1985-01-17 | Nira S.p.A., Genua | Daempfungshalterung, insbesondere fuer rohrleitungen grossen durchmessers und geringer wanddicke, die hohen temperaturen und statischen bzw. dynamischen belastungen ausgesetzt sind |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3018818A1 (de) * | 1980-05-16 | 1981-11-26 | Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln | Stuetzkonstruktion fuer einen vorgespannten zylindrischen druckbehaelter |
DE3421095A1 (de) * | 1983-06-17 | 1985-01-17 | Nira S.p.A., Genua | Daempfungshalterung, insbesondere fuer rohrleitungen grossen durchmessers und geringer wanddicke, die hohen temperaturen und statischen bzw. dynamischen belastungen ausgesetzt sind |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
BR7504197A (pt) | 1976-07-13 |
JPS5131394A (de) | 1976-03-17 |
CH586451A5 (de) | 1977-03-31 |
US4039380A (en) | 1977-08-02 |
NL7507146A (nl) | 1976-01-06 |
BE830815A (fr) | 1975-10-16 |
CA1026018A (en) | 1978-02-07 |
SE7507607L (sv) | 1976-01-05 |
DE2432011A1 (de) | 1976-01-15 |
FR2277414A1 (fr) | 1976-01-30 |
GB1508872A (en) | 1978-04-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3641974C2 (de) | ||
DE1810663C3 (de) | Betondruckbehälter mit Vorspannbewehrungen | |
DE1207021B (de) | Kernreaktor-Brennelementeinheit | |
DE2256645C2 (de) | Stützkonstruktion zur seitlichen Abstützung des Reaktorkerns eines Kernreaktors | |
DE9117275U1 (de) | Kernreaktor-Brennelement mit einem tragenden Kühlmittelrohr | |
DE2854155A1 (de) | Gasgekuehlter hochtemperaturreaktor mit einer mit gasdurchlaessen versehenen tragkonstruktion | |
DE2543663A1 (de) | Berstschutzanordnung fuer im wesentlichen zylindrisch gestaltete dampferzeuger, vorzugsweise von druckwasserkernkraftwerken | |
DE2353179B1 (de) | Zylindrischer Kernreaktor-Druckbehaelter aus Stahlbeton | |
DE2908969C2 (de) | Abschlußeinrichtung für große Durchführungen in einem vorgespannten Druckbehälter | |
DE2140170B2 (de) | Federndes Spannelement in Kernreaktoren | |
DE1218049B (de) | Elektrische Maschine mit vertikal angeordneter Welle und einem Staendergehaeuse aus Beton | |
DE2248426C3 (de) | Anordnung in einem wassergekühlten Kernreaktor zum Festspannen der Dampfbehandlungseinheit | |
DE2952346C2 (de) | Thermische Isolierung für gerade oder gekrümmte Flächen, an denen ein heißer Gasstrom entlanggeführt wird | |
DE2432011C3 (de) | Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters | |
DE2432011B2 (de) | Anordnung zur waermebeweglichen lagerung eines reaktordruckbehaelters | |
DE2445225C3 (de) | Vorrichtung zum Abstützen eines Reaktordruckbehälters | |
DE1583245B1 (de) | Befestigungsvorrichtung fuer metallurgische Gefaesse,insbesondere Stahlwerks-Konverter | |
DE2225409C2 (de) | Vorrichtung zur seitlichen Abstützung eines Zylinderförmigen Behälters | |
DE2165408C2 (de) | Behälteranordnung für unter hohem Druck stehende Fluide | |
AT333106B (de) | Vorrichtung zur befestigung von panzerplatten von rohr- oder trommel-kugelmuhlen | |
DE2920068C2 (de) | Rohrausschlagsicherung mit energieverzehrenden Bauteilen | |
DE2640918C3 (de) | Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters | |
DE2641327C3 (de) | Radiale Berstsicherung für von einem bewehrten Betonmantel umgebene Druckbehälter, insbesondere für Reaktordruckbehälter | |
DE2641352C2 (de) | Radiale Berstsicherung fur Druckbehälter, insbesondere für Kernreaktordruckbehälter | |
DE2508656C3 (de) | Metallisches Druckgefäß für einen Atomkernreaktor |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
E77 | Valid patent as to the heymanns-index 1977 | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |