DE4320534A1 - Kernreaktoranlage mit einer Trag- und Schutzstruktur für einen Reaktordruckbehälter - Google Patents
Kernreaktoranlage mit einer Trag- und Schutzstruktur für einen ReaktordruckbehälterInfo
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Description
Die Erfindung betrifft eine Kernreaktoranlage mit einem,
einen Reaktorkern aufweisenden Reaktordruckbehälter, wel
cher in einer von einer Trag- und Schutzstruktur gebildeten
Reaktorkaverne angeordnet und über eine Befestigungs
vorrichtung mit der Trag- und Schutzstruktur verbunden ist.
Industrielle Anlagen, insbesondere Kernreaktoranlagen, un
terliegen gesetzlichen Sicherheitsvorschriften, wodurch
u. a. die bautechnische Auslegung solcher Anlagen in einem
vorgegebenen Rahmen durchzuführen ist. Für jede Anlage ist
dabei zu gewährleisten, daß sie bis zu einem vorgeschriebe
nen Belastungsfall zumindest ohne eine Gefährdung der Um
welt außer Betrieb genommen werden kann. Dieser hypotheti
sche Belastungsfall wird als Auslegungsfall bezeichnet.
Bei einer Kernreaktoranlage wird als Auslegungsfall im en
geren Sinne ein Durchschmelzen des Reaktordruckbehälters
aufgrund einer Überhitzung des Reaktorkerns verstanden.
Bautechnische, verfahrenstechnische und andere Maßnahmen
zielen daher in erster Linie daraufhin ab, eine Kernreak
toranlage so auszulegen, daß ein Eintritt eines solchen
Auslegungsfalles möglichst ausgeschlossen werden kann. Wei
tere präventive Maßnahmen dienen dazu, im Auslegungsfall
eine Gefährdung der Umwelt möglichst auszuschließen.
In dem Buch "Eingeführte technische Verbesserungen am
Leichtwasserreaktor und ihre Auswirkungen" von Theodor Bel
ting, Verlag TÜV Rheinland, Köln, 1982, wird insbesondere
in den Abschnitten 5.6 und 6 auf die sicherheitstechnische
Auslegung von Kernreaktoranlagen eingegangen. In den Kapi
teln 8 und 9 dieses Buches werden hypothetische Störfälle
in Kernreaktoranlagen theoretisch behandelt und es werden
die Schwierigkeiten der Abschätzung der entstehenden Bela
stungen erläutert sowie Vorschläge zur Verbesserung si
cherheitstechnisch wichtiger Komponenten einer Kernreaktor
anlage diskutiert. Dabei werden Vorschläge abgehandelt, die
einen Berstschutz für den Reaktordruckbehälter vorsehen.
Ein solcher Berstschutz soll verhindern, daß bei einem
Bruch des Reaktordruckbehälters andere Komponenten der
Kernreaktoranlage in Mitleidenschaft gezogen werden. Der
Berstschutz kann aufgrund eines erhöhten Platzbedarfes so
wie einer Beeinträchtigung bei einer Inspektion des Reak
tordruckbehälters problematisch sein. In den Abschnitten
9.3 bzw. 9.4 des Buches werden darüber hinaus Auffangvor
richtungen für einen Auslegungsfall angegeben. Diese Auf
fangvorrichtungen dienen dazu, eine aus dem Reaktordruck
behälter ausströmende Kernschmelze aufzufangen. Da während
eines Auslegungsfalles von einem Überdruck innerhalb des
Sicherheitsbehälters ausgegangen werden muß, sind in den
Abschnitt 9.4 Vorrichtungen sowie Verfahren zum Abbau eines
Überdruckes angegeben.
Die Offenlegungsschrift DE 40 41 295 A1 behandelt eine Auf
fangvorrichtung für die Kernschmelze sowie ein Verfahren
zur Notkühlung des Reaktorkernes im Auslegungsfall. Darüber
hinaus wird in der DE 40 41 295 A1 kurz darauf eingegangen,
daß in einem Auslegungsfall Kräfte und Momente von dem Re
aktordruckbehälter auf seine Umgebung ausgeübt werden. Eine
Trag- und Schutzstruktur, mit der der Reaktordruckbehälter
verbunden ist und die daher durch Kräfte belastet werden
könnte, ist mit Ankern in einem Betonfundament verankert.
Zusätzlich kann ein Stahlliner, der die aus Beton beste
hende Trag- und Schutzstruktur vor einem direkten Kontakt
mit heißem entsalztem Wasser und/oder der Kernschmelze
schützen soll, ebenfalls in dem Betonfundament verankert
sein. Der Stahlliner weist eine geringe Dicke von höchstens
einigen Millimetern auf.
Das Buch sowie die Offenlegungsschrift befassen sich fast
ausschließlich mit einer potentiellen Gefährdung der Umwelt
die in einem Auslegungsfall durch einen Austritt der Kern
schmelze aus dem Reaktordruckbehälter entstehen könnte. Ein
solcher Austritt der Kernschmelze kann dazu führen, daß Ra
dioaktivität freigesetzt wird. Durch ein ständiges Aufhei
zen der Kernschmelze kann außerdem ein Überdruck innerhalb
des Sicherheitsbehälters entstehen. Eine Beschädigung des
Sicherheitsbehälters sollte jedoch selbst im Auslegungsfall
verhindert werden. Zur Vermeidung einer potentiellen
Gefährdung des Sicherheitsbehälters wurden bisher eine Auf
fangvorrichtung für die Kernschmelze sowie eine Vorrichtung
zur Kühlung dieser Auffangvorrichtung und der Kernschmelze
vorgesehen.
In einem Auslegungsfall könnte beim Durchschmelzen des Re
aktordruckbehälters ein weiterer Effekt auftreten. Da der
Reaktordruckbehälter unter hohem Innendruck steht, etwa in
der Größenordnung von 50 bis 80 bar, könnte bei einem
Durchschmelzen des Reaktordruckbehälters ebenfalls ein ho
her Innendruck in der Reaktorkaverne entstehen. Durch Auf
heizung der Kernschmelze könnte eine weitere Druckerhöhung
stattfinden. Dadurch könnten Kräfte auf eine Halterung des
Reaktordruckbehälters, mit der dieser in einer Trag- und
Schutzstruktur gehalten wird, sowie auf den Deckel des Re
aktordruckbehälters von bis zu 100 MN (Mega-Newton) ausge
übt werden. Es könnte daher die Gefahr bestehen, daß der
Reaktordruckbehälter aus der Reaktorkaverne hinaus gehoben
wird und eine Beschädigung des Sicherheitsbehälters ein
tritt. Auf diesen Effekt wird in oben zitiertem Buch nicht
und in der Offenlegungsschrift nur sehr kurz eingegangen.
Um ein Abheben des Reaktordruckbehälters zu verhindern,
sind zwei Lösungsvorschläge bekannt. Bei dem ersten Lö
sungsvorschlag wird vorgeschlagen die Trag- und Schutz
struktur, durch die der Reaktordruckbehälter gehalten wird,
eng von einer massiven Betonummantelung zu umgeben. Dadurch
könnte gewährleistet sein, daß selbst im Auslegungsfall der
Reaktordruckbehälter in den Halterungen verbleibt und die
auftretenden Kräfte und Momente von der Ummantelung aufge
nommen werden. Allerdings führt eine solche Ummantelung zu
einem erhöhten Platzbedarf, und der Reaktordruckbehalter
ist darüber hinaus schlecht zugänglich. Bei dem zweiten Lö
sungsvorschlag wird vorgeschlagen schwere Betonteile, ins
besondere dicke Platten, oberhalb des Reaktordruckbehälters
innerhalb des Sicherheitsbehälters anzuordnen. Im Aus
legungsfall besteht dabei zwar die Möglichkeit, daß der Re
aktordruckbehälter sich aus seinen Halterungen löst und ab
hebt, aber die auftretenden Kräfte würden von den Beton
teilen aufgenommen werden, so daß eine Beschädigung des Si
cherheitsbehälters aufgrund dieser Kräfte ausgeschlossen
werden kann. Dieser Lösungsvorschlag bedingt einen erhöhten
Platzbedarf im oberen Bereich des Sicherheitsbehälters. Da
zudem weiterhin gewährleistet sein soll, daß die Kern
schmelze zu keiner Gefährdung des Sicherheitsbehälters
führt, soll die Kernschmelze aufgefangen werden. Bei einer
möglichen unkontrollierten Bewegung des Reaktordruckbehäl
ters erfordert dies eine großflächige Auslegung der ent
sprechenden Auffangvorrichtung.
Aufgabe der Erfindung ist es, eine Kernreaktoranlage mit
einem Reaktordruckbehälter, der einen Reaktorkern beinhal
tet, so zu gestalten, daß bei Einwirkung von innen, insbe
sondere bei einem Kernschmelzunfall, die Aufnahme, die
Übertragung und der Abbau mechanischer und/oder thermischer
Belastungen, die unmittelbar und/oder mittelbar von dem Re
aktordruckbehälter und dem Reaktorkern auf ihre Umgebung
ausgeübt werden, verbessert werden.
Zur Lösung der Aufgabe wird bei einer Kernreaktoranlage mit
einem einen Reaktorkern aufweisenden Reaktordruckbehälter,
welcher in einer von einer Trag- und Schutzstruktur gebil
deten Reaktorkaverne angeordnet und über eine Befestigungs
vorrichtung mit der Trag- und Schutzstruktur verbunden ist,
an der Innenseite der Trag- und Schutzstruktur eine Ver
stärkung angeordnet, die im Auslegungsfall auftretende
Wärmeenergie und Zugspannungen aufnimmt.
Bei einem Auslegungsfall könnten bedingt durch den Austritt
von Kernschmelze aus dem Reaktordruckbehälter Kräfte und
Momente von dem Reaktordruckbehälter auf dessen Befesti
gungsvorrichtung ausgeübt werden. Solche Kräfte, die auch
in vertikaler Richtung wirken, könnten bis zu einer Größen
ordnung von 100 MN reichen. Über die Befestigungsvorrich
tung werden diese Kräfte auf die Trag- und Schutzstruktur
übertragen, wodurch in dieser Struktur Zugspannungen auf
treten. Bedingt durch einen Austritt der Kernschmelze aus
dem Reaktordruckbehälter wird ein erhöhter Innendruck in
der Reaktorkaverne erzeugt, wodurch weitere Kräfte auf die
Trag- und Schutzstruktur wirken, die zu Druck- und Zugspan
nungen in der Trag- und Schutzstruktur führen. Aufgrund der
hohen Temperaturen in der Kernschmelze findet eine Aufhei
zung der Reaktorkaverne statt. Die Verstärkung der Trag-
und Schutzstruktur, die an deren Innenseite angeordnet ist
und Wärmeenergie sowie Zugspannungen aufnimmt, führt zu ei
ner thermischen und mechanischen Entlastung der Trag- und
Schutzstruktur. Denn durch eine zumindest teilweise Auf
nahme der Kräfte, welche von der Befestigungsvorrichtung
übertragen werden, entlastet die Verstärkung die Trag- und
Schutzstruktur. Es werden somit auch Zugspannungen in der
Trag- und Schutzstruktur deutlich vermindert. Da diese
Trag- und Schutzstruktur überwiegend aus Beton besteht und
dieser bekannterweise Zugspannung nur im geringen Umfang
aufnehmen kann, ist eine mechanische Entlastung der Trag-
und Schutzstruktur besonders vorteilhaft.
Da sich die mechanischen Eigenschaften des Betons bei einer
Erhöhung der Temperatur verändern, insbesondere die Fähig
keit, mechanische Spannungen aufzunehmen, abnimmt, führt
die Verstärkung darüber hinaus zu einer thermischen Entlas
tung der Trag- und Schutzstruktur. Dadurch können ihre me
chanischen Eigenschaften weitgehend erhalten werden. Durch
die Anordnung der Verstärkung an der Innenseite der Trag-
und Schutzstruktur erhöht sich die Tragfähigkeit dieser
Verstärkung gegenüber einer freistehenden Verstärkung.
Ein weiterer Vorteil der Verstärkung ist, daß diese nur ei
nen geringen Platzbedarf benötigt. Darüber hinaus ist durch
die Verstärkung weiterhin eine sehr gute Inspizierbarkeit
des Reaktordruckbehälters gewährleistet.
Günstigerweise ist die Befestigungsvorrichtung in einer
Ringausnehmung der Trag- und Schutzstruktur gehaltert. Dies
hat den Vorteil, daß Kräfte und Momente in einfacher Weise
von der Befestigungsvorrichtung auf die Trag- und Schutz
struktur übertragen werden können. Während des normalen Be
triebes bedeutet dies, daß Druckspannungen in der Trag- und
Schutzstruktur vorherrschen. In einem Auslegungsfall würden
Zugspannungen entstehen, die allerdings durch die Ver
stärkung stark gemindert werden, so daß die Trag- und
Schutzstruktur allenfalls in einem geringen Umfang durch
Zugspannungen belastet würde.
Vorteilhafterweise weist die Befestigungsvorrichtung einen
Tragring auf, der in die Ringausnehmung hineinragt. Über
diesen Tragring werden Kräfte weitgehend gleichmäßig auf
die Verstärkung und die Trag- und Schutzstruktur übertra
gen.
Von Vorteil ist es, wenn die Trag- und Schutzstruktur Wand
teile aufweist die gegenüber der Vertikalen geneigt sind.
Dadurch ist, bei gleichem Durchmesser der Befestigungsvor
richtung, eine Volumenvergrößerung der Reaktorkaverne mög
lich. Ein größeres Volumen bewirkt, daß im Auslegungsfall
in der Reaktorkaverne ein geringerer Innendruck entsteht,
wodurch ebenfalls Kräfte auf die Befestigungsvorrichtung
und somit auf die Trag- und Schutzstruktur vermindert wer
den. Darüber hinaus hat eine Trag- und Schutzstruktur mit
gegenüber der Vertikalen geneigten Wandteilen einen größe
ren Bodenbereich, wodurch eine größere Fläche zur Kühlung
der Verstärkung zur Verfügung steht. Dadurch kann ebenfalls
die Temperaturbelastung der Trag- und Schutzstruktur ver
ringert werden.
Vorteilhafterweise besteht die Verstärkung aus Stahl. Eine
solche Verstärkung zeichnet sich durch eine gute mechani
sche und thermische Belastbarkeit sowie durch eine einfache
Herstellbarkeit aus. Darüber hinaus ermöglicht sie eine gu
te Abführung der Wärmeenergie.
Um einen Großteil der von der Befestigungsvorrichtung über
tragenen Kräfte aufnehmen zu können, weist die aus Stahl
bestehende Verstärkung günstigerweise eine Dicke von minde
stens 20 mm auf. Besonders günstig für die Aufnahme thermi
scher und mechanischer Belastungen ist eine Dicke von 40
bis 60 mm.
Günstig ist es, die Verstärkung durch Verankerungselemente,
insbesondere Stahlrippen und/oder Dübel mit der Trag- und
Schutzstruktur zu verbinden. Durch eine Verankerung in der
Trag- und Schutzstruktur werden Kräfte auf die Verstärkung
übertragen, was zu einer Entlastung der Trag- und Schutz
struktur führen kann.
Um die Tragfähigkeit der Verstärkung sowie eine Übertragung
der Kräfte zu gewährleisten, ist es günstig, die Verstär
kung mit Verankerungselementen, insbesondere Stahlveranke
rungen, in einem Fundament der Trag- und Schutzstruktur zu
verankern.
Besonders günstig ist es, die Verstärkung direkt durch me
tallische Verbindungselemente mit einem metallischen Si
cherheitsbehälter zu verbinden, welcher die Trag- und
Schutzstruktur umschließt. Dadurch werden auftretende
Kräfte direkt auf den Sicherheitsbehälter übertragen und
über diesen an das Fundament der gesamten Reaktoranlage
weitergegeben. Somit ist es ein guter und schneller Abbau
von Kräften erreichbar.
Vorteilhaft ist es, eine metallische Verstärkung über me
tallische Verbindungselemente, insbesondere Stahlträger,
mit dem ebenfalls metallischen Sicherheitsbehälter zu einem
metallischen Verbund zusammenzufügen. Ein solcher Verbund
eignet sich besonders gut dazu mechanische Belastungen auf
zunehmen. Durch den großen Durchmesser des Sicherheitsbe
hälters sowie das große Fundament der Kernreaktoranlage
findet eine Verteilung der Spannungen und der Wärmeenergie
über einen großen Bereich statt, so daß lokal allenfalls
geringe mechanische sowie thermische Belastungen vorliegen
können.
Zur Verstärkung der Verbindungselemente sind diese in einem
innerhalb des Sicherheitsbehälters liegenden Fundament
durch Verankerungselemente, insbesondere durch Stahlrippen
und/oder Dübel, verankert. Dies führt dazu, daß die auftre
tenden Spannungen und Temperaturen weitgehend gleichmäßig
verteilt werden.
Zumindest in einem Bodenbereich der Trag- und Schutzstruk
tur ist es vorteilhaft, daß die Verstärkung kühlbar ist, da
dort im Auslegungsfall durch einen Austritt der Kern
schmelze eine erhöhte thermische Belastung entstehen kann.
Durch einen in der Reaktorkaverne entstehenden Überdruck
erfolgt eine hohe mechanische Belastung der Reaktorkaverne
sowie der Befestigungsvorrichtung. Um den Überdruck und da
mit die daraus entstehende Belastung zu reduzieren, sind in
der Verstärkung sowie der Reaktorkaverne Öffnungen enthal
ten, durch die ein Abbau des Druckes möglich ist. Zudem
dienen diese Öffnungen als Durchführungen von Rohrleitun
gen, die von dem Reaktordruckbehälter beispielsweise zu ei
nem Dampferzeuger führen.
Anhand der Zeichnung wird eine Kernreaktoranlage mit einer
Verstärkung an der Innenseite einer Trag- und Schutzstruk
tur erläutert. Es zeigen:
Fig. 1 einen Längsschnitt durch einen Teil der Kern
reaktoranlage mit Trag- und Schutzstruktur und
Reaktordruckbehälter,
Fig. 2 und 3 eine Vergrößerung eines Teiles der Kernreaktor
anlage in einem Bodenbereich der Trag- und
Schutzstruktur.
In Fig. 1 bis 3 sind schematisch die für die Erläuterung we
sentlichen Teile der Kernreaktoranlage dargestellt. Fig. 1
zeigt eine Trag- und Schutzstruktur 2, die eine Reaktorka
verne 5 bildet, in der ein Reaktordruckbehälter 6 aufge
nommen ist. Der weitgehend bezüglich einer Rotationsachse
15 symmetrische Reaktordruckbehälter 6 enthält einen Reak
torkern 3. Der Reaktordruckbehälter 6 ist in einer Befe
stigungsvorrichtung 12 gehaltert. Die Befestigungsvorrich
tung 12 weist einen Tragring 21 auf, der in eine Ringaus
nehmung 11 der Trag- und Schutzstruktur 2 hineinragt. In
Wandteilen 4 der Trag- und Schutzstruktur 2 und der Ver
stärkung 7 sind Öffnungen 17 enthalten. Durch die Öffnungen
17 sind Rohrleitungen 20 hindurchgeführt. Die Verstärkung 7
besteht aus Stahl und überdeckt die Innenseite der Trag-
und Schutzstruktur 2 an den Wandteilen 4 und einem Bodenbe
reich 16. Die Trag- und Schutzstruktur 2 ruht auf einem in
nerhalb eines Sicherheitsbehälters 1 angeordneten Fundament
10. Die Verstärkung 7 wird durch Verankerungen 13 in dem
Fundament 10 verankert. Der Sicherheitsbehälter 1 grenzt an
das Fundament 19 der Kernreaktoranlage an und ist auf die
ser gelagert.
Die möglicherweise bei einem Auslegungsfall auftretenden
Kräfte und Momente, welche von dem Reaktordruckbehälter 6
auf die Befestigungsvorrichtung 12 übertragen werden, wer
den von der Trag- und Schutzstruktur 2 sowie der Verstär
kung 7 aufgenommen. Die Verstärkung 7 nimmt dabei vor allem
die auftretenden Zugspannungen auf, und entlastet die Trag-
und Schutzstruktur 2, welche aus Beton gefertigt ist und
daher nur im begrenzten Umfang Zugspannungen aufnehmen
kann. Durch die Verankerung der Verstärkung 7 in dem Funda
ment 10 wird im Auslegungsfall ein vorteilhafter Abbau so
wie eine Übertragung der Kräfte und Momente ermöglicht. Der
Reaktordruckbehälter 6 verbleibt daher auch im Auslegungs
fall in der gewünschten Position und eine Aufnahme der
Kernschmelze ist möglich.
Fig. 2 zeigt in vergrößert er Darstellung einen Teil der
Kernreaktoranlage in dem Bodenbereich 16. Mit dem Sicher
heitsbehälter 1 ist die Verstärkung 7 verbunden. Dadurch
entsteht ein metallischer Verbund. Die Verstärkung 7 ist
darüber hinaus in dem Fundament 10 mit zumindest einem
Stahlträger 14 verbunden sowie mit Dübeln 9 in der Trag-
und Schutzstruktur 2 verankert. Über den metallischen Ver
bund werden auftretende mechanische Spannungen weitgehend
gleichmäßig verteilt.
In Fig. 3 ist ebenfalls in vergrößert er Darstellung ein Teil
der Kernreaktoranlage in dem Bodenbereich 16 dargestellt.
Die Verstärkung 7 ist mit Stahlankern 13 verbunden, welche
durch Stahlrippen 8 und Dübel 9 in dem Fundament 10 veran
kert sind. Vertikale Stahlanker 13 sind darüber hinaus mit
dem Sicherheitsbehälter 1 fest verbunden. Dadurch werden
auftretende Spannungen an den Sicherheitsbehälter 1 über
tragen. Die Stahlanker 13 gewährleisten, daß in einem Aus
legungsfall die Verstärkung 7 mit dem Fundament 10 und der
Trag- und Schutzstruktur 2 verbunden bleibt.
In einem hypothetischen Auslegungsfall einer Kernreaktoran
lage, d. h. bei einem Durchschmelzen des Reaktordruckbehäl
ters, können Kräfte von dem Reaktordruckbehälter über eine
Befestigungsvorrichtung auf eine Trag- und Schutzstruktur
übertragen werden. Die erfindungsgemäße Verstärkung der
Trag- und Schutzstruktur kann einen Großteil dieser Kräfte
aufnehmen und somit die Trag- und Schutzstruktur von die
Struktur belastenden Zugspannungen entlasten. Darüber hin
aus nimmt die Verstärkung Wärmeenergie auf und leitet diese
gut weiter, so daß eine thermische Belastung der Trag- und
Schutzstruktur, welche unerwünschte Veränderungen der me
chanischen Eigenschaften hervorrufen könnte, verringert
wird. Die von dem Reaktordruckbehälter ausgeübten Bela
stungen können somit sicher aufgenommen werden, und der Re
aktordruckbehälter wird in einer gewünschten Position ge
sichert.
Claims (13)
1. Kernreaktoranlage mit einem einen Reaktorkern (3) auf
weisenden Reaktordruckbehälter (6), welcher in einer von
einer Trag- und Schutzstruktur (2) gebildeten Reaktorka
verne (5) angeordnet und über eine Befestigungsvorrichtung
(12) mit der Trag- und Schutzstruktur (2) verbunden ist,
dadurch gekennzeichnet,
daß an der Innenseite der Trag- und Schutzstruktur (2) eine
Verstärkung (7) angeordnet ist, die im Auslegungsfall auf
tretende Wärmeenergie und Zugspannungen aufnimmt.
2. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Befestigungsvorrichtung (12) in einer Ringausneh
mung (11) der Trag- und Schutzstruktur (2) gehaltert ist.
3. Kernreaktoranlage nach Anspruch 2,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Befestigungsvorrichtung (12) einen Tragring (21)
beinhaltet, der in die Ringausnehmung (11) hineinragt.
4. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Trag- und Schutzstruktur (2) Wandteile (4) auf
weist, die gegenüber der Vertikalen geneigt sind.
5. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Verstärkung (7) aus Stahl besteht.
6. Kernreaktoranlage nach Anspruch 5,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Verstärkung (7) eine Dicke von mindestens 20 mm,
insbesondere etwa 40 bis 60 mm, hat.
7. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Verstärkung (7) durch Verankerungselemente (8, 9),
insbesondere Stahlrippen (8) und/oder Dübel (9), mit der
Trag- und Schutzstruktur (2) verbunden ist.
8. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Verstärkung (7) durch Verankerungselemente (13),
insbesondere Stahlverankerungen, in einem Fundament (10)
der Trag- und Schutzstruktur (2) verankert ist.
9. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Trag- und Schutzstruktur (2) von einem metallischen
Sicherheitsbehälter (1) umschlossen ist und die Verstärkung
(7) durch metallische Verbindungselemente (13, 14) mit dem
Sicherheitsbehälter (1) verbunden ist.
10. Kernreaktoranlage nach Anspruch 9,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Verstärkung (7) metallisch ist und mit dem Sicher
heitsbehälter (1) und den metallischen Verbindungselementen
(13, 14), insbesondere Stahlträgern (14) und/oder Stahl
ankern (13), einen metallischen Verbund bildet.
11. Kernreaktoranlage nach Anspruch 9 oder 10,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Verbindungselemente (13, 14) in einem innerhalb des
Sicherheitsbehälters (1) liegenden Fundament (10) durch
Verankerungselemente (8, 9) verankert sind.
12. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Trag- und Schutzstruktur (2) einen Bodenbereich
(16) aufweist, und zumindest in dem Bodenbereich (16) die
Verstärkung (7) kühlbar ist.
13. Kernreaktoranlage nach einem der vorhergehenden
Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet,
daß in der Trag- und Schutzstruktur (2) und in der Ver
stärkung (7) Öffnungen (17), insbesondere zur Durchführung
von Rohrleitungen (20) oder zur Druckentlastung, vorhanden
sind.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE4320534A DE4320534A1 (de) | 1993-06-21 | 1993-06-21 | Kernreaktoranlage mit einer Trag- und Schutzstruktur für einen Reaktordruckbehälter |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE4320534A DE4320534A1 (de) | 1993-06-21 | 1993-06-21 | Kernreaktoranlage mit einer Trag- und Schutzstruktur für einen Reaktordruckbehälter |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE4320534A1 true DE4320534A1 (de) | 1994-12-22 |
Family
ID=6490836
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE4320534A Withdrawn DE4320534A1 (de) | 1993-06-21 | 1993-06-21 | Kernreaktoranlage mit einer Trag- und Schutzstruktur für einen Reaktordruckbehälter |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE4320534A1 (de) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109166635A (zh) * | 2018-08-01 | 2019-01-08 | 中广核研究院有限公司 | 用于多容器***的一体化整体支承装置 |
WO2019049305A1 (ja) * | 2017-09-08 | 2019-03-14 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉格納容器内のドレン水溜め及びそのドレン水溜めの施工方法 |
Citations (1)
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---|---|---|---|---|
DE4041295A1 (de) * | 1990-12-21 | 1992-07-02 | Siemens Ag | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel |
-
1993
- 1993-06-21 DE DE4320534A patent/DE4320534A1/de not_active Withdrawn
Patent Citations (1)
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DE4041295A1 (de) * | 1990-12-21 | 1992-07-02 | Siemens Ag | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel |
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Title |
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DE-Zeitschr.: "Atomnwirtschaft", August/ September 1992, S. 404-409 * |
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CN109166635B (zh) * | 2018-08-01 | 2024-05-10 | 中广核研究院有限公司 | 用于多容器***的一体化整体支承装置 |
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