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DE2432011A1 - Anordnung zur waermebeweglichen lagerung eines reaktordruckbehaelters - Google Patents

Anordnung zur waermebeweglichen lagerung eines reaktordruckbehaelters

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Publication number
DE2432011A1
DE2432011A1 DE2432011A DE2432011A DE2432011A1 DE 2432011 A1 DE2432011 A1 DE 2432011A1 DE 2432011 A DE2432011 A DE 2432011A DE 2432011 A DE2432011 A DE 2432011A DE 2432011 A1 DE2432011 A1 DE 2432011A1
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DE
Germany
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pressure vessel
reactor pressure
arrangement according
spiral springs
support parts
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DE2432011A
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English (en)
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DE2432011B2 (de
DE2432011C3 (de
Inventor
Elmar Harand
Eberhard Michel
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Kraftwerk Union AG
Original Assignee
Kraftwerk Union AG
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Publication date
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Publication of DE2432011B2 publication Critical patent/DE2432011B2/de
Publication of DE2432011C3 publication Critical patent/DE2432011C3/de
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • G21C13/024Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

D Int. CI. h
S) BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
DEUTSCHES
PATENTAMT
Offenlegungsschrift 24 32 011
Aktenzeichen:
Anmeldetag:
Offenlegungstag:
P 24 32 011.4-25 3. 7.74
15. 1.76
Unionspriorität:
Bezeichnung:
Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters
Anmelder: Erfinder:
Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim
Harand, Elmar. 8552 Höchstadt; Michel, Eberhard, 8500 Nürnberg
Prüfungsantrag gem. § 28 b PatG ist gestellt
Für die Beurteilung der Patentfähigkeit in Betracht zu ziehende Druckschriften:
DT-AS 1122
DT-AS 11 33
© 12.75 509 883/226
2 4 3 Z Q11
KRAFTWERK UNION AKTIENGESELLSCHAFT Erlangen, ~ c. j J L- 19? A
Werner-von-Siemens-Str.67
VPA 74/9427 Bu/Po
Anordnung zur wärmet»eweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters
Die Erfindung bezieht sich auf eine Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters an Halteteilen eines Widerlagers innerhalb einer den Reaktordruckbehälter mit Spalt umgebenden Berstsicherung.
Eine solche Anordnung ist bereits vorgeschlagen worden (ältere Anmeldung P 22 38 886.9). Ihr liegen die folgenden Überlegungen zugrunde. An Reaktordruckbehältern, sei es für Druckwasserreaktoren, sei es für Siedewasserreaktoren, hat man als biologischen Schild Betonhüllen vorgesehen, die den als druckfestes Stahlgefäß ausgeführten Reaktordruckbehälter umgeben und im wesentlichen die Aufgabe haben, die Strahlung, die vom Reaktordruckgefäß ausgeht, aufzufangen. Darüberhinaus sieht man eine den Reaktordruckbehälter umgebende, nach oben offenen Stahlbetonbehälter vor, um die Sicherheit der Reaktoranlage zu erhöhen. Dieser eine Reaktorgrube bildende Stahlbetonbehälter wird noch mit einer Abfangkonstruktion zum Verschließen der Öffnung versehen, damit bei einem eventuellen Bruch des Reaktordruckbehälters die vom Reaktorkühlmittel durch Druckkräfte beschleunigten Bruchstücke des Stahlgefäßes abgefangen werden, bevor sie eine große kinetische Energie erlangen. Diese den Reaktordruckbehälter umgebende, 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 schwenk bare Haken selbstsperrend über einen Stahlring greifen, der über den Deckel des Reaktordruckbehälters sitzt, wobei zwischen den Haken und dem Stahlring und/oder dem Deckel im
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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 Seaktordruckbehälters 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 Reaktordruckbehälters aufgefangen werden.
Die vorliegende Erfindung beschreitet einen anderen Weg. Ihr liegt die Aufgabe zugrunde, eine Anordnung zu schaffen, bei der größere Kräfte, insbesondere in axialer und radialer Richtung, die aufgrund einer Wärmedehnung des Reaktordruckbehälters entstehen, von den Halteteilen des Widerlagers auf verbesserte Weise aufgefangen werden. Insbesondere soll eine Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung des Reaktordruckbehälters geschaffen werden, die ohne aufwendige Gleitoder Rollenlagerungen auskommt, welche bei den großen auftretenden Kräften nur schwer beherrschbar wären.
Erfindungsgemäß wird die gestellte Aufgabe bei einer Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters der eingangs genannten Art dadurch gelöst, daß der Reaktordruckbehälter mittels Biegefedern gelagert ist, welche mit einem Ende an den Halteteilen und mit ihrem anderen Ende an Stützteilen des Reaktordruckbehälters so befestigt sind, daß sie durch die Axiallast des Reaktordruckbehälters auf Zug und durch seine radiale Wärmedehnung auf Biegung beansprucht werden. Die mit der Erfindung erzielbaren Vorteile sind insbesondere darin zu sehen, daß man auf diese Weise zu einer
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einfachen, betriebssicheren, wartungsfreien und im vorhandenen Raum leicht unterzubringenden Auflagerung des Druckbehälters kommt, durch welche die auftretenden Wärmedehungskräfte 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 Biegefedern 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 Federn ausgeübt werden. Zweckmäßigerweise werden die Biegefedern im kalten Zustand, d.h. bei der Montage des Reaktordruckbehälters, um den Betrag
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der im Betrieb auftretenden "bzw. zu erwartenden radialen Wärmedehnung Ar des Reaktordruckbehälters vorgespannt. Hierdurch erzielt man eine Reduzierung der während des Dauerbetriebes 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 -^r' radial verstellbar anzuordnen, wobei JAr1I in etwa gleich dem Betrag der im Betrieb auftretenden radialen Wärmedehnung Δτ des Reaktordruckbehälters ist* Die Verstellung kann mit Hydraulikzylindern, Gewindespindel 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 ledern nur im kalten Zustand (Reaktor außer Betrieb) auf Biegung belastet sind und im normalen Betrieb (heiß) nahezu biegungsfrei sind und praktisch nur Zugspannungen aufzunehmen haben. Im folgenden werden Ausführungsbeispiele der Erfindung anhand der Ssieimung beschrieben und die Wirkungsweise noch näher erläutert.
Es zeigen:
Fig. 1 im Aufriß zum Teil im Schnitt in schematischer Darstellung einen Reaktordruckbehälter mit Berstsicherung;
Pig. 2 im Aufrißschnitt vergrößert eine einseitige bzw. unsymmetrische Biegefederanordnung;
Pig. 3 in einer i» Vergleich zu Pig. 2 noch weiter vergrößerten Darstellung im Aufrißschnitt eine symmetrische Biegefeder-Anordnung;
Pig. 3a die Einzelheit χ aus Pig. 3;
Pig. 4 einen Querschnitt durch die Federanordnung nach Fig. längs der Linie IV-IV;
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Pig. 5 einen Teil-Axialschnitt durch einen Reaktordruckbehälter, bei dem eine Biegefeder-Anordnung nach den Fig. 3 und 4 verwendet ist;
Fig. 5a einen Teil-Querschnitt längs der Linie Va-Va aus Fig. 5, bei dem allerdings in geringfügig geänderter Ausführungsform die Schlitzung der Standzarge und die Querstreben nicht vorhanden sind;
Fig. 6a, 6b die Anordnung nach Fig. 3, 4 in der Darstellungsweise der Fig. 3, allerdings verkleinert, bei der die Vorspanneinrichtung gelöst ist (Fig. 6a) bzw. im Einbauzustand eine Vorspannung der Biegefedern erfolgt ist und dementsprechend eine außermittige Verschiebung der Halteteile um -Δ^1 erfolgt ist (Fig. 6b).
In Fig. 1 ist schematisch dargestellt, wie ein im wesentlichen zylindrisch geformter Reaktordruckbehälter 1 in einer Reaktorgrube 2 mit oberer Öffnung 3 gelagert ist. Die Berstsicherung 4 für den Reaktordruckbehälter 1 wird gebildet durch eine Betonhülle 5, bestehend aus Fundamentteilen 5a, Seitenwänden 5b und einem oberen Kragenbereich 5c. Die Betonhülle 5 ist, wie üblich, im wesentlichen rotationssymmetrisch um den Reaktordruckbehälter 1 bzw. seine Achse 1a angeordnet,und zwar mit Radialspalt 6 zwischen den jeweiligen Zylindermänteln und mit Axialspalt 7 zwischen dem Deckel 1b des Reaktordruckbehälters und dem Kragenbereich 5c Bei 8 sind Mittel zur Verspannung des Gefäßdeckels 1b an der Schulter 5c' des Kragenbereiches 5c angedeutet, welche aus Pendelstützen, hydraulisch verstellbaren Haken o.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 F. sich aus dem Gewicht des Behälters und der
aus der Deekelverspannung resultierenden Vorspannkraft zusam-
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mensetzt. Der durch die Pfeile 11 nicht maßstabsgetreu angedeutete Abstand Ar stellt die im Betrieb eintretende radiale Wärmedehung des Reaktordruckbehäiters 1 bezogen auf seinen kalten Zustand dar. Außerdem vollführt der Behälter 1 eine axiale Wärmedehnung (nicht dargestellt). Wie im folgenden anhand der Figuren 2 bis 6b erläutert, ist nun durch die Erfindung eine besonders günstige wärmebewegliche Lagerung des Reaktordruckbehälters 1 an Haiteteilen 12 eines Widerlagers 13 innerhalb einer den Druckbehälter 1 mit Spalt 6, 7, 7.1 umgebenden Berstsicherung möglich. Hierzu ist, vgl. insbesondere Pig. 2, der Behälter 1 mittels 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 FÄ) des Behälters 1 auf Zug und durch seine radiale Wärmedehung ^r, vgl. Pfeile 11, auf Biegung beansprucht werden.
Durch die strichpunktierten Linien 15 ist eine aus Fig. 3a in Verbindung mit Fig. 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 von Interesse sein, daß die Axiallast F. üblicher Reaktordruckbehälter in der Größenordnung 30 000 t liegt, welche sich im Verzahnungsbereich als Schubkraft auswirkt. Die Biegefedern 14 sind in ihrem Verzahnungsbereich 16 jeweils durch nicht dargestellte Schraubenbolzen, Nieten o.dgl. an den Halteteilen 12 bzw. der Standzarge 9 festgespannt. In Fig. 2 ist das Halteteil als Stahlwinkel ausgeführt, welcher bodenseitig mit einem Vorsprung 12.1 in die Aussparung 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 in drei parallelgeschaltete Federelemente 14a, 14b, 14c aufgeteilt ist, wo-
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bei zwischen den Schäften der Federelemente Ha, Hb, Hc Spalte 14.3 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 Festigkeits-Gesichtspunkten dimensionieren kann.
Während beim Ausführungsbeispiel nach Fig. 2 die Anordnung so getroffen ist, daß die Biegefedern H lediglich an der Außenseite der Standzarge 9 angeordnet sind, ist beim Ausführungsbeispiel nach den Figuren 3 und 4 eine symmetrische Anordnung getroffen, und zwar sind die Biegefedern H jeweils in zwei Federelementanordnungen HA und HB aufgeteilt, welche - radial gesehen - symmetrisch beidseits der Standzarge angeordnet sind. Je Federpaket HA bzw. HB sind zwei Federelemente Ha, Hb verwendet, wobei die obere Zwischenlage H.4 den Radialspalt 6 definiert. Aus montagetechnischen Gründen sind hier Zwischenlagen H.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 Stahlgrundplatte 12.1 angeschweißten Tragplatten 12.2 (Schweißstellen 12.3), und diese axial-tangential verlaufenden Tragplatten weisen gesonderte, formschlüssig angefügte Aufsätze 12.4 auf, welche mit den Enden 14.1 der Federelemente bzw. Biegefedern H bei 16 verzahnt sind. Bei 18 ist eine Verschraubung für die Aufsätze 12.4 angedeutet.
Aus Fig. 5 in Verbindung mit Fig. 2 bzw. Figuren 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 H bemessen ist. Insbesondere Fig. 4 zeigt, daß die
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Biegefedern 14 Rechteekquerschnitt haben und mit den Normalen η ihrer Breitseiten radial in Bezug auf die Achse 1a (Pig. 5) des Behälters 1 ausgerichtet sind. Fig. 5a zeigt im Ausschnitt, daß die Axiallast des Behälters 1 von mehreren an seinem Umfang gleichmäßig verteilt angeordneten Biegefedern 14 aufgenommen wird. Nähere Einzelheiten sind aus Pig. 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 verlaufenden Querstreben 19 und den Halteteilen 12 bezeichnet, mit 22 die Verschraubung der Stahlplatte 12.1 an der Grundplatte 17 (vgl. auch Fig. 5). Fig. 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 Sichtbetonschicht 5.3. Bezüglich der Anordnung der Federelemente 14 am Umfang des Behälters 1 gibt es eine Mehrzahl vorteilhafter Möglichkeiten; so können die aus Fig. 5a ersichtlichen Dreiergruppen über den Umfang verteilt sein bzw., allgemein gesprochen, können m-Federelementgruppen, von denen jede n-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.
Ans ?ig. 6a, 6b ist ersichtlich, daß die Biegefedern 14 im kaltes Zustand um den Betrag der im Betrieb auftretenden und zvl erwartenden radialen Wärme dehnung At des Reaktordurckbehälters 1 vorspannbar angeordnet siad. Diese Figuren sind, da hier nur die Vorspannung erläutert werden soll, schematisch bzw. vereinfacht gezeichnet. Im falten) Einbausustand wird gemäß Pig. 6b die Yorspannuag dadurch erzielt,
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daß die Halteteile 12 des Widerlagers 13 im Bezug auf die Standzarge 9 bzw. die Symmetrieachse 23 der Biegefedern 14 um -Ar1 radial verstellt sind, wobei /Δγ'| in etwa gleich dem Betrag der im Betrieb auftretenden radialen Wärmedehnung ^r (Fig. 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 Fig. 6a ist die Lage der Federelemente 14 und der Standzarge 9 im Betriebszustand ersichtlich, bei welchem aufgrund der radialen Wärmedehnung ^r die Standzarge 9 und die Federelemente 14 wieder ihre mittige Lage im Bezug auf die Halteteile 12 eingenommen haben. Die Vorspanneinrichtung 24 ist hier im gelösten Zustand dargestellt.
9 Figuren
10 Patentansprüche
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Claims (10)

  1. - 10 - VPA 74/9427 Patentansprüche
    ί1.!Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruekbehälters an Halteteilen eines Widerlagers innerhalb einer den Reaktordruckbehälter mit Spalt umgebenden Berstsicherung, dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktordruckbehälter (1) mittels Biegefedern (14) gelagert ist, welche mit einem Ende (H.I) an den Halteteilen (12) und mit ihrem anderen Ende (14.2) an Stützteilen (9) des Reaktordruckbehälters (1) so befestigt sind, daß sie durch die Axiallast des Reaktordruckbehälters auf Zug und durch seine radiale Wärmedehnung auf Biegung beansprucht werden.
  2. 2. Anordnung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Biegefedern (Η) Rechteckquerschnitt haben und mit den Normalen (n) ihrer Breitseiten radial in Bezug auf die Achse (1a) des Reaktordruckbehälters (1) ausgerichtet sind.
  3. 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. 4. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die jeweilig an einer Umfangsstelle angeordnete Biegefeder (Η) in mehrere parallelgeschaltete Pederelemente (Ha, 14b ...) aufgeteilt ist.
  5. 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 angeordnet und deren freie axiale Länge entsprechend derjenigen der Biegefedern (14) bemessen ist.
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    - 11 - VPA 74/9427
  6. 6. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Biegefedern (14) jeweils in zwei Federelement-Anordnungen (14A, 14B) aufgeteilt sind, welche - radial gesehen - symmetrisch beidseits der Stützteile (9) angeordnet sind.
  7. 7. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Biegefedern (H) im kalten Zustand um den Betrag der im Betrieb auftretenden oder zu erwartenden radialen Wärmedehnung Ar des Reaktordruckbehälters (1) vorspannbar angeordnet sind.
  8. 8. Anordnung nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Halteteile (12) des Widerlagers in Bezug auf die Stützteile (9) bzw. die Symmetrieachse der Biegefedern (14) um -^r' radial verstellbar angeordnet sind, wobei JÄr'l in etwa gleich dem Betrag der im Betrieb auftretenden radialen Wärmedehnung ^r des Reaktordruckbehälters (1) ist.
  9. 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. 10. Anordnung nach einem der Ansprüche 1 bis 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Biegefedern (14) an ihren Auflagerenden mittels Verzahnung (16) formschlüssig mit den Stützteilen (9) bzw. Halteteilen (12) in Eigriff stehen.
    509883/0226
DE19742432011 1974-07-03 1974-07-03 Anordnung zur wärmebeweglichen Lagerung eines Reaktordruckbehälters Expired DE2432011C3 (de)

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4474729A (en) * 1980-05-16 1984-10-02 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh. Support structure for a prestressed cylindrical pressure vessel
DE19609343C1 (de) * 1996-03-11 1997-09-11 Siemens Ag Kernbehälter für einen Reaktordruckbehälter einer Kernreaktoranlage und Verfahren zu seiner Montage

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US4039380A (en) 1977-08-02
BR7504197A (pt) 1976-07-13
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NL7507146A (nl) 1976-01-06
GB1508872A (en) 1978-04-26
CH586451A5 (de) 1977-03-31
BE830815A (fr) 1975-10-16
FR2277414A1 (fr) 1976-01-30
DE2432011B2 (de) 1976-11-18
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CA1026018A (en) 1978-02-07

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