技术编号：19992524
提示：您尚未登录，请点 登 陆 后下载，如果您还没有账户请点 注 册 ，登陆完成后，请刷新本页查看技术详细信息。本发明涉及核反应堆设计计算领域，具体涉及一种反应堆冷超压稳压器安全阀阈值计算方法。背景技术压力容器作为一回路最大的部件，可能伴有一些临界尺寸的裂纹，这种裂纹在低温下一旦处于足够大的压力或者受到较大的冲击力就会发生脆性断裂。当压力容器产生破口就不再能够给堆芯提供充足的冷却剂进行冷却，最终导致燃料元件损坏甚至发生堆芯熔化事故，后果不堪设想。因此这个问题影响着所有核电站的设计和运行。反应堆正常停堆时一回路的冷却降压过程分为两个阶段，第一阶段：稳压器处于汽水两相阶段，压力通过稳压器调节；第二阶段：稳压器...
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