AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析但小强资料.docx

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AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析但小强资料

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故分析

作者姓名：

但小强

专业名称：

核工程与核技术

指导教师：

宋怡讲师

成都理工大学工程技术学院

学位论文诚信承诺书

本人慎重承诺和声明：

1.本人已认真学习《学位论文作假行为处理办法》（中华人民共和国教育部第34号令）、《成都理工大学工程技术学院学位论文作假行为处理实施细则（试行）》（成理工教发〔2013〕30号）文件并已知晓教育部、学院对论文作假行为处理的有关规定，知晓论文作假可能导致作假者被取消学位申请资格、注销学位证书、开除学籍甚至被追究法律责任等后果。

2.本人已认真学习《成都理工大学工程技术学院毕业设计指导手册》，已知晓学院对论文撰写的内容和格式要求。

3.本人所提交的学位论文（题目：

），是在指导教师指导下独立完成，本人对该论文的真实性、原创性负责。

若论文按有关程序调查后被认定存在作假行为，本人自行承担相应的后果。

承诺人（学生签名）：

20年月日

注：

学位论文指向我校申请学士学位所提交的本科学生毕业实习报告、毕业论文和毕业设计报告。

摘要

随着化石燃料的消耗殆尽，核能发电应运而生。

蒸汽发生器是核电厂的关键设备之一，连通一回路和二回路，其是否发生故障，关系到核电厂是否能够安全的运行。

蒸汽发生器传热管很容易发生破裂，根据全世界核电厂的运行经验，蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂发生的概率最高的事故之一。

蒸汽发生器的传热管一旦发生破裂事故，将导致一回路的冷却剂流向二回路，从而造成一回路冷却剂丧失，同时可能造成反应堆堆芯损坏，对环境造成放射性污染，对人的健康造成巨大威胁。

对AP1000核电厂的蒸汽发生器传热管破裂事故进行分析，本文假设了四种工况，通过分析，证明了AP1000核电厂在发生蒸汽发生器传热管破裂事故的情况下，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，不需要操作员的干预就能依靠其非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。

关键词：

蒸汽发生器事故分析非能动安全系统

Abstract

Withthedepletionoffossilfuels,nuclearpoweremergeasthetimesrequire.Thesteamgeneratorisoneofthekeyequipmentofnuclearpowerplant,withaloopandtwoloop,thefaultoccurred,whetherrelatedtonuclearpowerplantsafeoperation.Thesteamgeneratortubeispronetorupture,accordingtotheoperationexperienceof theworldnuclearpowerplant,steamgeneratortuberuptureaccidentofnuclearpowerplantisoneofthehighestprobabilityofoccurrenceof theaccident.Theheattransferofsteamgeneratortuberuptureaccident occurredonce,willleadtoatwoloopcoolantflowloop,resultinginalossofcoolant,andmaycausedamagetothereactorcore,causingradioactivepollutiontotheenvironment,posesagreatthreattohumanhealth.ThesteamgeneratorheattransferontheAP1000nuclearpowertuberuptureaccidentanalysis,provedthattheAP1000nuclearpowerplantinthesteamgeneratortuberuptureaccidentcase,eveninthemostunfavorableassumptionsonthebreakageofsteamgeneratorwith,withoutoperatorinterventioncanrelyonthepassivesafetysystemtoterminatethecrevasseflowbeforedamagefullsteamgenerator.

Keywords:

Steamgenerator,Accidentanalysis,Passivesafetysystem

目录

摘要I

AbstractII

目录III

前言1

1AP1000蒸汽发生器和传热管3

1.1AP1000核电厂3

1.2蒸汽发生器3

1.3蒸汽发生器传热管5

2非能动安全系统6

2.1非能动余热排出系统6

2.2非能动安全注射系统8

2.3非能动安全壳冷却系统10

2.4非能动主控制室应急可居留系统11

2.5安全壳氢气控制系统11

3AP1000传热管破裂事故12

4总结21

致谢22

参考文献23

前言

随着人们生活节奏的加快，经济的高速发展，科技发展日新月异，人们需要面临的问题也来了，化石燃料等不可再生能源在逐渐枯竭，人们迫切的需要寻找到一种清洁，高效，节能的能源。

在这种社会大环境下，人们发现了核能，利用反应堆中的核裂变所产生的巨大能量来进行发电。

比较于化石燃料发电，核能发电的优势在于不会像化石燃料发电那样排放巨量的污染物到大气中，也不会加重地球的温室效应，而且核燃料的能量密度比化石燃料高上几百万倍。

经过几十年的发展，让核能发电逐渐成型，到现在已经演变成一种比较成熟的技术。

但是任何事物都有其两面性，核能发电拥有如此多的优点，它的缺点也是不容忽视的，而且它有可能造成的危险是毁灭性的，切尔诺贝利事故是那样的让人感到惧怕。

蒸汽发生器传热管破裂事故，核电厂经常发生的一种事故，根据全世界的核电厂运行经验，蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂发生的概率最高的事故之一。

蒸汽发生器传热管破裂，讲给核电厂带来严重后果，不仅使一回路冷却剂减少，更重要的是它会使蒸汽发生器二次侧水位增加，甚至满溢。

当蒸汽发生器传热管破裂并达到满溢以后，含有放射性物质的反应堆冷却剂将通过破口从一次系统进入二次系统，并通过蒸汽发生器的释放阀或安全阀直接排到周围环境中，周围环境中的放射性物质大量增加，将严重危害到周围民众的安全。

当传热管破裂伴随某些安全设施失效时，还有可能导致熔堆事故。

AP1000核电厂从根本设计上防御了蒸汽发生器传热管破裂事故可能导致的各种可怕后果，一旦蒸汽发生器传热管发生破裂，失去厂外电,导致反应堆跳堆,主泵与主给水泵开始惰转。

一回路的水从破损蒸汽发生器的破口处不断流出,这时非能动安全系统开始启动堆芯补水箱与非能动余热排出热交换器，同时将稳压器电加热器、化学和容积控制系统隔离，热交换器开始发挥它的冷却作用，使得一次侧压力逐渐下降，直到与二次侧压力相当，蒸汽发生器破口流量终止，系统达到稳定状态。

本文对蒸汽发生器传热管破裂事故进行分析研究，证明AP1000核电厂在发生蒸汽发生器传热管破裂事故的情况下，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，不需要操作员的干预就能依靠其非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。

1AP1000蒸汽发生器和传热管

1.1AP1000核电厂

随着经济的高速发展，人们对于电力的需求也越来越大，化石燃料作为一种不可再生能源，它的逐渐消耗使得传统的火力发电显得十分无力，并且化石燃料的燃烧会给环境造成很大的破坏，比如空气污染，温室效应等等。

AP1000核电技术是美国西屋公司在AP600的技术基础上设计研发的，该技术将核电站技术从经济效益和安全水平两方面都提升到一个新的高度，显著提高了发电效率，又保持了原有系统的简洁性和安全性。

其发电原理是用铀制成的核燃料在反应堆内裂变产生大量的热能，再由高压水将热能带出，在蒸汽发生器里产生蒸汽，然后由蒸汽推动汽轮机发电。

AP1000核电技术最重要的特点是其“非能动安全体系”，非能动系统只利用重力，自然循环和压缩气体等自然力，比传统的压水堆安全体系要简单有效得多。

非能动安全系统相比于传统的安全系统，它的优势在于，更加简单，而且更加安全。

它的设计更加简单和精妙，去除了一些安全支持系统，比如加热系统，空调通风系统还有冷却水系统等等，这使得它的系统大大简化，而且也不再需要运行人员去操作这些系统，大大增加了人员容错率，出现事故的概率大大降低，而且非能动安全系统利用的自然力，不会对环境造成任何破坏。

AP1000核电技术的安全性能得到了世界的广泛承认，是目前世界公认的最安全，最先进的核电技术。

1.2蒸汽发生器

蒸汽发生器是核岛内的主要设备之一，蒸发器与反应堆压力容器相连，是核电厂一回路，二回路的边界，它将反应堆产生的能量传给蒸汽发生器的二回路给水，产生出大量的饱和蒸汽，然后用蒸汽推动汽轮机发电。

蒸汽发生器由下封头，管板，U型管束，汽水分离装置及筒体组件等组成。

U型管束（传热管）对保卫核电厂安全运行来说，具有重要意义。

高性能耐腐蚀的传热管材料，是人们一直苦苦寻找的，也因此付出了很多的努力。

下封头是蒸汽发生器中承受压差最大的部件，通常成半球形。

通常采用冲压成型制造，技术难度较大，也有采用低合金钢铸造，工艺较为简单，但须严格控制铸件质量。

管板是二次侧压力边界的一部分，要求材料具有优良的塑韧性和淬透性，而且具有很强的耐腐蚀能力。

管板二次侧表面附近，是发生传热管腐蚀最严重的区域之一。

因为管板表面的杂质淤泥及管子与管板间隙的干湿交替现象可能引起化学物的浓集。

蒸汽发生器的设计是在其上部设有两级汽水分离装置。

汽水混合物离开传热管束后经上升段首先要除掉大部分水分，这一过程是在旋叶式分离器中进行。

第一步完成后，需要进行的第二步就是进一步的除湿，第二级分离器一般是人字形板式干燥器。

汽水分离器是蒸汽发生器的重要部件，不仅是由于蒸汽品质是汽轮机安全运行的重要条件之一，还由于蒸汽发生器的尺寸在很大程度上取决于汽水分离装置的结构和工作特性。

图1.1U型管蒸汽发生器结构图

蒸汽发生器筒体组件包括上封头，上筒体，下筒体，锥形过渡段等。

上封头呈椭圆形，蒸汽出口管嘴中有限流器，限流器由若干的文丘里管组成，它的作用是当主蒸汽管道破裂时，限制从破口出来的蒸汽流量，防止事故发生时，对一次侧的过度冷却，以而避免了反应堆在发生紧急停堆后重新返回到临界状态。

上筒体设有给水管嘴并与水环相连。

上筒体设有人孔，当需要更换干燥器的时候，可以打开人孔，让专业人员穿上附加防护用品进入其中进行更换。

下筒体在靠近管板处设有若干检查孔，以便于检查该区域内的传热管表面和管板二次侧表面。

当管板表面聚集了太多的淤渣时，可用高压水将其冲刷掉。

1.3蒸汽发生器传热管

蒸汽发生器传热管面积占一回路承压面积的百分之八十左右，但是传热管是整个一回路压力边界中最薄弱的部分。

只要有一根蒸汽发生器传热管破裂，就可能造成放射性物质的泄漏。

传热管对保障核电厂安全运行极为重要，世界各国都在积极寻找各种方法，改良蒸汽发生器传热管的抗腐蚀性能。

任何材料都只有在一定的条件下才具备优良的抗腐蚀性能，而且传热管的损坏还与蒸汽发生器的热工热工水力特性和水质条件密切相关。

所以，只有蒸汽发生器的结果，管材，水质控制等方面综合改进，才能达到理想的效果。

采取适当的热处理以及表面工艺，对于改良蒸汽发生器传热管的耐腐蚀性能有着极其重要的意义。

法国首先采用了690合金,作为新一代蒸汽发生器的传热管，690合金在各种水环境中抗腐蚀性能都很好，因此690合金被认为是目前最好的第三代压水堆蒸汽发生器传热管材料。

2非能动安全系统

2.1非能动余热排出系统

非能动余热排出系统是核反应堆安全系统的重要组成部分,余热排出系统，又名停堆冷却系统。

顾名思义，就是一座以一定功率运行的反应堆在运行了一段时间后停止运行了，由裂变碎片和中子俘获产物的衰变所产生的衰变功率将缓慢下降，并长时间的持续下去，为了保证安全，核电厂必须设置一个系统来排出堆芯的余热，这个系统必须能以一定的速率不依靠外界驱动力,通过回路工质的自然循环可靠地从堆芯和一回路系统排出余热，包括：

堆芯剩余发热，一回路及余热排出系统流体和设备的余热，以及主泵运行加给一回路的热量。

图2.1非能动余热排出系统

图2.1为非能动余热排出系统示意图，该非能动余热排出系统的主要设备是一台非能动余热排出换热器，还有一些相关的阀门、管道和仪表。

换热器浸没在安全壳的换料水箱内,所以换热器的工作压力和反应堆冷却剂系统压力一样。

换热器的入口连接到反应堆冷却剂系统的热段；在换热器到主回路冷管段的出口管上装有两个并联，常闭气动流量控制阀,该阀门可以在失去气压或接收到动作控制信号时打开。

考虑回路在主冷却剂泵失效时的自然循环能力。

在主系统正常运行工况下,非能动余热排出换热器内流动的是一定压力下的过冷水,而换热管外面流动的则是和大气压保持相同压力的过冷水或饱和水。

在反应堆发生失水事故或全厂断电,主泵失效时,反应堆主冷却剂在非能动安全系统的自然循环的作用下，堆芯的余热传递到非能动余热排出系统的换热器,然后通过换热管的换热和换料水箱内过冷水或饱和水的对流换热和沸腾换热等方式将热量排出。

非能动余热排出系统以反应堆换料水箱内的水作为最终热阱,水箱内水沸腾产生的蒸汽在安全壳上凝结,冷凝水在重力作用下返回收集到换料水箱,保证非能动应急冷却系统的余热排出能力。

换料水箱的作用是收集安全壳的冷凝水，它的水槽环绕着安全壳。

在核电厂正常运行的工况下,换料水箱的水槽会将多余的冷凝水输送到液态放射性废物系统集坑中；当非能动余热排出系统开始运行时,气动阀关闭以停止向冷凝水向废物收集坑的输送。

此时,水将返回到换料水箱,使非能动余热排出换热器外部维持在充水状态,以保证长期的余热排出能力。

余热排出系统的正常启动是在反应堆由热停堆过渡到冷停堆的过程中进行。

系统的运行条件是一回路冷却剂的平均温度在160-180摄氏度之间，压力在2.4-2.8MP之间。

余热排出系统启动包括两项操作。

一是要检验硼酸质量分数。

若余热排出系统内水的硼质量分数小于一回路的硼的质量分数，则必须对反应堆冷却剂系统加硼，防止因余热排出系统投入导致对一回路的误稀释。

另一项操作是为了避免对余热排出热交换器和泵的压力冲击和热冲击，从而防止泵由于受热不均匀活着受到压力不均匀导致泵受到损坏，我们对余热排出系统进行缓慢的升压和加热，能够有效地解决这个问题，保护泵不会受到损坏。

在反应堆从冷停堆状态开始加热升温时，这时需要控制升温的速率，余热排出系统能够很轻易地控制住一回路的升温速率，它能够将反应堆的升温速率控制一个安全的，对设备运行有利的范围内，余热排出系统运行的最高温度是180摄氏度。

在余热排出系统达到最高运行温度的加热过程中，余热排出热交换器会持续不断的供给设备冷却水，泵则处于停运备用状态。

余热排出系统的正常停运必须达到一定的条件，停运的时机也非常讲究。

反应堆从冷停堆状态到热停堆状态过渡的过程，这是余热排出系统停运的最好时机。

而且，余热排出系统正常停运必须满足的条件主要有两个：

一是一回路的平均温度必须控制在160-180摄氏度之间，二是一回路的运行压力必须控制在2.4-2.8MP之间。

余热排出系统停运过程中的主要操作主要有两个，一是降温降压，二是与一回路隔离。

必须要对余热排出系统入口的隔离阀进行泄漏检测，以此来确保其隔离功能。

2.2非能动安全注射系统

安注系统对保护反应堆堆芯起着及其重要的作用，安注系统又叫做应急堆芯冷却系统，顾名思义它可以冷却反应堆的堆芯，从而起到保护作用。

它的主要功能有：

①当一回路的系统发生破裂事故从而引发失水事故时，安注系统向反应堆堆芯注射冷却水，淹没和冷却堆芯，防止堆芯被熔化，从而可以保证堆芯的完整性。

②当主蒸汽管道发生破裂事故时，反应堆冷却剂会由于受到过度的冷却而收缩，这时会使得稳压器的水位下降，不利于系统的安全运行，这时安注系统会向一回路注入高质量分数的含硼水，使稳压器的水位再度上升，重新建立稳压器水位，并迅速启动停堆防止反应堆由于受到过度的冷却而重新返回到临界状态。

③在失水事故后的在循环注入阶段，安注系统的部分承压边界作为安全壳的延伸，起安全壳屏障作用。

④安全壳的PH值的控制。

非能动应急堆芯冷却系统由六个主要部件及相应的管道、阀门、仪表和其它相关设备组成,这六个主要部件的组合能够支持上述应急堆芯冷却系统的4项功能。

（1）堆芯补水箱

应急堆芯冷却系统含有两个堆芯补水箱,它们是立式，圆筒形箱体,上下封头为半球形,材料为碳钢,内壁面为不锈钢包覆,放置在安全壳内压力容器直接注入管线的上方。

正常运行期间,堆芯补水箱充满含硼水,通过冷管段压力平衡管线与反应堆冷却剂系统相连,平衡管线上的阀门是打开的,保持与主回路压力平衡,并且由于堆芯补水箱没有被加热或绝热,所以堆芯补水箱的温度与安全壳环境温度相同。

堆芯补水箱能够在启动以后,向反应堆冷却剂系统提供较长时间注水。

堆芯补水箱有两种运行模式,水再循环模式和蒸汽冷凝模式。

水再循环模式较蒸汽冷凝模式的注水时间长,当冷管段充满大量蒸汽时,堆芯补水箱将会提供更大的注入流量。

每一个堆芯补水箱的下泄管线含有一个节流孔板,能够调节下泄管线的阻值,以建立堆芯补水箱设计需求流量。

（2）安注箱

应急堆芯冷却系统含有两个安注箱,它们是圆球形箱体。

材料为碳钢,内壁面为不锈钢包覆,放置在安全壳内堆芯补水箱下方的基板上。

安注箱几乎充满含硼水并由氮气蓄压,由于安注箱没有被加热或绝热,所以安注箱的温度与安全壳环境温度相同。

每一个安注箱连接到压力容器直接注入管线中的一个。

正常运行期间安注箱通过两个串联的止回阀与反应堆冷却剂系统隔离,当反应堆冷却剂系统压力降到安注箱压力以下时,止回阀打开,含硼水在氮气压力的作用下注入反应堆冷却剂系统。

安注箱的设计能够在严重失水事故中,向反应堆压力容器注入高流量的含硼水,当一回路冷却剂装量严重减少后能够快速的建立堆芯冷却。

每一个安注箱的注射管线含有一个节流孔板,能够调节注射管线的阻值,以建立安注箱设计需求流量。

（3）安全壳内换料水贮存箱

安全壳内换料水贮存箱位于安全壳内运行甲板下方,是一个大的不锈钢箱体,安全壳内换料水贮存箱位于反应堆冷却剂系统环路上方,通过压力容器直接注入管线与其连接。

它装有含硼水,正常运行时温度和压力与安全壳环境相同。

安全壳内换料水贮存箱内含有一个非能动余热排出热交换器和两个卸压喷淋器,热交换器位于其水位以下,卸压喷淋器也淹没在其水位以下。

安全壳内换料水贮存箱的大小能够在正常换料期间淹没换料水池、失水事故后期淹没安全壳对反应堆冷却剂系统进行长期冷却、支持非能动余热排出热交换器的运行。

安全壳内换料水贮存箱在安全壳再循环之前,能够提供充足的注水。

注水的持续时间取决于具体事件,单根压力容器直接注入管线破裂,安全壳内换料水贮存箱水排干的时间更短,安全壳淹没的速度越快。

（4）pH值调节吊篮

应急堆芯冷却系统利用pH值调节吊篮来控制安全壳地坑内的pH值水平,吊篮材料为不锈钢,前部为网孔允许水进入。

吊篮内装有至少12.5吨的磷酸三钠（TSP）,磷酸三钠成粒状能够使得事故后安全壳内的含硼水的pH上升到至少7.0。

事故后最低淹没水位以下,当事故后安全壳地坑的水位达到触发再循环的位置,吊篮与含硼水混合,吊篮的设计便于磷酸三钠的替换。

（5）卸压喷淋器

应急堆芯冷却系统含有两个卸压喷淋器,每一个喷淋器连到自动卸压系统下泄联箱上,并淹没在安全壳内换料水贮存箱内"每一个喷淋器含有4个向下倾斜的分支臂,这些分支臂连接到淹没在换料水贮存箱溢流水位以下的喷淋器母管上。

喷淋器同时实现一个非安全相关功能:

简化自动卸压系统投入后的清理和恢复工作,它们的设计将蒸汽排到安全壳内换料水贮存箱里,因此具有更高的蒸汽冷凝效率。

每一个喷淋器的尺寸使得排泄流量支持自动卸压系统的功能实现。

（6）安全壳内换料水贮存箱和安全壳再循环滤网

应急堆芯冷却系统含有两类不同的滤网:

安全壳内换料水贮存箱滤网和安全壳滤网。

这些滤网能够在发生事故期间防止碎片进入反应堆,堵塞堆芯冷却通道。

2.3非能动安全壳冷却系统

非能动安全壳冷却系统在现有压水堆核电站主要工艺技术的基础上，采用非能动的设计理念使得安全系统的保护能力相比传统核电厂有了大大的提高。

非能动安全壳冷却系统所执行的安全相关功能包括：

当发生事故后，导致安全壳内部的压力与温度剧烈增加，安全壳冷却系统能够排出大量的热量，有效的降低安全壳的内部温度和压力，将其维持在一个安全的范围内；减小安全壳与外面环境的压力差，如果反应后的裂变产物发生泄漏，将很难泄漏到外界环境中，这能够很有效的阻止放射性物质的扩散；安全壳冷却系统还提供了抗震级的补水源和防火水源，可以给丧失冷却的乏燃料水池供给水，还能有效扑灭火灾。

其中非能动安全壳冷却系统最主要的功能就是防止安全壳的压力和温度超过预先设计的限值，保证事故工况下安全壳的完整性。

非能动安全壳冷却系统安全壳壳体的传热表面是以钢为材料制成的，蒸汽在安全壳的内表面发生冷凝并加热内表面，然后通过钢制壳体的导热能力将热量传递给安全壳外表面。

受热的安全壳壳体外表面通过对流、辐射和水蒸发等传热方式，由水和空气来对安全壳壳体的外表面冷却。

热量以显热和潜热（水蒸气）的形式通过自然循环的空气带出。

来自环境的空气通过一个“常开”的流道进入，沿着钢制安全壳容器外壁上升，最终通过一个高位排气口返回环境。

在接到安全壳高-2压力或温度信号后，位于屏蔽构筑物顶部的储水箱中的水通过重力自动洒到安全壳外表面并形成液膜。

至少3天的时间不需要操作员操作。

2.4非能动主控制室应急可居留系统

当失去交流电源时,导致核岛非放射性通风系统不可用,或者监测到主控室放射性超标时,非能动主控室应急可居留系统向主控室提供应急通风,并保持主控室压力。

主控室应急居留系统也为主控室、仪表和控制室、直流设备间提供应急非能动热阱。

非能动热阱可以在失去核岛非放射性通风系统后72小时内限制主控室房间温度的升高。

若72小时后还不能为核岛非放射性通风系统恢复供电,可以启动运行两个主控室辅助风扇的其中一个,向主控室提供外部空气,保持主控室的可居留性。

2.5安全壳氢气控制系统

AP1000的非能动安全壳氢气控制系统包括氢浓度检测子系统、氢复合子系统和氢点火子系统。

实现事故后检测、处理假想事故情况下产生的氢气、使氢气在可控的情况下燃烧掉，避免发生爆燃事故。

3AP1000传热管破裂事故

在AP1000核电厂传热管破裂事故分析中，为了使厂外的放射性剂量达到足够大，我们假设在事故发生的同时丧失厂外电，并且假设破损蒸汽发生器的释放阀在达到低-2稳压器水位时失效打开，直到低蒸汽管道压力信号使对应的隔离阀关闭。

事故发生时，丧失厂外电导致了主给水泵开始惰转，因此进入破损蒸汽发生器的给水量会有很明显的减少，这可能会使得破损蒸汽发生器发生满溢的时间被延迟。

破损蒸汽发生器的释放阀打开后卡在开启位置，将会导致破损蒸汽发生器的压力很快降低，从而使得泄漏量大大增加，同时也将使得破损蒸汽发生器内的水通过释放阀蒸发掉，大大减少了水装量，而且蒸汽向外排放的同时一回路的热量也会随之被带走，这就使得一回路降温降压的速度