第二章第二章 核电站主设备及辅助系统核电站主设备及辅助系统第一节第一节 压水堆核电站压水堆核电站第二节第二节 沸水堆核电站沸水堆核电站第三节第三节 第一回路辅助系统第一回路辅助系统第四节第四节 核电站所用材料核电站所用材料第五节第五节 冷却剂（轻水）的辐照分解冷却剂（轻水）的辐照分解u 反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统u 压水反应堆压水反应堆u 蒸汽发生器蒸汽发生器u 反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵u 稳压器稳压器u 第二回路设备第二回路设备第一节第一节 压水堆核电站压水堆核电站1.1.反应堆冷却剂系统反应堆冷却剂系统 RCPRCP2.2.化学和容积控制系统化学和容积控制系统 RCVRCV3.3.反应堆硼和水的补给系统反应堆硼和水的补给系统 REAREA4.4.余热排出系统余热排出系统 RRARRA5.5.反应堆和乏燃料水池冷却和处理反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统系统 PTRPTR6.6.安全注入系统安全注入系统 RISRIS7.7.安全壳喷淋系统安全壳喷淋系统 EASEAS1.1.发电机励磁和电压调节系统发电机励磁和电压调节系统 GEXGEX2.2.输电系统输电系统 GEVGEV3.3.主开关站主开关站超高压配电装置超高压配电装置 GEWGEW4.4.厂内厂内6.6KV6.6KV供电网络供电网络LG*/LH*LG*/LH*二回路主要系统二回路主要系统电气部分主要系统电气部分主要系统核岛主要系统核岛主要系统1.1.主蒸汽系统主蒸汽系统 VVPVVP2.2.汽轮机旁路系统汽轮机旁路系统 GCTGCT3.3.汽水分离再热器系统汽水分离再热器系统 GSSGSS4.4.凝结水抽取系统凝结水抽取系统 CEXCEX5.5.循环水系统循环水系统 CRFCRF6.6.低压给水加热器系统低压给水加热器系统 ABPABP6.6.给水除气器系统给水除气器系统 ADGADG7.7.汽动汽动/ /电动给水泵系统电动给水泵系统 APP/APAAPP/APA8.8.高压给水加热器系统高压给水加热器系统 AHPAHP9.9.给水流量控制系统给水流量控制系统 AREARE10.10.辅助给水系统辅助给水系统 ASGASG11.11.循环水系统循环水系统 CRFCRF核电站主要系统核电站主要系统RCPRCVREARRARISEASASGVVPGCTGSSCEXCRFABPADGAPPAHPAREGEXPTRGEVGEWGPV废物处理厂用电核电站工作原理总图核电站工作原理总图一、反应堆冷却剂系统一、反应堆冷却剂系统（一）系统的功能（一）系统的功能(1)在核电厂正常功率运行时将堆内产生的在核电厂正常功率运行时将堆内产生的热量载出热量载出，并通过，并通过蒸汽发生器蒸汽发生器传给二回路工质传给二回路工质，产生蒸汽，驱动汽轮发电机，产生蒸汽，驱动汽轮发电机组发电。组发电。(2)在在停堆后停堆后的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的的第一阶段，经蒸汽发生器带走堆内的衰变热衰变热。(3)系统的压力边界构成系统的压力边界构成防止裂变产物释放到环境中的一防止裂变产物释放到环境中的一道屏障。道屏障。(4)反应堆冷却剂作为反应堆冷却剂作为可溶化学毒物硼的载体可溶化学毒物硼的载体，并起，并起慢化剂慢化剂和和反射层作用。反射层作用。(5)系统的稳压器用来系统的稳压器用来控制一回路的压力控制一回路的压力，防止堆内发生偏离，防止堆内发生偏离泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。泡核沸腾，同时对一路系统实行超压保护。（二）系统描述（二）系统描述系统组成：系统组成：按照功能，反应堆冷却剂系统可分为按照功能，反应堆冷却剂系统可分为冷却系统冷却系统、压力调节系统压力调节系统和和超压保护系统超压保护系统。1、冷却系统、冷却系统 冷却系统由冷却系统由反应堆冷却剂泵反应堆冷却剂泵、反应堆反应堆和和蒸汽发生器蒸汽发生器及相应及相应的管道组成。在正常功率运行时，反应维冷却剂泵使冷却的管道组成。在正常功率运行时，反应维冷却剂泵使冷却剂强迫循环通过堆芯，带走燃料元件产生的热量。剂强迫循环通过堆芯，带走燃料元件产生的热量。2压力调节系统压力调节系统u 为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应当将堆芯置于具有为了保证反应堆冷却剂系统具有好的冷却能力，应当将堆芯置于具有足够欠热度的冷却剂淹没之中。核电厂在负荷瞬变过程中，由于足够欠热度的冷却剂淹没之中。核电厂在负荷瞬变过程中，由于测量测量系统的热惯性和控制系统的滞后等原因系统的热惯性和控制系统的滞后等原因，会造成一、二回路之间的功，会造成一、二回路之间的功率失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的升高或降低，率失配，从而引起负荷瞬变过程中一回路冷却剂温度的升高或降低，造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。造成一回路冷却剂体积膨胀或收缩。u水经波动管涌入或流出水经波动管涌入或流出稳压器稳压器，引起一回路压力升高或降低。，引起一回路压力升高或降低。当压力当压力升高至超过设定值时升高至超过设定值时，压力控制系统调节喷淋阀由冷管段引来的过，压力控制系统调节喷淋阀由冷管段引来的过冷水向稳压器汽空间喷淋降压；冷水向稳压器汽空间喷淋降压；若压力低于设定值，若压力低于设定值，压力控制系统启压力控制系统启动加热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。动加热器，使部分水蒸发，升高蒸汽压力。3 3 3 3超压保护系统超压保护系统超压保护系统超压保护系统 当一回路系统的压力超过限值时，装在当一回路系统的压力超过限值时，装在当一回路系统的压力超过限值时，装在当一回路系统的压力超过限值时，装在稳压器顶部卸压管线稳压器顶部卸压管线稳压器顶部卸压管线稳压器顶部卸压管线上的上的上的上的安全阀安全阀安全阀安全阀开启，向卸压箱排放蒸汽，使稳压器压力下降，以维持整个一开启，向卸压箱排放蒸汽，使稳压器压力下降，以维持整个一开启，向卸压箱排放蒸汽，使稳压器压力下降，以维持整个一开启，向卸压箱排放蒸汽，使稳压器压力下降，以维持整个一回路系统的完整性。回路系统的完整性。回路系统的完整性。回路系统的完整性。1、环路数与环路容量：、环路数与环路容量：u核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。按照核电厂安全准则，核电厂的一回路系统由若干并联的环路组成。按照核电厂安全准则，单堆核电厂的环路数不小于单堆核电厂的环路数不小于2，但过多的环路数将增加设备投资，因，但过多的环路数将增加设备投资，因此，目前核电厂中一般采用此，目前核电厂中一般采用24条环路并联形式。每一条环路所对应条环路并联形式。每一条环路所对应的电功率最初为的电功率最初为150 MW。u随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电站，一条环路的随着核电设备设计制造能力提高，近期的压水堆核电站，一条环路的电功率已达到电功率已达到300600 MW，而且以每个环路，而且以每个环路300MW设计建造设计建造600MW、900MW、12000MW的大型核电站。的大型核电站。（三）系统参数的选择（三）系统参数的选择2、反应堆冷却剂出口温度、反应堆冷却剂出口温度n冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但受下列因素限制：冷却剂出口温度越高，电厂热效率越高，但受下列因素限制：(1)燃料包壳温度限制燃料包壳温度限制。材料受抗高温腐蚀性能限制。材料受抗高温腐蚀性能限制。(2)传热温差的要求传热温差的要求。冷却剂温度至少要比包壳温度低。冷却剂温度至少要比包壳温度低10-15，以保证，以保证正常的热交换。正常的热交换。(3)冷却剂过冷度要求冷却剂过冷度要求。为保证流动的稳定性和有效传热，冷却剂应具有。为保证流动的稳定性和有效传热，冷却剂应具有20左右的过冷度。左右的过冷度。n 由此可见，对于一定的工作压力，反应堆冷却剂的堆出口温度变化余由此可见，对于一定的工作压力，反应堆冷却剂的堆出口温度变化余地很小。地很小。如大亚湾核电厂一回路压力为如大亚湾核电厂一回路压力为15.5MPa，其堆出口冷却剂平均，其堆出口冷却剂平均温度为温度为329.8。3、反应堆冷却剂的入口温度、反应堆冷却剂的入口温度l 入口温度越高，一回路冷却剂平均温度越高入口温度越高，一回路冷却剂平均温度越高有利提高热效率。有利提高热效率。l但但入口温度越高，冷却剂温升越小，所需冷却剂流量越大，这就增加了泵入口温度越高，冷却剂温升越小，所需冷却剂流量越大，这就增加了泵的输送功率，从而降低了电厂的净效率。的输送功率，从而降低了电厂的净效率。l选择冷却剂的入口温度时，应综合考虑入口温度与流量各自带来的利弊以选择冷却剂的入口温度时，应综合考虑入口温度与流量各自带来的利弊以及其他一些因素后，选取最佳值。及其他一些因素后，选取最佳值。4、冷却剂流量、冷却剂流量综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是：综合上述分析，压水堆核电厂一回路参数范围是：工作压力工作压力15MPa左右，左右，冷却剂在反应堆的进口温度取冷却剂在反应堆的进口温度取280-300，在反应堆的出口温度取，在反应堆的出口温度取310-330，进出口的温升为，进出口的温升为30-40。核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均核电厂变工况时，反应堆冷却剂平均温度变化允许的最大温差为温度变化允许的最大温差为17-25。反应堆的设计温度为。反应堆的设计温度为350。一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功率为一回路系统中冷却剂的流量较大，当单环路对应的电功率为300 Mw时，冷时，冷却剂总质量流量可达到却剂总质量流量可达到15000th21000th(即每即每10MW热功率热功率160th250th)。主管道内冷却剂流速可达。主管道内冷却剂流速可达15ms，一回路系统的总阻力约为，一回路系统的总阻力约为0.6MPa0.8MPa。二、压水反应堆二、压水反应堆 1、压水反应堆组成：、压水反应堆组成：反应堆堆芯反应堆堆芯反应堆堆内支撑结构反应堆堆内支撑结构( 又称堆内构件又称堆内构件 ) 压力壳和控制棒驱动机构压力壳和控制棒驱动机构辐照损伤：辐照损伤：是结构材料在高能中子和是结构材料在高能中子和射线的照射下性能变坏射线的照射下性能变坏( 一般使材料一般使材料变脆变脆 )的现象的现象 2、反应堆本体结构的设计要求：、反应堆本体结构的设计要求：除在除在强度、刚度和防腐强度、刚度和防腐等方面，还要求它的结等方面，还要求它的结构应有较高的耐构应有较高的耐辐照损伤辐照损伤的性能。的性能。 堆芯材料是堆芯材料是锆合金锆合金有良好的核性能、耐高温水腐蚀性能和良好的机械性能，有良好的核性能、耐高温水腐蚀性能和良好的机械性能，满足冷却剂高参数的要求和保证热力循环的热效率。满足冷却剂高参数的要求和保证热力循环的热效率。 （一）反应堆堆芯（一）反应堆堆芯 3、堆芯组成：、堆芯组成：核燃料组件核燃料组件、控制棒组件控制棒组件、可燃毒物组件可燃毒物组件和和中子源组件中子源组件等。等。 整个堆芯结构浸泡在整个堆芯结构浸泡在含硼含硼和和pH为为910的高温高压水中。的高温高压水中。堆芯中冷却剂与核燃料的堆芯中冷却剂与核燃料的容积比值容积比值应控制在应控制在2左右。左右。 4、核燃料组件：、核燃料组件：由由燃料元件棒燃料元件棒、控制棒导向管控制棒导向管、定位格架定位格架和和上下管座上下管座等等部件组成部件组成5、燃料元件棒结构：、燃料元件棒结构：二氧化铀二氧化铀陶瓷型燃料芯块陶瓷型燃料芯块( 棒状棒状 )装入管装入管壁厚度为壁厚度为0.60.7mm、长度为、长度为34m、外径为外径为911mm的锆合金包壳管内，管的锆合金包壳管内，管的两端用锆合金端塞封堵的两端用锆合金端塞封堵压水堆产生压水堆产生核裂变反应并释放热量的部件。核裂变反应并释放热量的部件。6、控制棒、控制棒组件的作用：件的作用：u控制核燃料自持控制核燃料自持链式裂式裂变反反应速率，可速率，可调节反反应堆的功率堆的功率输出出u在事故情况下，将控制棒急速插入堆芯，就能在极短在事故情况下，将控制棒急速插入堆芯，就能在极短时间内使内使反反应堆堆紧急停堆。用具有能大量吸收中子的材料急停堆。用具有能大量吸收中子的材料(银铟镉合合金金)制成，安置在不制成，安置在不锈钢包壳内。包壳内。 7、固体可燃毒物组件的作用：、固体可燃毒物组件的作用：在于抑制反应堆投运初期的在于抑制反应堆投运初期的过剩反应性过剩反应性。 核燃料初装载量比临界装载量大很多倍核燃料初装载量比临界装载量大很多倍若用硼补偿控制过剩反应性，若用硼补偿控制过剩反应性，需硼浓度需硼浓度 大于大于1000mgL 反应性温度系数：反应性温度系数：就是温度升高一度所引起的反应性变化。在无化学补偿控制下，就是温度升高一度所引起的反应性变化。在无化学补偿控制下，反应性温度系数为负值，即堆内温度升高会自发地降低反应性，从而抑制温度进一反应性温度系数为负值，即堆内温度升高会自发地降低反应性，从而抑制温度进一步升高。步升高。分析可燃毒物分析可燃毒物的好处：的好处：导致压水堆反应性温度系数为正值导致压水堆反应性温度系数为正值不利于控制不利于控制采用硼溶液化学补偿和一定数量的固体可燃毒物来补偿共同控制反应性采用硼溶液化学补偿和一定数量的固体可燃毒物来补偿共同控制反应性应用固体可燃毒物，可有效的应用固体可燃毒物，可有效的控制反应性的正温度系数控制反应性的正温度系数 主要成分涂有主要成分涂有ZrB2的的Gd2O3-UO2芯块芯块有最大吸收截面，加入少量即可控制反应性有最大吸收截面，加入少量即可控制反应性在活性区寿期末了时基本烧尽，不流残余，不在活性区寿期末了时基本烧尽，不流残余，不产生二氧化铀中没有的寄生元素产生二氧化铀中没有的寄生元素 锑在在辐照后放出照后放出射射线轰击铍，铍发生如下反生如下反应：8、中子源组件的作用、中子源组件的作用：该组件设置在控制棒导向管内。中子源组件在反应堆启堆时不断放出中该组件设置在控制棒导向管内。中子源组件在反应堆启堆时不断放出中子，保证启堆时核裂变所需的中子源。子，保证启堆时核裂变所需的中子源。加速反应堆启堆，缩短启堆时间，确保反应堆安全启堆。加速反应堆启堆，缩短启堆时间，确保反应堆安全启堆。常用的初级中子源：常用的初级中子源：钋钋铍源铍源，钋放出，钋放出粒子撞击铍核放出中子，粒子撞击铍核放出中子，其反应式为：其反应式为：常用的次级中子源是常用的次级中子源是锑锑铍源铍源。锑在中子作用下发生如下反应：。锑在中子作用下发生如下反应：（二）反应堆堆内支撑结构（二）反应堆堆内支撑结构主要作用是：支承燃料组件的重力，保证燃料组件和控制棒的位移相一致，主要作用是：支承燃料组件的重力，保证燃料组件和控制棒的位移相一致，紧急停堆时承受落棒的冲力和导流冷却剂。紧急停堆时承受落棒的冲力和导流冷却剂。（三）压力壳（三）压力壳u作用是作用是安置堆芯和堆内结构安置堆芯和堆内结构以及以及防止放射性物质外逸防止放射性物质外逸。u压力壳必须能压力壳必须能承受较高的压力承受较高的压力( 1420MPa )和和高温含硼水的侵蚀作用高温含硼水的侵蚀作用以及承以及承受受强放射源对压力壳材料的不良作用强放射源对压力壳材料的不良作用。u压力壳的压力壳的工作寿命为工作寿命为3040年年。u压力壳大多由含钴和含铜量分别低于压力壳大多由含钴和含铜量分别低于0.02%和和0.05%的高强度低合金钢制成。的高强度低合金钢制成。为了提高它的耐腐蚀性能，为了提高它的耐腐蚀性能，压力壳内表面可覆盖一层不锈钢衬里压力壳内表面可覆盖一层不锈钢衬里( 厚度约几毫厚度约几毫米米 )。此外，为减少反应堆热损失，。此外，为减少反应堆热损失，在压力壳外表面加一层热绝缘体在压力壳外表面加一层热绝缘体。（四）（四） 控制棒驱动机构控制棒驱动机构作用是通过它驱动控制棒在堆芯上下移动，从而实现对反应堆启堆、功作用是通过它驱动控制棒在堆芯上下移动，从而实现对反应堆启堆、功率调节、停堆和事故时的安全控制。率调节、停堆和事故时的安全控制。三、蒸汽发生器三、蒸汽发生器 1、蒸汽发生器特点：、蒸汽发生器特点：工作介质工作介质水加热成蒸汽水加热成蒸汽应具有较强的应具有较强的耐腐蚀性耐腐蚀性。密封性密封性要求甚高。要求甚高。 2、核电站常用有两类：、核电站常用有两类：直流式蒸汽发生器直流式蒸汽发生器带汽水分离装置的自然循环蒸汽发生器带汽水分离装置的自然循环蒸汽发生器。自然循环蒸汽发生器：卧式和立式两种。卧式的热强度一般为自然循环蒸汽发生器：卧式和立式两种。卧式的热强度一般为35t/(m2h)立式的则可达立式的则可达80120t/(m2h)大多采用立式自然循环蒸汽发生器。大多采用立式自然循环蒸汽发生器。 倒倒U形管束形管束、管板管板、汽水分离器汽水分离器和和干燥器干燥器等。从整体上看分为上部为汽包段和下等。从整体上看分为上部为汽包段和下部为蒸发段。部为蒸发段。汽包段内设有汽包段内设有汽水分离器和干燥器汽水分离器和干燥器。下部蒸发段主要由下部蒸发段主要由倒倒U形管束形管束和与其相连接的和与其相连接的管板以及管板下方的半球形封头管板以及管板下方的半球形封头组组成。封头由隔板分成两个汇流室。成。封头由隔板分成两个汇流室。 3、立式自然循环蒸汽发生器的主要部件：、立式自然循环蒸汽发生器的主要部件：含有水分的蒸汽通过汽水分离器，大部分水分被除去，然后再经过干燥器进一含有水分的蒸汽通过汽水分离器，大部分水分被除去，然后再经过干燥器进一步除去蒸汽的水分。干燥蒸汽经第二回路主蒸汽管进入汽轮机。进入汽轮机的步除去蒸汽的水分。干燥蒸汽经第二回路主蒸汽管进入汽轮机。进入汽轮机的饱和蒸汽干度控制在饱和蒸汽干度控制在99.5左右。左右。因科洛依因科洛依-800（Ni-Cr-Fe合金）制成或奥氏体不锈钢作为管材存在沉淀物的积合金）制成或奥氏体不锈钢作为管材存在沉淀物的积累问题，卧式的效果好的多累问题，卧式的效果好的多;但干燥条件不如立式。但干燥条件不如立式。四、主循环泵四、主循环泵 第一回路主系统中第一回路主系统中唯一高速旋转唯一高速旋转的设备。的设备。在大型压水堆核电站第一回路中，冷却剂的分环路长度在在大型压水堆核电站第一回路中，冷却剂的分环路长度在50m以以上，加之冷却剂流速较高和反应堆内部件布置紧凑，致使回路的阻上，加之冷却剂流速较高和反应堆内部件布置紧凑，致使回路的阻力较大，因此依靠自然循环难以克服这一阻力。力较大，因此依靠自然循环难以克服这一阻力。1、作用：、作用：强制高温高压冷却强制高温高压冷却剂在回路中循环流动，连续不剂在回路中循环流动，连续不断地把堆芯中释放出的热能传断地把堆芯中释放出的热能传送到蒸汽发生器中，保证第一送到蒸汽发生器中，保证第一回路系统的正常工作。回路系统的正常工作。 2、对主循环泵的一项主要要求：、对主循环泵的一项主要要求：u防止冷却剂漏泄防止冷却剂漏泄。 早期压水堆采用全封闭主循环泵，即把电动机和泵体早期压水堆采用全封闭主循环泵，即把电动机和泵体组装在一个全封闭的结构内组装在一个全封闭的结构内泵结构复杂，造价高。泵结构复杂，造价高。 60年代末大型压水堆开始采用机械密封泵，它允许有年代末大型压水堆开始采用机械密封泵，它允许有限的漏泄，漏泄量控制在限的漏泄，漏泄量控制在0.1Lh以内以内 。u应具有较大的转动惯量。应具有较大的转动惯量。为防止由于过热而破坏燃料元为防止由于过热而破坏燃料元件包壳的完整性，不论在正常工作时，还是在事故情况下，件包壳的完整性，不论在正常工作时，还是在事故情况下，必须保证冷却剂连续不断地流经反应堆堆芯。必须保证冷却剂连续不断地流经反应堆堆芯。u泵的材料应具有较高的耐腐蚀和耐辐照性能泵的材料应具有较高的耐腐蚀和耐辐照性能。 五、稳压器五、稳压器 1、作用：、作用：一是在稳态运行时维持冷却剂所需的压力；一是在稳态运行时维持冷却剂所需的压力；二是在正常负荷变化工况下，补偿冷却剂因温二是在正常负荷变化工况下，补偿冷却剂因温度变化引起的压力变化和事故工况下限制冷却度变化引起的压力变化和事故工况下限制冷却剂的压力变化。不论第一回路由几个分环路组剂的压力变化。不论第一回路由几个分环路组成，整个回路只有一台稳压器，它可接在任一成，整个回路只有一台稳压器，它可接在任一分环路上。分环路上。2、类型：、类型：气体稳压器和蒸汽稳压器。压水堆核电站气体稳压器和蒸汽稳压器。压水堆核电站只采用蒸汽稳压器，又称电热式稳压器。只采用蒸汽稳压器，又称电热式稳压器。3、工作、工作过程：程：稳压器的下部充器的下部充满饱和水，上部充和水，上部充满饱和蒸汽。冷却和蒸汽。冷却剂压力力是通是通过设在下部的在下部的电加加热器器和和设在蒸汽空在蒸汽空间顶端的端的喷淋装置淋装置来来调节的。的。冷却冷却剂压力升高：力升高：喷淋装置淋装置喷入冷水入冷水使蒸汽空使蒸汽空间中的蒸汽冷凝，直到中的蒸汽冷凝，直到压力力恢复到正常恢复到正常值为止，若止，若喷淋水不足以使淋水不足以使压力下降到原有力下降到原有值，则设在在顶部的泄部的泄压阀自自动打开；将打开；将稳压器中多余的蒸汽排入器中多余的蒸汽排入泄泄压水箱。水箱。冷却冷却剂剂压力下降：力下降：电加加热器自器自动投入运行投入运行，将下部水加，将下部水加热蒸蒸发，产生更多的生更多的蒸汽，从而使蒸汽，从而使压力上升到原有力上升到原有值。 五、第二回路设备五、第二回路设备 不同点：不同点：（1）汽轮机入口新鲜蒸汽为饱和蒸汽或微过热蒸汽）汽轮机入口新鲜蒸汽为饱和蒸汽或微过热蒸汽(过热度过热度一般不超过一般不超过2060)，因此汽轮机的多数级在湿蒸汽条件下工，因此汽轮机的多数级在湿蒸汽条件下工作，汽轮机的焓降小作，汽轮机的焓降小(蒸汽流量大蒸汽流量大)。目前大功率汽轮机的工作参。目前大功率汽轮机的工作参数为：数为：新鲜蒸汽压力为新鲜蒸汽压力为6.07.0MPa，温度为，温度为280左右。左右。这样这样蒸汽的焓降约为火力发电厂高参数汽轮机的蒸汽的焓降约为火力发电厂高参数汽轮机的65左右，因而它的左右，因而它的汽耗约增加一倍。汽耗约增加一倍。凝汽器冷却水耗量也约增大一倍凝汽器冷却水耗量也约增大一倍。在上述条件。在上述条件下，为保证汽轮机效率，下，为保证汽轮机效率，大多采用半速汽轮机大多采用半速汽轮机(转速为转速为1500rmin)。汽。汽轮机的体积和重量以及末级叶片长度比火力发电厂汽轮轮机的体积和重量以及末级叶片长度比火力发电厂汽轮机大得多机大得多。 （2）由于新鲜蒸汽为饱和蒸汽，因此蒸汽在各）由于新鲜蒸汽为饱和蒸汽，因此蒸汽在各级叶片作功中产生较大量的水分，为减弱蒸汽水分级叶片作功中产生较大量的水分，为减弱蒸汽水分对汽轮机某些部件的侵蚀，对汽轮机某些部件的侵蚀，在中压缸和低压缸之间在中压缸和低压缸之间设置汽水分离器和再热器。设置汽水分离器和再热器。这样，低压缸的前几级这样，低压缸的前几级在过热蒸汽条件下工作。在过热蒸汽条件下工作。蒸汽水分蒸汽水分对汽轮机的不利影响，主要表现在对叶片产生侵蚀作用。此对汽轮机的不利影响，主要表现在对叶片产生侵蚀作用。此外，蒸汽水分增大，也会降低汽轮机的热经济性。为此，核电站汽轮外，蒸汽水分增大，也会降低汽轮机的热经济性。为此，核电站汽轮机的低压缸一般设有水分收集器。由腐蚀原理可知，叶片腐蚀损坏始机的低压缸一般设有水分收集器。由腐蚀原理可知，叶片腐蚀损坏始于金属表面，所以为减弱腐蚀作用，对叶片表面可进行各种强化处理。于金属表面，所以为减弱腐蚀作用，对叶片表面可进行各种强化处理。常用的处理方法是常用的处理方法是电火花强化表面层电火花强化表面层。近年来，开始采用耐腐蚀材料。近年来，开始采用耐腐蚀材料制造适于湿蒸汽的叶片。制造适于湿蒸汽的叶片。