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核级承压容器水压试验水温及水质分析核级承压容器是核电厂中用来存放和输送核燃料的设备，其重要性不言而喻。
为了确保核级承压容器的安全可靠运行，需要进行水压试验，也称为容器试压试验。
水压试验是指在容器内充入一定量的水，加压使容器内的压力达到设计压力，然后观察容器是否存在渗漏或失效的现象。
水压试验的水温以及水质分析是评估容器性能的关键环节。
水压试验中，所使用的水的温度对于评估容器性能至关重要。
水的温度会影响容器和水之间的热传导速率，从而影响容器的温度变化及压力变化。
在进行水压试验时，需要根据容器的工作条件和设计要求，确定合适的水温。
一般而言，水压试验水温应根据容器使用状况和环境条件而定，一般在20℃～50℃之间。
温度过高或过低都可能影响容器的压力测试结果，因此选择合适的水温非常重要。
水压试验中，水的质量也是一个需要考虑的因素。
水质的好坏直接影响到容器内壁的腐蚀情况以及水压试验过程中可能出现的问题。
一般而言，水压试验中所使用的水应符合国家相关标准，并且需要进行水质分析。
水质分析可以包括测定水中的溶解氧、总硬度、PH值、铁、锰等指标。
这些指标的测定可以通过常规化验方法进行，包括光谱法、电位滴定法、电感耦合等离子体发射光谱法等。
水质分析的数据可以提供给相关部门和技术人员参考，以评估容器在水压试验过程中是否有可能出现潜在问题。
核级承压容器水压试验水温及水质分析是确保容器运行安全可靠的重要环节。
在进行水压试验前，需要根据容器的工作条件和设计要求确定合适的水温。
需要对所使用的水进行水质分析，以评估容器在水压试验过程中是否存在潜在问题。
这些工作的执行可以有效地保证核级承压容器的安全运行。
供水温度与流量的计算公式在工业生产和日常生活中，供水温度和流量是非常重要的参数。
供水温度和流量的计算公式可以帮助我们更好地了解和控制供水系统的运行情况，从而提高供水系统的效率和稳定性。
本文将介绍供水温度与流量的计算公式及其应用。
一、供水温度的计算公式。
供水温度是指供水系统中水的温度，通常用摄氏度（℃）或华氏度（℉）来表示。
供水温度的计算公式可以根据供水系统的特点和实际情况来确定，一般可以采用以下公式进行计算：1. 简单平均法，当供水系统中的水温变化不大且稳定时，可以采用简单平均法计算供水温度。
即将供水系统中各个点的水温进行平均，得到供水温度。
2. 加权平均法，当供水系统中的水温变化较大或不稳定时，可以采用加权平均法计算供水温度。
即根据供水系统中各个点的水温和流量来计算加权平均值，得到供水温度。
3. 温度传感器测量法，在供水系统中安装温度传感器，通过实时监测和测量供水温度，得到准确的供水温度数据。
以上三种方法可以根据实际情况来选择和应用，以得到准确的供水温度。
二、供水流量的计算公式。
供水流量是指单位时间内通过供水系统的水量，通常用立方米/小时（m³/h）或加仑/分钟（gpm）来表示。
供水流量的计算公式可以根据供水系统的特点和实际情况来确定，一般可以采用以下公式进行计算：1. 流速法，通过测量供水管道中水流的速度和管道的截面积，可以计算得到供水流量。
即流量=流速×截面积。
2. 流量计测量法，在供水系统中安装流量计，通过实时监测和测量供水流量，得到准确的供水流量数据。
3. 压力差法，通过测量供水管道中的压力差和管道的特性参数，可以计算得到供水流量。
即流量=压力差×管道特性参数。
以上三种方法可以根据实际情况来选择和应用，以得到准确的供水流量。
三、供水温度与流量的应用。
供水温度与流量的计算公式可以应用于供水系统的设计、运行和维护中，具体包括以下几个方面：1. 设计阶段，在供水系统的设计阶段，可以根据供水温度与流量的计算公式来确定供水系统的参数和性能，从而设计出满足需求的供水系统。
智能智造与信息技核电厂设备冷却水系统温度控制实践望锦元国铮（海南核电有限公司海南昌江572733）摘 要：核电在能源结构中占据重要的地位，目前我国投产核电装机容量占电力比例低于其他国家，我国在建核电机组中采用海水直流方式冷却，随着核电机组不断增加，核电厂建设在内陆厂址成为新的需求。
内陆地区由于缺乏足够流量，必须采用循环冷却方式带走电场热负荷。
核电厂设备冷却水系统在冬季时水温偏低，影响机组运行的稳定可靠性，需要研究核电厂设备冷却水系统温度控制技术来加以改造。
本文主要介绍核电厂设备冷却水系统，阐述核电厂设备冷却水系统温度控制改造技术。
关键词：核电厂设备冷却水系统温度控制技术改造中图分类号：T M623文献标识码：A文章编号：1674-098X(2022)09(c)-0151-04Practice of Temperature Control in Equipment Cooling WaterSystem of Nuclear Power PlantsWANG Jin YUAN Guozheng( Hainan Nuclear Power Co., Ltd., Changjiang, Hainan Province, 572733 China ) Abstract:Nuclear power plays an important role in the energy structure. At present, the installed capacity of nuclear power in operation in China is lower than that in other countries. Seawater direct current cooling is adopted in the nuclear power units under construction in China. With the continuous increase of nuclear power units, the construction of nuclear power plants at inland sites has become a new demand. Due to the lack of sufficient flow in inland areas, the electric field heat load must be taken away by means of circulating cooling. The equipment cooling water system of nuclear power plant has low water temperature in winter, which affects the stability and reliability of unit operation. Therefore, it is necessary to study the technical transformation of temperature control of equipment cooling water system of nuclear power plant. This paper mainly introduces the equipment cooling water system of nuclear power plant, and describes the temperature control transformation technology of the equipment cooling water system of nuclear power plant.Key Words: Nuclear power plant; Equipment cooling water system; Temperature control; Technical transformation随着人类科技的进步，核电电能成为现代能源结构的重要部分，核电以其经济性好等优点成为未来能源发展方向，核工业是国家安全的重要基础，要全面提升核工业核心竞争力。
核级承压容器水压试验水温及水质分析核级承压容器是核电站中非常重要的设备之一，其主要用于储存和输送各种介质。
为了保证容器的安全性能，需要进行水压试验。
水压试验是通过将容器内充满水，并施加一定的压力进行测试，以检测容器的密封性能和承压性能是否符合设计要求。
水压试验过程中水温和水质的分析是非常重要的，本文将对核级承压容器水压试验水温和水质分析进行详细介绍。
一、水温分析水压试验中水温的控制是非常重要的，因为水温的变化会对容器的性能产生一定的影响。
一般来说，水温应控制在设计温度的范围内，以保证测试结果的准确性。
在水压试验前，需要对容器进行预热处理，将容器温度提高到设计温度。
在进行水压试验时，首先要确保水温达到设计温度，可以通过加热水的方式来提高水温。
在加热过程中，要严格控制加热速度，避免过快或过慢导致温度不均匀或超出设计温度范围。
在水压试验过程中，需要实时监测和记录水温的变化情况。
可以使用温度传感器等设备进行测量，确保水温稳定在设计要求的范围内。
还要注意观察水温的分布情况，特别是容器不同部位的温度差异是否过大，以判断容器的密封性能是否良好。
水压试验中水质的分析也是非常重要的，因为水质的合格与否直接关系到容器的安全性能。
水质分析主要包括测定水中的溶解氧、PH值、硬度、杂质含量等指标。
要确保水中的溶解氧含量符合设计要求。
溶解氧过高会导致锈蚀等问题，溶解氧过低则可能导致腐蚀。
可以通过溶解氧测定仪进行实时监测和记录，以确保溶解氧含量稳定在设计要求的范围内。
要检测水的PH值。
PH值是衡量水的酸碱度的指标，对于容器的材料有一定的要求。
过高或过低的PH值都会对容器材料产生一定的侵蚀作用，导致容器的破坏。
可以使用PH 计进行测量，确保PH值符合设计要求。
还要检测水中的硬度和杂质含量。
水中的硬度主要由钙、镁等金属离子引起，会对容器内壁产生一定的沉积物，降低容器的工作效率。
杂质的存在也会对容器的材料产生腐蚀作用，降低容器的使用寿命。
某核电厂SG水位控制研究摘要：本文以某核电厂1号机组大修期间发生的数次SG水位大幅波动为研究对象，结合影响SG水位因素的热工特性，研究得出某核电厂SG水位相关控制方法及技巧，方便主控室操纵员在机组后续SG水位波动时进行快速准确调节。
同时本文的分析和讨论也为同类型机组类似问题的解决和运行人员提供了参考。
关键字：核电厂；SG水位；控制SG水位调节是核电厂机操岗位的核心工作之一，直接影响机组的安全稳定运行，因此SG水位控制与调节成为核能行业最为关注的内容之一。
某核电厂1号机组大修期间曾出现过数次蒸发器水位大幅波动的现象，下面将根据某核电厂1号机组大修期间遇到的SG水位相关故障及干预措施对SG水位控制进行详细研究。
在升降功率时，尤其是在低负荷运行时，由于低功率下给水流量及蒸汽流量表计测量有误差，且SG小阀在开度较小时调节性能较差，会导致SG水位出现±0.2m的波动，此时叠加出现影响SG水位的相关故障，会给主控室运行人员对故障的精准定位及判断出现很大的干扰。
因此降功率过程中，需要主控与现场共同关注主给水回路阀门开度变化。
在机组启动期间，启动APD泵向SG供水，此时ARE给水主阀关闭，旁阀处于手动调节状态，后续需要将SG水位调节投入自动控制。
此功率水平下，蒸汽流量和给水流量因为仪表运行在测量精度差的区间，均不是真实值，不具备参考价值，只能通过SG水位变化趋势来判断需要开大还是关小主给水回路阀门，SG水位控制较困难，且会出现周期性的波动。
因此干预水位时需要从拐点开始干预，向相反方向干预，调节幅度不宜过大，否则会造成SG水位发散型变化，加大控制的难度，在水位稳定之后将给水阀置于自动。
在机组从低功率启动升负荷时，GCT-a的开度会随之变化，需要密切关注GCT-a阀门开度的变化。
在进行1GCT128VV的密封性试验时，需要关闭1GCT128VV，开启1GCT132VV，验证1GCT128VV是否有内漏。
在试验中发现1GCT128VV存在内漏，因此在开启下游阀门后，蒸发器水位快速下降，试验中下降约0.6m，主控室操纵员迅速干预，将1APA054KU打手动，增加勺管开度，将SG水位调节到整定水位。
第39卷 第3期2010年9月热力透平THERMAL TURBINEVol.39No.3Sept.2010核电SG 给水温度计算方法刘武峰,杜连庆(哈尔滨汽轮机厂研究院,哈尔滨150046)摘 要:根据弗流盖尔公式原理,通过实例详细的热力计算确定核电机组负荷由0%~100%T M CR 过程中SG 最终给水温度与负荷的关系曲线,提供给核院核算核岛负荷用。
关键词:弗流盖尔公式;核电;除氧器;加热器;端差中图分类号:T K 262 文献标识码:A 文章编号:1672-5549(2010)03-0195-03A Calculation Model of SG Feed Water Temperature for Nuclear PowerL I U Wu f eng ,D U L iang qing(Harbin Turbine C om pany Li m ited R esearch Ins titute,Harbin 150046,China)Abstract: Based o n the fuilger s expressions,the cur ve of SG s final feed water vs load fro m 0%T M CR to100%T M CR can be draw n by means o f the actual thermo dy namic calculation.T hro ug h this calculatio n,w e can obtain the ex act relation of SG s final feed water vs load under complete load and supply Nuclear Eng ineering Resear ch &Design Institute for checking the SG s load of the nuclear island .Key words: fuilg er s expr essio ns;nuclear pow er;deaer ator;feedw ater heater;terminal (temperature )differ ence收稿日期:2009-12-08 修订日期:2009-12-31作者简介:刘武峰(1980-),男,2003年毕业于哈尔滨工业大学热能与动力工程专业,本科学历,工程师,2003年至今一直在哈尔滨汽轮机厂研究院从事热力计算工作。
核级承压容器水压试验水温及水质分析核级承压容器水压试验是核工业中非常重要的一环，它是检验核级承压容器性能、验证核电站运行安全的必要测试。
其中，水温及水质分析对于测试结果的准确性与容器的使用寿命具有重要影响。
下面将从水温和水质两个方面详细介绍。
一、水温分析在核级承压容器水压试验中，水温的控制是非常重要的。
一方面，测试水温应按照规定要求进行控制，否则会影响测试结果；另一方面，水温过高或过低都会对容器产生影响，加速容器材料的老化、疲劳，降低容器的使用寿命。
1. 水温控制方法一般来说，核级承压容器水压试验需要在规定水温范围内进行，而水温的控制可以采用以下三种方法：（1）机械制冷机械制冷是利用制冷机器将环境热量转移到其他的介质中，以使试验用水维持在规定温度范围内。
机械制冷可以满足测试的要求，但需要消耗大量的能源，造成负担。
（2）水冷水冷主要是利用自然的或人工的水源进行冷却。
这种方法节约了能源，但需要消耗大量的水资源。
（3）混合制冷混合制冷是机械制冷和水冷的结合体，它综合了两者的优点，既保证了水温控制的准确性，又避免了能源和水资源的浪费。
2. 水温分析的重要性水温是核级承压容器水压试验的关键因素之一，与测试结果有着密不可分的联系。
因此，对试验水温进行准确的分析与控制，能够保证测试结果的准确性，保证核电站的运行安全。
核级承压容器水压试验所用的水需要进行水质分析，以保证试验用水的质量符合要求。
水质分析主要包括以下几个方面：1. 无机物质如铁、铜、锰等的含量分析无机物质的含量会影响测试水的化学稳定性，以及对容器材料的腐蚀作用。
2. 溶解氧的含量分析溶解氧的含量会对试验过程中的化学反应有着十分重要的影响，若溶解氧含量过高则容易启动反应，影响测试结果的准确性。
3. 总硬度、碱度及酸碱值的测定这些参数会影响水的pH值和腐蚀性。
4. 胶体物质和微生物的含量胶体物质和微生物的含量可能引起水质变化，导致材料的疲劳、老化，进而影响容器的使用寿命。
核级承压容器水压试验水温及水质分析核级承压容器水压试验是在核工业中非常重要的一个环节，而其中的水温及水质分析更是至关重要的一个步骤。
本文将对核级承压容器水压试验的水温及水质分析进行详细介绍。
我们需要了解核级承压容器水压试验的概念。
核级承压容器是核电站中用于储存和循环反应堆冷却剂的重要设备，其安全性和可靠性对核电站的安全运行至关重要。
在核级承压容器水压试验中，需要进行严格的水温及水质分析，以确保冷却剂的安全和稳定。
水温及水质分析在核级承压容器水压试验中的重要性不言而喻。
水温的控制直接影响到反应堆的稳定运行。
过高或过低的水温都会对反应堆的安全性造成影响，因此需要进行精确的水温分析和控制。
水质的优劣对冷却剂的稳定性和腐蚀性都有着重要的影响。
水质分析也是不可或缺的一个环节。
在进行水温及水质分析时，我们需要使用一系列先进的仪器设备。
可以使用温度计对水温进行实时监测，也可以使用离子色谱仪、光谱仪等对水质进行精密的分析。
这些仪器设备可以帮助我们准确地了解核级承压容器中冷却剂的水温和水质状况，从而做出科学合理的判断和处理。
除了仪器设备的使用，水温及水质分析还需要进行严格的操作流程。
在取样和分析时必须保持实验环境的洁净和稳定，以避免外部因素对实验结果的影响。
在实验过程中还需要不断对数据进行分析和比对，确保数据的准确性和可靠性。
水温及水质分析还需要参考相关的标准和规范。
国家相关部门颁布了一系列的核级承压容器水压试验的标准，对水温及水质的要求和分析方法都有明确的规定。
在进行水温及水质分析时，需要严格参照相关标准和规范，确保实验结果的准确性和可靠性。
水温及水质分析的实验结果需要得到专业的解读和分析。
在得到水温及水质分析的数据后，需要有资深的专家对数据进行详细的解读和分析，从而得出合理的结论并作出相关的处理措施。
这一环节也是水温及水质分析中不可或缺的一个环节。
水温及水质分析是核级承压容器水压试验中不可或缺的一个重要环节，它直接影响到核电站的安全运行。
第39卷 第3期2010年9月热力透平THERMAL TURBINEVol.39No.3Sept.2010核电SG 给水温度计算方法刘武峰,杜连庆(哈尔滨汽轮机厂研究院,哈尔滨150046)摘 要:根据弗流盖尔公式原理,通过实例详细的热力计算确定核电机组负荷由0%~100%T M CR 过程中SG 最终给水温度与负荷的关系曲线,提供给核院核算核岛负荷用。
关键词:弗流盖尔公式;核电;除氧器;加热器;端差中图分类号:T K 262 文献标识码:A 文章编号:1672-5549(2010)03-0195-03A Calculation Model of SG Feed Water Temperature for Nuclear PowerL I U Wu f eng ,D U L iang qing(Harbin Turbine C om pany Li m ited R esearch Ins titute,Harbin 150046,China)Abstract: Based o n the fuilger s expressions,the cur ve of SG s final feed water vs load fro m 0%T M CR to100%T M CR can be draw n by means o f the actual thermo dy namic calculation.T hro ug h this calculatio n,w e can obtain the ex act relation of SG s final feed water vs load under complete load and supply Nuclear Eng ineering Resear ch &Design Institute for checking the SG s load of the nuclear island .Key words: fuilg er s expr essio ns;nuclear pow er;deaer ator;feedw ater heater;terminal (temperature )differ ence收稿日期:2009-12-08 修订日期:2009-12-31作者简介:刘武峰(1980-),男,2003年毕业于哈尔滨工业大学热能与动力工程专业,本科学历,工程师,2003年至今一直在哈尔滨汽轮机厂研究院从事热力计算工作。
1 概 述核电项目中,核院在设计计算核岛负荷时需要汽轮机制造厂家提供完整负荷的SG 最终给水温度与负荷关系曲线,而在以往的设计中由于受到各种现有条件的制约,汽轮机厂家往往只能准确提供40%T MCR 负荷以上的SG 最终给水温度与负荷关系曲线,低负荷下的数据现有程序无法计算。
本论文通过一个实例计算来简约地介绍如何确定汽轮机从0%~100%T MCR 负荷过程中的最终给水温度与主蒸汽流量的关系。
2 计算依据众所周知,蒸汽透平机组在变工况时,临界状态一般总是首先出现在末级,这是因为末级的设计工况焓降一般是各级中最大的。
而在变工况下,只要末级处于临界状态,可根据单个喷管的变工况原理得出变工况下的流量与设计工况下的流量关系:G 1*G =P 1zP zT z T 1z P 1ZP z(弗流盖尔公式[1]),即两工况下两个临界流量之比近似等于末级的两个初压之比。
同样可延伸至一个级组的末级在通过不同流量G 和G 1时都处于临界状态,这两个流量之比就等于级组中任何一级的两个相应初压之比,虽然末级以外的各级并不在临界状态下工作。
即可理解为通过级组的流量与级前压力成正比。
3 以某650M W 核电为例介绍该计算方法计算的前提条件是:已知在汽轮机在启动初期的除氧器定压运行压力为0.147M Pa,1、2、3号高加回热抽汽系统的管道压损均为5%,1号高加195第3期核电SG 给水温度计算方法端差为2.7!、50%T M CR 负荷以上都能准确计算出所需要的数据。
表1为运用现有方法可准确计算出大负荷下的结果:表1 现有方法可以准确计算出的数据负荷主蒸汽流量/通过1及2号抽汽口间级段流量t/h最终给水温度!一段抽汽压力M Pa三段抽汽压力M Pa通过3号抽汽口与4号抽汽口间级段流量t/h100%TM CR 3902/3678229.9 3.091 1.102288290%TM CR 3511.8/3325224.3 2.789 1.002260680%TM CR 3121.6/2971218.1 2.4830.901232775%TM CR 2926.4/2792214.9 2.3370.849218560%TM CR 2341.05/2256203.7 1.870.691175850%TM CR1950.91/1894194.91.5880.5831469确定机组从0%~100%T MCR 整个过程的给水温度与给水流量关系,可依次分为:高压加热器投用前、高压加热器投运后的低负荷阶段以及高压加热器投运后运用现有程序可准确计算出给水温度三部分。
下面简要说明三部分给水温度与主流量关系的确定:机组高压部分回热系统简图如图1所示。
图1 高压部分回热系统简图首先,在机组启动前期,除氧器汽源来自辅助蒸汽,此时除氧器以定压方式运行,定压运行压力为0.147M Pa,在三号高加运行压力小于或等于除氧器的定压运行压力时高压加热器是投不上的(启动时为高压加热器投运是按低压至高压依次投运),高压加热器投运点简图见图3。
因此,可以认为当三号高加运行压力等于P 除氧时高加开始投运。
则高加未投运前阶段的给水温度就是除氧器压力下的饱和温度,而在临近除氧器的三号高加即将投运时主蒸汽流量计算方法如下:(1)按此时三号高加运行压力为除氧器定压运行压力0.147M Pa;(2)考虑抽汽管道压损5%后可计算出在三段抽汽口的压力0.155MPa;(3)将三抽与四抽(除氧器所在抽汽口)之间压力级看作一个级组。
此时高压加热器可以认为即将投运但还没投上,则主蒸汽流量与通过该级段的流量相同。
根据可以准确计算40%T M CR 负荷以上的三抽压力和通过三抽后级组的流量关系可以拟合出通过该级组的流量与级段前的压力即三段抽汽压力关系曲线如图2所示:图2 通过3号抽汽口与4号抽汽口间级组段流量与级前压力关系通过该曲线结合弗流盖尔原理就可以计算出在三段抽汽压力达到0.155M Pa 时对应的主蒸汽流量G 1为299.8t/h,则可得出在最终给水流量小于或等于G 1流量下的给水温度都是除氧器定压运行压力下的饱和温度110.8!。
即在SG 给水温度与负荷关系曲线上给水流量小于G 1时是一条水平线。
图3 启动过程中除氧器及1号高加运行压力简图其次,确定在高加投运后低负荷下的给水温196核电SG 给水温度计算方法热力透平度。
在3号高加投运后几乎可以同时投入1号及2号高加,而只要1号高加投入运行后,则给水温度就只与1号高加运行压力有关,而同2号高加运行无关。
此时给水温度等于1号高加运行压力下的饱和温度再加上加热器端差。
此时将1号抽汽口与2号抽汽口间的压力级看作一个级段,该级段也满足弗流盖尔原理,根据表1中计算出的大负荷下1号及2号抽汽口间级段流量和一段抽汽压力的数据可以拟合出该计算级组通过的流量与该级段前压力即一段抽汽压力的曲线及公式,如图4所示:图4 通过1号及2号抽汽口间级段流量与通过该级段前压力关系根据图4拟合出来的公式可计算出在低负荷下任意给定一个较小的通过该级组的流量下对应该级组前的压力即一抽压力,而由1号抽汽口至1号高压加热器的管道压损5%是固定不变的常数,则可以推算出在该级组流量下的1号高压加热器的运行压力,从而根据该压力下的饱和温度加上加热器端差就是最终给水温度,至此可得出该给定级组流量下对应的给水温度。
而最终给水流量与通过该级组的流量可以看成近似成正比关系的,其关系可根据表1中数据拟合出图5所示的关系:图5 通过1号及2号抽汽口间级组流量与最终给水流量的关系根据图5中拟合出的公式可计算出任意一个较小的级段流量下对应的最终给水流量,从而可以得出该给水流量与温度关系的曲线。
例如:给出通过该级组的流量为500t/h,则通过图4公式可计算出一抽压力为0.3729M Pa,考虑抽汽管5%压损后可得出1号高加此时运行压力为0.3729∀0.95=0.3543M Pa,该压力下饱和温度查水蒸气表为139.3!,在考虑加热器2.7!端差则得到最终给水温度为136.6!。
而最终给水流量根据图5中的公式由通过级组的流量500t/h 可计算得到为422.15t/h,这样就确定任何低于50%T MCR 负荷下的给水流量与给水温度的关系曲线。
最后结合表1中数据便可计算出机组在0%~100%TM CR 下的SG 给水温度与负荷的关系曲线,如图6所示:图6 0%~100%T M CR 负荷下SG 给水温度与负荷的关系曲线4 结 论(1)由上述分析获知,计算核电机组在0%~100%T M CR 负荷下给水温度与主蒸汽流量的关系需要分高加投运及未投运前两部分考虑,然后结合可以计算出的热平衡三部分即可得出完整的曲线。
(2)该方法同样适用于火电机组,可以延伸到小流量下的其他参数计算。
参考文献:[1]蔡颐年.蒸汽轮机装置(高等学校试用教材)[M ].北京:机械工业出版社,1980.197。
