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压水堆核电厂的运行PPT(共114页)

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《压水堆核电厂完》课件

《压水堆核电厂完》课件

将反应堆产生的热量传递给蒸汽发生 器。
控制棒与调节剂
控制反应堆的启动、停止和功率调节 。
蒸汽与汽轮机系统
蒸汽发生器
将反应堆产生的热量转化为蒸汽 。
汽轮机
将蒸汽的热能转化为机械能，驱 动发电机发电。
冷凝器与凝结水泵
将汽轮机排出的蒸汽冷凝成水， 回收利用。
冷却剂系统
冷却剂泵
将冷却剂循环流动，带走反应堆产生的热量。
核裂变
重原子核分裂成两个或多 个较轻原子核，同时释放 出巨大能量。
核反应堆
控制和维持核裂变反应的 装置，用于产生热能。
压水堆核电厂的特点
高效能
利用核能发电，具有高效 率和低成本优势。
安全可靠
采用封闭式循环系统和多 重安全保障措施，确保运 行安全。
环保
产生的放射性废料较少， 且经过严格处理，对环境 影响较小。
冷却剂热交换器
将冷却剂的热量传递给蒸汽发生器或辅助系统。
冷却剂过滤器
去除冷却剂中的杂质，保持系统清洁。
核燃料循环系统
燃料组件
由燃料棒、控制棒和支撑结构组成，实现核燃料的安全管理。
燃料装卸系统
负责燃料组件的装载、卸载和运输。
乏燃料储存设施
储存乏燃料，确保其安全处理和处置。
辅助系统与设备
化学处理系统
定期安全审查
对核电厂进行定期的安全评估 ，确保所有安全措施得到有效 执行。
应急计划
制定详细的应急计划，包括事 故发生后的响应措施、人员疏 散等，以最大程度地减少事故
的影响。
辐射防护与控制
辐射监测
对核电厂周围的环境进 行实时监测，确保辐射
水平在安全范围内。
防护设备
为工作人员提供必要的 防护设备，如防护服、 手套、鞋等，以减少辐

压水堆核电站的厂房布置及安全PPT课件

压水堆核电站的厂房布置及安全PPT课件
开式； 采用冷却塔的循环水系统
设计原则
多道屏障 纵深防御 单一故障准则 抗拒自然灾害的功能 辐射计量标准
第二章 压水堆核电厂
2.1 压水堆核电厂概述
它主要由核岛和常规岛组成。压水堆核电站核岛中的四大部
件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯。
核岛中的系统设备主要有压水堆本体，一回路系统，以及为
慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核 燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水 堆分压力容器式和压力管式两类。 重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类 别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展 起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
6 第二章 压水堆核电厂
二、核电站类型
4、快堆核电站
由快中子引起链式裂变反应所释放出 来的热能转换为 电能的核电站。快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产 新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料 的增殖。
商用压水堆核电厂反应堆冷 却剂系统一般有二至四条并 联在反应堆压力容器上的封 闭环路；
整个一回路系统设有一台稳 压器，一回路系统的压力靠 稳压器调节，保持稳定。
核电厂还设置了专设安全设 施和一系列辅助系统。专设 安全设施为一些重大的事故 提供必要的应急冷却措施， 并防止放射性物质的扩散。
二回路系统也设有一系列辅 助系统。
第二章 压水堆核电厂
四环路
第二章 压水堆核电厂
2 循环水系统
循环水系统主要用来为凝汽器提供凝结汽轮机乏汽的冷却水， 分为开式供水和闭式供水。
开式供水：是指以江河湖海为水源，冷却水一次通过，不重复 使用。
闭式供水：把由凝汽器排出的水，经过冷却降温之后，再用循 环水泵送回凝汽器入口重复使用。

核反应堆压水堆控制绪论课件PPT

核反应堆压水堆控制绪论课件PPT

核反应
在一定条件下，一个原子核与另 一个原子核发生相互作用，导致 原子核发生变化的过程。
链式反应
在核反应过程中，一个中子在裂 变过程中释放出多个中子，这些 中子又继续引发其他原子核裂变 ，形成持续的裂变链。
压水堆的工作原理
压水堆
利用高压水作为冷却剂和慢化剂的反 应堆。
工作原理
在压水堆中，燃料棒在高温高压下发 生裂变反应，释放出能量，同时产生 中子。中子与下一个燃料棒发生链式 反应，维持反应堆的持续运行。
核反应堆压水堆控制绪论 课件
• 引言 • 核反应堆基本原理 • 压水堆结构与系统 • 核反应堆控制 • 核反应堆安全与监管 • 未来核能发展与挑战
01
引言
核能简介
01
02
03
核能
核能是通过核反应从原子 核释放的能量，具有清洁、 高效、可再生的特点。
核能应用
核能主要用于发电、推进、 研究等领域，具有广泛的 应用前景。
反应堆的启动与停堆
启动
在反应堆启动时，需要引入中子源，使链式反应开始进行。
停堆
当反应堆需要停止运行时，可以引入控制棒或化学抑制剂， 吸收中子，使链式反应停止。
03
压水堆结构与系统
反应堆压力壳
总结词
反应堆压力壳是压水堆的核心部分，它包含了核反应堆的活性区域和控制组件。
详细描述
反应堆压力壳是一个厚重的钢制容器，内部装有核燃料组件和控制组件。它承 受着高温高压的反应堆冷却剂，并保持其密封性，以防止放射性物质泄漏。
控制系统的组成与功能
控制系统组成
核反应堆控制系统由传感器、控制器 和执行机构等组成，用于监测和控制 反应堆的运行状态。
控制系统功能
控制系统的功能包括调节反应堆功率、 控制反应性、稳定反应堆运行等，以 确保核反应堆安全、经济和高效地运 行。

压水堆核电厂运行

压水堆核电厂运行

压水堆核电厂运行• 1.正常运行和运行瞬态•正常运行是指核电厂功率运行、燃料更换、维修过程中，频繁发生的事件。

•要求：不触发停堆，放射性后果无影响。

•主要包括：1）稳态和停堆运行2）带有允许偏差的运行3）运行试验• 2.中等频度事件：•发生频率：＞10-2/堆年•要求：最坏的结果，导致紧急停堆，可以很快恢复运行，放射性后果无影响。

• 3.稀有事件：•发生频率：10-4-10-2/堆年•要求：允许少量元件破损，堆芯几何形状不受影响，放射性后果对公众无影响。

• 4.极限事故：•发生频率：10-6-10-4/堆年•要求：事故缓解系统正常。

•后果：后果严重，但要求放射性不致使公众健康和安全受到危害。

•针对三道安全屏障的安全限值•1）保证燃料包壳完整性•如燃料芯块温度≤2800℃、DNBR≥1.22•线功率密度≤590W/cm等。

•2）保证冷却剂边界完整性•冷却剂压力≤16.55MPa、冷却剂温度≤343 ℃等•3）保证安全壳的完整性：•安全壳压力≤0.13MPa、壳内平均温度≤145 ℃、峰值压力下泄漏率≤0.3%等。

•有些安全限值是无法直接测量的，如DNBR、线功率密度、燃料芯块温度等，可以通过其他可测量的参数加以限制，如堆芯热功率、冷却剂温度、压力、流量等。

加热升温•为什么要加热升温：①保证慢化剂温度系数为负值②保护系统的仪表工作在正常范围③稳压器能在有汽腔情况下处于可运行状态④反应堆压力容器远离最小脆性转变温度⑤其他原因：如水化学的原因、水泵的原因等。

•由什么来进行加热升温：主要靠一次水泵来加热升温。

为了保证稳压器容积里的水和一次主回路的水同时升温并建立汽腔，稳压器的断续式加热器也投入运行。

加热升温的初始条件•①反应堆冷却剂系统•·反应堆冷却剂系统含稳压器已完成充水排气，处于水实体状态；•·反应堆冷却剂内的硼浓度为冷停堆模式的硼浓度；•·反应堆冷却剂系统的温度维持在60℃以下；•·反应堆冷却剂系统的压力维持在0.345至0.689MPa（表压）；•·反应堆冷却剂泵处于可运行状态。

《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件

《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件

热工设计 292.8℃ 327.2℃
名义 293.4℃ 326.6℃ 310.0℃ 290.8℃
第二节
反应堆压力容 器及堆内构件
压 力 容 器 剖 面 图
ppt课件
24
压力容器及其顶盖整体有三个基本作用：
1. 作为包容反应堆堆芯的容器，起着固定和支撑堆
内构件的作用，保证燃料组件按一定的间距在堆
• 一回路主要辅助系统：如化学和容积控制 系统（RCV）、余热排出系统(RRA)、硼 和水补给系统（REA）等；
• 专设安全设施系统：如安注系统（RIS）、 安全壳喷淋系统（EAS）等；
• 与安全壳相关的通风系统：安全壳换气通 风系统（EBA）、大气监测系统（ETY） 等；
• 三废系统：如废液处理系统（TEU）、硼 回收系统（TEP）等。
连接辅助系统或支持系统的管道、
配件和阀门，直到并包括每条管路
中的第二个隔离阀（从高压侧算
起）。
压力15.5MPa（abs），
满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ；
按100%反应堆功率下向二回路系统传 递全部反应堆热功率设计；
设
所有冷却剂系统（RCP）设备都按能
计
适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计， 温度变化率的运行限值为56℃/h，正
基
常运行时，主系统升降温28 ℃/h ， PZR为56℃/h 。
准
整个RCP的设计遵照有关文件的规定，在核电 厂正常或事故工况下运行时，由温度、压力、 流量变化引起的机械应力不得超过限值，以确 保反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。
1. 传热环路
2. 压力调节原理
系 3. 温度检测旁路（RTD）
统
（resistance temperature detector）

核电厂启动与停运PPT课件

核电厂启动与停运PPT课件
经济地运行。
2
运行状态
• 核电机组的运行状态往往由于外部（如电网故 障）或内部（某一设备故障或失效）的原因， 使各种运行参数产生变化。为了使运行人员能 在各种工况下控制好各种重要的运行参数，保 证机组正常运行和核安全，在技术规范中对反 应堆的各种标准运行状态都做出了具体的规定。
• 技术规范书（GOR）对每一种运行工况都规定 了具体的运行参数，而且各种运行参数都具有 一定的变化范围和运行区间，见图1（反应堆 标准工况P-T图）。
1
换料冷停堆
≥5000 pcm和 CB>2100ppm
全部插入
2 维修冷停堆
≥5000和 CB>2100ppm
全部插入
10<T<60 10<T<70
3 正常冷停堆
≥1000pcm
S、B、C棒提出， A、D 棒在堆内
10<T<90
RRA投运工况下
4
的
单相中间停堆
RRA投运工况下
5
的
双相中间停堆
RRA退出工况下
• 稳压器充满水，RCP的化学和容积控制由RCV 和RRA完成。
12
单相中间停堆
• 单相中间停堆是指：冷却剂温度在 90℃～177℃时，RCP压力在2.4—2.9Mpa 之间，稳压器单相的停堆状态。特征是：
·反应堆处于次临界，次临界深度大于或等于图1.2.3。 ·停堆棒、调节棒B棒和C棒在堆顶，其余棒在5步处。 ·冷却剂平均温度，90℃～177℃。
注
Tsat-50 C
Psat.Tsat
10.0
Tast-110 C RRA的最高温度 (高于此温度RRA必须退出)
RRA/RCP连接时的最低温度

压水堆电厂运行(1章)

压水堆电厂运行(1章)

压水堆核电厂运行在基础理论学习基础上，运行课程是综合运用。

掌握核电厂运行的基本原理、概念；了解核电厂运行的一般基础性(共性) 问题。

为从事核电厂工作或进一步操纵员培训打下基础。

教学中对过去课程是复习、开拓和深化，几乎涉及到学习过的每一门课程。

教材：郑福裕，邵向业编，压水堆核电厂运行，核工业研究生部，核电培训系列教材。

内容：结合西屋公司设计(Sequoyah，Shearon Harris Nuit1核电厂)及部分大亚湾核电厂内容。

压水堆核电厂运行第1章绪论(2)第2章技术规格书(4)第3章正常运行(12)第4章异常运行(6)第5章事故(8)机动：2考试：21 1 核电厂运行特点压水堆核电厂生产流程火电厂的生产流程1.1.1 核电厂与火电厂的比较核电厂：利用核裂变能来生产推动汽轮发电机旋转的蒸汽。

火电厂：又称化石燃料(Fossil Fuel 煤、石油、天然气)电厂，靠燃烧放出的热能来生产蒸汽推动汽轮机发电机组旋转。

主要不同是生产蒸汽的装置不同，而二回路热力循环大致一样。

核电厂(以压水堆核电厂为例)，生产蒸汽的系统又叫核蒸汽供应系统(Nuclear Steam Supply System);在压水堆核电厂就是一回路系统。

火电厂由锅炉生产蒸汽。

1定期停堆换料，新堆或刚换料后的堆，有较大的剩余反应性，用来补偿冷态到热态、功率亏损、平衡氙毒、燃耗和裂变产物积累所带来的反应性损失，使反应堆能运行足够长的期限。

因此有可能发生比设计功率高得多的超功率事故。

反应堆若具有正的温度反应性条件，功率会失控增加。

例：切尔诺贝利事故RBMK堆，在20％额定功率以下，功率反应性系数是正的；固有安全性差。

1. 1.1核电厂安全性特征1. 1.1核电厂安全性特征2 强放射性1W热功率-----------燃耗末期放射性活度3.7×1010Bq （1Ci）热功率3000MW核电厂-----裂变产物放射性1020Bq （3×109Ci）环保容许水的放射性活度的量级----1×10-10Ci/m3 （1Bq/升）核反应堆的放射性物质98%保留在芯块中，2%扩散在包壳与芯块的间隙内芯块不熔，包壳不漏，放射性物质不逸出.3 剩余发热定义：反应堆停闭后，堆芯释出的热量。

《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件

《900MW压水堆核电站系统与设备》运行教程 ppt课件

第一部分 核岛系统
反应堆冷却剂系统RCP
本章介绍600MWe压水堆核电厂反应堆冷
却剂系统的功能，系统内主要设备（压水反应 堆、蒸汽发生器、冷却剂主泵、稳压器及卸压 箱）的作用及组成，反应堆冷却剂系统与辅助
系统的联系及其运行原理。
第一节
反应堆冷却剂系统
ppt课件
11
主要功能：是将反应堆堆芯中核裂变反应产 生的热量传送到蒸汽发生器，从而冷却堆芯，
连接辅助系统或支持系统的管道、Biblioteka 配件和阀门，直到并包括每条管路
中的第二个隔离阀（从高压侧算
起）。
压力15.5MPa（abs），
满负荷时冷却剂的平均温度310℃ ；
按100%反应堆功率下向二回路系统传 递全部反应堆热功率设计；
设
所有冷却剂系统（RCP）设备都按能
计
适应112℃/h速率加热或冷却瞬态设计， 温度变化率的运行限值为56℃/h，正
正常运行压力
水压试验压力
热工设计流量（每条环路）
名义流量（每条环路）
机械设计流量（每条环路）
设计温度
蒸汽流量
温度（在满负荷下） —反应堆入口 —反应堆出口 —反应堆平均温度 —反应堆平均温度（在零负荷下）
数值 1930MW 1936MW 17.2MPa(绝对) 15.5MPa(绝对) 22.9MPa(绝对) 23320 m3/h 24290 m3/h 25260 m3/h 343℃（稳压器设备除外－360℃） 2×1951t/h（零排污）
能
现象； 在发生燃料元件包壳破损事故时，反应堆冷
却系统压力边界可作为防止放射性产物泄漏
的第二道屏障。
包括控制棒驱动机构外罩和中子通 量测量导向管的反应堆压力容器；

压水堆核电厂完PPT课件

压水堆核电厂完PPT课件
汽轮发电机机组是二回 路系统的主要设备。它 由饱和汽轮机、发电机、 凝汽器和汽水分离再热 器组成。
一、压水堆核电厂结构
❖ 常规岛主要设备（汽轮发电机组）
汽轮机是以蒸汽作为工作介质的原动机。其作用 是将高压蒸汽具有的热能转换为汽轮机转子旋转 的机械能，转子带动发电机再将机械能转换为电 能。
二回路工作原理示意图
堆芯扑集器
Top view of the EPR spreading room
Main components
能动熔融物冷却
状态图
安全壳热量排出系统运行时 安全壳内水位情况（再循环
水注入堆芯扑集器）
EPR堆芯扑集器工作原理
非能动熔融物冷却 状态图
在重力作用下换料水池的水 平衡地灌注到堆坑和扩散区
内时的水位情况
写在最后
成功的基础在于好的学习习惯
The foundation of success lies in good habits
43
结束语
当你尽了自己的最大努力时，失败也是伟大的， 所以不要放弃，坚持就是正确的。
When You Do Your Best, Failure Is Great, So Don'T Give Up, Stick To The End 演讲人：XXXXXX 时 间：XX年XX月XX日
CAP1400. 石岛湾2 M310. 红沿河56，田湾56，宁德56 华龙. 福清56，防城港56 EPR. 台山34
运行及在建堆型
秦 山 二 期 核 电 厂 反 应 堆 房
ห้องสมุดไป่ตู้
运行及在建堆型
二 代 百 万 核 电 厂 主 回 路
M310. 100万千瓦 28台
运行11（大亚湾1-2,岭懊14,红沿河1-2,宁德1-2, 阳 江1）
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剂进\出口接管 顶盖组合件
底封头
法兰密封结构
压力容器材料:含锰钼镍的低合金 钢,SA533B,SA508II,SA508III
优点: 具有较高的强度极限和屈服极限; 良好的塑性和冲击韧性; 良好的焊接性能和抗中子辐照性能
缺点:抗腐蚀性能较差. 解决办法:压力容器各段拼焊以后,必须
在 其 内 壁 堆 焊 两 层 厚 度 共 为 6-8mm 的或因科镍合金覆盖层.
c. 作为控制棒组件与驱动轴的导向， 保证控制棒组件能顺利地在燃料组 件内上、下移动。
2.4压力容器：不可更换部件 包容和固定堆芯和堆内构件，并把核
裂变反应限制在其内部。
设计压力：17.2MPa 工作压力: 15.5MPa
压力容器大小、重量随电厂功率的增 加而增加
P23,表2-4
组成: 筒体组合件:法兰环,接管段,筒身,冷却
3.3 SG的运行 1. 冷柱的水位保持 水位低，一回路的冷却不充分，管束
因温度升高破裂。
水位高，导致流向汽轮机的蒸汽温度 过大。
2. 限制管子的腐蚀 腐蚀后泄漏，P37，图2-25
压水堆核电厂的运行
刘 水 清(研究员）
Waterliu518@
中国核动力研究设计院
第一章 绪 论
1. 核电的发展 先军用后民用
压水堆特点: a. 以轻水作慢化剂和冷却剂,堆体积
小,建设周期短,造价低. b.采用低富集度铀作燃料，铀的浓缩
技术已过关。
c. 有放射性的一回路系统与二回路相 分开，放射性不会进入二回路污染 汽轮机，运行、维护方便，需要处 理的放射性三废量少。
常规岛： 汽轮机 二回路系统 发电机
5. 我国核电前景 空前发展
第二章 压水堆核电厂一回路主系统和设备
功能 组成、流程、参数 系统的运行 1 一回路主系统 功能： a.由冷却剂将堆芯中因核裂变产生的 热量传输给蒸汽动力装置并冷却堆芯 b.防止燃料元件烧毁 流程：P11，图2-1
参数：
工作压力15.5MPa,约345℃(大亚湾) 工作压力指一回路平均压力
一次换料，长期运行，12个月，18个月
放射性 停堆后余热 三废处理
满负荷运行，利用因子越大越好，建设费 用高，燃料费低
优点： a. 环保，正常运行 b. 高能量，低消耗 c. 核电成本低 d. 核电厂同位素生产
4 核电厂组成
核岛：反应堆及一回路系统 反应堆 蒸汽发生器 主蒸汽管 燃料厂房 废燃料池 相应系统与设备
2.5 控制棒驱动机构 布置在压力容器顶盖上 传动型式: 磁力提升型, 磁阻马达型,控制 棒靠重力下落
停堆、补偿剩余反应性、控制运行 时的振动因素。
短棒控制棒：采用磁阴马达型，棒可 以进运行，但不能靠重力落入堆芯。
调节轴向功率分布，抑制振荡。目 前，大型压水堆已不用短棒。
棒:UO2芯
块,富集
度相同,
每根275
24 控制棒或可燃毒物棒导向管
1 通量测量管
阻力塞组件
d.中子源
初级中子源:钋-铍(Po-Be)
锎源（Cf）
次级中子源:锑-铍(Sb-Be)
2.2下部堆内物件 堆芯吊篮 堆芯支承板 堆芯下栅格板 流量分配孔板 堆芯围板 热屏 二次支承组件
功能: a．把堆芯重量传给压力容器法兰； b．确定燃料组件下端的位置； c．承受控制棒组件在事故落棒时的重
控制棒位置指示器测量原理是基于同心的 一次线圈和反驱动杆运动的二次线圈之 间的磁场强度随控制棒位置的不同而改 变，引起线圈中感应电压的变化，指示 位置。
2.6 运行中的问题
a. 防止冷却剂泄漏：探测方法：测温，内 部320℃，外部，常温
b. 维持压力—温度的关系
c. 压力容器水位控制
3．汽发生器SG 3.1一回路冷却剂将核蒸汽供应系统的
a．轻水冷却剂从压力容器上部的进口接管 进入,沿吊篮和压力容器内壁之间的环状 间隙向下流,冷却吊篮,热屏蔽层和压力容 器壁,到达压力容器底部后,改变方向向上 流经堆芯,带走热量,到SG把二回路给水加 热成蒸汽.
b．反应性的控制
控制棒 可溶毒物B 新堆用可燃毒物
c．燃料组件:17×17
264 燃料 个芯块
通常以稳压器内蒸汽压力为准
2. 压水反应堆 以轻水作慢化剂和冷却剂,在高温高压下运
行的反应堆. 反应堆:一种能以可控方式产生自持链式裂
变反应的装置. P14,图2-3
组成: 压力容器(包括筒体和顶盖) 下部堆内构件 反应堆堆芯 上部堆内构件 控制棒组件及驱动机构
2.1压水堆堆芯
堆芯: 活性区, 心脏
d. 2. 核电厂的经济性与安全性
e. 2.1清洁、安全、经济的能源
f. 核燃料费：1/3燃煤电厂
g.
1/4~1/5燃气电厂
2.2 风险概率 飞机：10-4/Y， 核电厂：10-6/y
2.3 纵深防御的安全原则： 燃料芯块，燃料包壳，一回路压力边界， 安全壳
纵深防御原则贯穿在核电厂造址、设计、 制造、建造、调试、运行、事故处置和 应急准备等各个环节始终。
力，并把重力传递给压力容器；
d．确定压力容器内及堆芯内冷却剂的 流向；
e．降低压力容器壁所受的放射线剂量； f．堆芯吊篮断裂时，起缓冲作用。
2.3 上部堆内物件 堆芯上栅格板 控制棒导向管 支承筒 堆芯上支承板 换料时，上部堆内物件被整体卸出。
功能：
a. 固定燃料组件上端的位置；
b. 当控制棒组件被提起时，承受因冷 却剂横向流动而引起的力；
2.4多级防御
第一级：设计、建造应防止事故的发 生，追求固有安全性。
第二级：及时发现故障和控制异常工 况。
第三级：专设安全设施，对前两级的 补充，提高安全程度。
第四级：针对严重事故采取的对策，保持 安全壳的完整性；防止事故的恶化，限 制放射性释放。
第五级：应急对策，保护工作人员、公众 和环境。
3．核电厂运行的特点
热量传给二回路给水，使之产生一 定压力，一定温度和一定干度蒸汽 的热交换设备。
两种类型：
带汽水分离器的饱和SG ，常用； 产生稍过热蒸汽的直流式蒸汽发生器。
3.2运行原理
下降通道内，单相的冷水；
上升通道内，温度较高的汽水混合的 热水。
两根温度和密度不相同的水柱，同一 压力下，两者的密度差形成自然循 环的驱动力，冷水柱和热水柱在上 部水箱中接触,进行汽水分离，未汽 化的水流再循环进入冷柱。