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圖2

    答案2：如果冷卻劑的密度在熱段保持ρh，在冷段保持ρc，則自然循環的驅動壓頭為：ΔPd=（ρc-ρh）gH，式中g為重力加速度。

    盡管上述問題2及其答案是建立在‘點源模型’的基礎上，以它來計算回路系統在自然循環時的驅動壓頭是不夠精確的，但是作為一級近似計算自然循環時的驅動壓頭或定性分析自然循環驅動壓頭與影響其大小，即自然循環能力強弱諸因素之間關系是有足夠說服力的。

    問題2及其答案在各核電廠是公認正確的，是分析各種自然循環問題的基礎。

    對照上述兩問題的答案不難看出：

    1）對于立式蒸汽發生器倒U型傳熱管的上升段和下降段并非回路內影響和決定自然循環驅動力上升段（熱段）和下降段（冷段），它們只是熱阱的組成部分。冷卻劑沿著傳熱管上升并不斷冷卻，到頂后再沿著下降段向下還在不斷冷卻，其不斷形成的密度差和高度差，對自然循環驅動力有點貢獻，但只是整個自然循環驅動力的一部分，而且不是主要的更不是決定性的。對形成自然循環驅動壓頭起決定作用的是熱阱與熱源之間的高度差，以及在此高度上的上升段與下降段冷卻劑的密度差。下節將說明對大亞灣核電廠（M310型）熱源點至熱阱點的高度差為11M，即使不考慮傳熱管的部分，高度差還有6M以上，這才是對自然循環壓頭起決定作用的。作為實際的非常有說服力的實際例證，如果是臥式的蒸汽發生器，其傳熱管也是U型的，只不過是水平放置的，冷卻劑從進口集管經傳熱管水平地流向出口集管，只有密度差而沒有高度差。假設問題1的論點成立，那么采用臥式蒸汽發生器（傳熱管不存在上升段和下降段）的田灣核電廠是沒有任何自然循環能力了。而田灣核電廠在設計上并由試驗成功證明了是有很強的自然循環能力的。再如AP1000型核電廠，當發生全廠失電同時蒸汽發生器不可用時，停堆后的堆芯余熱全部依靠非能動堆芯余熱排出系統排出，其途徑是由反應堆出口引出高溫冷卻劑經管道流向安全殼內大水箱（IRWST）內的傳熱管，這些傳熱管也幾乎是直接向下的（螺旋向下），且只有下降段并無上升段。經冷卻后的冷卻劑再經反應堆進口流向堆芯并對堆芯冷卻。以上兩例的自然循環，并不因為沒有傳熱管的上升段和下降段失去自然循環能力，更不會使自然循環中斷。

    因此，通過以上分析，“如果二次側冷卻能力過強，…..因而在U型管的上升段和下降段中的冷卻劑密度差不大，…….使自然循環中斷。”這一結論是不成立的。

    2）由問題2的答案可知，上升段（熱段）與下降段（冷段）的密度差和熱阱與熱源之間的高度差決定自然循環的驅動壓頭，也就決定回路系統的自然循環能力。這里先明確壓水堆回路系統中熱阱與熱源之間的高度差H,也就是上升段（熱段）和下降段（冷段）的有效高度。

    在點源模型下要知道熱阱與熱源之間的高度差H，必須先確定熱阱點與熱源點。對立式蒸汽發生器，熱阱點應在管板以上傳熱管的中平面。對臥式蒸汽發生器，熱阱點應是所有傳熱管的平均標高。熱源點應是堆芯燃料元件的中心平面，如圖3所示。

                       圖3    點源模型下熱阱與熱源之間的高度差

    熱源點和熱阱點之間的高度差，也就是自然循環時上升段和下降段的有效高度H，不難看出，熱阱和熱源之間的高度差是在設備和系統設計及安裝位置確定后就已經固定下來了，在討論自然循環各因素時，H是不變的常數。作為實例，大亞灣核電廠熱阱點和熱源點高度差大約為11米（堆芯中平面至堆芯出口約2m，堆芯出口至熱段出口管中心線約2m，出口管中心線至蒸汽發生器管板上表面2.3m，管板上表面至傳熱管平均標高約5m，以上數據均由大亞灣核電廠RCP系統設備的布置及相對標高估算而來——作者注）。而熱段及冷段的冷卻劑的密度差則是由自然循環所傳輸的反應堆功率所決定的。

    綜上所述，對某一實際的壓水堆核電廠，熱阱和熱源的高度差是確定不變的，那么判斷自然循環是在進行的唯一條件就是上升段（熱段）與下降段（冷段）的冷卻劑是否存在溫度差，即是否存在密度差。熱段與冷段的冷卻劑如果存在密度差，就意味著存在一定的自然循環的驅動壓頭，就能推動在堆芯被加熱的冷卻劑向上流動，經蒸汽發生器的傳熱管被二次側給水冷卻后變成溫度較低的水流回堆芯入口，這就形成了自然循環傳熱。因此，判斷回路中自然循環是否正在進行最基本的判據就是冷段和熱段的冷卻劑存在溫度差，因為壓力容器進出口的溫度可在主控室顯示，可直接觀察到。對于穩定態自然循環傳熱，當冷段與熱段冷卻劑的密度差越大，所產生的自然循環的驅動壓頭越大，自然循環的能力也越強，反之亦然。

    對于不穩定的（動態的）自然循環傳熱，冷段與熱段冷卻劑的密度差變得越大，產生的自然循環的驅動壓頭越大，自然循環的能力越強。反之，該密度差向著減小的方向變化，則自然循環的驅動壓頭會越來越小，自然循環能力就會越來越弱，從理論上說該密度差變為零，則循環的驅動壓頭為零，自然循環也就中斷了。必須強調的是，這里的熱段和冷段是指的整個一回路的熱段和冷段，而不是蒸汽發生器中倒U型傳熱管的上升段和下降段。

3）蒸汽發生器二次側冷卻能力過強的問題

    其實在上兩節中已經從原理上對此問題作了分析，二次側的冷卻能力過強會影響傳熱管內上升段和下降段冷卻劑的平均密度差，但不會影響整個一回路的上升段（熱段）和下降段（冷段）中冷卻劑的密度差。從點源模型來分析，自然循環能力強弱，也就是自然循環驅動壓頭的大小，只與兩個因素有關：一是熱阱與熱源相對位置即高度差，二是熱段（上升段）與冷段（下降段）內冷卻劑的密度差。而對冷卻劑在熱源內的詳細吸熱升溫過程以及冷卻劑在熱阱（蒸汽發生器傳熱管）中的放熱降溫過程是不考慮的。也就是說冷卻劑在堆芯內哪一段吸熱多哪一段吸熱少，以及在傳熱管中哪一段放熱多，哪一段放熱少是不考慮的。只要知道冷卻劑經堆芯吸熱后，溫度升高了，密度減小了；而經過蒸汽發生器被二次側冷卻下來，從傳熱管出來的冷卻劑溫度降低了，密度增加了。只要維持著上升段和下降段冷卻劑的密度差，加之上節已敘熱阱和熱源之間的高度差是確定的，這兩個因素都存在，則維持自然循環流動的驅動壓頭就存在，自然循環也就不會中斷了。再之，從定性邏輯上分析，二次側的冷卻能力越強，會使經蒸汽發生器傳熱管出來的冷卻劑溫度降得更低，密度增加得更大，從而使自然循環流動的驅動壓頭增加，反而更增強了自然循環的能力，更不可能使自然循環中斷了。自然，我們討論的二次側冷卻能力過強，也是在壓水堆電廠實際所達到冷卻能力而言的，比如大氣釋放閥開，加之輔助給水的低溫給水的二次側冷卻能力過強情況。

    4）蒸汽發生器二次側冷卻能力過強會使反應堆頂蓋下出現蒸汽聚積，進而使自然循環中斷嗎？筆者對此觀點是持質疑態度的。從邏輯上分析，二次側冷卻能力過強，首先是使經蒸汽發生器的冷卻劑溫度降得更多，繼而引起一回路平均溫度下降，導致一回路壓力下降，飽和溫度下降。因為是平均溫度和一回路壓力都在下降，原來回路冷卻劑是有一定過冷度的，特別是緊急停堆后，經主泵惰轉帶走大量熱量，堆功率已降至10%FP以下，一回路平均溫度下降較多，由于穩壓器的作用，回路壓力下降并不顯著，此時的過冷度更大。此后再兩者都同時下降，一回路冷卻劑的過冷度并不會有明顯的改變。所以在回路中的冷卻劑不會達到飽和溫度，自然也不會產生蒸汽在頂蓋下積累而形成蒸汽空間，更不會因此而導致自然循環中斷。筆者認為，在自然循環初期最有可能（只是可能，而不是一定）產生蒸汽的地方有兩處：一是堆芯個別熱通道內，盡管已經停堆了，功率已經很低了，某些燃料元件表面熱通量還相當大，當壓力降低時飽和溫度降低，這些表面可能產生泡核沸騰，但這些蒸汽泡上升遇到過冷的冷卻劑時便會泯滅，如同高功率運行的情況一樣，由個別熱通道產生的蒸汽泡，上升到堆芯出口會與過冷水混合而湮滅，到壓力容器出口時都是過冷水了。這些汽泡也絕不會上升到壓力容器頂蓋下形成蒸汽空間。二是穩壓器內處于飽和狀態的水，當一回路壓力下降時，這部分水就可能蒸發為蒸汽，原有飽和蒸汽成為過熱蒸汽，新增加的蒸汽和原有蒸汽就會要求占駐更大蒸汽空間，達不到更大空間時便會使壓力增加，從而阻止壓力下降使回路壓力達到新的穩定的壓力（穩壓器的壓力變化的緩和效應）。可以認為，這部分蒸汽也絕不會進到壓力容器頂蓋下形成蒸汽空間，只會填補因平均溫度下降而體積收縮的汽空間。
    5）在全廠失電而進入自然循環時，可能有兩種情況發生會使自然循環中斷，但導致自然循環中斷的原因，均不是因為二次側冷卻能力過強而引起的：

    情況一：二次側的冷卻能力不足，堆芯的熱量不能被二次側全部帶走，引起二次側傳熱管出口的冷卻劑溫度逐步上升，導致上升段（熱段）和下降段（冷段）溫度差逐漸減小，也就是密度差逐漸減小，自然循環的驅動壓頭也就逐漸減小，直至為零，自然循環也就中斷了。作為極端情況，二次側補水接繼不上，使二次側排空，熱阱喪失，一次側的熱量完全排不出去，導致上升段的水未經任何冷卻降溫而進入下降段，上升段與下降段的冷卻劑無密度差，自然循環無驅動壓頭，自然循環很快就中斷了。這種情況引發的后果是嚴重的，反應堆的剩余熱量引起冷卻劑不斷升溫，體積不斷增加，壓力不斷升高。當超過穩壓器安全閥開啟值時，不斷地以高溫蒸汽排向卸壓箱，使一回路水裝量不斷地減小，最終將會導致堆芯裸露而引發高壓熔堆。這種極端嚴重事故就是壓水堆版的福島事故。

    因此在發生全廠失電事故時，不是擔心二次側冷卻能力過強，而是必須防止二次側冷卻能力不足，以免自然循環中斷導致更嚴重事故發生。

    情況二：全廠失電后進入自然循環階段時，又發生了一回路失水，例如主泵軸封水喪失而冷卻劑從軸封處泄漏。此時一回路壓力下降很快而冷卻劑的平均溫度幾乎沒有降低，局部高溫的冷卻劑達到飽和溫度蒸發變成蒸汽彌補漏失的空間。水位不斷下降，壓力也不斷下降，大部分冷卻劑達到當時壓力下的飽和溫度，當水位下降至壓力容器頂蓋時，頂蓋下開始積汽，形成所謂雙穩壓器效應。當水位下降至主管道上管口以下時，所有高于上管口的冷卻劑特別是蒸汽發生器傳熱管內的，都因重力回流，既無進傳熱管的也無出傳熱管的冷卻劑，自然循環也就中斷了。此情況下，只有蒸汽進入傳熱管冷凝后再回流到上管口以下的冷卻劑內，也就是所謂回流冷凝的傳熱方式將堆芯熱量傳給二回路。

    此情況下若冷卻劑仍在不斷泄漏，壓力仍在不斷下降，假如趕在水位下降到堆芯裸露之前，壓力已降到中壓安注箱注入整定值（一般在42.5bar）以下，安注箱開始注入，這樣就可為保護反應堆的安全爭取到很多時間了。由于本人對于事故后期的發展及處理措施沒有研究，且已不在本文所討論的自然循環問題的范圍內，也就不再繼續討論下去了。當發生全廠失電時不僅保證和維持蒸汽發生器二次側有較強的冷卻能力外，盡快啟動LLS系統，保證軸封處一回路冷卻劑不泄漏同樣是十分重要的。

    6）實際上，當我們在處理全廠失電事故，依靠自然循環導出反應堆的剩余熱量保護反應堆安全時，是有意地強化二次側的冷卻能力，而不是限制二次側的冷卻能力。強化二次側冷卻能力的措施有二：一是當蒸汽發生器二次側蒸汽壓力過大，讓大氣釋放閥開啟，以蒸汽形式將一次側的熱量排向大氣。我們知道，蒸汽流量增加對降低一回路冷卻劑的溫度是十分有效的。但是，開啟大氣釋放閥是有風險的，特別是開啟后的大氣釋放閥因故障不回座，就近乎于主蒸汽管道破裂，造成一回路快速降溫，其風險不是造成自然循環中斷，而是一回路快速降溫引入較大的正反應性，特別是在壽期末，其正反應性的引入可能使停堆后的堆芯重返臨界，造成反應性事故。二是向蒸汽發生器二次側補充低溫給水。當全廠失電時，首先汽動泵（或柴油機泵）自動啟動，將輔助給水箱（有的廠稱為應急給水箱）的水注入蒸汽發生器。我們知道，由主給水泵經高壓加熱器（一般都有兩級）來的給水，水溫高達220℃以上，而由輔助給水箱來的給水是30℃—40℃，大大低于主給水的溫度，這樣可以最大限度地增強二次側的冷卻能力，更快地將經蒸汽發生器的一回路冷卻劑溫度降下來，加大上升段和下降段的溫度差，從而更加增強自然循環的驅動力，但這冷水會給蒸汽發生器帶來很大的熱沖擊。這兩種方法的綜合應用，就能夠使一回路上升段與下降段冷卻劑的密度差達到更大，從而使自然循環的驅動壓頭更高，使自然循環能力更強。

    筆者認為，明確對這一問題的認識是重要的。萬一當全廠失電事故發生時，運行人員會自覺地執行操作規程，大膽地采取增強二次側冷卻能力一切措施，增強自然循環的能力，確保反應堆處于安全狀態。

2.4自然循環流量與反應堆功率成正比，與回路系統的總阻力成反比嗎？

    回答“壓水堆一回路系統的穩態自然循環流量主要與哪些熱工參數有關？”的問題時，各核電廠編制的復習題相應的答案中，有代表性的是：“壓水堆穩態自然循環流量主要與堆功率成正比，與蒸汽發生器和堆芯之間的高度差成正比，與回路系統的總阻力成反比。”筆者認為，這樣的答案是值得商榷的：

1）與蒸汽發生器和堆芯之間的高度差成正比。這里應確切地說是熱阱與熱源之間的高度差，而不是兩大設備之間的高度差。當核電廠的設備和系統建成之后，如前面所敘，該高度差是確定的也是無法改變的，也就無所謂成正比或成反比了。除非是在新設計一回路設備和系統時，對自然循環能力要考慮到熱源和熱阱之間的高度差。即使如此自然循環流量也不是和高度差成正比。只能是其高度差越大，自然循環流量越大。

2）穩態自然循環流量與反應堆功率之間的關系。我們知道穩態下反應堆功率可以表示為

    從表達式中可以看出，穩態的自然循環時，增加反應堆功率，同時會改變冷卻劑進出口溫差和流量，而前者是第一位的，居于主動因素。進出口溫差的增加，相應的熱段（上升段）和冷段（下降段）冷卻劑的密度差也將增大，導致自然循環的驅動壓頭增加，促使冷卻劑流動速度（流量）也就增加。也就是說反應堆熱功率的增加，分配到進出口溫差的增加及回路內自然循環流量的增加。因此，簡單地將穩態自然循環流量與反應堆功率的關系說成是正比的關系是不合適的。

    這里還須說明的是，對一個設備和系統都已確定的一回路系統，依靠穩定的自然循環所傳輸的反應堆功率是有限的，這一傳輸的反應堆最大功率，就是該系統所設計的最大自然循環能力。壓水堆核電廠典型設計的最大自然循環能力為10%-15%。

    因此，穩態自然循環流量與反應堆功率之間的關系的正確表敘是：在最大自然循環能力的范圍內，反應堆功率越高，經過堆芯的冷卻劑溫升也越大，造成上升段和下降段的密度差也越大，自然循環的驅動壓頭也越大，從而穩態自然循環流量越大；反之，反應堆功率越低，穩態自然循環的流量也越小。

3）自然循環流量與回路系統的總阻力成反比？

    首先，這里“回路系統的總阻力”這個概念是模糊不清的，對任何回路系統而言，有一定的流量才會產生相應的阻力，也就是壓降，沒有流量，流體不流動了，也就沒有阻力也沒有壓降了，所以“回路系統的總阻力”就不知所指的是什么，其說法是不妥當的。

    對任意一個回路系統而言，確定有一個流量和阻力壓降的對應關系，即有一定的流量會在回路系統產生一定的阻力壓降，改變流量，流體在該回路系統中的阻力壓降也就改變了。例如反應堆功率增加，自然循環流量增加，流體在該回路系統中的阻力壓降也增加。這就是該回路系統的流量—阻力壓降特性曲線。如果換成另一回路系統，或將該系統管道上的閥門開度減小，那就是另一條流量—阻力壓降曲線了。在相同的驅動壓頭下，比較這兩條特性曲線，可以說產生相同的阻力壓降，前者的流量大，后者（閥門開度減小的系統）的流量小。需要強調指出的是，這是兩條特性曲線之間的比較。

    對于壓水堆一回路系統而言，冷卻劑流經的路徑，管道的長短走向，包括流經的燃料通道及蒸汽發生器的傳熱管等等，都是固定了的，中間沒有任何閥門，對某一循環流量流過一回路系統后，必定對應產生某一阻力壓降，也就是說一回路系統的流量—阻力壓降特性曲線只有唯一的一條，這里不考慮流體溫度或密度變化給特定曲線造成的微小偏離。這一流量—阻力壓降特性曲線涵蓋了自然循環和強迫循環，只不過強迫循環占有大流量—大阻力壓降部分，而自然循環對應的是小流量—小阻力壓降部分。

    在進行自然循環時，因為反應堆堆芯發出一定功率，冷卻劑從堆芯進口到堆芯出口，從低溫變為高溫，到蒸汽發生器經傳熱管放熱后又變為低溫，這樣在上升段和下降段產生密度差，加之在已存在的堆芯和傳熱管之間的高度差，從而產生自然循環的驅動壓頭，推動冷卻劑的流動。這一流量在回路系統中產生阻力壓降，假如這阻力壓降比此時的驅動壓頭小，那么多余的驅動壓頭推動冷卻劑加速流動，使流量增加，在回路系統中產生的阻力壓降增加，直到回路中的流量在回路系統中產生的阻力壓降等于自然循環的驅動壓頭為止。究其原理和強迫循環時泵的工作特性曲線與回路的流量—阻力特性曲線交點形成工作點是類似的，只不過回路的流量—阻力特性曲線不能改變而已。

    綜上分析，筆者不贊同“壓水堆穩態自然循環流量與回路系統的總阻力成反比”這樣的說法，而應該是：自然循環的驅動壓頭越大，促使回路中冷卻劑流速越快，流量也越大，在回路系統中所產生的阻力壓降也越大。在壓水堆穩態自然循環時且二次側冷卻能力足夠而穩定時，反應堆功率大小是主動因素，由此引起上升段與下降段密度的改變，進而使自然循環驅動壓頭的改變，導致循環流量的改變，由于流量的改變，才使流體在回路系統中的阻力壓降改變，而不可能是反方向的影響。但無論何時，其流量在回路系統中產生的阻力壓降總是等于自然循環的驅動壓頭。無論是穩定的自然循環和不穩定的自然循環都應是符合這一規律的，因為對于不穩定的自然循環每一短暫瞬間可看成是穩定的（準穩態）。其實，這一規律也適用于壓水堆一回路的強迫循環，主泵的驅動壓頭或稱揚程是推動力，使泵出口冷卻劑的壓力增加，推動冷卻劑快速流動，形成較大的流量，該流量在回路系統中產生了一定的阻力壓降，該阻力壓降無論何時都等于主泵的驅動壓頭（可能在主泵啟動或停運的瞬間是例外）。

3、本文所敘的基本觀點小結

1）自然循環可分為穩態自然循環和不穩定自然循環兩種形式，核電廠是按穩定的自然循環最大能力設計，但所關注的是全廠失電事故下建立和維持自然循環的能力，不斷地有效導出反應堆的剩余發熱，使反應堆處在安全狀態。

2）建立自然循環的必要條件是：熱阱和熱源之間要有高度差，熱段和冷段之間要有密度差。高度差和密度差決定自然循環驅動壓頭的大小。有了驅動壓頭，自然循環就建立起來了。再加上其他條件都不太適合，也不太“必要”。

3）立式蒸汽發生器傳熱管的上升段和下降段并非回路系統中起決定作用的上升段和下降段（熱段和冷段），對比臥式蒸汽發生器的傳熱管，其冷卻劑是水平流動的，不存在所謂上升段和下降段。只能說明蒸汽發生器的傳熱管（不論是立式的還是臥式的）只不過是熱阱的組成部分而已。

4）作為一級近似的點源模型，自然循環時有效的上升段（熱段）和下降段（冷段）是指的熱源點和熱阱點之間的高度差。對壓水堆回路系統中，指的是與二次側給水相接觸的傳熱管平均標高與堆芯燃料元件平均標高之間的高度差。對某壓水堆回路系統而言，這一高度差是確定不變的。顯然，也說明了有效的上升段（熱段）和下降段（冷段）兩段的高度是相等的。

5）結合第2）點和第4）點，可以認為只要上升段與下降段冷卻劑之間存在密度差，就會有自然循環驅動壓頭，自然循環就在進行。因此回路中的自熱循環是否正在進行，冷段和熱段是否存在溫度差是最基本的判據。溫差大，溫差小，自然循環能力越弱，當溫度差不存在，自然循環也就中斷了。

6）上升段的溫度差（或密度差）是由反應堆功率決定的。密度差越大，自然循環的驅動壓頭就越大，自然循環能力就越強，反之亦然。因此，二次側的冷卻能力過強，只會使下降段冷卻劑的溫度降得更低，使得上升段與下降段之間密度差變得更大，使自然循環能力變得更強，不會得到相反的結論——使自然循環中斷。

7）由于二次側冷卻能力過強，使一回路冷卻劑平均溫度降低，致使一回路壓力下降，因為溫度和壓力都降，故一回路冷卻劑總體仍處在過冷狀態，不會在壓力容器頂蓋下形成蒸汽空間，也就不會因此使自然循環中斷。

8）在實際處理全廠失電事故時，不是害怕二次側冷卻能力過強，而是特意強化二次側的冷卻能力，如開啟大氣釋放閥，以蒸汽形態帶走一次側的熱量，使冷段的溫度降得更低，加大自然循環驅動壓頭。與此同時將輔助（或稱應急）給水箱的常溫水注入二次側，同樣也是強化二次側的冷卻能力，增大自然循環驅動壓頭的有效手段。

9）相反地，二次側冷卻能力不足，極端情況下二次側毫無冷卻能力（二次側燒干），自然循環會很快中斷，如果處置不當就會發生像福島那樣高壓熔堆的特大事故。

10）全廠失電后進入自然循環時，一回路發生小破口失水（例如軸封水喪失），降壓而不降溫。當水位降至壓力容器頂蓋以下時，就會出現“雙穩壓器”現象，當水位降至出水管上端口時，自然循環會完全中斷，僅以回流冷凝形式傳出反應堆的部分熱量。

11）“穩態自然循環流量與反應堆功率成正比”這一提法是不恰當的，而應是穩態自然循環時，所傳輸的反應堆功率越大，自然循環的流量越大，但不是成正比的關系。

12）“自然循環的流量與回路系統的總阻力成反比”這一提法更不能贊同。“回路系統的總阻力”不是個獨立存在的參數，回路系統中有一定的流量才會在回路系統中產生一定的阻力壓降。應該是：自然循環的驅動壓頭越大，回路系統中的流量就越大，該流量在回路系統中所產生的阻力壓降也越大，但無論何時，該流量在回路系統中所產生的阻力壓降總是與自然循環的驅動壓頭相等。因此，自然循環的流量與在回路系統中產生的阻力壓降既不是成正比，更不是成反比關系。

4、本文的期望

    鑒于自然循環問題對于壓水堆核電廠在安全方面的重要性，本人大膽地對以上問題提出自己的粗淺看法，期待是：

    1）對自然循環問題展開廣泛深入的討論，對本文提出批評指正，以求得正確的認識。

    2）能編寫出更多的切合核電廠運行實際的思考題供運行人員探討、學習，以更好地指導壓水堆核電廠的運行實踐。