核供热堆注硼系统喷射泵的特性研究

作     者：贾海军 马昌文 吴少融 博金海 姜胜耀 张佑杰 

作者机构：清华大学核能技术设计研究院 

出 版 物：《清华大学学报（自然科学版）》 (Journal of Tsinghua University(Science and Technology))

年 卷 期：1996年第36卷第12期

页      码：57-60页

摘      要：注硼系统是确保反应堆安全的重要设施。文中实验研究了喷射泵在核反应堆注硼系统中作为安全装置使用的可行性和可靠性，实验的压力为０．１～１．５ＭＰａ，温度为２０～１９８℃，喷射泵工作喷嘴直径为１～８ｍｍ，注入流量为０．１～０．８ｋｇｓ－１。实验表明合理设计的喷射泵能满足“正向”注硼和“反向”阻断液位下降的双重作用。以实验研究为基础设计制造的喷射泵已首次应用于５ＭＷ核供热堆注硼系统中。

主 题 词：注硼系统 喷射泵 供热堆 安全设施 

学科分类：082703[082703] 08[工学] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

D　O　I：10.16511/j.cnki.qhdxxb.1996.12.011

馆 藏 号：203440005...