原文服务方: 核动力工程       
摘要:
为获取CFBR-II堆与其他装置建立辐射损伤等效系数的实验依据,在CFBR-II堆稳态工况下开展典型三极管的辐射损伤常数测定工作.结果表明,硅三极管的辐射损伤常数在4×10~(-16)~6×10~(-16) cm~2之间;对于直流增益与中子注量的线性关系的适用范围,集电极注入电流可以拓展到300 mA.
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关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 基于三极管的CFBR-II堆辐射损伤常数测定
来源期刊 核动力工程 学科
关键词 CFBR-II堆 三极管 中子注量 直流增益 辐射损伤常数
年,卷(期) 2010,(1) 所属期刊栏目 其他
研究方向 页码范围 140-142
页数 3页 分类号 TN322.8
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 邹德慧 10 47 5.0 6.0
2 邱东 21 62 5.0 7.0
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研究主题发展历程
节点文献
CFBR-II堆
三极管
中子注量
直流增益
辐射损伤常数
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
核动力工程
双月刊
0258-0926
51-1158/TL
大16开
1980-01-01
chi
出版文献量(篇)
4821
总下载数(次)
0
总被引数(次)
19304
论文1v1指导