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摘要:
对第三代压水堆(PWR)核电站1E级热缩套管分别进行了β射线和γ射线9个不同剂量下的辐照老化试验,测得热缩套管的机械性能.在辐照老化试验过程中,以断裂伸长率作为热缩套管受射线辐照老化后损伤的评定参数;当热缩套管在一定剂量的β射线辐照后和另一剂量的γ射线辐照后的断裂伸长率相同时,则认为两种剂量是等效的.根据测试结果,对断裂伸长率随辐照剂量的变化情况进行曲线拟合,得到热缩套管在两种不同类型射线辐照下的等效比例关系,为第三代PWR核电站1E级壳内热缩套管的研发及质量鉴定试验条件提供了参考依据.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 第三代P WR核电站1 E级热缩套管辐照老化研究
来源期刊 电线电缆 学科 工学
关键词 核电站1E级热缩套管 辐照老化试验 断裂伸长率 等效比例关系
年,卷(期) 2020,(1) 所属期刊栏目 线缆产品
研究方向 页码范围 10-13,18
页数 5页 分类号 TM249.5
字数 3512字 语种 中文
DOI 10.3969/j.issn.1672-6901.2020.01.003
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 张军 64 420 10.0 18.0
2 李聪 7 25 2.0 5.0
3 严振杰 10 14 2.0 3.0
4 王庆玖 2 0 0.0 0.0
传播情况
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研究主题发展历程
节点文献
核电站1E级热缩套管
辐照老化试验
断裂伸长率
等效比例关系
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
电线电缆
双月刊
1672-6901
31-1392/TM
大16开
上海市军工路1000号
4-276
1958
chi
出版文献量(篇)
1809
总下载数(次)
7
总被引数(次)
6976
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