第三代P WR核电站1 E级热缩套管辐照老化研究
Electric Wire & Cable（2020）
Abstract
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.
MoreAI Read Science
Must-Reading Tree
Example
Generate MRT to find the research sequence of this paper
Chat Paper
Summary is being generated by the instructions you defined