第三代P WR核电站1 E级热缩套管辐照老化研究

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.

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

分类号：TM249.5(电工材料)

资助基金：国家科技重大专项——大型先进压水堆及高温气冷堆核电站核电站主要辅助设备自主设计与制造技术研究2014ZX06004004-007-03

在线出版日期：2020-01-08（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：10-13,18