《表1 热缩套管测试结果:第三代压水堆核电站CAP1400 1E级壳内电缆附件研制及鉴定试验》
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《第三代压水堆核电站CAP1400 1E级壳内电缆附件研制及鉴定试验》
热缩套管测试前均经过电子加速器辐照交联;为模拟安全壳内的运行环境,主要进行了如下测试:机械性能、电气绝缘性能、低烟无卤阻性能、耐高温性能、耐γ和β射线辐照性能、耐酸碱、湿热性能及耐热寿命。在实验测试基础上对材料配比进行了进一步优化,配方的测试结果如表1所示。
图表编号 | XD00160127800 严禁用于非法目的 |
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绘制时间 | 2020.04.01 |
作者 | 王庆玖、张军、严振杰、吕波 |
绘制单位 | 江苏华侃核电器材科技有限公司、上海交通大学、国核工程有限公司、中国科学院等离子体物理研究所 |
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