轻水核反应堆材料研讨会

• 作者: 戴石锋（译）
• 来源期刊: 不锈：市场与信息
• 学科: 工学
• 关键词: 核反应堆材料 《不锈钢世界》 反应堆装置 老化问题 水 零部件
• 年，卷（期）: 2007,（23）
• 页码范围: 24-25
• 页数: 2页
• 分类号: TU511.3

摘要

现行运转的核反应堆将达到它们的设计寿限。因此，关于如何管理反应堆装置和零部件的老化问题，不仅对现行二代反应堆有着重要的现实意义，而且对未来的核反应堆也有着重大的意义。最近《不锈钢世界》参加了一个致力于解决此问题的研讨会，会议所在地点为一个长期严重依赖于核电的国家：法国。