轻水核反应堆材料研讨会

作     者：戴石锋（译） 

出 版 物：《不锈（市场与信息）》 (China Stainless Market and Information)

年 卷 期：2007年第23期

页      码：24-25,32页

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。

主 题 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 

学科分类：08[工学] 081304[081304] 0805[工学-能源动力学] 080502[080502] 0813[工学-化工与制药类] 

馆 藏 号：203127056...