钠冷快堆用超洁净不锈钢的开发  

Development of Ultra-Clean Stainless Steel for Sodium-Cooled Fast Reactor

作　　者：张智峰 李向 

机构地区：[1]上海电气上重铸锻有限公司大型铸锻件研究所 [2]上海交通大学材料科学与工程学院

出　　处：《锻造与冲压》2022年第19期20-20,22,24,26,28,共5页Forging & Metalforming

摘　　要：钠冷快堆是公认的第四代先进核能系统备选堆型之一,它可将天然铀资源利用率从目前的约1%提高至60%以上,为中国铀矿资源枯竭、核材料利用率低和核废料难以处理等问题提供了一条可行的解决路径。我国正在建设单机容量600MW的钠冷快堆示范工程并列入国家重大核能科技专项,具有极其重要的战略意义。

关 键 词：材料利用率 铀矿资源 单机容量 天然铀 解决路径 钠冷快堆 先进核能系统 示范工程 

分 类 号：TG142.71[一般工业技术—材料科学与工程] TL425[金属学及工艺—金属材料]