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摘要
我国核燃料处理技术获突破铀利用率提高60倍我国自主设计、自主建造、自主研发的第一座动力堆乏燃料后处理中间试验工厂——中核集团四。四中试工程热调试取得圆满成功.实现了核燃料闭式循环的目标,同时实现了核动力堆中燃烧后的核燃料铀、钚材料的回收。铀利用率提高60倍。
出处
《中国电力》
CSCD
北大核心
2011年第3期21-21,共1页
Electric Power
关键词
科技信息
核燃料处理
电力
乏燃料后处理
核动力堆
自主设计
中核集团
中间试验
分类号
TL241.14 [核科学技术—核燃料循环与材料]
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