国家标准计划《抗辐照耐热钢》由 TC183（全国钢标准化技术委员会）归口，TC183SC16（全国钢标准化技术委员会特殊钢分会）执行 ，主管部门为中国钢铁工业协会。

主要起草单位 中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所 、中国科学院金属研究所 、攀钢集团江油长城特殊钢有限公司 、抚顺特殊钢股份有限公司 、冶金工业信息标准研究院 。

核电在能源领域发展战略上特别是在实现双碳目标中起着至关重要的作用，我国发展核电的加速度目前也位居世界前列，核电在我国电力中的占比也在急速上升。

结构材料作为核电发展中重要的关键材料之一，无论是核电发电装置，还是核废料储存与处理装置，其关键部位的结构材料均需要在高温、强中子辐照和强腐蚀等极端环境中服役。

第四代先进核能系统与第二及第三代核反应堆相比，因其特有的安全性而得到国内外广泛关注与研发。

新型核能系统的结构材料将承受更高流强高能中子辐照、高温、液态金属腐蚀等极端服役环境，因此，新型先进结构材料的研发迫在眉睫，并面临着极大的挑战。

聚变堆作为第四代堆堆型之一，且因其具有清洁、安全、可持续的特点受到国内外高度重视，我国自加入国际热核聚变实验堆ITER计划后，已取得了一系列重要研究成果。

特别是聚变堆结构材料研发走在了国际前列，中科院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所主持研发的10Cr9W1VTa（CLAM）钢，以及中科院金属研究所和中科院近代物理研究所联合研发的20Cr11W2VTaSi（SIMP）钢，主要应用于先进核能系统需要承受强中子辐照、高温和腐蚀等特殊服役环境的结构件，具有抗辐照、耐高温、抗腐蚀、低活化等优点，在高温环境中能保持较高持久强度、良好的抗蠕变性和耐液态金属腐蚀性能，已具有较为成熟的工业规模化生产和使用经验，是第四代先进核能系统和其他涉核及需辐射防护装置的首选结构材料。

2020年GB/T 38820-2020《抗辐照耐热钢》及GB/T 38875-2020《核电用耐高温抗腐蚀低活化马氏体结构钢板》两个国家标准的颁布实施，使我国核能系统用结构材料标准领先走在了国际先进核能系统结构材料研发及标准制定前列，其必要性和重要性不言而喻。

根据钢标委国家标准体系优化方案，GB/T 38820-2020《抗辐照耐热钢》及GB/T 38875-2020《核电用耐高温抗腐蚀低活化马氏体结构钢板》两个标准拟进行整合修订，以GB/T 38820-2020为主，整合GB/T 38875-2020的内容，整合后的标准将更好地指导材料的工程应用及推广。

本标准代替GB/T 38820-2020《抗辐照耐热钢》和GB/T 38875-2020 《核电用耐高温抗腐蚀低活化马氏体结构钢板》。本标准以GB/T 38820-2020为主，整合了GB/T 38875-2020的内容，整合后的标准将继续沿用GB/T 38820《抗辐照耐热钢》的编号及名称。 本标准适用于核工业用直径不大于150 mm的热轧和锻制棒材及公称厚度不大于55 mm的热轧钢板。规定的牌号及化学成分亦适用于钢锭、钢坯及其制品。标准规定了抗辐照耐热钢的术语和定义、订货内容、尺寸、外形、重量、技术要求、试验方法、检验规则、包装、标志和质量证明书。 与GB/T 38820-2020相比，主要技术变化包括：范围增加了“公称厚度不大于55 mm的热轧钢板”及其相应技术要求；增加了“低活化”的术语和定义；更改了订货内容；更改了冶炼方法等。