我国首座纯铅冷却剂实验回路建成应用

　　本报讯 通讯员陈刘利 高胜报道：中科院核能安全技术研究所4月6日消息称，该所于日前建成中国首座纯铅冷却剂实验回路，并成功实现调试。

　　据悉，基于在高温液态重金属领域十余年的研发经验，FDS团队在纯铅冷却剂实验回路建设中克服了结构材料选型、高温不透明流体测量、氧浓度测控等系列技术难题，运行温度可超600℃，具备开展铅冷快堆结构材料腐蚀、冷却剂热工安全特性及反应堆关键设备验证的能力，可为铅冷快堆设计与研发提供工程经验。

　　铅冷快堆在安全性和经济性方面具有突出的优势，被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代反应堆，冷却剂技术是铅冷快堆的核心技术。该回路的建成对加快铅冷快堆工程化具有重要推动作用，进一步增强我国在先进核能领域的竞争力。

　　在中国科学院战略性先导专项、国家磁约束聚变专项和国家重大基金专项等项目的支持下，FDS团队长期致力于铅基堆（包含铅锂冷却反应堆、铅铋冷却ADS次临界堆、铅冷临界快中子堆等）设计与关键技术研究工作，前期已建成世界规模最大的液态铅铋和铅锂合金综合实验平台，此次纯铅实验回路的建成将进一步促进完善铅基堆研发技术体系，为中国铅基反应堆的设计、关键技术研发与专用设备研制等奠定了坚实基础。

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　　我国四代铅基堆核“芯”技术获突破  原型燃料组件及包壳材料实现自主化

　　中科院核能安全技术研究所FDS团队研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”日前通过业内知名专家组成的专家组鉴定。专家组一致认为：该成果实现自主化研发，填补了国内空白，其中新型包壳材料的耐高温和耐腐蚀性能处于国际先进水平，对促进我国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。 

　　据了解，燃料组件及包壳作为铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题，同时可为其他液态金属冷却反应堆燃料发展提供技术支持。同时，打破了国外技术垄断，实现了核心技术自主掌握。

　　铅基堆是中科院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能-ADS嬗变系统”和国家十二五重大基础设施建设项目“加速器驱动嬗变研究装置”的反应堆系统。核安全所负责“ADS嬗变系统”中铅铋反应堆的研发工作，目前已经完成反应堆系统详细设计及主要技术研发，并在核心设计理念与关键设备研制方面实现了突破，具备了铅基堆工程实施能力。得益于铅基材料优良的中子物理和热物理特性以及稳定的化学性质，铅基堆除了在产能安全性和经济性方面具有突出优势之外，还具有良好的核废料“焚烧”处理能力和核燃料增殖能力，是一种能够实现多种应用和可持续发展的先进核能系统。

　　（朱学蕊 刘晓丽）