日前，從中科院核能安全技術(shù)研究所獲悉，該單位在鉛冷快堆冷卻劑技術(shù)方面取得重要突破，建成了中國首座純鉛冷卻劑實驗回路。

核安全所在高溫液態(tài)重金屬領(lǐng)域已有十余年的研發(fā)經(jīng)驗。研究團隊克服了結(jié)構(gòu)材料選型、高溫不透明流體測量、氧濃度測控等系列技術(shù)難題，建成的純鉛冷卻劑實驗回路運行溫度可超600℃，具備開展鉛冷快堆結(jié)構(gòu)材料腐蝕、冷卻劑熱工安全特性及反應堆關(guān)鍵設(shè)備驗證的能力，可為鉛冷快堆設(shè)計與研發(fā)提供工程經(jīng)驗。

據(jù)介紹，鉛冷快堆在安全性和經(jīng)濟性方面具有突出優(yōu)勢，被“第四代核能系統(tǒng)國際論壇”組織評定為有望首個實現(xiàn)工業(yè)示范和商業(yè)應用的第四代反應堆，冷卻劑技術(shù)是鉛冷快堆的核心技術(shù)。該回路的建成對加快鉛冷快堆工程化具有重要推動作用，可進一步增強我國在先進核能領(lǐng)域的競爭力。

據(jù)了解，此次純鉛實驗回路的建成，將進一步促進鉛基堆研發(fā)技術(shù)體系的完善，為中國鉛基反應堆的設(shè)計、關(guān)鍵技術(shù)研發(fā)與專用設(shè)備研制等奠定了堅實基礎(chǔ)。