近期，中国科学院核能安全技术研究所（以下简称“核安全所”）铅冷快堆冷却剂技术取得突破，建成中国首座纯铅冷却剂实验回路。

　　核安全所在高温液态重金属领域已有十余年的研发经验。研究团队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，建成的纯铅冷却剂实验回路运行温度可超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，可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，核安全所长期致力于铅基堆（包含铅锂冷却聚变堆、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。

　　纯铅冷却剂实验回路