中国四代堆核“芯”技术取得突破

中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化

专家组现场检查铅基堆燃料组件及包壳材料

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。中国科学院核能安全技术研究所?FDS团队（简称“核安全所”）研发的新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。该技术打破了国外技术垄断，实现了核心技术自主掌握，助力践行中国核能强国梦。

4月1日，由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士、华中科技大学李德群院士及行业内知名专家组成的专家组，对核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。专家组一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现自主化研发，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。

铅基堆被“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，已被选作中国科学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，目前已经完成了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。这种反应堆具有良好的工业技术基础，如俄罗斯核潜艇装备的铅冷快堆已经有近100堆年的成功运行经验。由于铅基堆具有巨大的商业潜力，目前俄罗斯和欧洲正积极推动的铅基堆工程化应用，计划2021年实现商业示范。

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