我国掌握第四代核裂变反应堆核心技术合肥科学岛研发出新型燃料组件及包壳材料

本报讯（记者 汪永安）记者4月9日从位于合肥科学岛上的中科院核能安全技术研究所获悉，该所先进核能研究团队在第四代核裂变反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出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。这一成果打破了国外相关技术垄断，标志着我国已成功掌握第四代核裂变反应堆核心技术。

铅基堆被 “第四代核能系统国际论坛”组织评定为有望首个实现工业示范和商业应用的第四代核裂变反应堆。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，铅基堆在产能安全性和经济性方面具有突出优势，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。此外，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，目前西方多个国家正积极推动铅基堆工程化应用，计划2021年实现商业示范。

燃料组件及包壳是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。由中国核学会理事长李冠兴院士等组成的专家组，近日对中科院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,一致认为：中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料实现了自主化研发，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。

据介绍，核安全所负责未来先进核裂变能中铅铋反应堆的研发工作，目前已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。

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