利用液态金属冷却！陆掌握第4代核裂变反应炉核心技术
▲专家现场检查铅基堆燃料组件及包壳材料。（图／翻摄自中国科学院核能技术研究所网站）
中国科学院（简称中科院）在第四代核裂变反应堆（指反应炉）堆芯核心技术上取得重要突破，核能安全技术研究所研发出新型燃料组件及包壳材料，解决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技术难题。这一成果打破国外相关技术垄断，实现自主掌握第四代核裂变反应堆核心技术。
据《新华网》报导，铅基堆被「第四代核能系统国际论坛（GIF）」组织评定为第一个有望实现工业示范，以及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，并具有良好的核废料「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。西方多个国家目前正积极推动铅基堆工程化应用，计划2020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挑战。
《新华网》指出，由中国核学会理事长李冠兴率领多位学术人士及行业内知名专家，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，对促进中国液态金属冷却反应堆创新发展具有重要意义。
铅基堆目前已被选作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」，以及中国「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。中科院核安全所负责「ADS嬗变系统」中铅基堆的研发工作，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。