由中国核能行业协会与中科院核能安全技术研究所(以下简称“中科院核安全所”)所联合举办的“铅基反应堆专题研讨会”3月5日在合肥举行。与会代表就核能发展、铅基反应堆研究与开发、材料与设备等关键技术攻关等问题进行了深入讨论，为我国铅基反应堆发展提出了许多有价值的建议和意见。
与会专家们认为，铅基反应堆具有很好的发展前景，中科院核能安全技术研究所可在中科院战略性先导专项和国家重大基础设施建设项目支持下，进一步联合国内外相关单位优势力量积极开展铅基反应堆的研究，在第四代反应堆、加速器驱动次临界系统及聚变反应堆领域实现跨越创新。同时，专家倡议国家有关部门对铅基堆技术基础研究、关键材料与设备研制及先进核燃料制备方面加大投入，重视铅铋反应堆在未来船用堆、小型模块化堆、制氢及海水淡化等方面广阔的应用前景。
据了解，第四代核能系统国际论坛(GIF)和美国能源部于2002年底联合发布了《第四代核能系统技术路线图》，选出气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水冷堆、超高温气冷堆六种堆型，以作为GIF未来国际合作研究的重点。在2013年9月举行的第四届国际液态重金属会议上，俄罗斯代表表示计划于2017年建成国际上首个液态铅铋冷却示范反应堆。第四代核能系统国际论坛GIF方面认为，如果俄罗斯的项目顺利实施，铅基反应堆有望成为首个工业示范的第四代先进核能系统。
除了俄罗斯，欧盟国家以及美国、韩国、日本都先后开展了铅基反应堆的研究，而我国在该领域的成果也得到业内肯定。
近年来，在中科院战略性先导专项的支持下，中科院核安全所联合国内相关单位已全面开展铅基反应堆的研究、设计、铅铋回路建设以及关键设备研制等工作，目前已取得显著进展。该所创造性地提出了具有临界/次临界双运行模式的10MW中国铅基研究反应堆CLEAR-I开发思路，正在组织开展初步工程设计工作和关键技术研发;已基本建成大型多功能铅铋综合实验回路装置群、关键技术验证平台，已开展设计/分析软件体系研究，为铅基反应堆研发打下了坚实基础。同时，正在建造具有国际先进水平的强流中子发生器和铅铋零功率实验装置，将为开展铅铋反应堆物理方案与软件设计验证准备条件。
公开信息显示，中科院核安全所通过铅铋冷却反应堆项目的实施，已建立了世界先进水平的高温液态重金属回路实验平台和先进反应堆材料研究中心，成为中国液态重金属冷却反应堆技术研发的重要基地，未来将此为契机，进一步推动中国先进核能体系的设计和研发。
链接
铅基反应堆技术优势
优良的中子物理特性：铅和铋对中子的慢化能力和吸收能力很低，中子能谱硬、经济性好，适合作为高效增殖核燃料及嬗变核废料的快中子反应堆冷却剂。
优良的热工水力特性：液态铅基合金载热及传热能力强，作为冷却剂能够使反应堆堆芯更紧凑，适合小型模块化及船用核动力的发展。
优良的安全特性：液态铅基合金沸点高、化学稳定性好，作为反应堆冷却剂可在常压运行且与空气和水接触不会发生剧烈的化学反应，事故条件下液态铅基合金凝固可对放射性物质起到自封效应;液态铅基合金自然对流能力强，同时使反应堆具有负反应性反馈，在事故条件下能够依靠自然对流导出堆芯余热，使反应堆具有固有安全性。
