我國第四代核裂變反應堆核“芯”技術(shù)取得重要突破

　　新華社合肥4月6日電(記者蔡敏)記者6日從中科院核能安全技術(shù)研究所了解到，該所先進核能研究團隊在第四代核裂變反應堆堆芯核心技術(shù)上取得重要突破，研發(fā)出新型燃料組件及包殼材料，解決了鉛基堆堆芯高份額燃料、高密度冷卻劑、耐高溫耐腐蝕結(jié)構(gòu)材料等關(guān)鍵技術(shù)難題。這一成果打破了國外相關(guān)技術(shù)壟斷，實現(xiàn)了第四代核裂變反應堆核心技術(shù)自主掌握。

　　鉛基堆被“第四代核能系統(tǒng)國際論壇(GIF)”組織評定為有望首個實現(xiàn)工業(yè)示范和商業(yè)應用的第四代核裂變反應堆。得益于鉛基材料優(yōu)良的中子物理和熱物理特性以及穩(wěn)定的化學性質(zhì)，鉛基堆在產(chǎn)能安全性和經(jīng)濟性方面具有突出優(yōu)勢，還具有良好的核廢料“焚燒”處理能力和核燃料增殖能力，是一種能夠?qū)崿F(xiàn)多種應用和可持續(xù)發(fā)展的先進核能系統(tǒng)。西方多個國家目前正積極推動鉛基堆工程化應用，計劃本世紀二十年代實現(xiàn)商業(yè)示范。

　　燃料組件及包殼是鉛基堆堆芯的核心構(gòu)件，其結(jié)構(gòu)設計和所用材料受到堆內(nèi)復雜的服役環(huán)境的挑戰(zhàn)。

　　由中國核學會理事長李冠興院士、上海大學周邦新院士、華中科技大學李德群院士及行業(yè)內(nèi)知名專家組成的專家組，近日對中科院核安全所自主研發(fā)的“中國鉛基堆原型燃料組件及包殼材料”進行了成果鑒定。專家組一致認為：中國鉛基堆原型燃料組件及包殼材料實現(xiàn)了自主化研發(fā)，填補了國內(nèi)空白，其中新型包殼材料的耐高溫和耐腐蝕性能處于國際先進水平，對促進我國液態(tài)金屬冷卻反應堆創(chuàng)新發(fā)展具有重要意義。

　　據(jù)介紹，鉛基堆已被選作中國科學院戰(zhàn)略性先導科技專項“未來先進核裂變能－ADS嬗變系統(tǒng)”和國家“十二五”重大基礎設施建設項目“加速器驅(qū)動嬗變研究裝置”的反應堆系統(tǒng)。中科院核安全所負責“ADS嬗變系統(tǒng)”中鉛基堆的研發(fā)工作，目前已經(jīng)完成了反應堆系統(tǒng)詳細設計及主要技術(shù)研發(fā)，并在核心設計理念與關(guān)鍵設備研制方面實現(xiàn)了突破，具備了鉛基堆工程實施能力。