1月26日，中核北方核燃料元件有限公司与中国原子能科学研究院完成了首个铅铋堆堆芯组件及辐照考验组件研发合同签订，标志着中核北方正式加入国内铅铋堆工程研究行列。

据了解，铅铋堆是第四代核能系统的主力堆型，采用铅铋共晶合金作为冷却剂，总体来讲具有固有安全、易小型化、可持续性好等显著优势，是先进核能系统的重要研究方向。铅铋堆的固有安全性主要表现在由铅铋合金的物理性质、化学性质带来的优异特性。作为冷却剂，铅铋材料具有反应性负反馈系数；铅铋反应堆在事故工况下能够自然循环排出堆芯余热，可大幅降低堆芯融化事故风险；铅铋反应堆在常压下运行，不易丧失冷却剂，且铅铋材料主系统为常压，其组成与相关配套设施可以设计得较为简单，易于实现小型模块化制造；铅铋合金沸点很高，不会因冷却剂沸腾影响传热效果；铅铋合金基本为惰性，几乎不与水和空气反应，可避免锆水反应导致的氢气爆炸事故；铅铋材料的γ屏蔽性能优异，能够显著减少反应堆辐射屏蔽系统体积。因此，铅铋堆作为优秀的小型化高功率能源供应系统，具有广阔的应用前景，尤其可作为移动式模块化电源系统，为偏远地区实现供电、供热保障。

在本次研发工作中，中核北方负责研制用于开展相关堆外性能试验的燃料组件及控制棒模拟组件，用于完成堆内辐照考验的结构材料辐照考验组件。目前，中核北方已根据技术要求完成研制任务策划与分解，后续将深入推进铅铋燃组件研制工作，高质量完成首批铅铋堆组件交付，为“十四五”铅铋堆型号及示范工程研究打下良好的开端。

融媒体记者：郭健