Page 41 - 中国核能发展报告（2022）_l(1)

核能发展蓝皮书

五 其他先进堆型

（一）钠冷快堆

快堆高性能数值模拟关键技术取得重要突破。由中国原子能科学研究院

牵头并联合国内多家单位自主开发的面向快堆型谱的多物理耦合计算系统，
成功完成了数千核并行规模的快堆堆芯和堆本体全范围精细化中光子输运计

算、全堆芯输运—燃耗耦合计算、核—热子通道耦合计算与核燃料性能耦合
分析，为构建我国首个具有完全自主知识产权的钠冷快堆高性能数值模拟系
统奠定了应用基础。
另外，中核集团核动力运行研究所攻克快堆仿真关键技术，成功研制了
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国内首台示范快堆全范围模拟机并提前交付使用。

（二）铅冷快堆

我国自主设计和建造的国内规模最大的铅铋合金自然循环试验装置在中
国原子能科学研究院建成。与国际上同类装置相比，该试验装置规模大、运行

参数高、适用工况范围广，可模拟实际反应堆的自然循环、强迫循环以及从强
迫循环过渡到自然循环等多种工况，能够全面评估反应堆的自然循环能力及非
能动余热导出安全性能。目前，基于该试验装置完成了多项重要试验，获得了

铅铋快堆冷却剂自然循环的关键试验数据，为我国铅铋快堆工程设计及安全分
析提供了重要支撑。
国家电投集团已完成铅冷快堆示范堆百兆瓦总体概念与方案预研，初步

掌握关键热工水力现象、关键结构材料、关键设备与部件、抗震与隔震技术、
关键设计分析软件等铅冷快堆关键共性技术。建立了高温液态铅铋环境静态

浸泡腐蚀试验装置、可持续搅拌腐蚀试验装置、氧含量可控高温液态铅铋环
境应力腐蚀疲劳试验装置等铅冷快堆试验装置。
中国科学院核能安全技术研究所完成兆瓦级超小型液态金属冷却空间核
反应堆电源设计，对堆芯设计、屏蔽系统设计、系统集成方式等开展优化，

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