新华网合肥３月４日电（记者蔡敏杨丁淼）记者从中科院合肥物质科学研究院了解到，中科院核能安全技术研究所建成世界上最大的多功能液态铅铋综合实验平台，并成功调试运行，该设备为铅基反应堆技术及液态重金属技术进一步研究奠定了基础，也将提升中国在先进核能领域的国际竞争力。

据介绍，铅铋合金回路试验装置是研究并解决铅铋反应堆材料相容性、冷却剂流动与传热、设备与系统安全等关键科学技术问题的必备平台。该装置将用于观测研究铅基合金流动与传热等基本特性，对液态重金属冷却反应堆中的材料服役性能和热工水力性能方面做出实验性结论。

“快中子反应堆”（简称快堆）具有铀资源利用率高、嬗变核废料和安全性高的特点，有专家预测，液态重金属冷却反应堆有望成为首个实现商业利用的第四代核能系统。该回路还可用于铅与铅锂等其他液态重金属冷却剂实验，以支持第四代铅冷快堆及聚变堆等先进核能系统基础性和前瞻性研究。

由于液态金属材料具有高效导热、高沸点、大容量储能等优点，可用于太阳能发电、零排放制氢、新型液态金属电池储能等工业领域，具有广泛的应用前景。

中国科学院核能安全技术研究所ＦＤＳ团队长期从事液态重金属冷却反应堆设计与关键技术研究。２０１０年９月，自主研制的世界首座多功能液态铅锂综合实验平台ＤＲＡＧＯＮ－ＩＶ成功运行，为液体重金属关键科学问题研究奠定了重要基础。

    如今，作为多功能液态铅铋综合实验平台主体部分，铅铋材料与热工水力实验回路已建成并调试成功，标志着中国科学院战略性先导科技专项“未来先进核裂变能－ＡＤＳ嬗变系统”铅铋反应堆（ＣＬＥＡＲ）由物理设计走向工程化研究取得重大进展。