2015年2月，中国科学院核能安全技术研究所•FDS团队顺利开展铅铋反应堆模拟燃料组件流动与传热特性测试工作，获得热工水力学重要数据，标志着核安全所▪FDS团队科研人员经过近五年技术攻关研发的多功能铅铋堆技术综合实验回路---KYLIN-II第一阶段实验研究全部完成，突破了高温高密度液态重金属介质的循环驱动、高功率反应堆模拟燃料组件传热与子通道探测技术及多介质耦合换热等多项铅基反应堆热工水力关键技术，为中科院战略性先导科技专项铅基反应堆的顺利实施在热工水力学方面奠定了坚实基础。

液态铅铋合金具有优良的热物理学性能和热工水力学性能，这使得铅铋反应堆固有安全性比较高，而其热工水力学相关问题正是第四代铅基反应堆追求经济性和安全性首要明确和解决的核心问题之一。基于该大型液态重金属热工水力综合实验平台，核安全所▪FDS团队科研人员开展了铅基反应堆CLEAR-I全尺度61根棒束模拟燃料组件流动与传热实验、自然循环稳态和瞬态机制实验、气举增强循环和LOFA等典型热工实验研究，获得一批重要的液态重金属热工水力实验数据，全面掌握了液态重金属热工实验、测量控制和回路运行等核心技术，实现了对液态铅铋热工水力学特性进行了全方位的“把脉”。该研究工作将直接为CLEAR系列中国铅基反应堆结构设计与验证提供重要的实验数据和技术积累，还将为液态重金属在非核领域内的技术应用与拓展带来更广阔前景。

加速器驱动嬗变系统（Accelerator Driven subcritical System，ADS）通过中子与高放核废料发生嬗变反应来处理核废料，有望解决高放核废料污染问题，其中铅基冷却反应堆因具有良好的中子学和传热特性被国际原子能机构选作第Ⅳ代核电反应堆候选方案。根据第四代核能系统国际论坛（GIF）2013年发布的路线图，铅基反应堆有望成为首个实现商业应用的第Ⅳ代先进核能系统。