近日，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原子能院建成。基于该装置，原子能院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，助力我国铅铋堆的研发及工程设计，为解决我国铅铋快堆工程中非能动余热导出系统设计及安全分析的不确定性问题提供了重要支撑。这标志着原子能院在铅铋快堆自然循环研究方面的整体研发深度及核心技术成熟度，均达到国际先进、国内领先水平。
铅铋快堆作为第四代核能系统优选堆型，固有安全性好，且易实现小型化、模块化建造，应用前景广阔。铅铋合金作为反应堆冷却剂，热膨胀性能好，易于实现自然循环，该特性对于事故工况下堆芯余热的导出具有非常重要的安全意义。原子能院铅铋合金自然循环试验装置高8.3m，设计温度600℃，加热功率400kW，具备开展多功率台阶和600℃以下温度范围自然循环试验的能力。
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。通过开展自然循环工况下实际工程型号燃料组件的流动传热试验和系统级的瞬态特性试验，可充分掌握事故工况下冷却剂的热工水力行为和自然循环机理，为反应堆工程设计中非能动堆芯余热导出能力评价奠定坚实基础。
