记者近日获悉：中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所项目团队研制的液态金属锂实验回路，在国内首次实现1500K（相当于1227摄氏度）超高温稳定运行1000小时，标志着我国先进核能系统液态金属冷却剂关键技术取得新突破。

　　在研制过程中，项目团队攻克了在超高温液态锂工质环境下装置的结构应力协调、浸入式测量与流动稳定性控制等难题。目前，该回路已经开展了系列高温难熔合金在1400K至1500K温区流动锂环境中的抗腐蚀性能研究实验，高温运行性能达到国际领先水平，为超高温液态锂与结构材料的相容性等研究提供了重要实验平台。

　　据悉，液态锂或锂合金在核聚变反应堆里面可以作为冷却剂，把反应堆产生的热量导出，它具有工作温度高、导热性能好、密度小等优点。由于液态锂沸点高，系统可常压运行，使用锂等冷却剂可以使反应堆系统实现小型化轻量化，因而是大功率空间反应堆和未来聚变反应堆的主选冷却剂材料。

　　超高温液态金属锂实验回路 图片来自中科院核安全所网站

　　据中国科学院核安全所网站10月9日消息，至10月8日，中国科学院核能安全技术研究所·FDS凤麟核能团队研制的液态金属锂实验回路已实现1500K超高温稳定运行1000小时。

　　中科院核安全所·FDS凤麟团队长期从事以特种液态金属为冷却工质的小型先进核能系统（“核电宝”）设计和研发。液态锂或锂合金具有工作温度高、导热性能好、密度小等优点，是大功率空间反应堆和未来聚变反应堆的主选冷却剂材料。该超高温锂实验回路建成并稳定运行，标志着我国先进核能系统液态金属冷却剂关键技术取得了新的突破。

　　1473K高温锂中典型材料的腐蚀形 图片来自中科院核安全所网站