近日，原子能院高温动态铅铋环境下力学测试试验回路装置顺利完成调试，具备开展铅铋堆结构材料力学性能试验的能力，标志着原子能院在国内率先掌握了铅铋反应堆材料及部件在铅铋环境下力学性能测试的关键技术，为铅铋堆技术研发提供重要数据支撑。
铅铋冷却快堆是第四代核能系统待选反应堆中最具有发展前景的堆型之一，能够应用于海上石油开采、海岛开发、大数据中心供电、偏远地区能源供给及特殊核动力等领域。结构材料在动态铅铋合金中的力学试验数据是开展铅铋堆部件结构设计的关键，也是开展反应堆安全分析和评价的重要依据。目前铅铋堆结构材料在铅铋环境下的力学性能数据在我国尚属空白，为了获取结构材料在铅铋环境条件下的力学数据，原子能院反应堆工程技术研究所设计并建造了高温动态铅铋环境下力学测试试验回路装置，主要针对先进耐铅铋腐蚀材料在不同流速、温度及氧含量的液态铅铋环境下，开展结构材料蠕变持久、疲劳和蠕变疲劳以及拉伸-断裂韧性等力学试验研究，从而掌握铅铋合金冷却剂对新材料力学性能的影响规律，为新材料的工程化应用获取必要的力学性能数据。
高温动态铅铋环境下力学测试试验回路装置建设内容包含2套模块化铅铋力学试验回路建造、冷态调试、回路试验装置工质进料等工作。2022年4月，现场建造工作启动，9月，铅铋回路及力学试验单元在流动态铅铋环境下的调试任务完成，具备开展动态铅铋环境下的力学性能试验能力。
