记者从中科院核能安全技术研究所获悉，世界上参数最高的液态重金属换热器安全实验平台日前在合肥科学岛建成，这标志着我国在液态重金属换热器安全研究领域已走在世界前列。
　　该平台由核安全所FDS团队主持研制。在近日完成的首轮实验中，模拟了铅基反应堆中液态重金属与水接触后的假想极端工况，瞬态参数测量达到微秒级，填补了世界上该领域高参数段的实验数据空白。
　　换热器是反应堆热量导出的核心部件，安全实验验证是其工程化的必经之路。在中国科学院先导专项等项目支持下，FDS团队突破了液态重金属高温高压密封、微秒级瞬态参数测量、实时高速数据采集等关键技术，自主研发了换热器安全实验平台，其工作压力和温度分别高达25MPa和550℃，远超国际同类装置。
　　该平台可开展先进反应堆换热器假想失效工况下，高温液态金属与高压水相互接触行为瞬态实验模拟，为先进反应堆安全评价提供客观证据，为铅基反应堆设计与建造提供重要科学实验数据支持。