据介绍，中科院核能安全技术研究正在对铅基反应堆进行系统实验和工程技术验证，并计划在全球率先研发出只有集装箱大小的迷你型核电源装置“核电宝”，以满足海岛海洋平台、偏远地区分布式供电需求。

该技术以以金属铅为基础的合金材料作为反应堆冷却剂。（视频截图）

观察者网注意到，今年4月，就有报道称，中科院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所建成中国首座铅冷快堆关键技术实验装置——高温液态纯铅实验回路，并成功调试。

该装置采用纯铅作为循环工质，设计运行温度达600℃，具备开展铅冷快堆结构材料腐蚀、非能动热工安全循环以及关键设备验证的研究能力，可为第四代反应堆主选堆型之一——铅冷快堆设计与研发提供工程经验与实验数据，将进一步增强我国在先进核能领域的竞争力。