在本文中，我们将讨论由 Rosatom 科学家和工程师正在开发的新型有趣的反应堆。让我们从铅铋开始。该技术早已为人所知；铅铋首先用于船用反应堆。现在，俄罗斯科学家正在开发不同功率的地面选项。冷却液的特点铅铋具有良好的热物理性质。该合金的熔点相当低 (123 °C)（相比之下，铅的熔点为 327 °C）。这意味着无需制造耐热结构材料。相反，沸点很高（1670°C）。因此，可以在相对较低的压力下获得非常热的蒸汽（一回路中的高压是创建压水堆型反应堆（包括VVER）时必须考虑的一个特征）。蒸汽温度越高，核电站的效率越高。此外，与钠不同，铅铋不与空气和水发生反应，因此排除了氢气排放爆炸和火灾的可能性。一点历史快速反应堆计划用于生产钚--在苏联核项目开始时，人们已经认为核燃料是可再生的。原因很简单：当时苏联尚未发现大量铀矿；战略任务是为国家提供能源。铅铋在快堆中与钠的“竞争中失败”——用钠生产钚的速度更快。然而，铅铋并没有被遗忘。原子项目的创始人之一、快中子反应堆项目的科学总监亚历山大·莱庞斯基 (Alexander Leipunsky) 提议使用该合金来制造核潜艇的反应堆。这个话题很新，人们对铅铋的性质还没有足够的了解。建了几十个试验台架，但大家都很匆忙，所以几乎要同时研究、设计和建造核潜艇。由于缺乏知识，即使在运行期间也必须研究反应堆的性能 - 纠正问题，然后调整制造和使用规定。结果，6 艘配备铅铋反应堆的核潜艇在海军服役至 1996 年，所有模式下的总运行时间约为 80 堆年，项目的优势和主要特点得到了证实。退出到地面。 SVBR-10020 世纪 90 年代后半期，在 100 兆瓦 SVBR 反应堆的基础上，为一座拥有两个机组、发电能力为 1 600 兆瓦的核电站进行了概念设计，每个机组有 16 个模块。随后工程暂停。2006 年，该项目获得了新的推动力--开始了试验工厂的设计工作。 随后，俄罗斯国家原子能公司（Rosatom）和伊尔库茨克能源公司（Irkutskenergo）成立了一家合资企业--AKME-工程公司（AKME-Engineering）。现在，该项目正在实施中。

SVBR的规划容量为100-130兆瓦。该反应堆可以使用铀和铀钚燃料（氧化物和氮化物）运行。此外，SVBR-100还可以装载含有含量高达百分之几的次锕系元素的燃料。反应堆装置应放置在密封箱内，所有系统均位于一个墙厚 1.5 米的壳体建筑内。俄罗斯国家原子能公司（Rosatom）还在独立开发两个使用铅铋冷却剂的反应堆——SVET-M 和 SVGT-1。SVET-M“SVET-M”代表“具有自然冷却剂循环的铅铋反应堆 - 模块化”。这是一种整体式快中子核反应堆，其主回路系统位于一个壳体内，并且主回路没有管道和配件，不需要它们。其主要特点是自然循环。这意味着回路中没有循环泵，冷却剂由于堆芯和有条件的“冷”蒸汽发生器中的压力差而移动。由于铅和铋之间的温差较大，在回路的热和“冷”部分会产生更高的压力（与其他冷却剂相比），因此可以降低反应堆安装的高度，从而减少材料消耗。“SVET-M”的开发功率范围为1至50MW，最成熟的设计为10MW。过热器出口蒸汽温度445℃。由于温度高，安装效率高。 SVET-M 与 SVBR-100 一样，可以使用铀和铀钚燃料（氧化物和氮化物）运行。 SVET-M 由 Gidropress 公司（隶属于俄罗斯原子能公司的机械制造部门 Atomenergomash）开发。

SVGT-1SVGT-1反应堆由俄罗斯联邦国家科学中心IPPE（物理与动力工程研究所，Rosatom科学部门的一部分）开发。该名称代表“铅铋燃气轮机，1 兆瓦电力”。根据IAEA分类，属于微反应器。俄罗斯联邦国家科学中心（IPPE）软件和方法支持以及快堆安全性计算和实验验证实验室负责人 Anton Verbitsky 在接受采访时指出，该装置是铅铋反应堆和燃气轮机机组的共生。 SVGT-1也没有泵，循环是自然的。目前，该反应堆正处于初步开发阶段；已制定工作计划以进行技术设计。如果该计划获得批准，三年后就可以开始该技术项目。整个开发周期将持续据初步估计，大约七到十年。由于人们对低功率核电站的兴趣日益浓厚以及冷却剂的天然安全性，所有开发商都认为铅铋项目前景看好。