第四代核能系統是一種具有更好的安全性、經濟競爭力，核廢物量少，可有效防止核擴散的先進核能系統，代表了先進核能系統的發展趨勢和技術前沿。
2002年9月19日至20日，GIF在東京召開了會議，參加國家除上述九國外，還增加了瑞士（2002年2月加盟）。會上各國對第四代核電站堆型的技術方向形成共識，即在2030年以前開發六種第四代核電站的新堆型。
基本介紹
概述,歷程,四代核電,設計目標,組成要素,核電未來,風險控制,
概述
1999年6月，美國能源部（Department of Energy, DOE）核能、科學與技術辦公室首次提出了第四代核電站（以下簡稱第四代核電）的倡議。2000年1月，DOE又發起、組織了由阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非、英國和美國等九個國家參加的高級政府代表會議，就開發第四代核電的國際合作問題進行了討論，並在發展核電方面達成了十點共識，其基本思想是：全世界（特別是開發中國家）為社會發展和改善全球生態環境需要發展核電；第三代核電還需改進；發展核電必須提高其經濟性和安全性，並且必須減少廢物，防止核擴散；核電技術要同核燃料循環統一考慮。會議決定成立高級技術專家組，對細節問題作進一步研究，並提出推薦性意見。
同年5月，DOE又組織了近百名國內外專家就第四代核電的一般目標問題進行研討，目的是選出一個或幾個第四代核電的概念，以便進一步開展工作。2001年7月，上述九國成立了第四代核能系統國際論壇（Generation IV International Forum, GIF）並簽署了協定。
歷程
第一代（GEN-I）核電站是早期的原型堆電站，即1950年至1960年前期開發的輕水堆（light water reactors, LWR）核電站，如美國的希平港(Shipping Port)壓水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德勒斯登(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英國的鎂諾克斯(Magnox)石墨氣冷堆等。
第二代（GEN-Ⅱ）核電站是1960年後期到1990年前期在第一代核電站基礎上開發建設的大型商用核電站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、蘇聯的壓水堆VVER/RBMK等。到21世紀10年代初，世界上的大多數核電站都屬於第二代核電站。
第三代（GEN-Ⅲ）是指先進的輕水堆核電站，即1990年後期到2010年開始運行的核電站。第三代核電站採用標準化、最佳化設計和安全性更高的非能動安全系統，如先進的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系統80+、AP600、歐洲壓水堆（European pressurized reactor, EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）是待開發的核電站，其目標是到2030年達到實用化的程度，主要特徵是經濟性高（與天燃氣火力發電站相當）、安全性好、廢物產生量小，並能防止核擴散。
到21世紀10年代初，全世界核電站每年發電量約為2500億千瓦時，占世界總發電量的17%，其中法國核電已占全國總發電量的79%。截止2002年底，全世界正在運行的核電機組為444台，其中壓水堆為262台，占59%，在建的50台核電機組中，壓水堆為31台，占62%。因此，壓水堆核電站是當前世界核電的主流堆型。
四代核電
設計目標
美國開發第四代核電站的初衷主要是防止核擴散，目標是開發出面向開發中國家的超長壽命堆芯的密閉型小型反應堆核電站。但是經過2000年5月的“國際工作小組”會議以及GIF在2000年8月的漢城會議和2001年3月的巴黎會議等，美國採納了其他成員國的意見，決定開展概念更廣的新一代核能系統的開發。第四代核電站的開發目標可分為四個方面。
核能的可持續發展 通過對核燃料的有效利用，實現提供持續生產能源的手段；實現核廢物量的最少化，加強管理，減輕長期管理事務，保證公眾健康，保護環境。
提高安全性、可靠性 確保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯損傷的機率及程度，並具有快速恢復反應堆運行的能力；取消在廠址外採取應急措施的必要性。
提高經濟性 發電成本優於其他能源；資金的風險水平能與其他能源相比。
防止核擴散 利用反應堆系統本身的特性，在商用核燃料循環中通過處理的材料，對於核擴散具有更高的防止性，保證難以用於核武器或被盜竊；為了評價核能的核不擴散性，DOE針對第四代核電站正在開發定量評價防止核擴散的方法。
組成要素
DOE於2001年4月徵集到了12個國家的94個第四代核電站反應堆系統，其中水冷堆28個，液態金屬冷卻堆32個，氣冷堆17個，其他堆型17個。
2002年9月19日至20日在東京召開的GIF會議上，與會的10個國家在上述94個概念堆的基礎上，一致同意開發以下六種第四代核電站概念堆系統。
（一）氣冷快堆系統
氣冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系統是快中子譜氦冷反應堆，採用閉式燃料循環，燃料可選擇複合陶瓷燃料。它採用直接循環氦氣輪機發電，或採用其工藝熱進行氫的熱化學生產。通過綜合利用快中子譜與錒系元素的完全再循環，GFR能將長壽命放射性廢物的產生量降到最低。此外，其快中子譜還能利用現有的裂變材料和可轉換材料（包括貧鈾）。參考反應堆是288兆瓦的氦冷系統，出口溫度為850℃。
（二）鉛合金液態金屬冷卻快堆系統
鉛合金液態金屬冷卻快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系統是快中子譜鉛（鉛/鉍共晶）液態金屬冷卻堆，採用閉式燃料循環，以實現可轉換鈾的有效轉化，並控制錒系元素。燃料是含有可轉換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。
LFR系統的特點是可在一系列電廠額定功率中進行選擇，例如LFR系統可以是一個1200兆瓦的大型整體電廠，也可以選擇額定功率在300～400兆瓦的模組系統與一個換料間隔很長（15～20年）的50～100兆瓦的電池組的組合。LFR電池組是一個小型的工廠製造的交鑰匙電廠，可滿足市場上對小電網發電的需求。
（三）熔鹽反應堆系統
熔鹽反應堆（molten salt reactor, MSR）系統是超熱中子譜堆，燃料是鈉、鋯和氟化鈾的循環液體混合物。熔鹽燃料流過堆芯石墨通道，產生超熱中子譜。MSR系統的液體燃料不需要製造燃料元件，並允許添加鈽這樣的錒系元素。錒系元素和大多數裂變產物在液態冷卻劑中會形成氟化物。熔融的氟鹽具有很好的傳熱特性，可降低對壓力容器和管道的壓力。參考電站的功率水平為1000兆瓦，冷卻劑出口溫度700～800℃，熱效率高。
（四）液態鈉冷卻快堆系統
液態鈉冷卻快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）系統是快中子譜鈉冷堆，它採用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料循環。SFR系統主要用於管理高放射性廢棄物，尤其在管理鈽和其他錒系元素方面。該系統有兩個主要方案：中等規模核電站，即功率為150～500兆瓦，燃料用鈾-鈽-次錒系元素-鋯合金；中到大規模核電站，即功率為500～1 500兆瓦，使用鈾-鈽氧化物燃料。
該系統由於具有熱回響時間長、冷卻劑沸騰的裕度大、一迴路系統在接近大氣壓下運行，並且該迴路的放射性鈉與電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統等特點，因此安全性能好。
（五）超高溫氣冷堆系統
超高溫氣冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系統是一次通過式鈾燃料循環的石墨慢化氦冷堆。該反應堆堆芯可以是稜柱塊狀堆芯（如日本的高溫工程試驗反應器HTTR），也可以是球床堆芯（如中國的高溫氣冷試驗堆HTR-10）。
VHTR系統提供熱量，堆芯出口溫度為1 000℃，可為石油化工或其他行業生產氫或工藝熱。該系統中也可加入發電設備，以滿足熱電聯供的需要。此外，該系統在採用鈾/鈽燃料循環，使廢物量最小化方面具有靈活性。參考堆採用600兆瓦堆芯。
（六）超臨界水冷堆系統
超臨界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系統是高溫高壓水冷堆，在水的熱力學臨界點（374℃，22.1兆帕）以上運行。超臨界水冷卻劑能使熱效率提高到輕水堆的約1.3倍。該系統的特點是，冷卻劑在反應堆中不改變狀態，直接與能量轉換設備相連線，因此可大大簡化電廠配套設備。燃料為鈾氧化物。堆芯設計有兩個方案，即熱中子譜和快中子譜。參考系統功率為1 700兆瓦，運行壓力是25兆帕，反應堆出口溫度為510～550℃。
核電未來
80年代初期
1980年代初，中國核工業部確定了“熱中子堆電站—快中子堆電站—聚變堆電站”三步走的核能發展戰略。該戰略符合核能發展規律，也符合世界核電發展趨勢。中國發展核電的目的之一是為國民經濟的可持續發展提供有力的能源支持。到21世紀10年代初，，中國核電發展已經走過了30年的路程，運行與在建的核電機組總容量已接近10吉瓦，核電發電量約占全國總發電量的2%左右，已形成了浙江秦山、廣東大亞灣、江蘇田灣三大核電基地，因此已具備了穩定發展的基礎。
當下時段
當前是中國核電發展的最關鍵時期，國家電力規劃中已確定了“適度發展核電”的方針。有專家論證，到2050年，為保證滿足發展國民經濟對能源的需求，核電的裝機容量至少需要達到120吉瓦。只發展熱堆核電站，根本無法滿足這一需求，因此，必須採用熱堆電站與快堆電站“接力”的發展方式，才有可能實現這一目標。為此，快堆電站必須在2025年開始逐步取代熱堆電站，才能保證核電發展的燃料供給。在這個框架下，熱堆電站的可能發展規模為55吉瓦左右。
宏偉目標
為適應2020年國民經濟翻兩番的宏偉目標，2003年初，中國政府提出：到2020年，核電裝機容量將要達到36吉瓦左右，核電發電量將占全國總發電量的4%，國家將投入3 600億元進行核電建設。由於核電站建設周期至少五年，因此，從現在開始到2015年，每年要開工建設2吉瓦核電機組。據專家估計，如果照這樣的發展速度，到2035年，中國核電占全國總發電量的比例將會達到世界平均水平（16%）。
面對第四代核電站，為實現中國核電發展的宏偉目標，有關專家對中國核電的發展提出了四點建議：當前要抓緊第二代核電站的建設，儘快掌握技術，實現國產化；抓緊第三代核電技術的自主開發；堅持並抓好快中子堆技術的研究開發；抓緊先進核燃料循環技術的研究開發。
近二三十年內，國際上將主要建設第三代核電站。中國應按國際上第三代核電技術的要求，以自主開發為主，引進先進技術，加強國際合作，在國際第三代核電技術發展中爭得一定的地位。在2020年左右，中國應具備批量建設符合國際上第三代核電技術要求的核電站，使其成為中國在快堆電站規模發展之前核電市場的主要機型。
第四代核電中，達成共識的六種新型核電堆型中至少三種是快堆，由此可見由熱堆電站向快堆電站過渡的態勢。中國已開始快堆技術的開發研究，在國家“863計畫”的支持下，中國的實驗快堆正在加緊建設，預計在“十一五”初期即可建成並投入運行。專家建議，應加快大型快堆電站的開發，爭取跨越式發展，力爭2020年建成中等規模的原型快堆電站，並具備相應的閉合燃料循環能力，爭取在2025年開工建設大型快堆示範電站，並在2030年後不久建設具有國際上第四代核電技術特點的商用核電站。
在發展核電技術的同時，也要發展與之相匹配的燃料循環技術。中國的乏燃料後處理技術已有一定基礎，但總體上還比較薄弱，應從基礎研究開始，進行先進燃料循環技術的研究開發。
專家們認為，面對第四代核電站，中國核電發展的首要工作是制定一個有權威的規劃，從而決定發展規模和燃料循環方式，進而引出技術路線、堆型選擇、國產化等一系列重大問題。核電項目是在這些重大問題業已決定的基礎上的產物。只有具備了有權威的規劃，核電才能有序地發展。
風險控制
《國產四代核電技術已在研發 可避免類似福島事故》2011年03月17日 來源：科技日報
日本大地震（2011·3·11日本本州島海域地震）引發的福島核電站事故，讓全世界對核電安全的關注提到了前所未有的高度，也引發了國內對核電發展的思考。有關專家今天介紹，我國高溫氣冷堆具有第四代核能系統安全特性，可避免類似事故發生。
此次發生事故的福島核電站主要採用的是第二代核電系統，我國科技重大專項“大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站”專項主要研究的方向——大型先進壓水堆核電站、高溫氣冷堆核電站則分別屬於第三代核電系統和第四代核電系統的範疇。
現代核電技術應對核電站出現的緊急事故通常有三種辦法：一是進一步增加供電的方式和可靠性，也就是後來的二代改進型；二是把水放在高處，利用重力讓水自流到堆芯，也就是三代“非能動”技術；三是乾脆改變堆芯的物理特性，大大降低單位空間堆芯發出的能量，最終使得反應堆不需要冷卻水或者其他冷卻劑，自己就能夠把熱量散發出去，使核燃料不受損。
清華大學核能與新能源技術研究院院長兼總工程師張作義告訴記者，我國高溫氣冷堆採用的就是第三種方式。它的功率密度是壓水堆的1/30，產生100萬千瓦核裂變能的壓水堆反應堆堆芯體積約30立方米，高溫氣冷堆的堆芯體積是900立方米。而且，它把一個百萬千瓦的大反應堆分成10個小的10萬千瓦的模組以增加表面散熱面積。這樣就能確保在沒有冷卻劑冷卻的條件下，反應堆自動散熱，燃料元件不會損壞。因為這種安全特性，高溫氣冷堆被國際上稱為不會熔化的反應堆（Melt—Free)，滿足第四代核能系統安全標準。這種特性已經通過實際反應堆的大量科學實驗所驗證。
