第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，即1990年后期到2010年开始运行的核电站。第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（European pressurized reactor, EPR）等。

第四代（GEN-Ⅳ）是待开发的核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、废物产生量小，并能防止核扩散。

到21世纪10年代初，全世界核电站每年发电量约为2500亿千瓦时，占世界总发电量的17%，其中法国核电已占全国总发电量的79%。截止2002年底，全世界正在运行的核电机组为444台，其中压水堆为262台，占59%，在建的50台核电机组中，压水堆为31台，占62%。因此，压水堆核电站是当前世界核电的主流堆型。

美国开发第四代核电站的初衷主要是防止核扩散，目标是开发出面向发展中国家的超长寿命堆芯的密闭型小型反应堆核电站。但是经过2000年5月的“国际工作小组”会议以及GIF在2000年8月的汉城会议和2001年3月的巴黎会议等，美国采纳了其他成员国的意见，决定开展概念更广的新一代核能系统的开发。第四代核电站的开发目标可分为四个方面。

核能的可持续发展 通过对核燃料的有效利用，实现提供持续生产能源的手段；实现核废物量的最少化，加强管理，减轻长期管理事务，保证公众健康，保护环境。

提高安全性、可靠性 确保更高的安全性及可靠性；大幅度降低堆芯损伤的概率及程度，并具有快速恢复反应堆运行的能力；取消在厂址外采取应急措施的必要性。

提高经济性 发电成本优于其他能源；资金的风险水平能与其他能源相比。

防止核扩散 利用反应堆系统本身的特性，在商用核燃料循环中通过处理的材料，对于核扩散具有更高的防止性，保证难以用于核武器或被盗窃；为了评价核能的核不扩散性，DOE针对第四代核电站正在开发定量评价防止核扩散的方法。

DOE于2001年4月征集到了12个国家的94个第四代核电站反应堆系统，其中水冷堆28个，液态金属冷却堆32个，气冷堆17个，其他堆型17个。

2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上，与会的10个国家在上述94个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。

（一）气冷快堆系统

气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热进行氢的热化学生产。通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全再循环，GFR能将长寿命放射性废物的产生量降到最低。此外，其快中子谱还能利用现有的裂变材料和可转换材料（包括贫铀）。参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。

（二）铅合金液态金属冷却快堆系统

铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。

LFR系统的特点是可在一系列电厂额定功率中进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的电池组的组合。LFR电池组是一个小型的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对小电网发电的需求。

（三）熔盐反应堆系统

熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中会形成氟化物。熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降低对压力容器和管道的压力。参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。

（四）液态钠冷却快堆系统

液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。

该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一回路系统在接近大气压下运行，并且该回路的放射性钠与电厂的水和蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。

（五）超高温气冷堆系统

超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。

VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量最小化方面具有灵活性。参考堆采用600兆瓦堆芯。

（六）超临界水冷堆系统

超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约1.3倍。该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。燃料为铀氧化物。堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。

80年代初期

1980年代初，中国核工业部确定了“热中子堆电站—快中子堆电站—聚变堆电站”三步走的核能发展战略。该战略符合核能发展规律，也符合世界核电发展趋势。中国发展核电的目的之一是为国民经济的可持续发展提供有力的能源支持。到21世纪10年代初，，中国核电发展已经走过了30年的路程，运行与在建的核电机组总容量已接近10吉瓦，核电发电量约占全国总发电量的2%左右，已形成了浙江秦山、广东大亚湾、江苏田湾三大核电基地，因此已具备了稳定发展的基础。

当下时段

当前是中国核电发展的最关键时期，国家电力规划中已确定了“适度发展核电”的方针。有专家论证，到2050年，为保证满足发展国民经济对能源的需求，核电的装机容量至少需要达到120吉瓦。只发展热堆核电站，根本无法满足这一需求，因此，必须采用热堆电站与快堆电站“接力”的发展方式，才有可能实现这一目标。为此，快堆电站必须在2025年开始逐步取代热堆电站，才能保证核电发展的燃料供给。在这个框架下，热堆电站的可能发展规模为55吉瓦左右。

宏伟目标

为适应2020年国民经济翻两番的宏伟目标，2003年初，中国政府提出：到2020年，核电装机容量将要达到36吉瓦左右，核电发电量将占全国总发电量的4%，国家将投入3 600亿元进行核电建设。由于核电站建设周期至少五年，因此，从开始到2015年，每年要开工建设2吉瓦核电机组。据专家估计，如果照这样的发展速度，到2035年，中国核电占全国总发电量的比例将会达到世界平均水平（16%）。

面对第四代核电站，为实现中国核电发展的宏伟目标，有关专家对中国核电的发展提出了四点建议：当前要抓紧第二代核电站的建设，尽快掌握技术，实现国产化；抓紧第三代核电技术的自主开发；坚持并抓好快中子堆技术的研究开发；抓紧先进核燃料循环技术的研究开发。

近二三十年内，国际上将主要建设第三代核电站。中国应按国际上第三代核电技术的要求，以自主开发为主，引进先进技术，加强国际合作，在国际第三代核电技术发展中争得一定的地位。在2020年左右，中国应具备批量建设符合国际上第三代核电技术要求的核电站，使其成为中国在快堆电站规模发展之前核电市场的主要机型。

第四代核电中，达成共识的六种新型核电堆型中至少三种是快堆，由此可见由热堆电站向快堆电站过渡的态势。中国已开始快堆技术的开发研究，在国家“863计划”的支持下，中国的实验快堆正在加紧建设，预计在“十一五”初期即可建成并投入运行。专家建议，应加快大型快堆电站的开发，争取跨越式发展，力争2020年建成中等规模的原型快堆电站，并具备相应的闭合燃料循环能力，争取在2025年开工建设大型快堆示范电站，并在2030年后不久建设具有国际上第四代核电技术特点的商用核电站。

在发展核电技术的同时，也要发展与之相匹配的燃料循环技术。中国的乏燃料后处理技术已有一定基础，但总体上还比较薄弱，应从基础研究开始，进行先进燃料循环技术的研究开发。

专家们认为，面对第四代核电站，中国核电发展的首要工作是制定一个规划，从而决定发展规模和燃料循环方式，进而引出技术路线、堆型选择、国产化等一系列重大问题。核电项目是在这些重大问题业已决定的基础上的产物。只有具备有规划，核电才能有序地发展。

《国产四代核电技术已在研发 可避免类似福岛事故》2011年03月17日 来源：科技日报

日本大地震（2011·3·11日本本州岛海域地震）引发的福岛核电站事故，让全世界对核电安全的关注提到了前所未有的高度，也引发了国内对核电发展的思考。有关专家今天介绍，我国高温气冷堆具有第四代核能系统安全特性，可避免类似事故发生。

此次发生事故的福岛核电站主要采用的是第二代核电系统，我国科技重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”专项主要研究的方向——大型先进压水堆核电站、高温气冷堆核电站则分别属于第三代核电系统和第四代核电系统的范畴。

现代核电技术应对核电站出现的紧急事故通常有三种办法：一是进一步增加供电的方式和可靠性，也就是后来的二代改进型；二是把水放在高处，利用重力让水自流到堆芯，也就是三代“非能动”技术；三是干脆改变堆芯的物理特性，大大降低单位空间堆芯发出的能量，最终使得反应堆不需要冷却水或者其他冷却剂，自己就能够把热量散发出去，使核燃料不受损。

清华大学核能与新能源技术研究院院长兼总工程师张作义告诉记者，我国高温气冷堆采用的就是第三种方式。它的功率密度是压水堆的1/30，产生100万千瓦核裂变能的压水堆反应堆堆芯体积约30立方米，高温气冷堆的堆芯体积是900立方米。而且，它把一个百万千瓦的大反应堆分成10个小的10万千瓦的模块以增加表面散热面积。这样就能确保在没有冷却剂冷却的条件下，反应堆自动散热，燃料元件不会损坏。因为这种安全特性，高温气冷堆被国际上称为不会熔化的反应堆（Melt—Free），满足第四代核能系统安全标准。这种特性已经通过实际反应堆的大量科学实验所验证。

2011年3月初，国务院批准山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站项目（石岛湾核电站），我国第一座高温气冷堆商业化示范电站的建设正式启动，这是我国拥有自主知识产权的第一座高温气冷堆示范电站，是“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”重大专项在过去两年所取得的最重大进展之一。