第四代核反应堆系统简介
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价
第四代核反应堆性能特性及优缺点评价发布时间：2021-06-01T05:22:16.828Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年28期作者：范黎钱怡洁李辉[导读] 第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
中国核电工程有限公司1 第四代核反应堆概念与提出背景第四代核反应堆系统（Gen-IV）指未来的核裂变反应堆系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。
当前多国都在对第四代核能系统进行研发，预计这一代技术将在2030年前后投入实际应用，第四代核反应堆目标是更好地解决安全和废料问题，尤其是核不扩散的问题等。
1999年6月，美国能源部提出第四代核能系统（Gen IV）的概念。
2001年1月，美国、加拿大、法国、英国、阿根廷、巴西、日本、韩国和南非等9个国家联合成立“第四代国际核能论坛”（GIF），同时签署了GIF《宪章》，从而使成员国保持适当的水平积极参与GIF项目的合作。
目前签署GIF《宪章》的国家已达到13位成员。
同时，国际原子能机构（IAEA）、国际经济合作组织核能署（OECD/NEA）是GIF的观察员。
2 第四代核反应堆主流堆型与共性目标在经过对近100种第四代核能系统概念进行筛选后，2002年GIF和美国能源部联合发布了《第四代核能系统技术路线》，选出6种最有前景的堆型作为第四代核能系统技术，分别是：气冷快堆（GFR）；铅冷快堆（LFR）；熔盐堆（MSR）；钠冷快堆（SFR）；超临界水冷堆（SCWR）；超高温气冷堆（VHTR）。
GIF《宪章》定义了Gen IV的4个目标：1) 持续性：持续性产生能源，保障核燃料的长期供应；废物最小化，减少废物长期管理的负担。
2) 安全性和可靠性：卓越的安全性和可靠性；堆芯损坏的概率极小；不需要场外应急。
3) 经济性：相比其他能源，良好的全寿期经济优势；相比其他能源，有更低的经济风险。
第四代核能介绍
第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。
作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。
然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。
2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。
一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。
以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。
相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。
而其中，铅基反应堆备受关注。
铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。
第一，中子经济性优良，发展可持续性好。
铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。
第四代核能系统的特点及其热力循环
第四代核能系统的特点及其热力循环第四代核能系统的特点第四代核反应堆技术有别于第三代先进反应堆。
它在拓宽核能和平利用空间，提高核安全性、经济性等方面提出了一系列更加新颖的规划设想，包括更合理的核燃料循环、减少核废物、防止核扩散以及消除严重事故、避免厂外应急等。
2002年第四代核能系统国际论坛选择了以下6种技术方案作为第四代核反应堆重点开发对象。
1.超临界水冷堆（SCWR）SCWR是在水的热力学临界点以上运行的高温、高压水冷堆。
SCWR效率比目前轻水堆高1/3，采用沸水堆的直接循环，简化了系统。
在相同输出功率下，由于采用稠密栅格布置以及超临界水的热容大，因此SCWR只有一般轻水堆的一半大小。
超临界水冷堆及其系统因为反应堆的冷却剂不发生想变，而且采用直接循环，可以大大简化系统。
SCWR参考堆热功率1700MWt，运行压力25MPa，堆芯出口温度510℃，使用氧化铀燃料。
SCWR的非能动安全特性与简化沸水堆相似。
SCWR结合了轻水反应堆和超临界燃煤电厂两种成熟技术。
由于系统简化和热效率高（近效率达44%），发电成本可望降低30%，SCWR在经济上有很大竞争力。
日本提出的热中子谱超临界水堆系统是较为典型的压力容器式反应堆。
该方案取消了蒸汽发生器、稳压器和二回路相关系统，整个装置是一个简单的闭式直接循环系统。
超临界压力水通过反应堆堆芯加热直接引入汽轮机发电，实现了直接循环，使系统大大简化。
系统压力约25.0MPa，反应堆的冷却剂入口温度为280℃，出口温度为530℃。
装置热功率为2740MW，净效率高达44.4%，可输出1217MW 电功率SCWR待解决的技术问题：材料和结构要耐极高的温度、压力以及堆芯的辐射，这就带来了很多相关问题，涉及腐蚀问题、辐射分解作用和水化学作用以及强度和脆变等问题；SCWR的安全性，涉及非能动安全系统的设计，要克服堆芯再淹没时出现的正反应性；理论上有可能出现密度波以及热工水力学和自然循环相耦合的不稳定性。
第一代与第四代解释
一、世界核电站可划分为四代第一代核电站：自50年至60年代初苏联、美国等建造的第一批单机容量在300MWe左右的核电站，如美国的希平港核电站和英第安角1号核电站，法国的舒兹(Chooz)核电站，德国的奥珀利海母(Obrigheim)核电站,日本的美浜1号核电站等。
第一代核电厂属于原型堆核电厂，主要目的是为了通过试验示范形式来验证其核电在工程实施上的可行性。
第二代核电站：第二代核电厂主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化，以提高经济性。
自60年代末至70年代世界上建造了大批单机容量在600－1400MWe的标准化和系列化核电站，以美国西屋公司为代表的Model 212（600MWe，两环路压水堆，堆芯有121合组件，采用12英尺燃料组件）、Model 312（1000MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用12英尺燃料组件，），Model 314 （1040MWe，3环路压水堆，堆芯有157盒组件，采用14英尺燃料组件），Model 412（1200MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用12英尺燃料组件，）、Model 414（1300MWe，4环路压水堆，堆芯有193盒组件，采用14英尺燃料组件）、System80（1050MWe，2环路压水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可划入第二代核电站范畴。
法国的CPY，P4，P4′´也属于Model 312，Model 414一类标准核电站。
日本、韩国也建造了一批Model 412、BWR、System80等标准核电站。
第二代核电站是目前世界正在运行的439座核电站（2007年9月统计数）主力机组，总装机容量为3.72亿千瓦。
还共有34台在建核电机组，总装机容量为0.278亿千瓦。
在三里岛核电站和切尔诺贝利核电站发生事故之后，各国对正在运行的核电站进行了不同程度的改进，在安全性和经济性都有了不同程度的提高。
第三代核电站:对于第三代核电站类型有各种不同看法。
苏联4代核反应堆详解：铅-铋液态金属堆曾领先世界
苏联4代核反应堆详解：铅-铋液态⾦属堆曾领先世界俄罗斯/前苏联从1952年开始研发潜艇核反应堆，以破冰船核反应堆为母型，发展了四代潜艇反应堆。
第⼀代潜艇反应堆BM-A主要解决了核动⼒与潜艇的适应性问题，母型为OK-150型破冰船反应堆，陆上模式堆为27/BM。
1957年正式投⼊使⽤。
第⼀代反应堆重点突破了堆芯冷却优化、中⼦控制、压⽔堆堆芯中⼦特征描述、铀-235裂变产物堆积、堆芯传热模型、堆芯⾃动控制等技术，但存在的最⼤问题在于⼀回路管道尺⼨过⼤，反应堆易泄漏。
第⼆代反应堆BM-44重点解决了核动⼒系统可靠性问题，母型为OK-900型破冰船反应堆，1967年投⼊使⽤。
第⼆代反应堆的紧凑程度⼤幅优于第⼀代，主要的改进包括优化⼀回路中的管道排列，⼤幅降低体积和重量；改进堆芯监控、⾃动控制系统，实现汽轮发电机的⾃动化控制；将第⼀代反应堆使⽤的直流电制改为交流电制，降低了相关设备的体积。
第三代反应堆OK-650型借鉴了第⼆代反应堆BM-4的研发经验，重点解决了紧凑式布置和堆芯应急冷却、加⼤堆功率问题，母型为KLT-40型破冰船核反应堆，陆上模式堆为OK-650BK，装备“阿库拉”、“台风”、“奥斯卡”、“塞拉”级核潜艇，1980年投⼊使⽤。
第三代堆的技术特点，⾸先是实现了通⽤性、模块化设计，改变了反应堆内连接管道短⽽粗的情况，布置更加紧凑。
反应堆与蒸发器、反应堆与主泵间均⾤⽤短动⼒套管连接，反应堆冷却系统包络成独⽴的单元，形成密闭的短循环回路。
同时配备整体组合式的直流蒸汽发⽣器。
此外，主泵耗电减少了5%。
第⼆，装备了⽆电池冷却系统，反应堆可在断电情况下⾃动进⼊⼯作状态，强化了堆芯应急冷却能⼒。
第三，采⽤脉冲式启动装置，可在任意功率下（包括临界状态）监视反应堆的运⾏状态，可快速响应堆芯故障、补偿蒸汽⽓体压⼒，防⽌泄露。
第三代反应堆功率密度为170MW/⽴⽅⽶,的发电机功率为3.2MW,另外还配备1台750kW油发电机。
第四代核反应堆系统说明介绍
第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。
预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。
核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。
在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。
这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。
并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。
图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。
对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。
对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。
目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。
第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。
但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。
它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。
有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。
第四代超高温反应堆技术
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２２ 总体描述 － 超高温反应堆是氦冷却 、石墨慢化
的热中子谱反应堆 ，也可以使用熔盐作 为冷却剂 ，设计 目标为冷却剂出口温度
在 １０ ℃ 以上 。 ００ 反应 堆堆 芯是棱柱 石 墨
块状或球床堆芯。超高温反应堆能用于
概念的基础是直接连接到一回路蒸汽重整器／ 蒸汽发生器机组上的 Ｇ － Ｒ 核热供应系 ＴＭＨ
统。它是一种先进 、高效的反应堆 系统 ，能为广泛的高温应用领域提供工艺热 ，并且能 在能源密集型 、无电工艺中应用。它也能像 ＨＩ Ｒ堆那样安装中间热交换器 ，为此 ，应 ＇ Ｔ
用领域更为广泛。
和生产诸如氢气或 甲醇之类 的运输用燃料的反应堆 ，其氦气出口温度为１ １℃。它是一 ３５ 种成本效益好的核动力系统（ 效率高于６ ％） ０ ，具有 固有安全性 、延长换料周期 、废物最 少和防止核扩散等特性。 （） ２ 模块氦冷堆（ Ｒ ： Ｒ是 由通用原子公司提 出的具有块状堆芯的核热源 。 Ｒ ＭＨ ）ＭＨ ＭＨ
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２０ 正 ０７
国 外
核
动 力
第４ 期
第 四代超高温反应 堆技术
张 珥 ，张 琼
（ 中国核动力研究设计院信息中心 ，成都 ，６０４ ） １０ １
１ 引 言 未来 ｌ ０年， 全世界都需要能源和优化能源基础建设来满足 日 益增长的电力和运输用 燃料的需要。第 四代 国际核能论坛（ Ｉ） Ｇ Ｆ确定 的 ６种核能系统概念具有满足良好的经济 性 、安全 陛、可持续性 、防核扩散和防恐怖袭击等 目标的绝对优势。在第 四代核能系统 概念中， 超高温反应堆（ Ｈ Ｒ用于制氢 ， ＶＴ） 由于其 出口温度高 ， 是不消耗化石燃料和排放 温室气体的概念。美 国能源部的下一代核电项 目（ Ｇ Ｐ 到 ２ １ Ｎ Ｎ ， ０７年研究无排放污染 的 核辅助发 电和制氢的项 目） 把它作为主要备选方案。 超高温堆的优势在于 ： 可尽可能多地利用现有成熟技术 ； 可解决未来关键技术问题 ； 能提供灵活多用的核热源 ， 易于应用到诸如制氢 、 发电、 工业热或联产利用的各种领域 ； 就发电而言 ，其电站效率更高 ，维护问题更小 ，经济性更好 。而且 ，它还具有独特的非 能动安全特 眭。种种因素使超高温堆成为核电发展 的重要选择方案之一 。
四代核电站原理
四代核电站原理核电站是一种利用核反应产生热能，再通过汽轮机将热能转化为电能的电力工厂。
四代核电站是指第四代核反应堆技术，它的设计旨在提高核电站的安全性、可持续性和经济性。
本文将详细介绍四代核电站的原理，包括其设计特点、核反应堆原理、核燃料循环和废物处理等方面。
一、四代核电站的设计特点四代核电站相较于三代核电站有着明显的设计特点，主要表现在以下几个方面：1. 安全性提高：四代核电站采用了更为先进的 passively safe 技术，通过物理、化学和结构上的设计，大大降低了核事故的风险，即使在失去外部电力和冷却系统的情况下，也能够保持核反应堆的安全。
2. 可持续性增强：四代核电站的设计目标之一是实现核废料的再循环利用，提高核燃料的利用率，减少放射性废料的产生。
此外，四代核电站还可以利用废旧核武器的核燃料，将其转化为电能，达到核不扩散和核安全的目的。
3. 经济性提高：四代核电站在设计上更加简化和优化，降低了建设和运营成本，使得核电能够与其他清洁能源相竞争，从而在未来可持续发展中扮演更为重要的角色。
通过以上设计特点，我们可以看出四代核电站相较于三代核电站在安全性、可持续性和经济性上都有显著的改进，这将使得核能成为未来清洁能源发展中的主要选择。
二、核反应堆原理核反应堆是核电站的核心部件，其主要功能是通过核裂变产生热能，并将此热能转化为电能。
四代核反应堆采用了更为先进的设计和技术，下面将详细介绍其原理。
1. 核裂变反应核裂变反应是指将重核分裂成两个或多个较轻的核，同时释放出中子和大量的能量。
在核反应堆中，常用的裂变材料包括铀-235和钚-239等。
核裂变反应产生的热能将会用于加热核反应堆中的工质介质（通常为水或气体），从而驱动汽轮机发电。
2. passively safe 技术四代核反应堆采用了 passively safe 技术，即在发生核事故时，无需依赖外部电力或人为干预，也可以保持核反应堆的安全性。
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第四代核反应堆系统简介绪言第四代核反应堆系统（Gen IV）是当前正在被研究的一组理论上的核反应堆，其概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
美国、法国、日本、英国等核电发达国家在2000年组建了Gen-IV国际论坛（GIF），并完成制定Gen IV研发目标计划。
预期在2030年之前，这些设计方案一般不可能投入商业运行。
核工业界普遍认同将，目前世界上在运行中的反应堆为第二代或第三代反应堆系统，以区别已于不久前退役的第一代反应堆系统。
在八项技术指标上，第四代核能系统国际论坛已开始正式研究这些反应堆类型。
这项计划主要目标是改善核能安全，加强防止核扩散问题，减少核燃料浪费和自然资源的利用，并降低建造和运行这些核电站的成本。
并在2030年左右，向商业市场提供能够很好解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核反应堆。
图1 从第一代到第四代核能系统的时间跨越第一代核反应堆产生于上个世纪70 年代前,其主要目的是生产用于军事目的的铀;第二代核反应堆出现于70 年代,是目前大部分核电站使用的堆型,其目的是降低对石油国家的能源供应依赖;第三代核反应堆是在1979 年美国长岛和1986 年乌克兰切尔诺贝利核电站事故后出现的,主要是增加了安全性,但它并不能很好地解决核废料问题;第四代核反应堆则可以同时很好地解决安全和废料问题。
对于第四代核能系统标准且可靠的经济评价，一个完整的核能模式显得十分重要。
对于采用新型核能系统的第四代核电站的经济评估，人们需要采用新的评价手段，因为它们的特性大大不同于目前的第二代和第三代核电站。
目前的经济模式不适合于比较不同的核技术或核电站，而是用于比较核能和化石能源。
第四代核反应堆的堆型最初，人们设想过多种反应堆类型。
但是经过筛选后，重点选定了几个技术上很有前途且最有可能符合Gen IV的初衷目标的反应堆。
它们为几个热中子核反应堆和三种快中子反应堆。
有关VHTR潜在的可供应高温工艺热以用于制氢的设想也正在研究中。
快中子反应堆可使用锕系核素为燃料，以便进一步减少产生核废物，且能够增殖出大于消耗的核燃料。
这些核能系统在可持续性，安全性，可靠性，经济性，防止核扩散和人体防护方面，拥有重大的改进和提升。
下面依次简要介绍每种反应堆。
热中子反应堆热中子反应堆是一种安全、干净的经济能源。
在目前及今后一段时间内它将是发展核电的主要堆型，已经实用化的热中子堆有轻水堆和重水堆。
然而，热中子反应堆所利用的燃料铀235，在自然界存在的铀中只占0.7%，而占天然铀99.3%的另一种同位素铀238却不能在热中子的作用下发生裂变，不能被热中子堆所利用。
Gen IV中有三种最有希望的热中子概念堆。
超高温气冷反应堆（VHTR）VHTR是高温气冷堆的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次性循环方式。
该反应堆的预期出口气体温度可达1000℃，这种热能可用于工业热工艺生产。
例如：氢气的制备，VHTR可有效地为热化学碘硫循环制氢工艺提供热能；还可为石化工业和其它工业提供热能等。
600MWth的示范堆堆芯连接一个中间热量交换器以传递热能。
反应堆堆芯可为棱柱砖形，如在日本运行的HTTR；也可为球床形，如在中国运行的HTR-10。
VHTR具有很好的“被动安全”特性，热效率超过50%，易于模块化，经济上竞争力强。
图2 超高温气冷堆系统示意图VHTR设计上保持了高温气冷堆具有的良好安全特性，同时又是一个高效核能系统。
它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供大量热量，还可以连接发电设备以满足热电联产的需要。
如此一来，在保证高温气冷组合式所需安全特性的前提下，VHTR系统即可向广泛的热加工过程供热，也可高效率的生产电力。
该反应堆也可适用于铀/钚燃料循环方式，以便最低限度的产生高放核废料。
该系统还具有采用铀/钚燃料循环的灵活性，产生的核废料极少。
参考堆的热功率为600 MW，堆芯通过与其相连的一个中间热交换器传递热量。
超高温气冷堆(VHTR)已被选为下一代核电站计划(NGNP)的目标堆型，并计划在2021年以前建成。
超临界水冷反应堆（SCWR）超临界水冷反应堆（SCWR）系统是一个高温、高压水冷反应堆，运行在水的热力学临界点（ 374℃,221Mpa/705℉,3208psia）以上。
超临界水冷堆（SCWR）利用超临界水作冷却剂流体。
这种水既具有液体性质又具有气体性质，热传导效率远远优于普通的"轻水"。
所有SCWR基本上都是轻水反应堆（LWR），工作在高温高压下的直接一次性燃料循环的反应堆。
最常见的设想是，像沸水堆（BWR）一样，其采用直接燃料循环工作方式。
但由于它利用超临界水（不可与临界质量相混淆）作为工作流体，同压水堆（PWR）一样，只有一种相态。
它可以在比目前的PWR和BWR更高的温度下运行。
超临界水冷反应堆（SCWR）是大有前途的先进核电系统。
超临界水冷却剂可使反应堆热效率大约高出目前轻水堆的三分之一（热能效率可高达45％，目前大部分LWR的效率约33％）以及电站辅助设施（BOP）的大大简化。
这是因为冷却剂在堆内不不发生相变，而且直接与能量转换设备连接。
SCWR示范堆的热功率为1700MWe，工作压强25Mpa，反应堆出口温度510℃，（有可能高达550℃），使用铀的氧化物为燃料。
SCWR具有类似于简单沸水堆的“被动安全”特性。
图3 超临界水冷堆系统示意图SCWR系统主要设计用于高效廉价发电，以及可能的锕系元素管理。
其堆芯设计有两种：热中子和快中子反应堆。
后者是一种封闭循环式快中子反应堆，在中心设有先进的水处理工艺，以充分重复利用锕系元素。
SCWR建立在两项成熟技术上：轻水反应堆技术，这是世界上建造最多的发电反应堆；超临界燃煤电厂技术，它也在世界各地被大量地使用。
由于系统简化和高热效率（净效率达44%），在输出功率相同的条件下，超临界水冷堆只有一般反应堆的一半大小，预计建造成本仅$900/kW。
发电费用可望降低30%，仅为$0.029/kWh。
因此，SCWR 在经济上有极大的竞争力。
目前有13个国家的32个组织展开了SCWR的研究。
熔盐反应堆（MSR）熔盐核反应堆的冷却剂为一种熔融盐氟化物。
由于熔融盐氟化物在熔融状态下具有很低的蒸汽压力，传热性能好，无辐射，与空气、水都不发生剧烈反应，上世纪50年代人们就开始将熔融盐技术用于商用发电堆。
许多方案中已提出这种反应堆和建造几个示范性电站。
早期和目前的许多设想都认同将核燃料溶解在熔融的氟化盐，如四氟化铀(UF4)中,流体流入石墨堆芯后将达到临界状态，石墨还可充当堆芯的慢化剂。
目前许多观点认为，核燃料应同熔盐一起分散在石墨矩阵内，熔盐可提供低压、高温冷却方式.熔盐反应堆中，燃料是钠和锆与铀的氟化物的流动熔盐混合物，堆芯包括无包壳的石墨慢化剂。
在大约700℃和低压下，熔盐混合物能形成熔盐流，熔盐型燃料流过石墨堆芯通道时释放超热粒子。
熔盐流体内的热能通过一个中间热交换器被转送给二次熔盐冷却剂回路，生成的蒸汽再由三次热交换器转送给发电系统。
裂变产物溶解在熔盐里，经过一个在线后处理回路，可持续清除并用232Th或238U替换这些裂变产物。
然而仍将锕系元素保留在反应堆里直到它们裂变或转变成更高的锕系元素。
参考核电站的功率为1000MWe。
堆芯冷却剂的出口温度为700℃，（也可高达800℃，以提高热效率）。
反应堆可为超热中子反应堆，MSR采用的闭式燃料循环能够获得钚的高燃耗和最少的锕系元素。
MSR的熔盐流燃料中可添加锕系核素（钚）燃料，从而免去必要的燃料加工。
锕系元素和大多数裂变产物在液态冷却剂中形成氟化物。
由于熔融氟化盐具有很好的传热特性和很低的汽压，因而可以降低对容器对导管系统的压力。
图4 熔盐反应堆系统示意图熔盐反应堆燃料循环吸引人的特性还包括：高放废物只包含裂变产物，因此都是短寿命的放射性；产生的武器级裂变材料很少，因为所产生的钚的同位素主要是242Pu；燃料使用量少；由于采用非能动冷却，做成任何尺寸的这种反应堆均十分安全。
快中子反应堆在Gen-IV 6种最有希望的概念堆中，快中子堆有3种。
热中子反应堆不能利用占天然铀99%以上的铀238，而快中子增殖反应堆利用中子同时实现核裂变及增殖，可使天然铀的利用率从1%提高到60%～70%。
据计算，裂变热堆如果采用核燃料一次循环的技术路线，则全世界铀资源仅供人类数十年所需；如果采用铀钚循环的技术路线，发展快中子增殖堆，则全世界的铀资源将可供人类使用千年以上。
气冷快中子堆（GFR）气冷快堆（GFR）是快中子谱反应堆，采用氦气冷却、封闭式燃料循环,可实现238U的高效转化和锕系核素的管理。
与氦冷热中子谱反应堆一样，GFR的堆芯出口的氦气温度很高。
堆芯出口的氦气温度可达850℃，可采用直接氦气循环的涡轮机发电，也可将其热能用于热化学制氢和供热。
参考堆的电功率为288 MWe，当采用直接布雷顿循环气轮机发电时，具有很高的热转换效率，热效率可达48%。
人们正在选择几种可运行于非常高的温度下，并能极大地保留裂变产物的燃料：复合陶瓷燃料，改进的颗粒燃料，或陶瓷外壳包裹的锕系混合物。
堆芯的设置可基于引棒或板型燃料组件或棱柱形砖。
参考的GFR系统还包括一个完整的现场乏燃料处理和重加工工厂。
图5 氦冷快中子堆系统示意图产生的放射性废物极少和能有效地利用铀资源是GFR的二大特点：通过结合快能谱中子和锕系元素完全再循环技术，GFR大大减少了长寿期放射性废物的产生；对比采用一次性燃料循环的热中子气冷反应堆，GFR中的快能谱中子技术，可更有效地利用可用的裂变及增殖材料（包括贫铀）。
因氦气密度小，传热性能不如钠，要把堆芯产生的热量带出来就必须提高氦气压力，增加冷却剂流量，这就带来许多技术问题。
另外氦气冷却快堆热容量小，一旦发生失气事故，堆芯温度上升较快，需要可靠的备用冷却系统。
钠冷快中子反应堆（SFR）SFR是采用液态钠为冷却剂，铀和钚的金属合金为燃料的快中子谱反应堆。
燃料置于不锈钢包壳内，燃料包壳间的空间充满液态钠。
采用封闭式燃料循环方式，能有效地管理锕系元素并转换铀238。
这种燃料循环可实现锕系完全循环利用，可用的堆型有两种：一种为中等功率（150～500 MWe）的钠冷堆，使用铀－钚－少量锕系－锆合金燃料，采用设备上与反应堆集为一体的基于高温冶炼工艺的燃料循环方式；另一种是使用铀、钚混合型MOX燃料的中到大等功率（500～1500 MWe）的钠冷堆，采用位于堆芯中心位置的基于先进湿法工艺的燃料循环方式。
两者的出口温度大约都为550℃。
一个燃料循环系统可为供应多个反应堆。
SFR项目计划建立在两个密切相关的现有方案上，即液体金属快速增殖反应堆（LMFBR）与整体式快速反应堆（IFR），IFR是专门为核燃料循环而设计一种核反应堆。