核反应堆及发展
钍的核反应堆
钍的核反应堆钍核反应堆是一种新型的核能发电技术，它利用钍的放射性衰变产生的热能进行发电。
钍核反应堆有很多优点，例如燃料资源丰富、可持续发展、较高的热效率等。
然而，钍核反应堆也面临着一些挑战，如燃料提取和处理的技术难题以及核废料的处理等。
钍的核反应堆发展前景广阔，但仍需要进一步研究和改进。
钍是一种丰富的地壳元素，被广泛认为是一种燃料资源。
根据估计，地球上钍的储量比铀多得多。
这意味着通过开发和利用钍反应堆，可以为人类提供可持续发展的电力能源。
与石油、煤炭等化石燃料相比，钍反应堆不会产生大量的温室气体和空气污染物，对环境影响较小。
而且，钍核燃料燃烧的热效率远高于传统燃烧燃料的热效率，可以提供更多的电能输出。
钍核反应堆的基本原理是利用钍（Th-232）的放射性衰变产生的热能。
钍-232在经过衰变过程后会变成铀-233，铀-233是一种裂变性物质，可以产生大量的热能。
由于钍-232的半衰期相对较长（约14亿年），因此钍式反应堆可以被视为一种长期的能源解决方案。
相对于铀燃料反应堆，钍反应堆的燃烧时间更长，因此不需要频繁补充新燃料，减少了运维成本和燃料循环的复杂性。
然而，钍核反应堆的技术和设备仍然处于早期阶段，许多技术和工艺问题仍待解决。
首先，钍的提取和处理技术还没有得到完全成熟，这是由于钍原子相对较大以及与其他元素的化学反应性较强，使得它在提取和处理过程中更难被纯化。
另外，钍-232的裂变横截面较小，需要更高的中子速度来引发裂变反应，这在加速器驱动裂变系统中提出了一定的挑战。
钍核反应堆还面临着核废料的处理难题。
虽然钍反应堆产生的核废料相对较少且辐射性较低，但仍需要进行妥善处理。
当前，对于钍核反应堆产生的废物的处理还没有一个明确的方案，需要进一步的研究和实践。
此外，钍核反应堆的建设和运行成本也较高，这也是一个需要解决的问题。
尽管钍核反应堆面临一些技术和经济上的挑战，但它仍然具有巨大的发展潜力。
随着科学技术的进步和工艺的改进，上述问题将逐渐得到解决。
各种核反应堆
各种核反应堆各种核反应堆热堆的概念中⼦打⼊铀－235的原于核以后，原⼦核就变得不稳定，会分裂成两个较⼩质量的新原⼦核，这是核的裂变反应，放出的能量叫裂变能；产⽣巨⼤能量的同时，还会放出2～3个中⼦和其它射线。
这些中⼦再打⼊别的铀－235核，引起新的核裂变，新的裂变⼜产⽣新的中⼦和裂变能，如此不断持续下去，就形成了链式反应利⽤原⼦核反应原理建造的反应堆需将裂变时释放出的中⼦减速后，再引起新的核裂变，由于中⼦的运动速度与分⼦的热运动达到平衡状态，这种中⼦被称为热中⼦。
堆内主要由热中⼦引起裂变的反应堆叫做热中⼦反应堆（简称热堆）。
热中⼦反应堆，它是⽤慢化剂把快中⼦速度降低，使之成为热中⼦（或称慢中⼦），再利⽤热中⼦来进⾏链式反应的⼀种装置。
由于热中⼦更容易引起铀－235等裂变，这样，⽤少量裂变物质就可获得链式裂变反应。
慢化剂是⼀些含轻元素⽽⼜吸收中⼦少的物质，如重⽔、铍、⽯墨、⽔等。
热中⼦堆⼀般都是把燃料元件有规则地排列在慢化剂中，组成堆芯。
链式反应就是在堆芯中进⾏的。
反应堆必须⽤冷却剂把裂变能带出堆芯。
冷却剂也是吸收中⼦很少的物质。
热中⼦堆最常⽤的冷却剂是轻⽔（普通⽔）、重⽔、⼆氧化碳和氦⽓。
核电站的内部它通常由⼀回路系统和⼆回路系统组成。
反应堆是核电站的核⼼。
反应堆⼯作时放出的热能，由⼀回路系统的冷却剂带出，⽤以产⽣蒸汽。
因此，整个⼀回路系统被称为“核供汽系统”，它相当于⽕电⼚的锅炉系统。
为了确保安全，整个⼀回路系统装在⼀个被称为安全壳的密闭⼚房内，这样，⽆论在正常运⾏或发⽣事故时都不会影响安全。
由蒸汽驱动汽轮发电机组进⾏发电的⼆回路系统，与⽕电⼚的汽轮发电机系统基本相同。
轻⽔堆――压⽔堆电站⾃从核电站问世以来，在⼯业上成熟的发电堆主要有以下三种：轻⽔堆、重⽔堆和⽯墨汽冷堆。
它们相应地被⽤到三种不同的核电站中，形成了现代核发电的主体。
⽬前，热中⼦堆中的⼤多数是⽤轻⽔慢化和冷却的所谓轻⽔堆。
轻⽔堆⼜分为压⽔堆和沸⽔堆。
核反应堆的工作原理
核反应堆的工作原理核反应堆是一种利用核裂变或核聚变反应来产生能量的装置。
它是由核燃料、冷却剂、反应控制系统和辅助设备组成的。
核反应堆的工作原理可以分为以下几个方面进行说明：一、核燃料的选择与裂变过程核燃料是核反应堆中的重要组成部分，一般采用铀、钚等放射性物质。
核燃料的裂变是指通过中子轰击后，核燃料原子核发生裂变，释放出巨大的能量。
裂变反应产生的中子还会继续引发其他核燃料中的裂变反应，从而形成连锁反应，产生更多的能量。
二、冷却剂的运输与热传导核反应堆中的核燃料在反应过程中会产生大量的热量，为了保证核反应的正常进行，需要通过冷却剂来控制核燃料的温度。
冷却剂可以是气体、液体或者是固体，其主要作用是将核反应堆产生的热量带走，并将其转化为电力或其他可利用的能量。
冷却剂在核反应堆中的运输过程中需要满足一定的流速和温度控制要求，以保证核燃料的稳定工作和安全运行。
同时，冷却剂还可以通过热传导作用将核燃料的热量传递给热交换设备，使其产生蒸汽并驱动涡轮机转动，最终产生电力。
三、反应控制系统的作用为了控制和调节核反应堆中的反应过程，核反应堆设有反应控制系统。
反应控制系统一般由控制棒和反应控制系统组成。
控制棒是一种可以插入或抽出核燃料组件的装置，通过调整控制棒在核燃料中的位置来改变核反应堆的反应率。
反应控制系统的主要作用是控制反应堆核燃料中的中子流，以维持核燃料的临界状态。
临界状态是指核燃料中的裂变反应和中子释放保持平衡，即核燃料中每个反应产生的中子数等于引发下次裂变反应所需要的中子数，确保核燃料的稳定工作。
四、辅助设备的作用核反应堆还需要一些辅助设备来保证其正常运行。
辅助设备主要包括核反应堆的防护层、安全控制系统、辐射监测系统等。
防护层是为了防止辐射能量泄漏，保护人员和环境安全。
安全控制系统则负责监测核反应堆的运行状况，一旦检测到异常情况，及时采取相应的措施保障安全。
辐射监测系统用于监测核反应堆产生的辐射能量，及时发现和处理辐射泄漏等突发情况。
核聚变反应堆的简介
核聚变反应堆的简介
核聚变反应堆是一种利用轻核素（例如氢和氦）在高温高压下发生核融合反应，并释放大量能量的设备。
与核裂变反应堆不同的是，核聚变反应堆不会产生高放射性废物，也不会造成核泄漏或融毁等类似事故。
核聚变反应堆的主要部件包括等离子体炉、磁约束系统、加热系统、燃料循环系统、辐射屏蔽系统等。
其中，等离子体炉是核聚变反应堆的核心组成部分，是实现高温高压等离子体状态的设备。
磁约束系统则用于控制等离子体的位置和稳定性，避免等离子体与反应堆壁产生接触。
加热系统则是用来提供等离子体热能的，通常使用的是强大的激光束或微波束。
燃料循环系统的主要作用是将反应堆中产生的氦等废物移除，以及为反应提供新的燃料。
辐射屏蔽系统则用于防止反应堆放出的辐射对人和环境造成伤害。
目前，核聚变反应堆仍处于研究和发展的阶段，但其潜在的能源贡献和环境效益都十分巨大，值得我们继续努力发展和完善。
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《世界核电反应堆(2023年版)》引用
概述世界核电反应堆的建设和运行对现代社会的能源供应和环境保护具有重要意义。
为了全面了解世界范围内的核电发展情况，本文将引用2023年版世界核电反应堆数据，对全球范围内的核电反应堆进行概述和分析。
一、全球核电装机容量截至2023年，全球核电站的总装机容量达到了数百万千瓦。
各国家的核电装机容量分布如下：1. 美国：美国拥有世界上最多的核电站，总装机容量约为xxx千兆瓦，占全球核电总装机容量的30。
2. 我国：我国的核电建设进展迅速，目前总装机容量达到了xxx千兆瓦，占全球核电总装机容量的20。
3. 俄罗斯：俄罗斯是核电强国，拥有xxx千兆瓦的核电装机容量，占全球总装机容量的15。
4. 法国：作为核电发达国家，法国的核电站总装机容量约为xxx千兆瓦。
5. 其他国家：除了上述四个国家外，其他国家的核电装机容量总计约为xxx千兆瓦，占比约为25。
二、全球核电反应堆分布全球范围内，核电反应堆主要分布在以下地区：1. 美洲地区：美国和加拿大是北美地区核电站建设最为集中的国家，总装机容量占全球的30。
2. 亚洲地区：随着我国和印度的核电建设不断加快，亚洲地区的核电反应堆数量不断增加，总装机容量占全球的35。
3. 欧洲地区：法国、俄罗斯和德国是欧洲地区核电发达国家，核电反应堆数量占全球的20。
4. 其他地区：南非、阿根廷和澳大利亚等国家也拥有一定规模的核电反应堆。
三、全球核电技术发展1. 高温气冷堆技术：此技术可提高核电站的热效率，减少燃料消耗和排放，目前已在美国、我国和俄罗斯等国家得到应用。
2. 快中子堆技术：此技术可利用钚等二次裂变核素，提高核电站可持续运行时间，目前已在法国和俄罗斯的部分核电站得到应用。
3. 核聚变技术：核聚变技术能够实现清洁、高效的能源产生，虽然目前还处于实验阶段，但各国正在加大投入进行研发。
结语世界核电反应堆的建设和运行对于各国的经济社会发展具有重要意义，相信在全球范围内的共同努力下，核电技术将得到更好的应用和发展，为人类社会的可持续发展做出更大的贡献。
核聚变反应堆的简介
核聚变反应堆的简介
核聚变反应堆（Nuclear Fusion Reactor）是指利用聚变反应来产生能量的一种装置，聚变反应是指将轻原子核（如氢）合并成较重的原子核（如氦）的过程。
相比于目前广泛应用的核裂变反应堆，核聚变反应堆具有更优秀的安全性、环保性以及能源效率等优势，被誉为“清洁能源”之一。
下面我们来分点介绍核聚变反应堆的一些特点：
1. 原理：核聚变反应是基于热核反应产生能量，将轻原子核聚变成重原子核的过程中会释放大量能量，这种过程需要高温和高密度的物质才能引发。
2. 现状：目前，全球正在研究两种核聚变反应堆，一种是追求实现聚变能源商业化运营的大型聚变装置（如ITER），另一种是研究用于核武器的小型聚变堆。
3. 优势：相比于核裂变反应堆，核聚变反应堆不会生成长寿命的高活性废物，减少了对环境的影响，也不需要在高压下储存放射性废物。
同时，核聚变反应堆几乎不会爆炸，而且在运行时只需较少的燃料供给即可持续发电，不仅能减少对碳排放量造成的影响，还能够更好的应对环境问题。
4. 挑战：迄今为止，核聚变反应堆仍然存在一些挑战，如高温下材料破损、放射性释放以及燃料扩散等问题。
同时，建造和维护核聚变反应堆的投资和技术难度也很高，需要较长时间的实验和研究，以确保其运行的安全和可靠。
5. 前景：尽管在核聚变反应堆的研究和实验过程中遇到了很多困难，但核聚变反应堆作为一种清洁、安全的能源来源，其前景仍然广阔。
未来，随着更多国家的加入和技术的进步，相信核聚变反应堆将能够成功商业化运营，为人类提供更加可持续和低碳的能源供应。
核反应堆工程 第1章(2009.3.3)(1)
绪论一、课程简介及要求1课程简介本课程是核能科学与技术专业的基础课程之一。
本课程较全面地介绍与核反应堆工程相关的专业知识，内容包括核反应堆物理，反应堆热工，堆结构和反应堆结构材料，燃料循环，各种核动力系统，核反应堆安全等知识，使学员在短时间内对核反应堆工程有一个较全面的了解。
为从事与核反应堆工程有关的工作打下知识基础。
绪论大学物理、核物理、传热学、热力学，流体力学等方面有一定的基础。
成绩：平时作业记录, ~20%作业要求: 依据充分,思路清晰,过程完备,书写工整; 按时，每周交上周作业。
期末测验: ~80%。
2 课程要求及考核办法3 课程特点：多学科知识基础；内容涵盖面广；涉及反应堆物理，核反应堆热工，反应堆材料，燃料循环，核反应堆安全。
内容多，知识面广。
4 教学方式：讲课＋自学绪论5 教科书及参考书：教材：核反应堆工程，阎昌琪编，哈尔滨工程大学出版社等，2004，8。
面向核工程专业研究生，内容适合本科非核工程专业学生。
参考书：Nuclear Reactor Engineering ，S.Glasstone & A.sesonske ,Third edition ,1986.有中译本。
内容丰富，面广，96万字。
核反应堆工程原理,凌备备、杨延洲主编，原子能出版社原子能工业，连培生，原子能出版社，2002,5。
内容丰富，86万字绪论目录1第一章核裂变能2第二章核反应堆物理基本知识3 第三章反应堆结构与材料(非燃料材料) 4 第四章反应堆燃料系统5 反应堆热量导出6 反应堆安全7 各种核动力反应堆系统第一章核裂变能1.1 核能基础1.2 核裂变1.3 核裂变反应堆1.4 反应堆的发展史1.5 我国的核反应堆工程发展成就引言在1939年发现了核裂变现象这一件具有划时代意义的事件。
这一事件为一种全新的能源—原子能—的利用开辟了前景。
核能的发展与和平利用是20世纪科技史上最杰出的成就之一。
核能的利用中，核电的发展相当迅速，核电已被公认为是一种经济、安全、可靠、清洁的能源。
微型反应堆技术的现状与展望
微型反应堆技术的现状与展望在当今时代，能源需求量与人口不断增长，我们需要一种更可靠、更经济高效且环境友好的能源形式来满足需求。
微型反应堆技术应运而生，其特点是小型、安全且具有长期的可持续性能源。
本文将探讨微型反应堆技术的现状与展望。
一、微型反应堆技术的起源与发展历程微型反应堆技术源自研究核动力航空器，由于其具有小型、轻量化、密闭系统的特点，该技术成为航天领域的热门研究课题。
1963年，美国国家航空航天局启动了名为“ROMEO-细小反应堆”（Reactor for Missiles and Earth Orbits）的项目，该项目目的是将核反应堆缩小并适应于太空环境。
但该项目后来因安全性问题被放弃。
随着技术的不断进步，微型反应堆再次成为人们关注的焦点。
2004年，美国国家核安全局（NNSA）启动了名为“VP-100”的项目，旨在研制一种能够提供微型峡谷之间的电力供应的微型反应堆。
该项目在2020年底顺利完成。
同时，日本、俄罗斯等国家也在进行微型反应堆的研制。
二、微型反应堆技术的基本原理及其优缺点微型反应堆是一种小型核反应堆，可以用于供电、热能或其他用途。
它通常比普通反应堆小得多，一些可由一两个人搬运。
另外，微型反应堆还具有以下特点：1. 安全性好：微型反应堆重量轻、结构紧凑、辐射水平低，而且可以实现自主故障安全反应和自曝光反应控制。
2. 长期可持续：微型反应堆使用相对较少的燃料，可保持年数倍于传统反应堆。
3. 经济性高：与传统核电站相比，微型反应堆不仅成本更低，而且还可以在较短的时间内建成，大幅缩短了建设周期。
但是，微型反应堆同样存在一些缺点。
首先，它们仍然是核反应堆，存在辐射问题。
其次，虽然通常比传统反应堆小，但由于安全性问题，建造仍然耗费大量的资金和人力，并可能需要扩建冷却水系统。
三、微型反应堆技术的应用前景微型反应堆技术的应用前景广阔。
据估计，微型反应堆技术的市场将在2025年前达到数十亿美元的规模。
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核反应堆的类型核电站中的反应堆设计具有多样性，也就是说，核反应堆具有不同类型，相应形成不同的核电站。
可以利用下列三个特点表征不同类型的反应堆。
第一，所用的核燃料可以是天然铀或浓缩铀、钮或钍；第二，使用不同类型的冷却剂，可以是水、二氧化碳、氮气或钠；第三，用于控制链式反应中释放的中子能量的慢化剂，可以是石墨、重水或轻水（即普通水）。
下面就是迄今国际上核电站常用的4种核反应堆型。
压水堆是以加压轻水作为慢化剂和冷却剂，且水在堆内不沸腾的核反应堆。
目前以压水堆为热源的核电站，在核电站机组数量和装机容量方面都处于领先地位。
沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的核反应堆。
沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。
它们都需使用低富集铀作燃料。
以沸水堆为热源的核电站在未来市场中仍将占有显著的地位。
重水堆是以重水作为慢化剂，轻水或重水作为冷却剂的核反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。
重水堆分压力容器式和压力管式两类。
重水堆核电站是发展较早的核电站，但已实现工业规模的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
快堆是由快中子引起链式裂变反应的核反应堆。
快堆在运行中既消耗裂变材料，又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增殖。
专家预计，快堆未来的发展将会加快起来。
前景看好的快堆现在世界上所运行的绝大多数反应堆是热中子堆，或者说是非增殖堆型，利用的只是铀-235,而天然铀将近99.3%是难裂变的铀-238，所以这些堆型对铀资源的利用率只有1 %~2%。
但在快堆中，铀-238 原则上都能通过核反应转变成易裂变的钮-239而得以使用。
即使考虑到各种损耗，快堆总体上可将铀资源的利用率提高到60%~70%，也可使核废料产生量得到最大程度的降低，实现放射性废物最小化。
具体点说，在堆芯燃料钮-239的外围再生区里放置铀-238，通过钮-239产生的裂变反应时放出来的快中子，使铀-238吸收一个中子后，发生连续两次8衰变后，铀-238很快被转变成钮-239，同时产生了能量，如此核反应下去，能够源源不断地将铀-238转变成可用的燃料钮-239。
因为快堆再生速度高于消耗速度，即所生成的钮-239比消耗的铀-235来得多，如此核燃料越烧越多，快速迅速增殖起来，因此这种反应堆又称“快中子增殖堆”。
除了现行的钠冷快堆外，还在发展气冷快堆、铅冷快堆等。
早在1951年，美国就建造了实验快中子堆。
现阶段，基本掌握快中子堆技术的国家有美国、法国、日本、俄罗斯、印度和中国等。
中国核工业集团公司2010年7月21宣布：由中核集团中国原子能科学研究院自主研发的中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆(CEFR) 达到首次临界，中国由此成为世界上少数几个掌握快堆技术的国家之。
快中子反应堆是世界上第四代先进核能系统的首选堆型，代表了第四代核能系统的发展方向。
其形成的核燃料可实现闭合式循环。
国际上普遍认为，发展和推广快堆，可从根本上解决世界能源的可持续发展和绿色发展问题。
对于快堆未来发展，中国拟采取三步走的发展战略，即实验快堆一示范快堆一大型商用快堆。
接下来中国示范快堆的建造，还将为中国铀钮混合燃料制造技术的发展提供良好的契机，并继续推动中国先进核能体系的建立。
图2为中国实验快堆。
图2中国实验快堆反应堆不是原子弹有人把核反应堆与原子弹混为一谈，其实，反应堆与原子弹完全是两回事，它实际上不会发生核爆炸，因为两者的设计、构造和部件完全不同。
原子弹是一种不可控的自持链式反应装置，需要使用可迅速形成临界体积的高纯易裂变材料——铀-235 (浓度至少95%)或钮。
触发链式反应发展得非常快，以致未等介质散开就积聚了大量能量。
爆炸的剧烈程度取决于这种能量的积聚。
例如，投在长崎的原子弹是一个中空的钮球，靠合理安排的炸药形成临界体积，达到临界体积后才发生原子弹爆炸。
反应堆则是一种人工控制的自持链式反应装置。
反应堆里装的是天然铀或低浓度铀（2%~5%之间），以致很难达到临界。
铀-238之类的中子吸收材料的存在能够阻止任何不可控制的功率浮动。
反应堆里的核反应是一种平缓的核反应，不存在能使能量积聚到“爆炸”的紧箍器件或压力容器，当然也没有专门引爆的中子注入部件，因此完全不具备原子弹爆炸的基本条件。
日本福岛第一核电站1号、3号机组相继发生的是氢气爆炸，事故的原因是反应堆堆芯产生的水蒸气外泄至容器外，在反应堆丧失冷却剂事故时，燃料元件棒束未被冷却剂液体浸没而处于裸露状态，导致持续升温，直到温度超过核燃料管锆合金的熔点，发生堆芯熔化，于是高温锆合金包壳跟堆体里面存留的水发生剧烈化学反应，产生了氢气，氢气泄漏出堆体，积聚到厂房里面，和建筑物内的氧气发生剧烈反应，直至气压超过厂房承受能力而导致爆炸。
这个爆炸不仅把厂房摧毁，还会把连接堆体的管道破坏，这些管道里面有长期积累下的放射性物质，结果释放到开放环境中，造成长期的核污染。
新一代的核电站及其安全性核电站发展至今，已历经4代。
第一代核电站属于原型堆核电站，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。
20世纪70年代，因石油涨价引发的能源危机促进了核电发展，目前世界上商业运行的400多台机组大部分在这段时期建成，称为第二代核电机组。
在美国三里岛核电站和前苏联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。
不过，核电专家们仍对第二代核电站进行了反思，当时认为发生堆芯熔化和放射性物质大量往环境释放这类严重事故的可能性很小，不必把预防和缓解严重事故的设施作为设计上必须的要求，因此，第二代核电站应对严重事故的措施比较薄弱。
对于第三代核电站类型有各种不同看法。
美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出了第三代核电站的安全和设计技术要求，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站，并完成了全部工程论证和试验工作以及核电站的初步设计，它们将成为第三代核电站的主力堆型。
通过总结经验教训，美国、欧洲和国际原子能机构都出台了新规定，把预防和缓解严重事故作为设计上的必须要求，满足以上要求的核电站称为第三代核电站。
目前，世界上技术比较成熟、可以据以建造第三代核电机组的设计，主要有美国的AP1000 （压水堆）和ABWR （沸水堆），以及欧洲的EPR （压水堆）等型号，它们发生严重事故的概率均比第二代核电机组小100倍以上。
美国、法国等国家已公开宣布，今后不再建造第二代核电机组，只建设第三代核电机组。
中国有13台第二代核电机组正在运行发电，未来重点放在建设第三代核电机组上。
目前，中国第三代核电项目正在浙江三门和山东海阳进行建设，将有4套第三代AP1000压水堆核电机组。
预防和缓解堆芯熔化成为第三代核电站设计上的必须要求，而这一点也正是作为第二代核电站的福岛核电站近期事故中暴露出来的弱点。
据悉，我国第三代核电站将装备有蓄水池，这样的“大水箱”在紧急情况下能释放出大量的水，从而达到降温等应急需求。
不同于核电技术或先进反应堆，第四代核能系统概念，最先由美国能源部的核能、科学与技术办公室提出。
2000年1月，美国能源部发起并约请阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非和英国等国家的政府代表开会，讨论开发新一代核能技术的国际合作问题，并发表了“九国联合声明”。
随后，由美国、法国、日本、英国等核电发达国家组建了“第四代核能系统国际论坛”，拟于2~3年内定出相关目标和计划。
这项计划总的目标是在2030年左右，向市场推出能够解决核能经济性、安全性、废物处理和防止核扩散问题的第四代核能系统（Gen-IV）。
第四代核能系统包括三种快中子反应堆系统和三种热中子反应堆系统：钠冷快堆系统，铅合金冷却快堆系统，气冷快堆系统，超高温堆系统，超临界水冷堆系统和熔盐堆系统。
核电站选址至关重要通常国际核电站选址遵循四大原则：经济、技术、安全、环境和社会。
从核安全的角度来看，核电站选址最关键，必须考虑到公众和环境免受放射性事故释放所引起的过量辐射影响，同时要考虑到突发的自然事件或人为事件对核电厂的影响，所以，核电站必须选在人口密度低，易隔离的、与经济发达地区的相对偏远地区，厂址深部必须没有断裂带通过，而且要求核电站数千米范围内没有活动断裂，厂址100千米海域、50千米内陆，历史上没有发生过6级以上地震，厂址区600年来也没有发生6级地震的构造背景。
例如，对于日本由于太平洋构造板块及其他几个板块的向西移动，导致其向亚洲板块之下俯冲，从而会在这一带引发大地震和火山活动。
日本就处于四个地质板块的交界处，是俯冲带的边缘，也是全球构造运动最活跃的地区。
这次日本福岛核电事故表明：其核电站选址和布局存在着专家早已警告存在提心吊胆的严重问题，果然言中了。
同时，由于核电站运行中产生了巨大热量，核电站的选址必须靠近水源，最好是靠海，这也是大型核电站都建在海边的一个重要原因，并且靠海还可以解决大件设备运输问题。
万一发生危险，在平的海岸线和放射物均匀发散的情况下，污染陆地面积只是完全在内陆的一半。
但是建在海边有利的同时也多出一个风险，就是海啸或者台风带来大浪的可能。
通常会建设防波堤来抵御巨浪的冲击。
但是防波堤只能抵御一定程度的冲击，如果是比较大的海啸的话，像日本这次17多米高的排山倒海的海啸，防波堤无能为力的，不可避免产生十分严重的后果。
内陆地区核电选址要更加慎重，因为内陆地区的水源全部为淡水，并且几乎所有的大江大河都直接向周边城市供应生活用水，在这种情况下建设核电站，一旦发生泄漏事故，后果不堪设想。
“本质安全”才是真的安全核电安全一直是公众最关注的一个问题。
这里要强调的是，必须通过科学技术进步，不断地提高和完善核电站的所谓“本质安全水平”，也就是不要靠人，因为人是最容易犯错误的，而是靠核电站本身的设计和设施来杜绝事故发生。
核电站的设计、建造和运行均采用纵深防御的原则，从设备、措施上提供多等级的重迭保护，以确保核电站对功率能有效控制，对燃料组件能充分冷却，对放射性物质不发生泄漏。
纵深防御原则一般包括五层防线。
第一层防线：精心设计、制造、施工，确保核电站有精良的硬件环境。
建立周密的程序，严格的制度，对核电站工作人员有高水平的教育和严格的培训，人人注意和关心安全，有完备的软件环境；第二层防线：加强运行管理和监督，及时正确处理异常情况，排除故障；第三层防线：在严重异常情况下反应堆正常的控制和保护系统动作，防止设备故障和人为差错造成事故；第四层防线：发生事故情况时，启用核电站安全系统包括各外设安全系统加强事故中的电站管理，防止事故扩大保护反应堆厂房安全壳；第五层防线：万一发生极不可能发生的事故并伴有放射性外泄启用厂内外应急响应计划努力减轻事故对周围居民和环境的影响。