第四代核能系统介绍
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。
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。
第四代核电技术 参数
第四代核电技术参数1.引言1.1 概述第四代核电技术是指相对于第三代核电技术而言的一种新一代的核能发电技术。
随着社会的发展和能源需求的增加，人们对于核电技术提出了更高的要求和期望。
第四代核电技术应运而生，旨在提高核能的利用效率、安全性、环保性和经济性。
与第三代核电技术相比，第四代核电技术具有许多突出特点。
首先，它采用了更先进的反应堆设计，能够更高效地转化核能为电能。
其次，第四代核电技术拥有更高的安全性能，采用了更多的被动安全系统，使其在应对突发事件时具有更强的抗灾能力。
此外，该技术还具有极强的环保性，能够大幅减少核废物的产生，并降低对环境的影响。
最后，第四代核电技术的经济性也得到了极大的改善，其建设、运营和维护成本相对较低，且具有更长的运行寿命。
第四代核电技术的出现将为解决能源短缺和环境污染问题提供新的解决方案。
它不仅能够满足日益增长的能源需求，还能够减少传统能源产生的污染物排放，从而保护环境和人类健康。
此外，由于第四代核电技术具有更高的安全性和抗灾能力，它将在一定程度上减少人类对核能的恐惧和担忧，为核能发展打开更加广阔的前景。
综上所述，第四代核电技术作为一种新兴的核能发电技术，具有较高的发展前景。
它的出现不仅能够提高核能的利用效率和安全性，还能够减少环境污染和核废物的产生，并降低能源的开采成本。
相信随着技术的不断进步和应用的推广，第四代核电技术将在未来发展中起到越来越重要的作用。
1.2 文章结构文章结构部分内容如下：本文主要分为三个部分进行讨论，即引言、正文和结论。
在引言部分，首先对第四代核电技术进行概述，介绍其在能源领域的重要性和发展现状。
接着，说明本文的结构，简要介绍各个部分所涉及的内容和目的。
最后，明确本文的目的，即通过对第四代核电技术参数的探讨，揭示其在未来的前景和应用价值。
正文部分将分为两个部分进行阐述。
首先，讨论第四代核电技术的背景，介绍其起源和发展历程。
这一部分将概述第四代核电技术的研究和应用情况，重点探讨其在提高能源利用效率、减少核废料产生和提高核安全性等方面的优势。
核专业知识讲座-第四代核能系统
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优点：装置具有较长的寿期，整个堆 芯可以在工厂制造组装完全、不需要 任何电气化学方面的能量转换。
发展情况：俄罗斯潜艇用的铅-铋合金 冷却反应堆技术、一体化快堆金属合 金燃料重复利用和再加工技术的开发。
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3.熔盐反应堆系统（MSR）
系统描述：熔盐反应堆 是在超热能中子谱反应 堆和完全重复利用锕系 元素的燃料循环，以及 在熔盐燃料混合物的循 环流动中产生裂变能。 熔盐燃料流经石墨堆芯 通道，产生超热能中子。 在熔盐中产生的热量通 过一台中间热交换器传 递到二回路冷却系统， 然后通过一台三级热交 换器传递到能量转换系 统。
发展情况：基本技术已经在先前的高温气冷堆 项目中形成了，在中国的HTR-10中也准备验证 在10MWt的功率水平上进行发电和热电联供的 可行性。
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二、第四代核能系统的研究开发计划
第四代核能系统的目标是使这些系统能够在2030年之前得到广泛的应用 下表列出了六种第四代核能系统研究开发的主要时间节点及其研究开发 所需的经费初步预算。
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优点：SFR 可用于电力市场，同时由于 SFR是快中子能谱反应堆，SFR更能够有 效的利用那些可再利用的易裂变和可转 换的材料。
第四代核能技术的发展
第四代核能技术的发展核能作为一种清洁、高效的能源形式，一直以来都备受关注。
随着科技的不断进步，第四代核能技术逐渐成为人们关注的焦点。
本文将介绍第四代核能技术的定义、特点以及其在未来能源发展中的潜力。
第四代核能技术的定义第四代核能技术是指相对于目前使用的第三代核能技术而言，具有更高安全性、更高效率和更少废物产生的新一代核能技术。
它采用了先进的反应堆设计和燃料循环技术，旨在解决目前核能技术所面临的挑战，并提供更可持续、可靠的能源供应。
第四代核能技术的特点1. 高安全性第四代核能技术采用了先进的被动安全系统，使得反应堆在事故情况下能够自动停止反应，并有效地控制放射性物质泄漏。
此外，新型材料和设计也大大降低了事故发生的概率，提高了核电站的整体安全性。
2. 高效率第四代核能技术利用了更高温度的反应堆，使得核能转化为电能的效率更高。
此外，新型燃料循环技术也能够更充分地利用核燃料，延长燃料使用寿命，减少废物产生。
3. 减少废物产生第四代核能技术采用了先进的燃料循环技术，可以将废物中的可用核材料重新提取出来进行再利用。
这不仅减少了核废物的数量，还提高了核能资源的利用效率。
4. 可持续发展第四代核能技术在设计上考虑了可持续发展的因素，包括对环境的影响、资源利用效率等。
它可以为未来提供可靠、清洁的能源供应，并减少对传统化石燃料的依赖。
第四代核能技术的应用前景1. 能源供应随着全球能源需求的不断增长，传统能源形式面临着日益严重的问题，如气候变化、能源安全等。
第四代核能技术作为一种清洁、高效的能源形式，有望成为未来能源供应的重要组成部分。
2. 工业应用第四代核能技术的高温特性使其在工业领域具有广泛的应用前景。
例如，它可以用于高温热解、水裂解等过程，提供高温热能供应，推动工业生产的发展。
3. 航天科技第四代核能技术在航天领域也有着广阔的应用前景。
它可以为长期太空任务提供可靠的能源供应，解决太阳能等传统能源形式在太空环境中的限制。
第四代核能系统研发介绍
24 三 09 第四代核能系统研发介绍1 Gen-IV的研发背景实现人与自然和谐共存和可持续发展是人类所追求的理想境界。
在中国灿烂的五千年的文化中，始终贯穿着天人合一的构思。
在世界各国追求工业化的过 程中，出现了能源和环境这一对矛盾，而目前能源供应的模式不是可持续的，必须进行重大调整。
可持续发展成了人类进入新世纪之后所面临的首要问题。
人们注意到电力市场竞争的压力可能会对核电的运行安全产生不利影响。
但研究表明，最成功的商业核电厂和最安全的核电厂之间存在着密切的关联。
三哩岛核电站和切尔诺贝利核电站发生的事故及其影响证明：核安全是核工业发展的生命线。
安全可靠性已经成为核电厂的商业要求中一个不可或缺的部分。
目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。
现有的核电系统在这样的 市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。
核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。
从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。
但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。
面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。
包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。
每年的研发费用超过20亿美元。
按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（ALWR）核电站。
Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
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目前世界大多数国家电力市场上的竞争日趋激烈，迫使电力生产商和它们的供应商更加关注它们的运行成本和投资的盈利能力。
现有的核电系统在这样的市场上显得初投资太高、建设期太长和项目规模太大。
核工业要生存下去并保持繁荣，就需要执行商业化的、以利润为导向的方针。
从总体上看，核动力在中期和远期的市场中都具有竞争潜力。
但是，要使这种潜力变为现实，还要在许多方面付出极大的努力，包括必须能在不危及安全的前提下大幅度降低成本，包括运行和维护费用，并使电厂的可利用率达到较高水平。
面对上述挑战，国际核能界正在进行多方面的研究和调整，其中一项举措就是对第四代核能系统的研发。
包括有关国家政府、工业界、电力公司、大学、实验室、研究院所都不同程度地关注或参与这个研发。
每年的研发费用超过20亿美元。
按广泛被接受的观点，已有的核能系统分为三代：（1）上个世纪50年代末至60年代初建造的第一批原型核电站；（2）60年代至70年代大批建造的单机容量在600~1400 MW的标准型核电站，它们是目前世界上正在运行的439座核电站（2002年6月统计数）的主体；（3）80年代开始发展、在90年代末开始投入市场的先进轻水堆（AL WR）核电站。
Gen-IV的概念最先是在1999年6月召开的美国核学会年会上提出的。
在当年11月该学会冬季年会上，进一步明确了发展Gen-IV的设想。
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，拟用2~3年的时间完成制定Gen-IV研发目标计划。
这项计划总的目标是在2030年左右，向市场上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Gen-IV。
2 Gen-IV的研发目标目前Gen-IV先进核能系统的概念还比较模糊，国际上也没有一个确切的定义。
但是，这里已经明确的是"先进核能系统"，而非"先进反应堆"。
其应满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低等基本标准。
具体来说，研发Gen-IV的目标有三类： 2.1 可持续能力目标按照比较权威的定义，可持续能力的本质是如何维系地球生存支持系统去满足人类基本需求的能力。
对一个特定系统而言，是其在规定目标和预设阶段内可以成功地将其发展度、协调度、持续度稳定地约束在可持续发展阈值内的概率，也就是其成功地延伸至可持续发展目标的能力。
Gen-IV的可持续能力目标包括燃料的有效利用、废物管理和在物理上对核扩散的限制。
即：可持续能力目标1：Gen-IV将为全世界提供满足洁净空气要求、长期可靠、燃料有效利用的可持续能源。
可持续能力目标2：Gen-IV产生的核废料量极少；采用的核废料管理方式将既能妥善地对核废料进行安全处置，又能显著减少工作人员的剂量，从而改进对公众健康和环境的保护。
可持续能力目标3：Gen-IV要把商业性核燃料循环导致的核扩散可能性限定在最低限度，使得难以将其转为军事用途，并为防止恐怖活动在物理上提供更有效的措施。
2.2 安全可靠性目标在核能系统的研发和运行中，安全可靠是优先考虑的基本因素。
在正常运行或假想的瞬态工况下，核能系统都必须保持其安全裕量，防止事故发生，并有有效的事故缓解措施。
同时，要求有很高的运行可靠性。
多年来，改进核能系统的安全可靠性，降低厂外放射性释放的频率和程度，降低严重事故发生的概率，一直是明确的趋势。
Gen-IV要通过进一步的改进达到更高的安全可靠性，更好地保护员工、公众的健康和环境。
在这方面，Gen-IV也有三个目标：安全可靠性目标1：Gen-IV在安全、可靠运行方面将明显优于其它核能系统。
这个目标是通过减少能诱发事故或使一般事故演变成严重事故的事件、设备问题和人因问题的数量来提高运行的安全性。
这个目标也通过强化可靠性来提高核能系统的经济性。
要达到这些运行目标、支持强化公众信心的安全示范，需要提出相应的要求和进行精心的设计。
为了将安全可靠性提高到最高水平，第四代核能系统必须继续采用工业界与监管机构为增强公众信心而建立的有关法规，并采用未来的先进技术。
安全可靠性目标2：Gen-IV堆芯损坏的可能性极低；即使损坏，程度也很轻。
这一目标对业主/运行者是至关重要的。
多年来，人们一直在致力于降低堆芯损坏的概率。
采用的措施包括PRA分析方法、制定用户要求文件、在安全系统中引进非能动概念等。
安全可靠性目标3：在事故条件下无厂外释放，不需要厂外应急。
公众、特别是居住在核设施附近的居民认为需要厂外应急是核能不安全、不可靠的一个证明。
因此，Gen-IV在设计上的一个努力方向就是通过设计和采用先进技术取消厂外应急。
这是核能安全的一个革命性改进，它表明：无论核电站发生什么事故，都不会造成对厂外公众的损害。
2.3 经济性目标 Gen-IV将采取重大步骤以降低新建核电厂的投资费用和财务风险，否则其在可持续能力、安全可靠性方面的优点会被较高的资本费用和发电成本以及相应的高风险所淹没。
长期以来，核电站主要是带基本负荷运行。
这种情况正在发生变化，全球能源市场正在由管制向解除管制过渡，会有更多的独立发电公司和商业电厂业主（运行者）进入解除了管制的电力市场。
这意味着正在研发中的核电站要考虑更多的潜在的电厂业主，未来的核能系统要适应不同的要求，包括负荷跟踪和功率较小的机组。
我国已建和在建的多数核电站的经济竞争性不理想。
随着我国能源事业的发展和电力体制改革的不断深化，提高核电经济性的要求也将更为迫切。
目前，新建核电厂的单位造价（$1500~2000/kW，是化石燃料电厂单位造价的2~4倍）和较长的建造时间、审批时间、退役时间，与其它电力生产方式是不能相比的。
要能够和其它电力生产方式相竞争，核电站的建设应当满足：·初投资（隔夜价）每千瓦小于1000美元；·总的电力生产成本应低于3美分/kW h；·建设期小于3年。
经济目标1：Gen-IV在全寿期内的经济性明显优于其它能源系统。
要确保核能系统成为世界能源供应体系中一个不可缺少的部分，需要全寿期内的成本优势。
全寿期成本包括四个主要部分：建设投资、运行和维修成本、燃料循环成本、退役和净化成本。
还有一些其它的重要因素影响全寿期成本，如融资条件、整个项目持续时间、建设进度、容量因子和电站寿命。
目前，投资成本高和建设期太长是新建核电厂在财务上的主要障碍，而运行和维修成本在现有电站中近年来已大大改进。
对Gen-IV，全寿期成本的所有因素都要优于其它的能源（包括现有的核系统），以确保其竞争力。
经济目标2：Gen-IV的财务风险水平与其它能源项目的财务风险水平相当。
在一个竞争的资本市场上，要筹集到建设所需的资金，Gen-IV就必须将财务风险降低到或保持在为新建项目融资进行竞争的水平。
3 Gen-IV的研发工作 Gen-IV国际论坛的成员国一致同意，在Gen-IV的研发中将遵循两个原则：创新性原则：国际上关于第四代核能系统的讨论中已经达成这样的共识，即第四代核能系统必须采取创新性的技术解决方案，否则无法有效解决核能目前面对的挑战。
开放性原则：在目前的早期基础研究阶段，不要排除任何可能的解决方案，应向所有的技术开放。
例如：铀循环或钍循环、热中子堆或快中子堆、各种燃料循环方式等。
因此，需要对已有的各种反应堆概念，包括各种先进轻水堆、重水堆、压力管式轻水堆、各种模块化高温气冷堆、先进的气冷堆、超临界轻水快堆、气冷快堆、钠冷快堆、铅冷或铅/铋冷快堆、熔盐堆、有机冷却剂堆和等离子直接发电堆等进行评估，以确认研发的前景。
2000年5月，Gen-IV国际论坛的成员国在巴黎的会议上根据G en-IV的目标，选择了6种最有希望的Gen-IV概念作进一步研发（见表1）。
成员国相信这些研发工作将使核能成为全球一种基本的能源，30年后Gen-IV将在任何能源市场中与最廉价的其它能源技术竞争。
但是，就其中任一种系统而言，其研发工作可能会有现在还无法预见的挑战，也不能断言一定能取得成功。
表1 6种第四代核能系统缩写能谱燃料循环钠冷快堆系统 SFR 快闭式铅合金冷却堆系统 LFR 快闭式气冷快堆系统 GFR 快闭式超常高温堆系统 VHTR 热一次超临界水冷堆系统 SCWR 热和快一次/闭式熔盐堆系统 MSR 热闭式表中，SCWR和VHTR采用一次通过或MOX（混合氧化陶瓷）燃料循环方式；S FR、LFR、GFR和MSR采用完全锕系元素再循环方式。
3.1 超常高温气冷堆系统（VHTR） VHTR是高温气冷堆的进一步发展，采用石墨慢化、氦气冷却、铀燃料一次通过循环方式。
其燃料温度达1800℃，冷却剂出口温度可达1500℃。
VHTR 具有良好的非能动安全特性，热效率超过50%，易于模块化，经济上竞争力强。
VHTR以1000℃的堆芯出口温度供热，这种热能用于如制氢或为石化和其它工业提供工艺热。
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释放工艺热。
反应堆芯可以是像正在日本运行的HTTR那样的棱柱形块堆芯，或者是像正在我国运行的HTR-10那样的球床堆芯。
VHTR制氢能有效地向碘－硫热化学工艺供热。
VHTR保持了高温气冷堆具有的良好安全特性，同时又是一个高效系统。
它可以向高温、高耗能和不使用电能的工艺过程提供广谱热量，还可以与发电设备组合以满足热电联产的需要。
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。
表2 VHTR参考堆主要参数参考值热功率，MWt 600 堆芯入口/出口压力，MPa 根据工艺冷却剂入口/出口温度，℃ 640/1000 净效率，％＞50平均功率密度，MWt/m3 6~10 燃料成份在块状燃料、粒状燃料或球状燃料中的碳化锆包覆颗粒氦气质量流量，kg/s 320 技术上有待解决的问题：·在这种超常高温下，铯和银迁徙能力的增加可能会使得碳化硅包覆层不足以限制它们，所以需要进行新的燃料和材料设计，以满足下述条件：堆芯出口温度可达1000℃以上，事故时燃料温度最高可达1800℃，最大燃耗可达150~200 GWD/MTHM，高温合金和包覆质量，使用碘－硫工艺过程制氢，能避免堆芯中的功率峰和温度梯度，以及冷却气体中的热冲击；·安全系统是能动的，而不是非能动的，因而降低了其安全裕量；·开发高性能的氦气气轮机及其相关部件；·商业用反应堆的模块化；·石墨在高温下的稳定性和寿命。
3.2 超临界水冷堆（SCW R） SCWR是运行在水的临界点（374℃、22.1 MPa）以上的高温、高压水冷堆。
SCWR使用"超临界水"作冷却剂。
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"。