第四代反應堆

世紀之交，美國能源部開始規劃發展在經濟性、安全性、廢物處理等方面有重大革命的新一代先進核能系統——“第4代核能系統”（Gerneration Ⅳ）。第4代核能系統是指2030年之前可以投放市場的新一代核能系統，它必須在一些有挑戰性的目標上具有重大進展。這些目標包括可持續性、安全性和可靠性以及經濟性。在時間上，第4代核能系統也考慮了個別在2010年前能夠投放市場的技術。

第4代核能系統必須滿足下列主要指標：

1. 能夠和其他電力生產方式相競爭，總電力成產成本低於每度電3美分；

2. 初投資小於每千瓦發電裝機容量1000美元；

3. 建設期小於3年；

4. 堆芯融化概率低於10^-6/堆年；

5. 在事故條件下無放射性場外釋放，無需場外應急，這是核安全的一個革命性改進，其含義是無論核電站發生是什麼事故，對場外公眾都不會造成損害；

6. 能夠通過對核電站的整體實驗向公眾證明核電的安全性。

第4代核能系統的開發目標分為以下4各方面：

1. 核能的可持續發展：包括通過燃料的有效利用來實現提供持續生產能源的手段；實現核廢物的最少化，加強管理，減輕長期管理事物，保護公眾健康，保護環境；

2. 安全性、可靠性的提高：包括確保更高的安全性和可靠性；大幅度降低堆芯損傷的概率及程度，以及快速恢復反應堆運行的能力；取消在場址外採取應急措施；

3. 經濟性的提高：包括壽命週期成本優於其他能源；資金的風險水平能與其他能源計劃相比；

4. 防擴散能力和實物保護：包括保證核燃料難以用於製造核武器；加強實物保護，防止犯罪分子盜竊或轉移武器可用材料；防範恐怖襲擊。 ^[1] 

新式反應堆有許多新的設計想法，下方只列出最可能實用化的方案，以中子能量作區分：3種熱中子反應堆與3種快中子反應堆。其中，超高温反應堆（VHTR）也是一種具潛力的高效產氫方式，可降低燃料電池成本；快反應堆則是能將長半衰期的錒系元素燒掉，減少核廢料，並“滋生更多燃料”。這些新式系統在永續性、安全性、可靠性、經濟性、抑制核擴散與物理防護上有大量的改善。

超高温反應堆（VHTR）

超高温反應堆（英語：Very high temperature reactor，縮寫：VHTR）的設計概念是運用石墨作為減速劑、一次性鈾燃料循環、氦氣或熔鹽作為冷卻劑。此設計設想出水口温度可達1000°C，堆芯則可採燃料束或球牀式。藉由熱化學的硫碘循環，反應堆高温可用於產熱或產氫製程。超高温反應堆也具有非能動安全系統。

第一個實驗性VHTR在南非建成（南非球牀模組反應堆），但已於2010年2月停止挹注資金。[1]成本提高與難以突破的技術困難，使投資人與消費者躊躇不前。

超臨界水反應堆

超臨界水反應堆[注 1]（英語：Supercritical water reactor，縮寫：SCWR）[2]使用超臨界水作為工作流體。SCWR是以輕水反應堆（LWR）為基礎，運作於高温高壓環境，採取直接、一次性循環。最初的設想是：採取如同沸水反應堆（BWR）的直接循環。但在改用超臨界水作為工作流體後，水便為單一相態，類似壓水反應堆（PWR）。SCWR的可運作温度比BWR與PWR還高。

由於SCWR具有較高的熱效率[注 2]與簡單的設計結構，成為倍受關注的新式核反應堆系統。SCWR主要目標是降低發電成本。

SCWR是以兩種科技為基礎進一步發展而成：輕水反應堆與超臨界蒸氣鍋爐。前者是世界上大部分商轉中的反應堆類型；後者也是常用的蒸汽鍋爐類別。

液相氟化釷反應堆

熔鹽反應堆（英語：Molten Salt Reactor，縮寫：MSR）是一種反應堆類型，其冷卻劑甚至是燃料本身皆是熔鹽混和物。這有許多不同細部設計的延伸型，也已建造了幾個實驗原型爐。最初和廣泛採用的概念，是核燃料溶於氟化物中形成金屬鹽類，如：四氟化鈾（UF₄）和四氟化釷（ThF₄）。當燃料熔鹽流體流入以石墨減速的堆芯內時，會達到臨界質量。現行大部分設計是將熔鹽燃料均勻分散在石墨基體中，提供低壓、高温的冷卻方式。

液相氟化釷反應堆（英語：Liquid fluoride thorium reactor，縮寫：LFTR）是一種熱滋生熔鹽反應堆，使用釷熔鹽作釷燃料循環，可在常壓下達到高運作温度，此新式觀念已在世界上引起關注。

氣冷式快反應堆

氣冷式快反應堆（英語：Gas-cooled fast reactor，縮寫：GFR）是種快中子反應堆。利用快中子、封閉式核燃料循環對增殖性材料進行高效核轉換，並控制錒系元素核裂變產物。使用出口温度850°C的氦氣冷卻，送入直接布雷頓循環的封閉循環氣渦輪發電。許多新式核燃料能確保運作於高温中，並控制核裂變產物產出：混和陶瓷燃料、先進燃料微粒或錒系化合物陶瓷護套燃料。堆芯燃料會以針狀、盤狀集束或柱狀分佈。

鈉冷式快反應堆

鈉冷式快反應堆（英語：Sodium-cooled fast reactor，縮寫：SFR）是以另兩種反應堆：液體金屬快中子增殖反應堆與一體化快反應堆為基礎延伸而來。

SFR的目的是增加鈾滋生鈈的效率和減少超鈾元素同位素的累積。反應堆設計一個未減速的快中子堆芯將長半衰期超鈾元素同位素消耗掉，並會在反應堆過熱時中斷連鎖反應，屬於一種非能動安全系統。

SFR設計概念是以液態鈉冷卻、鈈鈾合金為燃料。燃料裝入鐵護套中，並於護套層填入液態鈉，再組合成燃料束。這種燃料處理方式所遇到的挑戰是鈉的活性問題，因為鈉與水接觸會產生爆炸燃燒。然而，使用液態金屬取代水作為冷卻劑可以減低這種風險。

鉛冷式快反應堆（LFR）

鉛冷式快反應堆（英語：Lead-cooled fast reactor，縮寫：LFR）是一種以液態鉛或鉛鉍共晶冷卻的反應堆設計，採封閉式核燃料循環，燃料週期長。單一堆芯功率約50至150兆瓦，模組可達300至400兆瓦，整座電廠則約1200兆瓦。核燃料是增殖性鈾與超鈾元素的金屬或氮化物合金。LFR以自然熱對流冷卻，冷卻劑出口温度約550°C至800°C。也可利用反應堆高温進行熱化學反應產氫。

相對於現行核電廠技術，第四代反應堆有以下優點：

核廢料仍有放射性，但半衰期已從數百萬年降至數百年。

使用新式設計後，同樣數量的核燃料多產出100至300倍的能量。

可利用消耗現有核廢料產電。

大幅改善運轉安全性。

一種無法預測的問題是當操作員對新式反應堆運作不熟悉時，可能會有較高風險。核工程師大衞·洛克博姆認為大部份的核事故都是這樣造成的，他説：“我們無法模擬操作員會犯怎樣的錯誤”。美國某研究實驗室主任説：“生產、建造、維護新式核電廠會面臨新的學習問題，也許技術證明可行，但人類卻會犯錯”。

另一種特殊風險可能會發生在鈉冷式快反應堆上，因為鈉與水接觸會產生爆炸，修繕輸水管線會變得非常危險。為了改善這個問題，可在修繕時使用氬氣避免鈉被氧化，但卻可能造成工人缺氧窒息。日本的文殊增殖反應堆有測試過相關問題的解決方案。

國際第四代反應堆論壇（GIF）成員國：

2002年，9國成立論壇，同年瑞士加入。2003年，歐盟加入。2006年，中國與俄羅斯加入。