反应堆技术向着更高安全性的方向代际演变。根据GIF技术路线图，2030年前仍是第三代核电技术发展的时期。此前，第一代反应堆是20世纪50～70年代建造的首批原型堆，这一代反应堆燃料循环受限、功率较低;第二代反应堆是20世纪70年代到2000年投入运行的商业反应堆，其中PWR和BWR堆型较为主流;第三代反应堆是2000年左右以后投运的机组，1979年美国三里岛核事故后对于核反应堆安全性提高的需求更加迫切，三代堆型应运而生，三代堆的目标是提高现有反应堆的安全性，此外还具有低造价、低长寿命废物量等特征。第三代技术稳步建设，第四代核电技术开始发展。我国目前已基本实现二代向三代核电技术的跨越，自主三代“华龙一号”项目持续推进，第三代核电技术已经较为成熟，我国未来一段时间内新开工建设的核电技术或将仍以三代核电技术为主。此外，GIF于2001年成立，也在积极推进各堆形的研发，将力争2030年后实现先进核能系统的示范与商业化部署。四代核电技术有多个目标，在安全性方面提出更高要求。四代核电主要定义了可持续性、经济性、安全和可靠性以及防扩散和实物体保护能力4个目标，将明显优于三代核电，其中在安全可靠性方面要求比其他核能系统更优、堆芯损坏可能性低、不需要厂外应急。第四代核电技术将包括六种类型的系统。分别为(1)气冷快堆(GFR);(2)铅冷快堆(LFR);(3)熔盐反应堆(MSR);(4)钠冷快堆(SFR);(5)超临界水冷堆(SCWR);(6)超高温气冷堆(VHTR)。气冷快堆(GFR)系统具有高温氦冷快谱反应堆的特点。早期对该堆形的研究较少，我国也并未进行这种堆形的研发，该堆型或成为钠冷快堆的长期替代方案。这一堆型的特征在于：氦气是一种单相，化学惰性且透明的冷却剂;堆芯出口温度高于750℃(通常为800-850℃);该反应堆可以作为闭式燃料循环的一部分。铅冷快堆(LFR)系统能够有效转化增殖铀，并可设计中小功率反应堆。LFR具有快中子能谱和封闭的燃料循环，可以用作自生成的和从轻水堆(LWR)乏燃料中回收的次锕系元素的燃烧器，以及作为钍基燃料的燃烧器/增殖器，该系统计划使用熔铅作为参考冷却剂，用铅-铋共熔合金作为备用方案，这类冷却剂相对惰性所以系统相对安全。目前该类反应堆包括了大中小三类系统，分别600/300/10～100MWe.因此，铅冷快堆具备优良的性能，既可作为大型商用电站、加速器驱动的嬗变系统，也可作为微小型核动力的优选技术路线之一。钍基熔盐堆技术与轻水堆等固态燃料反应堆相比，在经济性、安全性、燃料灵活性等方面具备优势。熔盐堆是以熔盐作为冷却剂的反应堆，熔盐具有高温、低压、高化学稳定性、高热容等理想的反应堆热量传输特性，可建成常压、紧凑、轻量化和低成本的反应堆;熔盐堆运行只需少量的水，即使在干旱地区也能够高效发电;熔盐堆输出温度可达700摄氏度以上，可实现核能综合利用。该堆型的设计灵活性也较高，可以设计为热堆或快堆，也可以部署为大功率反应堆或小型模块化反应堆。钠冷快堆是目前运行经验最丰富的核能系统，能够高效利用核燃料和降低放射性危害。钠冷快堆是以液态金属钠为冷却剂并油快中子引起核裂变的反应堆。液态钠具有有利的热物理特性，但钠易与水发生化学反应;该反应堆一次系统将在接近大气压力的条件下运行，典型出口温度为500-550摄氏度。快堆主要有两大优势：(1)增殖。它可以将天然铀中占99%以上的铀-238转化为易裂变核素钚-239，将铀资源利用率从压水堆的不到1%提高到60%以上;(2)嬗变。它可以将乏燃料中的长寿命高放射性核素转化为短寿命低放射性核素，从而将核废料的放射性危害降至较低水平。超临界水冷反应堆热力学效率高，并可能简化厂房提高经济性。该堆型是一种高温高压水冷反应堆，其运行温度高于水的热力学临界点(374℃，22.1 MPa).SCWR的概念设计分为压力容器概念和压力管概念两种。超高温气冷反应堆具有安全和核能制氢等优势。该堆型是20世纪70-80年代开发的高温反应堆的后代，其特点是全陶瓷包覆颗粒燃料，使用石墨作为中子减速剂，氦作为冷却剂，具有自动衰变热排除能力，实现固有安全和工艺热应用能力。使用氦作为冷却剂和陶瓷作为堆芯结构材料，允许堆芯出口的工作温度可高达1000℃，从而允许使用无温室气体排放的工艺进行氢气生产。
2、四代核电技术各具特色，全球研发持续突破四代核电六种技术各具特色，在研发上也仍有待更多突破。目前的压水堆、沸水堆和重水堆均采用水为介质，其中重水堆采用的重水是氘和氧组成的化合物。但到了四代核电技术阶段，除了超临界水冷堆以外，其他均采用水以外的介质作为冷却剂;同时也有部分堆型是快堆;部分堆型做到了较低的系统压力;部分堆型有高出口温度;部分堆型有更灵活的部署规模选择空间。正是由于各堆型与三代堆型的较大差异，新一代的核电技术在设备上也面临了很多挑战，技术有待突破。
3、中国核电发展实施“三步走”战略，高温气冷堆投入商业化运行中国核电发展实施三步走战略，资源储量将逐渐丰富，放射性污染也有望越来越小。1983年，国家“核能发展技术政策论证会”首次提出我国核能“热堆-快堆-聚变堆"的三步走发展战略，该战略持续实施至今。热堆、快堆利用的是核裂变能，聚变堆利用的是核聚变能。裂变反应堆根据引起裂变反应的中子能量不同分为热堆(中子能量小于0.1eV，热中子)和快堆(中子能量大于100000eV，快中子)。具体步骤为：第一步-热堆：以压水堆为代表的热中子反应堆，利用的是铀-235，占自然界铀资源的0.711%，资源储量大约100年。第二步-快堆：以发展快堆为代表的增殖与嬗变堆，可以利用铀-238，占自然界铀资源的中99.284%，资源储量大约数千年。第三步-可控核聚变堆：包括磁约束和惯性约束为代表的核聚变技术，氘在海水中即可提取，资源储量上亿年。我国核能发展近中期目标是优化自主第三代核电技术，中长期目标是开发第四代核能系统，长远目标则是发展核聚变技术。目标为2020年自主第三代核电形成型谱化产品，带动核电产业链发展.2030年以耐事故燃料为代表的核安全技术研究取得突破，实现压水堆闭式燃料循环，钠冷快堆等部分第四代反应堆成熟，突破核燃料增殖与高水平放射性废物嬗变关键技术。2050年实现快堆闭式燃料循环，压水堆与快堆匹配发展，力争建成核聚变示范工程。石岛湾核电站投入商运，全球首座第四代商运核电站意义重大。2023年12月，山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站商业示范工程圆满通过168小时连续运行考验，正式投入商业运行，标志着我国在第四代核电技术研发和应用领域达到世界领先水平。该项目于2012年12月正式开工，集聚了设计研发、工程建设、设备制造、生产运营等产业链上下游500余家单位，先后攻克了多项世界级关键技术，设备国产化率达到93.4%，创新型设备600多台(套)。高温气冷堆的下一代为GIF提出的超高温气冷堆。高温气冷堆出口温度为700-950摄氏度，而超高温气冷堆出口温度为950-1000以上摄氏度，在持续提升的安全性要求下，目前实现超高温的技术仍具备挑战性，因此超高温气冷堆将作为下一阶段研究的重点。
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