次世代“物种”
核能是很多国家未来能源安全的保障，但是核能的大规模应用同样还面临相当多的挑战和困难。这当中既有“老生常谈”的稳定、安全、经济性，也有“与时俱进”的核扩散、多用途等话题。来自现实的困难与挑战，引发了关于核能发展广泛讨论与基本要求，终究为次世代的“物种”指明了方向。
作为一种非常规能源，核电要继续发展，必须开发更安全、更经济、具有可持续发展能力的先进核能系统（先进反应堆型及相匹配的先进燃料循环技术）。公认应当包含以下四点特征：
●自身具有可持续性的核能才有长远发展的可能。
●经济性是决定核能是否被工业接受和批量发展的关键。
●“安全”是核能发展的生命线。
●防扩散是核能发展得以国际支持的前提。
1999年6月，美国能源部首先提出第四代核电的概念。随后，美国组织全世界100余名核领域专家开展研讨，并基于研讨提出了“第四代核电站14项基本要求”，除了时刻不能遗忘的安全、经济、核废物等传统要求，有三条要求专门指向了防止核扩散。
2000年1月，在美国的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷共10个有意发展核能的国家，联合召开了“第四代国际核能系统论坛”（The Generation IV International Forum，GIF），在发展核电方面提出了更具有整体意义的“核能系统”概念，致力于开发高效可行的下一代核能系统，它将会是具有更好的安全性、经济竞争力，核废物量少，可有效防止核扩散的先进核能系统，代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。中国在2006年正式加入GIF。
第四代国际核能系统论坛（GIF官网）
2000年1月首次GIF会议（GIF官网）
自第四代核能系统国际论坛（GIF）成立以来，论坛的成员国已经提出了100多种备选的反应堆系统。根据各项标准，2002年GIF遴选出了6种最具前景的反应堆系统，分别是钠冷快堆（SFR）、超高温反应堆（VHTR）、气冷快堆（GFR）、铅冷或铅-铋共熔物冷却的快堆（LFR）、熔盐堆（MSR）和超临界水堆（SCWR）。
GIF基础文件体系（中国核能行业协会）
六种候选堆型的主要技术参数如下表所示：
国际先进反应堆概念的主要特点
气冷快堆
气冷式快反应堆（Gas-cooled fast reactor，GFR）是快中子反应堆。利用快中子、封闭式核燃料循环对增殖性材料进行高效核转换，并控制锕系元素核裂变产物。使用出口温度850摄氏度的氦气冷却，送入直接布雷顿循环的封闭循环气涡轮发电。许多新式核燃料能确保运作于高温中，并控制核裂变产物产出：混合陶瓷燃料、先进燃料微粒或锕系化合物陶瓷护套燃料。堆芯燃料会以针状、盘状集束或柱状分布。
铅冷快堆
铅冷式快反应堆（Lead-cooled fast reactor，LFR）是一种以液态铅或铅铋共晶冷却的反应堆设计，采封闭式核燃料循环，燃料周期长。单一堆芯功率为50～150兆瓦，模组可达300～400兆瓦，整座电厂则约1200兆瓦。核燃料是增殖性铀与超铀元素的金属或氮化物合金。LFR以自然热对流冷却，冷却剂出口温度为550～800摄氏度，也可利用反应堆高温进行热化学反应产氢。
气冷快堆系统示意图（GIF官网）(https://www.daowen.com)
铅冷快堆系统示意图（GIF官网）
熔盐堆
钍基熔盐堆核能系统（Thorium Molten Salt Reactor Nuclear Energy System，TMSR）是第四代先进核能系统的六种候选之一，包括钍基核燃料、熔盐堆、核能综合利用三个子系统，具有高固有安全性、核废料少、防扩散性能和经济性更好等特点。熔盐堆使用高温熔盐作为冷却剂，具有高温、低压、高化学稳定性、高热容等热物特性，无需使用沉重而昂贵的反应堆压力容器，适合建成紧凑、轻量化和低成本的小型模块化反应堆。此外，熔盐堆采用无水冷却技术，只需少量的水即可运行，可在干旱地区实现高效发电。
钠冷快堆
钠冷式快反应堆（Sodium-cooled fast reactor，SFR）是以另两种反应堆：液体金属快中子增殖反应堆与一体化快反应堆为基础延伸而来。SFR的目的是提高铀滋生钚的效率和减少超铀元素同位素的累积。反应堆设计一个未减速的快中子堆芯将长半衰期超铀元素同位素消耗掉，并会在反应堆过热时中断连锁反应，属于一种非能动安全系统。SFR设计概念是以液态钠冷却、钚铀合金为燃料。燃料装入铁护套中，并于护套层填入液态钠，再组合成燃料束。这种燃料处理方式所遇到的挑战是钠的活性问题，因为钠与水接触会产生爆炸燃烧。然而，使用液态金属取代水作为冷却剂可以降低这种风险。
熔盐堆系统示意图（GIF官网）
钠冷快堆系统示意图（GIF官网）
超临界水堆
超临界水反应堆（Supercritical Water Reactor，SCWR）是在水的热力学临界点（374摄氏度、22.1兆帕）以上运行的高温高压轻水反应堆。其仍以轻水反应堆（LWR）为基础，采取直接、一次性循环。由于SCWR具有较高的热效率与简单的设计结构，成为备受关注的新式核反应堆系统。SCWR主要目标是降低发电成本。SCWR是以两种科技为基础进一步发展而成：轻水反应堆与超临界蒸汽锅炉。前者是世界上大部分商转中的反应堆类型，后者也是常用的蒸汽锅炉类别。
超高温反应堆
超高温反应堆（Very high temperature reactor，VHTR）的设计概念是运用石墨作为减速剂、一次性铀燃料循环、氦气或熔盐作为冷却剂。此设计设想出水口温度可达1000摄氏度，堆芯则可采燃料束或球床式。借由热化学的硫碘循环，反应堆高温可用于产热或产氢制程。超高温反应堆也具有非能动安全系统。该堆型最大的问题在于成本提高与难以突破的技术困难，这使投资人与消费者踌躇不前。
超临界水堆系统示意图（GIF官网）
超高温反应堆系统示意图（GIF官网）
2002年题为《第四代核能系统技术路线图》的报告描述了从第三代核电技术迈向第四代核能系统的路径，根据各自的技术成熟度，预计2030年前后能够见到它们投入商业使用。
如今，世界各国正走在这条迈向未来的道路上，并为了这个目标矢志奋斗。
GIF系统安排及至2014年1月签署谅解备忘录的国家（GIF中文官网）