为了使核能未来能继续为应对全球气候变暖做出贡献，以美国为首的9个国家于2000年1月建立了第四代反应堆国际论坛(GIF)，为推进下一代核能系统的研究和开发提供了一个国际合作框架。迄今，该论坛已拥有13个成员，即阿根廷、巴西、加拿大、中国、欧洲原子能共同体(Euratom )、法国、日本、韩国、俄罗斯、南非、瑞典、英国和美国。该论坛于2002年和2014年各公布了一份《第四代核能系统技术路线图》。2014年路线图对2002年路线图的相关内容进行了更新，并明确了未来10年内第四代反堆研发工作的重点。

2002年路线图

在2002年公布的首份技术路线图中，国际论坛在可持续性、安全性与可靠性、经济性以及防扩散和实物保护方面为第四代核能系统设定了发展目标:

·在可持续性方面，应能实现能源生产的可持续性，促进核燃料的长期可使用性，并最大限度地减少核废物的产生和降低核废物的长期管理负担;

·在安全性和可靠性方面，应具备优异的安全性与可靠性和极低的堆芯损坏概率与损坏程度，并消除开展厂外应急响应的必要性;

·在经济性方面，其寿期循环成本应优于其他能源技术，且财务风险水平与其他能源项目相当;

·在防扩散和实物保护方面，使第四代核能系统成为一条非常不具吸引力的武器材料转用和盗窃路线，并为防范恐怖袭击提供更强的实物保护。

路线图还定义和规划了实现上述目标以及在年之前部署第四代核能所需开展的研发工作。第四代核能系统包括核反应堆及其能量转换系统以及配套的燃料循环技术。闭式燃料循环是实现可持续性目标的重要组成部分。在闭式燃料循环中将对乏燃料进行后处理并对乏燃料的每个组份采用最佳的管理策略。例如，可以从乏燃料中回收易裂变材料 并将其制成供商业反应堆使用的新燃料。目前能够采用堆后铀（即通过后处理从乏燃料中回 收的铀）和混合氧化物燃料等方式对近95%的轻水堆乏燃料进行重复使用。

如果使用由快堆和广泛循环策略组成的先进燃料循环， 则能将可转换材料增殖成易裂变材料，因此能获得与在反应堆中消耗的易裂变材料数量相当或更多的易裂变材料。这将大幅减少需要最终处置的核废物量。正在为第四代核能系统研发先进的分离技术，以避免分离 出敏感材料，从而加强防扩散性。

路线图介绍了将不同反应堆组合在一起以形成所谓共生燃料循环的相关情况，例如在从热堆至快堆的过渡期间将同时出现热堆和快堆并存的情况。

路线图还从近100种技术方案中选出了六种可能在年之前完成相关研发的技术方案 （ 详见表1）， 即气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）、熔盐堆（MSR）、钠冷快堆（SFR）、超临界水堆（SCWR）和超高温反应堆（VHTR）。

  2014年路线图

   国际论坛于2014 年 1月公布了第二版路线图 ，明确了2002 年路线图选定的六 种技术方案，并更新了相应的研发时间表（详见图1）。六种技术方案的研发可分为下述三个阶段：

图1 2002 年和2014年第四代核能系统路线图明确的系统开发时间表

注：VHTR= 超高温反应堆 SFR=钠冷快堆；SCWR=超临界水冷堆；MSR=熔盐堆；LFR=铅冷快堆；GFR=气冷快。

在可行性研究阶段（Viability），将在相关条件下测试基础方案，并明确和解决所有潜在技术难点；

在实施阶段（Performance），将具备在工程规模验证各种过程、现象和材料性能的能力并在原型条件下开展优化工作；

在示范阶段（Demonstration），将完成详细设计工作，并开展系统的许可审批、建设和运行工作，其目标是实现商业部署；

路线图介绍了过去10年中在六种技术方案的研发方面取得的成果，并确定了在未来十年中的关键研发目标（详见表2）。

由于六种技术方案的“起点”及其研发投入不尽相同，因此六种方案在过去十年中取得的进展也不相同。例如，相关国家为研发钠冷快堆和超高温气冷堆投入了大量资源，这在很大程度上是因为这些国家在历史上曾为开发这两项技术付出过大量努力；其他技术方案的投资则相对较少。

路线图还特别强调了用从日本福岛第一核电厂事故中汲取的经验教训，并指出此次事故特别强调了高安全水平核系统设计的重要性。从此次事故中汲取的经验教训不仅将使在运核电机组还将使包括第四代反应堆在内的未来核能系统受益。此次事故尤其证明了确保余热排出系统能在长时间内可靠运行的重要性以及消除在严重事故工况下发生大量厂外排放的必要性。对于第四代核能系统，必须对一些新的问题进行详细分析并开展相关工作，尤其是涉及下述事项的问题：

1. 大部分第四代反应堆设计均使用非水冷却剂；

2．更高的运行温度；

3. 更大的反应堆功率密度；

在一些案例中，需要在反应堆附近位置建设核燃料循环设计或化学设计，或需要将这些设施与反应堆整合在一起。

  核反应堆技术发展史

    自首台商业核电机组于20世纪50年代投入商业运行以来，全球已有三代核反应堆投人实际应用，第四代反应堆技术尚处于研发阶段，预计将在2030年前后投入实际应用。

第一代核反应堆是前苏联、英国、美国和加拿大等在20世纪50至60年代开发建设的首批原型堆，包括前苏联在1954年的奥布宁斯克实验性核电机组、英国在1956年建成的卡德豪尔石墨冷气堆原型核电机组、美国在1957年建成的希平港压水堆原型核电机组、加 拿大在1962年建成的重水堆原型核电机组等。这批原型堆的建设和运行证明了核能发电的 技术可行性。

第二代核反应堆从20世纪60年代后期开始得到广泛应用。这一代技术证明了核能发电的经济可行性且大部分技术实现了标准化、系列化和批量建设。目前全球的在运核电机组大部分采用的是第二代核反应堆技术。

第三代核反应堆是在汲取了第二代反应堆运行经验的基础上从20世纪90年代后期发展起来的，设计基于同样的原理，在技术上没有实现飞跃，但在安全性方面得到加强。2010年前后，在第三代反应堆的基础上进一步研发出第三代反应堆设计，例如法国的欧洲压水堆 （EPR）、美国的AP1000、中国的华龙一号。

第四代核反应堆是未来的系统，无论是从反应堆本身还是从燃料循环方面都将有重大革新和发展。当前各国正在对六种第四代核能系统进行研发。预计这一代技术将在2030 年前后投入实际应用。

（信息来源：第四代反应堆国际论坛于2014年公布的第二版《第四代核能系统技术路线图》以及世界核协会网站，本稿来源于《国际核新闻》）