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"。