1999年6月，美國能源部(Department of Energy，DOE)首次提出了第四代核電站的倡議。2000年1月，在美國的倡議下，美國、英國、瑞士、南非、日本、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷共10個有意發展核能的國家，聯合組成了“第四代國際核能論壇”(GIF)，在發展核電方面達成共識，其基本思想：全世界(特別是發展中國家)為社會發展和改善全球生態環境需要發展核電;第三代核電還需改進;發展核電必須提高其經濟性和安全性，并且必須減少廢物，防止核擴散;核電技術要同核燃料循環統一考慮。

第四代技術已不僅僅局限于核電技術，而是提出了更具有整體意義的“核能系統”概念。可以期待，第四代核能系統將會是具有更好的安全性、經濟競爭力，核廢物量少，可有效防止核擴散的先進核能系統，代表了先進核能系統的發展趨勢和技術前沿。

2002年GIF經過討論，一致同意開發以下六種第四代核電站概念堆系統。

2.1 氣冷快堆系統

氣冷快堆(Gas-cooled Fast Reactor，GFR)系統是快中子潛氦冷反應堆，采用式燃料循環，燃料可選擇復合陶瓷燃料。它采用直接循環氦氣輪機發電，或采用其工藝熱進行氫的熱化學生產。參考反應堆是288 MW的氦冷系統，出口溫度為850 ℃。

2.2 鉛合金液態金屬冷卻快堆系統

鉛合金液態金屬冷卻快堆(Lead- cooled Fast Reactor，LFR)系統是快中子譜鉛(鉛/鉍共晶)液態金屬冷卻堆，采用閉式燃料循環，以實現可轉換鈾的有效轉化，并控制錒系元素。燃料是含有可轉換鈾和超鈾元素的金屬或氮化物。

2.3 熔鹽反應堆系統

熔鹽反應堆(Molten Salt Reactor，MSR)系統是超熱中子譜堆，燃料是鈉、鋯和氟化鈾的循環液體混合物。熔鹽燃料流過堆芯石墨通道，產生超熱中子譜。MSR系統的液體燃料不需要制造燃料元件，并允許添加钚這樣的錒系元素。錒系元素和大多數裂變產物在液態冷卻劑中會形成氟化物。熔融的氟鹽具有很好的傳熱特性，可降低對壓力容器和管道的壓力。參考電站的功率水平為1 000 MW，冷卻劑出口溫度為700～800℃，熱效率高。

2.4 液態鈉冷卻快堆系統

液態鈉冷卻快堆(Sodium-cooled Fast Reactor，SFR)系統是快中子譜鈉冷堆，它采用可有效控制錒系元素及可轉換鈾的轉化的閉式燃料循環。SFR系統主要用于管理高放射性廢棄物，尤其在管理钚和其他錒系元素方面。該系統由于具有熱響應時間長、冷卻劑沸騰的裕度大、一回路系統在接近大氣壓下運行，以及該回路的放射性鈉與電廠的水和蒸汽之間有中間鈉系統等特點。因此安全性能好。

2.5 超高溫氣冷堆系統

超高溫氣冷堆(Very High Temperaiure Reactor，VHTR)系統是一次通過式鈾燃料循環的石墨慢化氦冷堆。該反應堆堆芯可以是棱柱塊狀堆芯(如日本的高溫工程試驗反應器HTTR)，也可以是球床堆芯(如中國的高溫氣冷試驗堆HTR-10)。VHTR系統提供熱量，堆芯出口溫度為1 000℃，可為石油化工或其他行業生產氫或工藝熱。該系統中也可加入發電設備，以滿足熱電聯供的需要。參考堆采用600 MW堆芯。

2.6 超臨界水冷堆系統

超臨界水冷堆(Super Critical Watcr-cooled Reactor，SCWR)系統是高溫高壓水冷堆，在水的熱力學臨界點(374℃，22.1 MPa)以上運行。超臨界水冷卻劑能使熱效率提高到輕水堆的約1.3倍。該系統的特點是：冷卻劑在反應堆中不改變狀態，直接與能量轉換設備相連接，因此可大大簡化電廠配套設備。燃料為鈾氧化物。參考系統功率為1 700 MW，運行壓力為25 MPa，反應堆出口溫度為510～550 ℃。

在在第四代核電機組的研發中，我國走在了世界前列。清華大學10 WM高溫氣冷實驗堆是我國自主研發、自主設計、自主制造、自主建設、自主運行的世界上第一座具有非能動安全特性的模塊式球床高溫氣冷堆，各項技術指標均達到世界先進水平，為商業化奠定了堅實的基礎。

2012年12月9日，中國自主研發的世界首座具有第四代核電特征的高溫氣冷堆核電站在山東省榮成市的石島灣核電站開工建設。石島灣核電站是中國擁有自主知識產權的第一座高溫氣冷堆示范電站，也是世界上第一座具有第四代核能系統安全特性模塊式高溫氣冷堆商用規模示范電站。高溫氣冷堆將成為我國未來核能系統的首選堆型之一。