我国第四代核电技术达到世界领先水平，打开核电新的发展空间

根据国际核能论坛（Generation IV International Forum, GIF）的定义，第四代核能技术旨在提高核能的可持续性、经济性、安全性、可靠性和防止核扩散能力。这些技术包括使用不同类型的冷却剂和反应堆设计，如气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、钠冷快堆、超临界水冷堆和超高温气冷堆，以满足不同的能源需求。

第四代核能技术路线分类

资料来源：国际核能论坛GIF

注：*高压=7-15Mpa

+=含有U-235或Pu-239

**“电池”型号，具有较长的盒式堆芯寿命（15-20年）或可更换的反应堆模块

2023年12月6日，山东荣成石岛湾高温气冷堆核电站顺利完成168小时持续运行考核，开始商业运行。石岛湾核电站是我国具有完全自主知识产权的国家科技重大专项高温气冷堆核电站示范工程，石岛湾核电站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。示范工程集聚了设计研发、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）。

高温气冷堆的核心设备及系统可归纳为九大设备和系统：反应堆压力容器、主氦风机、蒸汽发生器、堆内金属构件、控制棒、吸收球、燃料装卸、氦净化和乏燃料储存。高温气冷堆技术利用氦气作冷却剂、石墨作慢化剂，并采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件，能实现 700~1000℃的反应堆出口温度。其安全性高，能在无需应急冷却的情况下自然散热，避免堆芯熔化。此外，高出口温度支持高效发电和热电联产，发电效率可达 40%-48%。更高温度还可用于高温核能热利用，如热分解水制氢，拓宽了核能应用范围，尤其在氢能作为未来能源载体方面具有重要潜力。

高温气冷堆球形燃料

资料来源：国家核安全局

模块式高温气冷堆的一个反应堆模块

资料来源：国家核安全局