由第四代核能系统论坛（GIF）2014年1月完成修订的技术路线图^[1]在总结过去十年第四代核能系统研发成果的基础上，提出了未来十年主要第四代堆型的研发目标和里程碑，概述如下：

气冷快堆（GFR）：改善针对冷却剂泄露事件的安全管理办法，包括冷却剂的减压和在没有能量输入的情况下安全导出衰变热；适用堆外的核燃料技术和辐照实验；建立验证系统主要部件和子系统的实验装置；小型实验堆设计。

铅冷快堆（LFR）：2020年后俄罗斯有望建成铅铋冷却的SVBR-100和BREST-300原型堆。铅冷快堆未来研究主要集中在开发材料腐蚀和铅化学管理系统；研发核心仪表；燃料处理技术和运行；先进模拟仿真；燃料开发（堆芯首次采用MOX燃料，之后采用MA-bearing燃料）和有可能用于铅冷反应堆BREST的氮化物燃料；锕系元素管理（燃料的再处理和加工）等。

熔盐反应堆（MSR）：以熔盐快堆为基准，将进一步研究液态熔盐的物理化学性质以及技术开发，尤其是腐蚀、安全性相关问题和用后熔盐的处理等。

钠冷快堆（SFR）：包括池式、循环和模块式配置三种基准。目前中国、印度、日本和俄罗斯已有一些钠冷快堆在运或在建中。未来十年的研发目标主要集中在：安全性和运行（改进堆芯固有安全性和仪控系统，预防和缓解钠引发的火灾，预防和缓解大量能量释放的严重事故，最终热阱等）；加强通用安全性设计标准；开发先进燃料（先进反应堆燃料、MA-bearing燃料）以及反应堆部件设计和核电厂配套设施的改进（先进能量转化循环，创新部件设计）；乏燃料处理机制与技术；系统集成与评估；经济性评价与运行优化等。

超临界水冷堆（SCWR）：包括基于压力容器和压力管的两种反应堆基准概念。未来十年的研发目标主要集中在：推进基准概念设计和相关的安全性分析；并对反应堆所有关键部件的可选合金材料进行现实环境测试评估；堆外燃料装配测试；计算工具的评定；首个集成组件测试并开始原型堆设计研究；小规模燃料组件堆内测试。

超高温气冷堆（VHTR）：近期主要目标是实现堆芯出口温度达到700-950℃。未来研发目标集中在材料和燃料上，要求温度能够提高到1000℃以上，燃耗达到150-200 GWd/tHM。建立高温过程热研发联盟，开展原型示范。发展工业热用户界面（中间换热器、管道、阀门和相应传热流体）：推进制氢方法的可行性和商业经济性研究，以更好地确定制氢对过程热的需求。安全性方面，验证被动余热排出系统的有效性和可靠性；通过测试确认燃料能够承受极端温度（约1800℃）；继续开展核反应过程与利用过程热的工业场址相连接的安全性分析。

（陈伟 周燕）