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2002年9月19日至20日在东京召开的GIF会议上，与会的10个国家在多个概念堆的基础上，一致同意开发以下六种第四代核电站概念堆系统。
（一）气冷快堆>体系/p>
气冷快堆（gas-cooled fast reactor, GFR）系统是快中子谱氦冷反应堆，采用闭式燃料循环，燃料可选择复合陶瓷燃料。
（二）铅合金液态金属冷却快堆>体系/p>
铅合金液态金属冷却快堆，系统是快中子谱铅（铅/铋共晶）液态金属冷却堆，采用闭式燃料循环，以实现可转换铀的有效转化，并控制锕系元素。燃料是含有可转换铀和超铀元素的金属或氮化物。
（三）熔盐反应堆>体系/p>
熔盐反应堆系统是超热中子谱堆，燃料是钠、锆和氟化铀的循环液体混合物。
（四）液态钠冷却快堆>体系/p>
液态钠冷却快堆系统是快中子谱钠冷堆，它采用可有效控制锕系元素及可转换铀的转化的闭式燃料循环。
（五）超高温气冷堆>体系/p>
超高温气冷堆系统是一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷堆。
（六）超临界水冷堆>体系/p>
超临界水冷堆系统是高温高压水冷堆，在水的热力学临界点（374℃，22.1兆帕）以上运行。超临界水冷却剂能使热效率提高到轻水堆的约1.3倍。
第四代反应堆是由第四代核能系统国际论坛目前正在研究的一系列用于商业应用的核反应堆设计方案。器技术准备水平从需要示范的水平到具有经济竞争力的实施水平之间存在差异。它们的设计理念是为了实现各种各样的目标，其中包括提高安全性、提高可持续性、提高反应堆运行效率以及降低安装成本、运行成本等。
目前最先进的第四代反应堆设计为钠冷快堆，多年来它获得了最大份额的资金，并且运行了许多示范设施。 该设计的第四代主要内容是为反应堆开发出一种可持续的闭式燃料循环。 熔盐堆是一种较不成熟的技术，但在六种第四代反应堆设计方案中被认为可能具有最大的固有安全性。超高温反应堆被设计在更高的温度下运行。这允许在反应堆运行期间可进行高温电解，从而有效地生产氢气以及合成碳中性燃料
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