第四代反应堆 编辑
第四代反应炉是一系列研究中的理论反应炉设计，其设计特征为：核能的可持续利用、经济性、安全与可靠性及防扩散与实物保护。
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第一代反应堆是指一1950-70年代所建造的商业反应炉，其为一系列的早期实验性核反应堆如码头市核电站、镁诺克斯气冷堆、天然铀石墨气冷堆、恩里科-费米核电站及德累斯顿核电站将反应堆按技术类型分为四代是由美国能源部推出第四代反应堆概念时提出。
HTR-PM 是中国的小型模块化反应堆。它是世界上第一个高温气冷堆球床反应堆第四代反应堆反应堆原型。该反应堆单元的热容量为250 MW，两个反应堆连接到一个蒸汽涡轮机上，可产生210 MW的电力。 它的作用是取代中国内地的燃煤电厂，实现中国到 2060 年实现碳中和的计划。
铅铋合金是铅和铋的共晶合金。它用作一些反应堆的冷却剂，也是铅冷快堆的提议冷却剂，是第四代反应堆倡议的一个部分。它的熔点为123.5 °C/255.3 °F，沸点为1,670 °C/3,038 °F。
行波反应堆是一种通过嬗变将不可裂变材料转变为可核裂变核材料，接下来利用这些材料的裂变来发电的一种反应堆设计。行波反应堆属于钠冷快中子反应堆，在设计上属于第四代反应堆。和其他快中子反应堆和增殖反应堆不同的是，行波反应堆可以直接使用贫化铀、天然铀、钍和轻水堆产生的核废料作为燃料。理论上，行波反应堆甚至可以使用其自身产生的乏燃料作为燃料。如果行波反应堆普及，就可以免除铀浓缩和乏燃料再处理等环节，降低核能的成本和环境风险。在行波反应堆中，裂变集中发生在裂变区，而不是整个堆芯。这个裂变区会从堆芯中心向外扩散，就像水波一样向外运动，行波反应堆由此得名。理论上，一次装料后，行波反应堆可以自持运行数十年，不需要添加新燃料，也不需要清除乏燃料。然而建造一座行波反应堆非常困难。目前尚未有这种反应堆投入商业运行。