核能系统一般分为四代，尚未有明确被广泛认可的第五代核能系统及候选堆型相关内容。以下是核能系统一至四代的候选堆型介绍1：
- 第一代核能系统：20 世纪 50～60 年代，基于军用核反应堆技术，由美国、苏联、加拿大、英国等国家设计、开发、建造的首批原型堆或示范电站，如美国的希平港核电站、苏联的奥布宁斯克核电站等，验证了核能发电的技术可行性。
- 第二代核能系统：20 世纪 70～90 年代，在第一代核能系统的技术可行性得到验证以后，对这些经验证的机型实施了标准化、系列化、批量化建设。主要堆型有美国设计的压水堆核电机型（PWR，System80）和沸水堆核电机型（BWR）、法国设计的压水堆核电机型（P4、M310）、俄罗斯设计的轻水堆核电机型（VVER），以及加拿大设计的重水堆核电机型（CANDU）等。
- 第三代核能系统：派生于目前运行中的第二代核能系统，开发始于 20 世纪 90 年代，旨在提高现有反应堆的安全性，满足 URD（美国核电用户要求）和 EUR（欧洲核电用户要求）。主要堆型有 AP1000、EPR、ABWR、APR1400、AES2006、ESBWR、CAP1400、华龙一号。
- 第四代核能系统：发展目标是增强能源的可持续性，核电厂的经济竞争性、安全和可靠性，以及防扩散和外部侵犯能力。第四代核能系统国际论坛（GIF）推荐的 6 种典型四代堆型分别为气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）、钠冷快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）。
第四代核能系统的候选堆型1：
- 钍基熔盐堆（TMSR）：
- 技术原理：主冷却剂是熔融态混合盐，核燃料既可以是固体燃料棒，也可熔于主冷却剂中。液态燃料 TMSR 主要由堆本体、回路系统、换热器、燃料盐后处理系统、发电系统及其他辅助设备等组成。堆本体容纳堆芯中的石墨熔盐组件等；回路系统由一回路带出堆芯热能，二回路将热量传递给氦气回路推动氦气轮机做功发电。
- 技术特点：使用高温熔盐作为冷却剂，具有高温、低压、高化学稳定性、高热容等特性，无需沉重昂贵的压力容器，可建成紧凑、轻量化和低成本的小型模块化反应堆。采用无水冷却技术，只需少量水即可运行，能在干旱地区高效发电。钍基核燃料储量丰富、防扩散性能好、产生核废料少。
- 钠冷快堆：
- 技术原理：以液态金属钠作为冷却剂，采用快中子反应堆技术。快中子能更有效地引发核裂变，且能实现核燃料的增殖，在产生能量的同时，还能将一部分原本不能裂变的核材料转化为可裂变材料。
- 技术特点：钠在常压下沸点高，工作温度为 530℃左右，冷却剂无需加压便可获得较高的温度裕度。采用一体化池式快堆设计，可避免压水堆常见的一回路冷却剂丧失事故。堆内大量的钠和钢结构件提供中间热阱，能平抑事故工况下的温度峰值。还采用了非能动事故余热排出系统，在失去所有交流电的情况下，也能可靠地将余热从堆内导出去，确保堆芯冷却。
- 气冷快堆：
- 技术原理：采用氦气作为冷却剂，氦气具有良好的热传递性能和化学稳定性。通过快中子引发核裂变反应，产生的热量由氦气带出，用于发电或其他热应用。
- 技术特点：气冷快堆具有较高的出口温度，可以实现更高的热效率，能达到 40% 以上。氦气化学性质稳定，不会与核燃料或结构材料发生化学反应，安全性较高。同时，由于冷却剂压力较低，系统的机械应力较小，减少了设备破裂等事故的风险。
- 铅冷快堆：
- 技术原理：使用液态铅或铅铋合金作为冷却剂，利用快中子维持核裂变反应。铅具有良好的中子慢化性能和热传递性能，能够有效地将堆芯产生的热量带出。
- 技术特点：铅冷快堆对中子的吸收截面小，可实现较高的增殖比。铅的沸点高，在正常运行条件下不易沸腾，系统压力较低，提高了安全性。此外，铅对放射性物质的包容能力强，能有效防止放射性物质泄漏。
- 超高温气冷堆：
- 技术原理：以氦气为冷却剂，采用陶瓷包覆颗粒燃料，能在更高的温度下运行。反应堆堆芯由大量的燃料元件组成，氦气在堆芯中流动，吸收燃料产生的热量。
- 技术特点：超高温气冷堆的出口温度可高达 900℃以上，热效率显著提高，可用于高效发电、高温制氢等领域。其燃料元件具有良好的耐高温和抗辐射性能，安全性高。而且，该堆型具有负反应性温度系数，当堆芯温度升高时，反应性会自动降低，有助于防止反应堆超温。
- 熔盐增殖堆：
- 技术原理：基于熔盐堆技术，在运行过程中能够实现核燃料的增殖。通过合理设计堆芯结构和燃料循环方式，使堆内的可增殖核材料转化为易裂变核材料，从而实现核燃料的自给自足和持续利用。
- 技术特点：熔盐增殖堆具有较高的增殖能力，可有效利用核资源，减少对外部核燃料的依赖。同时，继承了熔盐堆的一些优点，如使用高温熔盐作为冷却剂，具有良好的热物理特性，以及较高的安全性和经济性等。
钍基熔盐反应堆
基本原理
钍基熔盐堆核能系统的主冷却剂是一种熔融态混合盐，可在高温下工作以获得更高的热效率，还可保持低蒸汽压从而降低机械应力。核燃料既可以是固体燃料棒，也可以熔于主冷却剂中，无需制造燃料棒，简化了反应堆结构，使燃耗均匀化，并易于实现在线燃料后处理。液态燃料钍基熔盐堆主要由堆本体、回路系统、换热器、燃料盐后处理系统、发电系统及其他辅助设备等组成。堆本体容纳堆芯中的石墨熔盐组件等；回路系统由一回路带出堆芯热能，二回路将一回路熔盐热量传递给第三个氦气回路推动氦气轮机做功发电；燃料盐后处理系统对辐照后的液态燃料盐进行在线后处理，回收并循环利用燃料和载体盐。
技术特点
- 燃料优势：钍基核燃料储量丰富，中国的钍储量高居世界第二。钍发生核反应后产生的放射性废物半衰期短，污染少，并且钍基核燃料防扩散性能好，其反应产物很难提取出用于制造核弹的装药。
- 安全性能高：熔盐堆使用高温熔盐作为冷却剂，一回路是常压，爆炸风险几乎不存在。当堆内熔盐温度超过预定值时，底部的冷冻塞自动熔化，核燃料熔盐流入应急储存罐，核反应堆就会停止工作。此外，泄漏的熔盐会迅速冷却凝固，呈固体态，不容易扩散，方便处理。
- 热效率高：熔盐在工作时温度可达到 600 – 700℃，比压水堆一回路水的工作温度（一般 200 – 300℃）高很多，根据热机工作原理，工作温度越高，效率越高，所以钍基熔盐堆的能量转化效率要比压水堆高得多。
- 环境适应性强：采用无水冷却技术，只需少量的水即可运行，可在干旱地区实现高效发电，对环境条件的选择性大幅降低。
- 经济性较好：无需使用沉重而昂贵的压力容器，适合建成紧凑、轻量化和低成本的小型模块化反应堆。而且从原理上讲，一座熔盐反应堆生产的燃料在运行几年以后还可以重新再装备一座新的反应堆，具有极高的经济性。
关键技术
包括高纯度氟盐制备与检测技术、氟盐腐蚀控制技术、国产高温镍基合金制备与加工技术、国产高致密细颗粒核石墨制备技术、同位素萃取离心分离技术、基于氟盐体系的干法分离技术、熔盐堆放射性气体监控技术等。
研究历史
熔盐堆研发始于 20 世纪 40 年代末的美国，橡树岭国家实验室于 1965 年建成液态燃料熔盐实验堆。20 世纪 70 年代初，中国也曾选择钍基熔盐堆作为发展民用核能的起步点，但后来转为建设轻水反应堆。21 世纪初，钍基核能与熔盐堆的研发在世界范围内获得新生。中国于 2011 年重启钍基熔盐堆研究，2017 年与甘肃省武威市签订建设钍基熔盐堆核能系统项目的战略合作框架协议。
应用领域
钍基熔盐反应堆输出的 700℃以上高温核热可用于发电，也可用于工业热应用、高温制氢以及氢吸收二氧化碳制甲醇等，有助于缓解碳排放和环境污染问题。此外，其在为舰艇、航空器等提供动力方面也有广阔的应用前景。
钍基熔盐反应堆相关的公司股票主要有以下几类：
- 拥有钍资源的公司：包钢股份是钍资源龙头股，拥有白云鄂博主体矿山的开发权，其矿区钍储量约 22 万吨，占全国钍资源储量的 77.3%。
- 参与技术研发的公司：上海建工与上海应物所合作推进世界上第一座商业化运营的钍基熔盐堆技术研发，在中游核燃料制备领域有独特优势。
- 关键设备制造公司：
- 宝色股份是熔盐阀 / 换热器供应商，也是国内首个特材非标装备制造上市公司，在钛、锆、镍、高级不锈钢等特材压力容器和管道管件的研发、设计、制造、安装方面具有丰富经验和技术优势，承制了中科院上海应物所 “钍基熔盐堆综合仿真实验平台项目” 的主容器、堆内支撑装置等关键设备。
- 海陆重工承制的 2MWt 液态燃料钍基熔盐实验堆余排换热装置通过验收，在钍基熔盐堆设备制造方面有一定技术和经验积累。
- 东方电气作为核电设备龙头企业，具备批量生产百万千瓦级核电机组设备的能力，覆盖国内所有核电技术项目，在钍基熔盐堆设备制造方面有技术实力和经验。
- 中核科技作为核工业系统的阀门主要供应商，在核电领域有深厚技术和市场积累，钍基核电的发展将增加对核阀门等相关产品的需求。
- 上海电气电站集团曾与中国科学院上海应用物理研究所签订钍基熔盐堆 2MW 试验项目合同，提供核热侧主熔盐、二次熔盐换热装置等设备。
- 提供核材料的公司：
- 提供驱动系统的公司：浙富控股在 2018 年就与中科院签订了甘肃钍基熔盐堆项目所需的全部驱动系统，其控股子公司四川华都核设备制造有限公司还承接了 “钍基熔盐堆综合仿真实验平台项目” 关键设备调节棒 / 补偿棒驱动机构工程样机设备采购以及 “2MWt 液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR – LF1）” 控制棒系统采购等合同。
