日前，IT大亨暨新能源大佬比尔˙盖茨为了核电又一次来到中国，除了就他旗下泰拉能源公司的第四代核反应堆(行波堆技术)向中国工程院院士演讲，还获得了李克强总理的接见。其实，早在今年9月，中国国家主席习近平访美期间，泰拉能源公司就与中核集团签署行波堆合作协议，致力于发展新核能发电技术。
在11月11日，比尔˙盖茨还希望泰拉能源公司与中核集团合作，共同开发第四代核反应堆技术。回溯过去半个多世纪的历史，一直对中国在尖端技术上保持技术封锁的美国，也开始主动向中国抛出合作研发第四代核反应堆的橄榄枝，这不得不让人感慨“三十年河东，三十年河西”的历史变迁。
如果说中国的第二代、第三代反应堆还是引进法国、美国的技术，并在其基础上改进的话，那么中国的第四代核反应堆就是不折不扣的自主创新了。经历了风风雨雨的半个世纪后，中国民用核工业完成了从模仿借鉴到自主创新的飞跃。
核反应堆技术发展历程50-60年代建成的核电站所使用的技术都被归类为第一代核反应堆，不仅在可靠性上或多或少存在瑕疵，发电功率仅仅相当于同期火力发电机组的零头，存在的意义不是发电，而是证明核能发电的可行性。
第二代核反应堆单一核电机组的发电能力大幅提升达到千兆瓦级，是第一代核电机组的上百倍，是核能发电商用的绝对主力，全球400余台现役核电机组中，绝大多数仍然来自第二代核反应堆。但第二代核反应堆也存在一定安全缺陷，发生堆芯融化事故和大量放射性释放事故的概率相对偏高，切尔诺贝利核电站、福岛核电站都采用第二代核反应堆。在汲取了第二代反应堆运行经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出第三代反应堆，设计基于同样的原理，虽然在技术上没有实现飞跃，但完善了安全性能。
目前，我国在建和规划待建的核电站，大部分将采用第三代核电技术。虽然各国的第四代反应堆依旧在建设或科研探索中，但第三代反应堆的研发重点和发展方向早就在十多年前就明确了——2002年核能系统国际论坛(GIF)确立了6种有前途的第四代核反应堆作为重点研发对象，包括3种快中子堆——钠冷快堆(SFR)、铅冷快堆(LFR)和气冷快堆(GFR)，以及3种热中子堆——超临界水冷堆、超高温气冷堆(VHTR)和熔盐堆(MSR)。2014年，又公布了一份新的《第四代核能系统技术路线图》，对2002年路线图的相关内容进行了更新，并明确了未来10年内第四代反应堆研发工作的重点。
2008年10月和2009年3月，中国分别加入了超高温气冷堆和钠冷快堆两个系统的研究。2014年，中国超临界水冷堆技术研发第一阶段(基础技术研究)研发目标也已完成，提出了超临界水冷堆总体技术路线。什么是快堆6种第四代堆型中，快堆占据了一半，中国在建的中国实验快堆和山东石岛湾核电站都是快堆，那么什么是快堆呢?快堆是快中子增殖反应堆的简称。
在消耗核燃料的同时，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66%，其余绝大部分是铀-238，它占了99.2%。为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料。
快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称“快速增殖堆”。快中子堆一般采用氧化铀和氧化钚混合燃料(或采用碳化铀-碳化钚混合物)，将二氧化铀与二氧化钚混合燃料加工成圆柱状芯块，装入到直径约为6毫米的不锈钢包壳内，构成燃料元件细棒。燃料组件是由多达几十到几百根燃料元件细棒组合排列成六角形的燃料盒。
钠冷快堆在快堆中，又以钠冷快堆性能最好，中国实验快堆(CEFR)和比尔˙盖茨极力推广的行波堆技术都是钠冷快堆，其安全特性指标已达到第四代先进核能系统的要求。同铅冷快堆和气冷快堆相比，钠冷快堆优势明显：钠原子质量大，中子碰撞之后质量不损失;钠的中子吸收截面小，吸收中子不多，不损耗能量;钠导热性好，很容易把能量带走，解决了反应堆最怕的过热问题;钠的熔点是98℃，但沸点高达890℃，在通常500℃～600℃的工作环境中只需两、三个大气压，安全性好;钠的比热大，所以钠冷堆的热容量大，在中国实验快堆中，8米直径的反应堆用了260吨的液态钠，只需要两层25毫米外壁的壳进行防护;钠没有毒性，在工作温度下对金属腐蚀性小。所以钠是快堆的一种很好的冷却剂。
世界上正在建造的和计划建造的大多是钠冷快堆。中国实验快堆于2000年5月开工建设，2010年7月21日首次达到临界。中国成为继美、英、法等国之后，世界上第8个拥有快堆技术的国家。截至2014年12月，中国实验快堆已经累计并网运行438小时，累计发电量超过300万度，累计上网电量超过180万度。
实验快堆结构图高温气冷堆高温气冷堆除了具有快堆的特点外，还具有无与伦比的安全性。反应堆燃料元件采用包覆燃料颗粒构成的“全陶瓷型”球形燃料元件，具有在不高于的1600摄氏度的高温下阻留放射性裂变产物释放的能力，而且堆芯周围全部由石墨和碳砖材料构成，芯结构部件能承受超高温，加上反应堆具有较大的燃料和慢化剂负反应性温度系数，能保证在任何情况下，燃料元件最高温度不超过其安全限值。
2014年9月，拥有完全自主知识产权的高温气冷堆核电站示范工程燃料元件生产线已完成安装，由中核北方核燃料元件有限公司负责运营，可每年向石岛湾核电站提供约30万个球形燃料元件。
高温气冷堆的核心装备就是主氦风机。反应堆的堆芯和蒸汽发生器传热管组分别装设在压力容器和承压壳内，并由热气导管壳体相连接，构成一回路压力边界，这时候就需要主氦风机提供的氦气进行冷却，使承压壳不承受高温。
2014年8月，中国成功研制高温气冷堆核电站示范工程的核心装备——主氦风机试验样机。在工作中，HTR-PM的主氦风机将氦气加压到70个大气压后作为冷却剂，将反应堆堆芯产生的热量带走。目前，在国际上还没有容量相当、结构相似的产品，性能世界领先。
世界主要高温气冷堆风机对比另外，高温气冷堆还具有不停堆换料，控制棒和吸收球都可依靠重力下落实现停堆等功能。一旦发生事故，堆芯余热排出不需专设的能动余热排出系统，余热可以借助于导热、辐射和对流等自然机理非能动地传到反应堆压力容器，再由堆舱冷却器载出，大幅提升了反应堆的可靠性。
中国高温气冷堆技术研发工作始于上世纪70年代。通过实施国家863计划，清华大学在中核集团的支持下设计建造了10兆瓦实验堆，2003年1月7日实现并网发电。2012年12月9日，由中核工业建承的山东石岛湾高温气冷堆示范工程开工建设，按进度计划将于2017年底建成发电。
山东石岛湾高温气冷堆示范工程建成后假想图超临界水冷堆超临界水冷堆是一种高温高压水冷反应堆，它运行在水的热力学临界点(374°C，22.1MPa)之上。与常规水冷堆相比，超临界水冷堆具有核燃料利用率高、机组热效率高、系统更简化、成本也更低等特点。中国是贫铀国，要持续发展核电，必须选用燃料利用率高的堆型。而超临界水冷堆突出特点是堆芯冷却剂平均密度较低，冷却剂慢化能力低，容易实现超热中子谱或者快中子谱堆芯设计，获得较高的燃料利用率。
热效率越高意味着越多的热能可以转换为电能，超临界水冷堆核电机组与常规亚临界轻水堆机组相比，热效率明显提高，可达到45%。更简单的系统意味着更低的建设成本。由于采用简单的直接循环系统，使得核蒸汽供应系统布置紧凑，从而使反应堆厂房小型化，使机组在经济性方面具有比较优势，超临界水冷堆核电机组的造价比高温气冷堆和压水堆分别便宜70%和44%。
超临界水冷堆热工水力实验装置此外，超临界水冷堆还具有技术继承性好的优点——可充分采用现有压水堆的技术基础;可以充分利用压水堆核电站设计、研发条件以及制造、建造、运行、维护和管理的经验;能充分借鉴超临界火电汽轮机的技术。目前，中国已经具备发展超临界水冷堆反应堆的技术基础。
2014年，中国超临界水冷堆技术研发第一阶段(基础技术研究)研发目标已经完成，提出了超临界水冷堆总体技术路线。按照路线图，除已完成的第一阶段外，超临界水冷堆技术路线图中还有四个阶段的发展：2014年—2017年实施技术研发第二阶段;2017年—2021年进行工程技术研发;2019年—2023年进行工程实验堆设计建造;2022年—2025年进行百万千瓦级超临界水冷堆标准设计研究。
就中国正在研发、建设的高温气冷堆、钠冷快堆、超临界水冷堆而言，超临界水冷堆具有最好的性价比，而且能继承现有的压水堆和超临界火电汽轮机的技术;钠冷快堆的冷却效果好，能量转换率较高，世界各国大多看好钠冷快堆;高温气冷堆能够提供其它堆型所无法提供的热源，这使得该技术不仅可立足于核电的行列，而且还能够拓宽其应用市场，为核能制氢、冶金、化工等领域提供大量的高温工艺热。目前，三种反应堆还在研发和建设过程中，断言哪一种反应堆最有前途还为时尚早。
