第四代核能系统是，一种具有更好的安全性、经济竞争力，降核废物量，可有效防止核扩散的，先进核能系统。
发展历程第一代（GEN-I）核电站，1950年至1960年前期开发的轻水堆（light water reactors, LWR）核电站，如美国的希平港(Shipping Port)压水堆（pressurized-water reactor, PWR）、德累斯顿(Dresden)沸水堆(boiling water reactor, BWR)以及英国的镁诺克斯(Magnox)石墨气冷堆等。
第二代（GEN-Ⅱ）核电站是1960年后期到，1990年前期，在第一代核电站基础上开发，建设的大型商用核电站，如LWR（PWR，BWR）、加拿大坎度堆（CANDU）、苏联的压水堆VVER/RBMK等。
到21世纪10年代初，全球的大多数核电站都属于第二代核电站。
第三代（GEN-Ⅲ）是指先进的轻水堆核电站，1990年后期到2010年开始运行的核电站。
第三代核电站采用标准化、最佳化设计和安全性更高的，非能动安全系统，如先进的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系统80+、AP600、欧洲压水堆（European pressurized reactor, EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）核电站，其目标是到2030年达到实用化的程度，主要特征是经济性高（与天燃气火力发电站相当）、安全性好、降废物产生量，并能防止核扩散。
六种第四代核电站概念堆系统（一）气冷快堆系统气冷快堆（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。
它采用直接循环氦气轮机发电，或采用其工艺热，进行氢的热化学生产。
通过综合利用快中子谱与锕系元素的完全循环，GFR能降长寿命放射性废物的产生量。
此外，其快中子谱还能，利用现有的裂变材料和，可转换材料（包括铀）。
参考反应堆是288兆瓦的氦冷系统，出口温度为850℃。
（二）铅合金液态金属冷却快堆系统铅合金液态金属冷却快堆(lead-cooled fast reactor, LFR)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。
LFR系统的特点是，可在一系列电厂额定功率中，进行选择，例如LFR系统可以是一个1200兆瓦的大型整体电厂，也可以选择额定功率在300～400兆瓦的模块系统与，一个换料间隔很长（15～20年）的50～100兆瓦的电池组的组合。
LFR电池组是一个的工厂制造的交钥匙电厂，可满足市场上对电网发电的需要。
（三）熔盐反应堆系统熔盐反应堆（molten salt reactor, MSR）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。
熔盐燃料流过堆芯石墨通道，产生超热中子谱。
MSR系统的液体燃料不需要制造燃料元件，并允许添加钚这样的锕系元素。
锕系元素和大多数裂变产物在，液态冷却剂中会形成氟化物。
熔融的氟盐具有很好的传热特性，可降压力容器和管道的压力。
参考电站的功率水平为1000兆瓦，冷却剂出口温度700～800℃，热效率高。
（四）液态钠冷却快堆系统液态钠冷却快堆（sodium-cooled fast reactor, SFR）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。
SFR系统主要用于管理高放射性废弃物，尤其在管理钚和其他锕系元素方面。
该系统有两个主要方案：中等规模核电站，即功率为150～500兆瓦，燃料用铀-钚-次锕系元素-锆合金；中到大规模核电站，即功率为500～1 500兆瓦，使用铀-钚氧化物燃料。
该系统由于具有热响应时间长、冷却剂沸腾的裕度大、一路系统在接近大气压力运行，并且该路的放射性钠与，电厂的水和，蒸汽之间有中间钠系统等特点，因此安全性能好。
（五）超高温气冷堆系统超高温气冷堆(very high temperature reactor, VHTR)系统是一次通过式铀燃料循环的，石墨慢化氦冷堆。
该反应堆堆芯可以是棱柱块状堆芯（如日本的高温工程试验反应器HTTR），也可以是球床堆芯（如中国的高温气冷试验堆HTR-10）。
VHTR系统提供热量，堆芯出口温度为1 000℃，可为石油化工或其他行业生产氢或工艺热。
该系统中也可加入发电设备，以满足热电联供的需要。
此外，该系统在采用铀/钚燃料循环，使废物量减化方面具有灵活性。
参考堆采用600兆瓦堆芯。
（六）超临界水冷堆系统超临界水冷堆（super-critical water-cooled reactor, SCWR）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。
该系统的特点是，冷却剂在反应堆中不改变状态，直接与能量转换设备相连接，因此可大大简化电厂配套设备。
燃料为铀氧化物。
堆芯设计有两个方案，即热中子谱和快中子谱。
参考系统功率为1 700兆瓦，运行压力是25兆帕，反应堆出口温度为510～550℃。
