核能是一種成熟的低碳技術，它今后的發展趨勢是提高安全水平和功率，以利于規模經濟開發。日益增長的全球能源需求、氣候變化問題、日益枯竭的石油天然氣儲備以及化石燃料供應的不確定性，促使核能應用不斷擴大。截至2015年10月，全球共有441臺在運核電機組，總凈裝機容量約為381.6GWe；65臺在建機組，總裝機容量約為62.4GWe。雖然2011年福島核事故對全球核能發展產生了一定的影響，但世界核電事業在注重安全的基礎上依然穩步發展，并將在相當長時間內繼續保持增長態勢。
近年來，國際上主要開展了第三代及第四代核電技術研究。第三代核電技術日趨成熟，在經濟性與安全性方面有很大改進，并逐漸成為世界新建核電機組的主流。同時，為了更徹底地解決經濟性、安全性、廢物處理、防止核擴散以及提高燃料循環利用率等問題，世界范圍內正更加深入開展第四代核電技術研究。“國際核聚變實驗反應堆（ITER）計劃”著眼于永久解決人類未來能源問題，正在向前推進，取得了一些突破性成就。
1. 先進壓水堆進入工程建設階段
壓水堆是目前最成熟的一種核電技術。近年來，各國依據《先進輕水堆用戶要求文件》（URD）和《歐洲用戶要求文件》（EUR）積極開展第三代先進壓水堆研發工作。目前國外具有代表性的有：美國的AP1000技術，法國的EPR技術，韓國的APR1400，俄羅斯的VVER-1000和VVER-120，法國與日本合作的Atmea-1技術。目前應用這些技術的工程項目部分已開工建設。2012年2月，美國核管會（NRC）委員會批準了2臺AP1000核電機組，這是美國近三十多年來首次批準新建核電機組。
第三代先進壓水堆技術采用非能動系統設計，增加安全系列，采取完善的嚴重事故預防和緩解措施、增強對外部事件的防御能力提高了安全性，也通過增大容量、簡化設計、延長設計壽期和換料周期等手段提高了經濟性。日本福島核事故的發生反映了核電廠的某些安全薄弱環節，事故過后國際上普遍對現有核電廠開展安全審查，并進行安全改造，提高了反應堆的安全性；“實際消除大規模放射性釋放”被再次提出并受到重視，成為未來核安全發展的重要趨勢。開展燃料和堆芯安全領域的前瞻性和基礎性研究、重點開展嚴重事故機理研究耐事故燃料元件研制、提高反應堆固有安全性，是未來壓水堆發展的重要方向。
自2004 年6 月國際原子能機構（IAEA）宣布啟動以一體化技術、模塊化技術為主要特征的革新型模塊式小型堆（SMR）開發計劃以來，參與的成員國總數已達到30 個，涌現了45 種以上的革新型中小型反應堆概念。這些革新型堆型大多數允許或明確促進非電力應用，如核能淡化海水或核能熱電冷聯產。
2. 快堆研究在技術和工程方面取得新進展
鈉冷快堆在燃料制造工藝和遠程操作的熱室元件制造技術方面成果顯著，并開發了先進在役檢查儀表系統、能量轉換系統和新型蒸汽發生器，未來將在非能動安全性、高燃耗燃料以及抗輻照材料等方面開展進一步研究。鉛冷快堆在系統與設備設計、燃料研發以及鉛工藝與材料方面取得了一定成果，未來將主要在材料、鉛腐蝕、革新型燃料、先進熱傳輸系統和設備方面深入研究。氣冷快堆在概念設計和安全研究上取得較大進展，將進一步開展國際合作，研究包殼材料、特殊風機、閥門和儀表系統等關鍵技術。
工程建設方面，俄羅斯完成了商用示范堆BN-800建設，計劃開展BN-1200建設；法國正在進行ASTRID概念設計；日本發展了FaCT項目，進行商用快堆概念設計，計劃建設示范快堆循環工廠；印度發展了釷鈾循環快堆，PFBR反應堆建造基本完成；歐洲原子能聯營正在建造氣冷快堆ALLEGRO（實驗堆），建成之后將有效推動燃料研發等工作。
3. 各國積極開展高溫氣冷堆各項關鍵技術和設計集成研究
近年來，各國在第四代核能系統國際論壇（GIF）框架下開展高溫氣冷堆燃料與燃料循環、材料、設備、設計集成等技術研究。美國主要依托“下一代核電廠”（NGNP）項目進行相關研究，目標是建成高溫氣冷堆電/熱（或氫）聯產廠，用于工業供熱和發電，已在燃料元件開發與考驗、高溫材料開發、制氫技術、反應堆安全技術等方面有長足進展。日本在氦氣透平技術、碘－硫熱化學水解工藝制氫方面具有優勢，計劃2020年左右建成原型制氫廠，2030年左右實現商業化。韓國2008年批準了“核能制氫研發演示項目（NHDD）”長期計劃，預計2022年建造一套核能制氫系統，2026年完成原型演示。歐盟在HTR-TN計劃下，在設計方法和工具、燃料、材料、氦系統技術、耦合技術等方面合作開展高溫氣冷堆的研發。
4. 熔鹽堆研究呈上升趨勢
近年來關于熔鹽堆的研究日漸上升，各國積極開展熔鹽堆概念設計。法國設計了MSFR，俄羅斯設計了MOSART，日本設計了Fuji-MSR。2009年美國提出900MW球床氟鹽冷卻高溫反應堆，2011年美國能源部啟動固態燃料熔鹽堆前期研究計劃，以900MW球床堆為基準，制定了氟鹽冷卻高溫反應堆的發展戰略，開展不同功率反應堆概念設計。2009年歐盟啟動SUMO項目，對MSFR進行可行性評估，基于反應堆堆芯、后處理設施和廢物處置設施的研究提出最佳熔鹽快堆系統設計。2011年歐盟又啟動EVOL計劃，對MSFR初始設計及安全方案進行優化。
5. ADS系統研究日趨活躍
因加速器驅動次臨界系統（ADS）在嬗變放射性核廢料、有效利用核能資源方面具有的潛在優勢，近年來國際上對ADS的研究給予了廣泛的關注與支持，并從戰略高度予以部署和實施。作為新一代核能開發與核廢料安全處置的技術路線，ADS研究相關的學術交流和科技合作也越來越活躍。
目前國際上加速器驅動次臨界系統的研發正在從關鍵技術攻關逐步轉入建設系統集成的研究裝置階段。歐盟C.Rubbia領導的顧問組制定和提出了EUROTRANS計劃，形成XT-ADS原理示范裝置的先進設計和EFIT工業級嬗變裝置的概念設計。同時，充分利用現有核設施并在歐盟F6、F7框架下開展了MUSE、MEGAPIE等多項實驗研究。比利時核能研究中心實施的MYRRHA研究項目計劃于2023年左右建成85MWt的鉛鉍冷卻ADS系統。美國制定和實施了研究核廢料嬗變方案的SMART等計劃。費米國家實驗室正在計劃建設中的Project-X也將開展ADS相關研究。日本JAEA和KEK研究機構在其J-PARC強流質子加速器上設有專門用于ADS研究的TEF實驗裝置，質子束流能量將達到600MeV。此外，俄羅斯、韓國和印度等國家也都開展了一系列的ADS研究工作。
6. 多國開展超臨界水冷堆概念設計
超臨界水冷堆（SCWR）是在高于水的臨界點（374℃，22.1MPa）的溫度和壓力下運行的反應堆，是在現有水冷反應堆技術和超臨界火電技術基礎上發展起來的革新設計，擁有很好的技術基礎。與目前運行的水冷堆相比，超臨界水冷堆系統簡單、裝置尺寸小、熱效率高，具有更高的經濟性和安全性。
美國、中國、加拿大、日本、歐洲、韓國和俄羅斯等10個國家在國際合作框架內共同開展超臨界水冷堆研究工作，目前提出了超臨界壓力水冷熱中子堆、超臨界壓力水冷快中子堆、超臨界壓力水冷混合中子譜堆、超臨界壓力水冷球床堆和超臨界壓力重水堆等設計概念。在安全性、穩定性方面，各國開展了對非能動安全系統、燃料元件和堆芯部件、高溫材料、超臨界壓力水化學、超臨界壓力條件下堆芯熱工水力和反應堆物理特性的分析研究。根據第四代核能系統國際論壇提出的路線圖，預期SCWR將在2020年前后完成性能研究和示范堆建設，2025年完成試驗驗證，2030年前后實現商業應用。
7. 核聚變研究取得了重要物理成果
核聚變因資源豐富和無污染，是人類社會未來的理想能源。由于技術難度大，經費投入大，國際上通過合作和技術共享，共同進行核聚變研究。
受控核聚變包括磁約束聚變和慣性約束聚變。在磁約束核聚變方面，經過多年的探索，托卡馬克成為主要途徑，相繼建成并成功運行大型托卡馬克裝置，包括歐共體的JET、美國的TFTR、日本的JT-60U等。磁約束受控核聚變的科學可行性已得到證明。由中、美、歐共體、俄、日、韓共建的國際熱核實驗堆（ITER），已完成概念和工程設計，正在建設中。同時，為提高聚變的經濟性和實用性，各國也正在進行深入的聚變科學和技術研究，加強對堆芯等離子體品質、加熱系統、裝置結構材料、控制技術等的深入研究。慣性約束聚變在理論、實驗、診斷、制靶和驅動器方面取得了長足進展。2009年美國建成國家點火裝置（NIF），利用NIF裝置開展了一系列靶物理實驗和點火物理實驗，取得重要的物理成果。實現實驗室熱核聚變點火，開展高溫、高密度極端物理等基礎前沿科學問題研究，將是未來慣性約束聚變研究的主要方向。
8. 各國紛紛提出聚變-裂變混合堆方案
聚變-裂變混合堆（簡稱混合堆）是20世紀50年代提出的一種反應堆類型，是次臨界核反應堆，由一個聚變堆芯、環繞該堆芯的裂變包層和產氚包層組成，聚變堆芯是一個獨立的外部高能中子源，可以使裂變包層以次臨界態運行，剩余中子可用來產氚，實現氚自持循環。利用聚變中子的裂變包層主要有以下應用：（1）核廢料管理；（2）能源生產；（3）為輕水反應堆生產裂變燃料。在核廢料管理以及裂變燃料生產過程中，產生的大量核能對提高整個系統的經濟性至關重要。
長期以來，聚變技術是制約聚變-裂變混合堆研究進程的核心因素。20世紀末，Z箍縮技術取得了里程碑式進展，吸引了國際聚變界的高度關注；2010年，美國提出Z箍縮聚變物理設計（MagLIF），預期可在30MA電流條件下實現聚變點火；2012年，俄羅斯啟動50MA的貝加爾（Baikal）裝置的建設，計劃2018年建成，將有望實現Z箍縮慣性約束聚變點火的歷史性突破。以In-Zinerator方案為典型代表，美、俄、歐等國紛紛提出了各自的聚變-裂變混合堆方案、研究計劃和發展路線圖，計劃在2035年前后建成示范堆。（作者單位：中國核科技信息與經濟研究院情報研究三室 中國核學會核情報研究分會）
