钠冷快堆（sfr）、铅冷快堆（lfr）、气冷快堆（gfr）、超临界水冷堆（scwr）、超高温气冷堆（vhtr）和熔盐堆（msr）等6种堆型，是最有开发前景的第四代核能系统的候选堆型。
我国自2006年正式成为其成员国后，积极参与钠冷快堆、超高温气冷堆、铅冷快堆、超临界水堆、熔盐堆五种堆型的合作研发，其中钠冷快堆、超高温气冷堆已经开展工程示范。...另外，国内核电企业、科研院所和高校等研发的10种小堆已收录于国际原子能机构小型模块化反应堆技术进展2022版手册中里，其中水冷型小堆7种，非水冷型小堆（高温气冷堆、熔盐堆）3种。
，为我国自主品牌超临界水冷堆的热工安全性能研究奠定分析技术基础，引领国际超临界水冷堆分析工具的技术进步。
gif已选定6种反应堆技术进行深入研发工作，包括气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、超临界水冷堆、钠冷快堆和超高温堆。
超临界水冷堆超临界水冷堆的主要优点是热力学效率高，系统简化，可继承和延续现有压水堆技术和超临界火电技术。加拿大、欧盟、日本、俄罗斯都在开展超临界水冷堆的技术研发。
研究制定中长期发展战略和技术路线图我国自十多年前启动第四代核能反应堆技术的研究与开发以来，在“863”、“973”、核能开发、重大专项计划以及第四代核能系统国际合作框架等的支持下，先后开展了高温气冷堆、钠冷快堆、超临界水冷堆
若要在2030年以后部署先进核能系统，目前最有希望实现这四大目标的核能系统包括钠冷快堆（sfr）、超高温反应堆（vhtr）、气冷快堆（gfr）、熔岩反应堆（msr）、铅冷快堆（lfr），以及超临界水冷反应堆
该论坛拥有14个成员国，指导委员会对确定的6个“系统”进行研发，包括：气冷快堆、铅冷快堆、熔盐堆、超临界水冷堆、钠冷快堆和超高温反应堆。
作为第四代核能系统的快中子反应堆示范工程在去年实现土建开工；作为中国核能发展的第三步——聚变堆研究也取得很大进步；自主研发、可用于城市供热的“燕龙”泳池式低温供热堆成功发布；海上浮动式核电站、超临界水冷堆等先进反应堆科技研发
作为第四代核能系统的快中子反应堆示范工程在去年实现土建开工；作为中国核能发展的第三步，聚变堆研究也取得很大进步；自主研发、可用于城市供热的“燕龙”泳池式低温供热堆成功发布；开展了小型多用途模块化反应堆、海上浮动式核电站、超临界水冷堆等先进反应堆科技研发