超高温气冷堆
模块式高温气冷堆使用全陶瓷包覆颗粒燃料，采用氦气冷却，石墨慢化，可在高温下运行，具有固有安全性、系统简单、发电效率高、制氢、供热等用途广泛的优点，将成为首批被验证的第四代核反应堆。其关键技术包括：
全陶瓷包覆颗粒燃料元件技术、全陶瓷堆芯结构材料技术、不停堆换料系统技术、核级石墨制造技术、中间热交换器制造技术、核能制氢技术、氦气轮机技术，以及超高温运行状态下，特殊耐高温、耐腐蚀的材料研制技术，堆内构件材料及结构分析、燃料元件高温性能试验、热工与安全分析等。
我国在国家科技重大专项的支持下，已逐步掌握了高温气冷堆相关技术，在燃料制造、蒸汽发生器等关键设备的研制方面取得了突破，目前正在建设的200MW高温气冷堆核电站示范项目预计在2020年投入运行。
钠冷快堆
钠冷快堆是第四代核反应堆中研发进展最快的堆型。钠冷快堆因其在固有安全性、可增殖核燃料、大幅度提高铀资源利用率，以及通过嬗变长寿命放射性锕系元素，实现核废物最少化等方面的优势而受到世界各国的重视。由钠冷快堆与先进后处理构成的先进核能系统，是支撑先进核燃料循环的关键环节，是实现核裂变能可持续发展的重要途径。其关键技术包括：
金属燃料和材料技术、干法后处理技术、新一代软件和数字快堆技术、总体设计技术、安全运行与智能维修技术、关键设备制造技术、非能动停堆和余热排出技术、革新型动力转换技术等。
我国在示范快堆成功建造和运行的基础上，将掌握大型钠冷快堆设计、建造、关键设备制造技术等，为商用钠冷快堆奠定基础。预计到2050年，实现商用钠冷快堆规模化发展。
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。我国自2007年开始，先后完成了超临界水冷堆关键科学问题的基础研究与技术研发，技术方案的IAEA专家审查等。其关键技术包括：
堆芯设计技术、安全系统分析与设计技术、燃料元件包壳材料研制技术、热工水力及安全相关实验技术。
铅冷快堆
铅冷快堆是以液态铅或铅铋合金(LBE)等重金属为冷却剂的快中子反应堆。铅/铅铋快堆以闭式燃料循环为特征。铅/铅铋快堆因其良好的固有安全性、较高的核燃料增殖和核废料嬗变能力，成为同时具有特殊场合发电、供热、增殖、嬗变的多用途反应堆。近年来，由于加速器驱动次临界(ADS)嬗变反应堆系统和海上浮动核电平台研究的兴起，铅冷快堆在世界范围内再次得到重视，研发加速。俄罗斯、欧盟、美国、韩国和日本均将铅铋快堆列入其核能长期发展规划，并制定了相应的发展计划。其关键技术包括：
设计技术、冷却剂工艺技术、抗高温、耐腐蚀结构材料研制技术、燃料和新型包壳材料技术、铅铋合金除钋技术、氧控与防腐技术、关键设备研制技术、抗震技术、智能运维与检修技术等。
熔盐堆
熔盐堆是以熔盐作为冷却剂的反应堆。得益于其熔盐冷却剂的高温、低压、化学稳定性、高热容等特性，熔盐堆可建成常压、紧凑、轻量化和低成本的反应堆(小型模块化)；熔盐堆运行只需少量水(无水冷却)，可实现在干旱地区高效发电；输出温度可达700°C以上，输出的高温热能不仅可用于布雷顿循环发电，也可用于工业生产和高温制氢、吸收二氧化碳制甲醇等，从而缓解气候问题和环境污染，实现核能综合利用。
熔盐堆采用液态燃料，核燃料直接融于熔盐冷却剂中，能够在线添加核燃料和处理裂变产物，是适合于钍基核燃料高效利用的堆型。其关键技术包括：
熔盐堆设计技术、关键设备制造技术、铀钍燃料循环技术、基于氟盐体系的干法后处理技术、耐高温腐蚀和耐辐照材料技术、燃料盐技术、放射性废物处理处置技术、钍基熔盐堆安全标准技术等。
