1954年6月27日，前蘇聯(lián)建成的世界上第一座核能發(fā)電站——奧布涅斯克核電站，使人類利用核能發(fā)電成為可能。核電技術(shù)發(fā)展到今天，大致可分為四代。

    1、第一代核電站——證明技術(shù)上的可行性

    第一代核電站，是指20世紀50年代至60年代前期開發(fā)建設(shè)的實驗性原型反應(yīng)堆，證明了利用核能發(fā)電的技術(shù)可行性。

    第一代核電站受燃料循環(huán)等技術(shù)限制，投資費用高，功率通常較低。

    主要的第一代核電站

    2、第二代核電站——證明經(jīng)濟上的可行性

    20世紀60年代后期，在第一代核電站的基礎(chǔ)上陸續(xù)開發(fā)建設(shè)了電功率在300MW及以上的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組。上世紀70年代，因石油漲價引發(fā)的能源危機促進了核電的大發(fā)展。目前世界上商業(yè)運行的四百多座核電機組，絕大部分是在這段時期建成，習慣上稱為第二代核電站。

    第二代核電站的單機組功率水平大幅提高，達到百萬千瓦級，證明了核能發(fā)電的經(jīng)濟可行性。后來，在二代的基礎(chǔ)上進行改進，從而提高核電站的安全性能，即形成二代改進型核電站，通常也稱作二代加。

    3、第三代核電站——更安全、更高功率

    針對公眾對核電安全性、經(jīng)濟性的疑慮，美國和歐洲相繼出臺了《先進輕水堆用戶要求》（URD）和《歐洲用戶對輕水堆核電站的要求》（EUR），對新建核電站的安全性、經(jīng)濟性和先進性提出了更高的要求。國際上通常把滿足URD文件或EUR文件的核電機組稱為第三代核電機組。

    第三代核電站具有以下優(yōu)越性：

    w. 在設(shè)計上具有預防和緩解嚴重事故的設(shè)施；

    w. 在經(jīng)濟上能與天然氣機組相競爭；

    w. 在能源轉(zhuǎn)換系統(tǒng)方面大量采用二代的成熟技術(shù)。

    第三代核電站機組堆型主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等，其中具有代表性的是美國的AP1000和法國的EPR。

    4、第四代核電站——核能長遠發(fā)展

    2001年7月，美國、英國、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷等九個有意發(fā)展核能的國家，聯(lián)合組成了“第四代核能系統(tǒng)國際論壇”（GIF）并簽署協(xié)議，約定共同合作研究開發(fā)第四代核能技術(shù)，預計可在2030年前投入使用。2006年7月，我國也加入GIF。

    第四代核電站具有四個主要特點：核能的可持續(xù)利用、經(jīng)濟性、安全與可靠性及防擴散與實物保護。其中安全性——包括大幅度降低堆芯損傷的概率、消除場外應(yīng)急響應(yīng)需求，是第四代核能系統(tǒng)的顯著特點。

    目前，GIF初步確定了六種候選堆型，包括：超臨界水堆（SCWR）、超高溫氣冷堆（VHTR）、鈉冷快堆（SFR）、氣冷快堆（GFR）、鉛冷快堆（LFR）和熔鹽堆（MSR）。