從20世紀50年代到60年代初，蘇聯和美國建造了第壹批單機容量約300MWe的核電站，如美國的石坪港核電站和印第安納波利斯核電站1，法國的Chooz核電站，奧珀的Obrigheim核電站，日本的梅邦核電站1。第壹代核電站屬於原型堆核電站，主要目的是通過實驗論證，驗證其核電在項目實施中的可行性。
第二代核電站
20世紀70年代，油價上漲引發的能源危機推動了核電的發展。世界上已經投入商業運行的400多臺機組，大部分都是在這個時期建造的，被稱為第二代核電機組。第二代核電站主要是實現商業化、標準化、系列化和批量生產，以提高經濟性。20世紀60年代末至70年代，世界上建成了壹大批標準化、系列化的核電站，單臺容量為600-1400 MWe。型號212(600MWe，雙回路壓水反應堆，堆芯為121組件，使用12英尺燃料組件)，型號312(1000MWe，三回路壓水堆，堆芯為157盒組件，燃料組件為12英尺)，型號314法國的CPY、P4和P4也屬於312型和414型標準核電站。日本和韓國也建成了412型、BWR和System80等壹批標準核電站。
第二代核電站是全球正在運行的439座核電站的主體機組(2007年9月統計)，總裝機容量3.72億千瓦。還有34臺核電機組在建，總裝機容量2780萬千瓦。三裏島核電站和切爾諾貝利核電站事故發生後，各國對運行中的核電站進行了不同程度的改進，其安全性和經濟性都得到了不同程度的提高。
從事核電的專家對第二代核電站進行反思。當時他們認為發生堆芯熔化、放射性物質大量釋放到環境中等嚴重事故的可能性很小，沒有必要把預防和減輕嚴重事故的設施作為設計的必要要求。因此，處理第二代核電站嚴重事故的措施相對薄弱。
先進壓水堆
對於第三代核電站的類型有不同的看法。
美國(URD)核電用戶要求和歐洲(EUR)核電用戶要求提出了第三代核電廠的安全和設計技術要求，包括改造後的主動(安全系統)核電廠和先進非能動(安全系統)核電廠，並已完成全部工程論證和試驗工作以及核電廠初步設計，它們將成為第三代核電廠的主要堆型。
中國自主創新的第三代核電項目正在浙江三門和山東海陽建設。與正在運行發電的二代核電機組相比，預防和緩解堆芯熔化成為設計上的必要要求，這是作為二代核電站的福島核電站在事故中暴露出來的弱點。據報道，中國第三代核電站將配備蓄水池，這樣的“大水箱”在緊急情況下可以釋放大量的水，以滿足降溫等緊急需要。
通過總結經驗教訓，美國、歐洲和國際原子能機構都頒布了新的規定，把預防和減輕嚴重事故作為必要的設計要求。滿足上述要求的核電站稱為第三代核電站。
在世界範圍內，可用於建造第三代核電機組的技術成熟的設計主要有美國的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆)，歐洲的EPR(壓水堆)，它們發生嚴重事故的概率比第二代核電機組小100倍以上。美國、法國等國已經公開宣布，未來不再建造二代核電機組，只建造三代核電機組。在我國，運行的第二代核電機組有13臺，未來的重點是建設第三代核電機組，發展具有中國自主知識產權的中國品牌的第三代先進核電機組。因此，國務院決定將浙江三門和山東海陽兩個核電項目作為第三代核電自主化配套項目，建設4臺第三代AP1000壓水堆核電機組。《國家中長期科技發展規劃綱要》已將“大型先進壓水堆核電站”列為重大專項(CAP1400)。
第四代核能系統
第四代核能系統(不同於核電技術或先進反應堆)的概念最早由美國能源部核能科學技術辦公室提出，最早出現在1999年6月美國核學會夏季年會上，同年6月165438+10月美國核學會冬季年會上進壹步明確了發展第四代核能系統的設想。2000年6月5438+10月，美國能源部倡議並邀請了阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非、英國等9個國家的政府代表召開會議，討論發展新壹代核能技術的國際合作，獲得了廣泛的知識，並發表了《九國聯合聲明》。隨後，美、法、日、英等核電發達國家成立了“第四代核能系統(GIF)國際論壇”，計劃在2-3年內制定相關目標和計劃；這壹計劃的總體目標是在2030年左右向市場推出第四代核能系統(Gen-IV)，可以解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散等問題。
第四代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、廢物產生少、燃料擴散風險低和防止核擴散的基本要求。
世界各國都在不同程度地發展第四代核電系統的基礎技術和課程。
第四代核電系統包括三個快中子反應堆系統和三個熱中子反應堆系統: