第一代核電站：

自50年至60年代初蘇聯(lián)、美國等建造的第一批單機(jī)容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠屬于原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗(yàn)示范形式來驗(yàn)證其核電在工程實(shí)施上的可行性。

第二代核電站：

第二代核電廠主要是實(shí)現(xiàn)商業(yè)化、標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化，以提高經(jīng)濟(jì)性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機(jī)容量在600－1400MWe的標(biāo)準(zhǔn)化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環(huán)路壓水堆，堆芯有121合組件，采用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環(huán)路壓水堆，堆芯有157盒組件，采用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環(huán)路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環(huán)路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站范疇。法國的CPY，P4，P4′′也屬于Model 312，Model 414一類標(biāo)準(zhǔn)核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標(biāo)準(zhǔn)核電站。

第二代核電站是目前世界正在運(yùn)行的439座核電站（2007年9月統(tǒng)計(jì)數(shù)）主力機(jī)組，總裝機(jī)容量為3.72億千瓦。還共有34臺(tái)在建核電機(jī)組，總裝機(jī)容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后，各國對正在運(yùn)行的核電站進(jìn)行了不同程度的改進(jìn)，在安全性和經(jīng)濟(jì)性都有了不同程度的提高。

第三代核電站:

對于第三代核電站類型有各種不同看法。

美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）提出了下一代核電站的安全和設(shè)計(jì)技術(shù)要求，它包括了改革型的能動(dòng)（安全系統(tǒng)）核電站和先進(jìn)型的非能動(dòng)（安全系統(tǒng)）核電站，并完成了全部工程論證和試驗(yàn)工作以及核電站的初步設(shè)計(jì)，它們將成為下一代（第三代）核電站的主力堆型，這類典型的核電站見下表：

第三代核電站 美國 歐洲

能動(dòng)核電站： System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR，ESBWR EPR

非能動(dòng)核電站： AP1000 EP1000

第三代核電站的安全性和經(jīng)濟(jì)性都將明顯優(yōu)于第二代核電站。由于安全是核電發(fā)展的前提，世界各國除了對正在運(yùn)行的第二代機(jī)組進(jìn)行延壽與補(bǔ)充性建一些二代加的機(jī)組外，接下來新一批的核電建設(shè)重點(diǎn)是采用更安全、更經(jīng)濟(jì)的先進(jìn)第三代核電機(jī)組。我國國家引進(jìn)的美國非能動(dòng)AP1000核電站以及廣東核電集團(tuán)公司引進(jìn)的法國EPR核電站都屬于第三代核電站。

第四代核能系統(tǒng):

第四代核能系統(tǒng)概念（有別于核電技術(shù)或先進(jìn)反應(yīng)堆），最先由美國能源部的核能、科學(xué)與技術(shù)辦公室提出，始見于1999年6月美國核學(xué)會(huì)夏季年會(huì)，同年11月的該學(xué)會(huì)冬季年會(huì)上，發(fā)展第四代核能系統(tǒng)的設(shè)想得到進(jìn)一步明確； 2000年1月，美國能源部發(fā)起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個(gè)國家的政府代表開會(huì)，討論開發(fā)新一代核能技術(shù)的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發(fā)表了“九國聯(lián)合聲明” 。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發(fā)達(dá)國家組建了“第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）”，擬于2-3年內(nèi)定出相關(guān)目標(biāo)和計(jì)劃；這項(xiàng)計(jì)劃總的目標(biāo)是在2030年左右，向市場推出能夠解決核能經(jīng)濟(jì)性、安全性、廢物處理和防止核擴(kuò)散問題的第四代核能系統(tǒng)（Gen-IV）。

第四代核能系統(tǒng)將滿足安全、經(jīng)濟(jì)、可持續(xù)發(fā)展、極少的廢物生成、燃料增殖的風(fēng)險(xiǎn)低、防止核擴(kuò)散等基本要求。

目前，世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統(tǒng)的基礎(chǔ)技術(shù)和學(xué)課的研發(fā)工作。

第四代核電能系統(tǒng)包括三種快中子反應(yīng)堆系統(tǒng)和三種熱中子反應(yīng)堆系統(tǒng)：

第四代核能系統(tǒng) 代號 中子能譜 燃料循環(huán)

鈉冷快堆系統(tǒng)(Sodium Cooled Fast Reactor System) SFR 快 閉式

鉛合金冷卻快堆系統(tǒng)(Lead Alloy-Cooled Fast Reactor System) LFR 快 閉式

氣冷快堆系統(tǒng)(Gas-Cooled Fast Reactor System) GFR 快 閉式

超高溫堆系統(tǒng)(Very High Temperature Reactor System) VHTR 熱 一次

超臨界水冷堆系統(tǒng)(Supercritical Water Cooled Reactor System) SCWR 熱和快 一次／閉式

熔鹽堆系統(tǒng)(Molten Salt Reactor System) MSR 熱 閉式