第一代核电技术

    1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。      

    早期原型堆代表：           

    德累斯顿

    费米一号（美）

    Magnox

    希平港（美） 

    第二代核电技术

    20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。

    第二代核电堆型代表：

    PWR (压水堆)

    VVER (压水堆)

    BWR (沸水堆)

    CANDU (重水堆)

    第三代核电技术

    20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD（Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR（European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。国际上通常把URD或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。

    URD和EUR的主要关注点为：

    1） 进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。

    2） 进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。

    3） 降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。 

   第三代核电堆型代表：

    AP1000— 非能动先进压水堆

    EPR— 欧洲压水堆

    APR1400— 韩国先进压水堆

    APWR— 先进压水堆（日本三菱）

    ABWR— 先进沸水堆（GE）

    ESBWR— 经济简化型沸水堆（GE）

    第四代核电技术

    第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统。(华能石岛湾核电是清华大学参与的高温气冷堆项目；中核集团中国原子能科学研究院自主研发的的中国实验快堆（钠冷）已于2011年7月并网发电。)

    第四代核电堆型代表：

    钠冷快堆

    极高温气冷堆

    铅冷快堆

    气冷快堆

    熔盐堆

    超临界水堆