1954年6月27日，前苏联建成的一座核能发电站——奥布涅斯克核电站，使人类利用核能发电成为可能。核电技术发展到今天，大致可分为四代。

 1、代核电站——证明技术上的可行性

 代核电站，是指20世纪50年代至60年代前期开发建设的实验性原型反应堆，证明了利用核能发电的技术可行性。

 代核电站受燃料循环等技术限制，投资费用高，功率通常较低。

 主要的代核电站

 2、第二代核电站——证明经济上的可行性

20世纪60年代后期，在代核电站的基础上陆续开发建设了电功率在300MW及以上的压水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核电机组。上世纪70年代，因石油引发的能源危机促进了核电的大发展。目前世界上商业运行的四百多座核电机组，绝大部分是在这段时期建成，习惯上称为第二代核电站。

第二代核电站的单机组功率水平大幅提高，达到百万千瓦级，证明了核能发电的经济可行性。后来，在二代的基础上进行改进，从而提高核电站的安全性能，即形成二代改进型核电站，通常也称作二代加。 

3、第三代核电站——更安全、更高功率

针对公众对核电安全性、经济性的疑虑，美国和欧洲相继出台了《轻水堆用户要求》（URD）和《欧洲用户对轻水堆核电站的要求》（EUR），对新建核电站的安全性、经济性和性提出了更高的要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。

 第三代核电站具有以下性：

 w. 在设计上具有预防和缓解严重事故的设施；

 w. 在经济上能与天然气机组相竞争；

 w. 在能源转换系统方面大量采用二代的成熟技术。

第三代核电站机组堆型主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等，其中具有代表性的是美国的AP1000和法国的EPR。

 4、第四代核电站——核能长远发展

2001年7月，美国、英国、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等九个有意发展核能的国家，联合组成了“第四代核能系统国际论坛”（GIF）并签署协议，约定共同合作研究开发第四代核能技术，预计可在2030年前投入使用。2006年7月，我国也加入GIF。

第四代核电站具有四个主要特点：核能的可持续利用、经济性、安全与可靠性及防扩散与实物保护。其中安全性——包括大幅度降低堆芯损伤的概率、消除场外应急响应需求，是第四代核能系统的显著特点。

目前，GIF初步确定了六种候选堆型，包括：超临界水堆（SCWR）、超高温气冷堆（VHTR）、钠冷快堆（SFR）、气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）和熔盐堆（MSR）。