1942年12月，在美國芝加哥大學(xué)建成的世界第一座反應(yīng)堆驗(yàn)證了可控的核裂變鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的科學(xué)可行性。一般來講，世界核電技術(shù)的發(fā)展可以劃分為下述四代。

　?。?）第一代核電技術(shù)。20世紀(jì)50～60年代，基于軍用核反應(yīng)堆技術(shù)，由美國、蘇聯(lián)、加拿大、英國等國家設(shè)計(jì)、開發(fā)、建造的首批原型堆或示范電站，驗(yàn)證了核能發(fā)電的技術(shù)可行性。

　?。?）第二代核電技術(shù)。在第一代核能系統(tǒng)的技術(shù)可行性得到驗(yàn)證以后，從20世紀(jì)70～90年代，對(duì)這些經(jīng)驗(yàn)證的機(jī)型實(shí)施了標(biāo)準(zhǔn)化、系列化、批量化建設(shè)，至今仍在商業(yè)運(yùn)行的核電廠，絕大部分屬于第二代或二代改進(jìn)型技術(shù)。這一時(shí)期是商用核電廠大發(fā)展的時(shí)期。

　　這一代的核電機(jī)組類型主要由美國設(shè)計(jì)的壓水堆核電機(jī)型（PWR，System80）和沸水堆核電機(jī)型（BWR）、法國設(shè)計(jì)的壓水堆核電機(jī)型（P4、M310)、俄羅斯設(shè)計(jì)的輕水堆核電機(jī)型（VVER），以及加拿大設(shè)計(jì)的重水堆核電機(jī)型（CANDU）等。

　　（3）第三代核電技術(shù)。派生于目前運(yùn)行中的第二代核能系統(tǒng)。反應(yīng)堆的設(shè)計(jì)基于同樣的原理，并吸取了這些反應(yīng)堆幾十年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，進(jìn)一步采用經(jīng)過開發(fā)驗(yàn)證且可行的新技術(shù)，旨在提高現(xiàn)有反應(yīng)堆的安全性，滿足URD（美國核電用戶要求）和EUR（歐洲核電用戶要求）。第三代核能系統(tǒng)的開發(fā)始于20世紀(jì)90年代，第三代核電重在增加事故預(yù)防和緩解措施。降低事故概率并提高安全標(biāo)準(zhǔn)。第三代核電機(jī)型主要有AP1000、EPR、ABWR、APR1400、AES2006、ESBWR、CAP1400、華龍一號(hào)。

　　（4）第四代核電技術(shù)。未來新一代先進(jìn)核能系統(tǒng)，無論是在反應(yīng)堆還是在燃料循環(huán)方面都有重大的革新和發(fā)展。第四代核能系統(tǒng)的發(fā)展目標(biāo)是增強(qiáng)能源的可持續(xù)性，核電廠的經(jīng)濟(jì)競(jìng)爭(zhēng)性、安全和可靠性，以及防擴(kuò)散和外部侵犯能力。第四代核能系統(tǒng)國際論壇（GIF）推薦的6種典型四代堆型分別為氣冷快堆（GFR）、鉛冷快堆（LFR）、鈉冷快堆（SFR）、熔鹽堆（MSR）、超臨界水冷堆（SCWR）和超高溫氣冷堆（VHTR）。