1942年12月，在美國芝加哥大學建成的世界第一座反應堆驗證了可控的核裂變鏈式反應的科學可行性。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50～60年代，基于軍用核反應堆技術(shù)，由美國、蘇聯(lián)、加拿大、英國等國家設計、開發(fā)、建造的首批原型堆或示范電站，驗證了核能發(fā)電的技術(shù)可行性。

　　（2）第二代核電技術(shù)。在第一代核能系統(tǒng)的技術(shù)可行性得到驗證以后，從20世紀70～90年代，對這些經(jīng)驗證的機型實施了標準化、系列化、批量化建設，至今仍在商業(yè)運行的核電廠，絕大部分屬于第二代或二代改進型技術(shù)。這一時期是商用核電廠大發(fā)展的時期。

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

　?。?）第三代核電技術(shù)。派生于目前運行中的第二代核能系統(tǒng)。反應堆的設計基于同樣的原理，并吸取了這些反應堆幾十年的運行經(jīng)驗，進一步采用經(jīng)過開發(fā)驗證且可行的新技術(shù)，旨在提高現(xiàn)有反應堆的安全性，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90年代，第三代核電重在增加事故預防和緩解措施。降低事故概率并提高安全標準。第三代核電機型主要有AP1000、EPR、ABWR、APR1400、AES2006、ESBWR、CAP1400、華龍一號。

　　（4）第四代核電技術(shù)。未來新一代先進核能系統(tǒng)，無論是在反應堆還是在燃料循環(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)展目標是增強能源的可持續(xù)性，核電廠的經(jīng)濟競爭性、安全和可靠性，以及防擴散和外部侵犯能力。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）。