第一代核電站：

自50年至60年代初蘇聯、美國等建造的第一批單機容量在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示范形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。

第二代核電站：

第二代核電廠主要是實現商業化、標準化、系列化、批量化，以提高經濟性。自60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600－1400MWe的標準化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環路壓水堆，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環路壓水堆，堆芯有193盒組件，采用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環路壓水堆）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 414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標準核電站。

第二代核電站是目前世界正在運行的439座核電站（2007年9月統計數）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34臺在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發生事故之后，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經濟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計技術要求，它包括了改革型的能動（安全系統）核電站和先進型的非能動（安全系統）核電站，并完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計，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

能動核電站： System 80+, APR1400,APWR1600，ABWR，ESBWR EPR

非能動核電站： AP1000 EP1000

第三代核電站的安全性和經濟性都將明顯優于第二代核電站。由于安全是核電發展的前提，世界各國除了對正在運行的第二代機組進行延壽與補充性建一些二代加的機組外，接下來新一批的核電建設重點是采用更安全、更經濟的先進第三代核電機組。我國國家引進的美國非能動AP1000核電站以及廣東核電集團公司引進的法國EPR核電站都屬于第三代核電站。

第四代核能系統:

第四代核能系統概念（有別于核電技術或先進反應堆），最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出，始見于1999年6月美國核學會夏季年會，同年11月的該學會冬季年會上，發展第四代核能系統的設想得到進一步明確； 2000年1月，美國能源部發起并約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，討論開發新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，并發表了“九國聯合聲明” 。隨后，由美國、法國、日本、英國等核電發達國家組建了“第四代核能系統國際論壇（GIF）”，擬于2-3年內定出相關目標和計劃；這項計劃總的目標是在2030年左右，向市場推出能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統（Gen-IV）。

第四代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低、防止核擴散等基本要求。

目前，世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統的基礎技術和學課的研發工作。

第四代核電能系統包括三種快中子反應堆系統和三種熱中子反應堆系統：

第四代核能系統 代號 中子能譜 燃料循環

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

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

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

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

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

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