1954年6月27日，前蘇聯建成的世界上第一座核能發電站——奧布涅斯克核電站，使人類利用核能發電成為可能。核電技術發展到今天，大致可分為四代。

第一代核電站——證明技術上的可行性

第一代核電站，是指20世紀50年代至60年代前期開發建設的實驗性原型反應堆，證明了利用核能發電的技術可行性。

第一代核電站受燃料循環等技術限制，投資費用高，功率通常較低。

第二代核電站——證明經濟上的可行性

20世紀60年代后期，在第一代核電站的基礎上陸續開發建設了電功率在300MW及以上的壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨水冷堆等核電機組。上世紀70年代，因石油漲價引發的能源危機促進了核電的大發展。目前世界上商業運行的四百多座核電機組，絕大部分是在這段時期建成，習慣上稱為第二代核電站。

第二代核電站的單機組功率水平大幅提高，達到百萬千瓦級，證明了核能發電的經濟可行性。后來，在二代的基礎上進行改進，從而提高核電站的安全性能，即形成二代改進型核電站，通常也稱作二代加。

第三代核電站——更安全、更高功率

針對公眾對核電安全性、經濟性的疑慮，美國和歐洲相繼出臺了《先進輕水堆用戶要求》（URD）和《歐洲用戶對輕水堆核電站的要求》（EUR），對新建核電站的安全性、經濟性和先進性提出了更高的要求。國際上通常把滿足URD文件或EUR文件的核電機組稱為第三代核電機組。

第三代核電站具有以下優越性：

w. 在設計上具有預防和緩解嚴重事故的設施；

w. 在經濟上能與天然氣機組相競爭；

w. 在能源轉換系統方面大量采用二代的成熟技術。

第三代核電站機組堆型主要有ABWR、System80+、AP600、AP1000、EPR、ACR等，其中具有代表性的是美國的AP1000和法國的EPR。

第四代核電站——核能長遠發展

2001年7月，美國、英國、法國、加拿大、巴西、韓國和阿根廷等九個有意發展核能的國家，聯合組成了“第四代核能系統國際論壇”（GIF）并簽署協議，約定共同合作研究開發第四代核能技術，預計可在2030年前投入使用。2006年7月，我國也加入GIF。

第四代核電站具有四個主要特點：核能的可持續利用、經濟性、安全與可靠性及防擴散與實物保護。其中安全性——包括大幅度降低堆芯損傷的概率、消除場外應急響應需求，是第四代核能系統的顯著特點。

目前，GIF初步確定了六種候選堆型，包括：超臨界水堆（SCWR）、超高溫氣冷堆（VHTR）、鈉冷快堆（SFR）、氣冷快堆（GFR）、鉛冷快堆（LFR）和熔鹽堆（MSR）。