第一代核电技术。20世纪50～60年代，基于军用核反应堆技术，由美国、苏联、加拿大、英国等国家设计、开发、建造的首批原型堆或示范电站，验证了核能发电的技术可行性。

　　（2）第二代核电技术。在第一代核能系统的技术可行性得到验证以后，从20世纪70～90年代，对这些经验证的机型实施了标准化、系列化、批量化建设，至今仍在商业运行的核电厂，绝大部分属于第二代或二代改进型技术。这一时期是商用核电厂大发展的时期。

　　这一代的核电机组类型主要由美国设计的压水堆核电机型（PWR，System80）和沸水堆核电机型（BWR）、法国设计的压水堆核电机型（P4、M310)、俄罗斯设计的轻水堆核电机型（VVER），以及加拿大设计的重水堆核电机型（CANDU）等。

　　（3）第三代核电技术。派生于目前运行中的第二代核能系统。反应堆的设计基于同样的原理，并吸取了这些反应堆几十年的运行经验，进一步采用经过开发验证且可行的新技术，旨在提高现有反应堆的安全性，满足URD（美国核电用户要求）和EUR（欧洲核电用户要求）。第三代核能系统的开发始于20世纪90年代，第三代核电重在增加事故预防和缓解措施。降低事故概率并提高安全标准。第三代核电机型主要有AP1000、EPR、ABWR、APR1400、AES2006、ESBWR、CAP1400、华龙一号。

　　（4）第四代核电技术。未来新一代先进核能系统，无论是在反应堆还是在燃料循环方面都有重大的革新和发展。第四代核能系统的发展目标是增强能源的可持续性，核电厂的经济竞争性、安全和可靠性，以及防扩散和外部侵犯能力。第四代核能系统国际论坛（GIF）推荐的6种典型四代堆型分别为气冷快堆（GFR）、铅冷快堆（LFR）、钠冷快堆（SFR）、熔盐堆（MSR）、超临界水冷堆（SCWR）和超高温气冷堆（VHTR）。