目前，經(jīng)常會(huì )聽(tīng)到第三代核電站的說(shuō)法，其實(shí)，對核電站的“代”并沒(méi)有準確的定義，而只是一種簡(jiǎn)單的分類(lèi)方法。
第一代核電站是指50年至60年代初前蘇聯(lián)、法、美等國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印第安角1號核電站、法國的舒茲(Chooz)核電站、德國的奧珀利希海姆(Obrigheim)核電站,日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠(chǎng)屬于原型堆核電廠(chǎng)，主要目的是為了通過(guò)試驗示范形式來(lái)驗證其核電在工程實(shí)施上的可行性。
第二代核電站的建造始于上世紀70年代，因石油漲價(jià)引發(fā)的能源危機促進(jìn)了核電發(fā)展，世界上商業(yè)運行的400多臺機組大部分在這段時(shí)期建成，稱(chēng)為第二代核電機組。第二代核電廠(chǎng)實(shí)現了商業(yè)化、標準化、系列化、批量化以提高經(jīng)濟性。第二代核電站是世界正在運行的主力機組。
在三里島核電站和切爾諾貝利核電站發(fā)生事故之后，專(zhuān)家們對第二代核電站進(jìn)行了反思，以前一直認為發(fā)生堆芯熔化和放射性物質(zhì)大量釋放的可能性很小，不必把預防和緩解嚴重事故作為設計上必須的要求，因此，第二代核電站應對嚴重事故的措施比較薄弱。
第三代核電站的概念始于美國核電用戶(hù)要求文件（URD）和歐洲核電用戶(hù)要求文件（EUR）。它們提出了對下一代核電站的安全和設計技術(shù)要求，它包括了改革型的能動(dòng)（安全系統）核電站和先進(jìn)型的非能動(dòng)（安全系統）核電站。目前，認為能滿(mǎn)足美國核電用戶(hù)要求文件（URD）和歐洲核電用戶(hù)要求文件（EUR）的核電站即為第三代核電站。第三代核電站采用標準化、最佳化設計和安全性更高的安全系統，如先進(jìn)的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系統80+、AP1000、歐洲壓水堆（European pressurized reactor, EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）是待開(kāi)發(fā)的核電站，對第四代核電站的要求是經(jīng)濟性更高、安全性則更要大幅提高（原則上不再需要場(chǎng)外應急）、廢物產(chǎn)生量小，并能防止核擴散。