目前，經(jīng)常會聽到第三代核電站的說法，其實，對核電站的“代”并沒有準確的定義，而只是一種簡單的分類方法。
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。
第二代核電站的建造始于上世紀70年代，因石油漲價引發(fā)的能源危機促進了核電發(fā)展，世界上商業(yè)運行的400多臺機組大部分在這段時期建成，稱為第二代核電機組。第二代核電廠實現(xiàn)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，專家們對第二代核電站進行了反思，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(shè)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要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（EUR）。它們提出了對下一代核電站的安全和設(shè)計技術(shù)要求，它包括了改革型的能動（安全系統(tǒng)）核電站和先進型的非能動（安全系統(tǒng)）核電站。目前，認為能滿足美國核電用戶要求文件（URD）和歐洲核電用戶要求文件（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(shè)計和安全性更高的安全系統(tǒng)，如先進的沸水堆（advanced boiling water reactors, ABWR）、系統(tǒng)80+、AP1000、歐洲壓水堆（European pressurized reactor, EPR）等。
第四代（GEN-Ⅳ）是待開發(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（原則上不再需要場外應急）、廢物產(chǎn)生量小，并能防止核擴散。