核电站分代

　　最初，压水堆是美国专门为核潜艇设计的，经过军用转民用之后，于20世纪50年代中期建成了第一批核电站，我们称之为第一代核电站。早期的原型反应堆。包括美国码头市核电站，英国镁诺克斯气冷堆（共26座），法国天然铀石墨气冷堆，美国恩里科-费米核电站，美国德累斯顿核电站。

　　20世纪70年代，由于第一次石油危机的爆发，各国纷纷寻求新能源以替代对化石能源的需求，这就引发个欧洲和美国各国建设核电站的。

　　在此期间，单堆功率得到了大幅提高，达到百万千瓦级，而且核电的价格也开始大幅降低，与火电、水电价格形成强有力的竞争；核电站也实现了标准化、商业化、批量化、系统化。从上世纪70年代到现在，世界上建设了四百座核电站，在这个时间段建的核电站，人们普遍称之为第二代核电站。

　　直至1990年代末建设的核电站，设计运行寿命30-40年。堆故障率10万年一次。包括压水反应堆，坎度重水堆，沸水反应堆，先进气冷堆（从英国镁诺克斯气冷堆发展而来，采用石墨漫化剂、二氧化碳气冷）和俄罗斯的VVER（Water-Water Energetic Reactor）。

　　第二代+，是指2000年以后建造的一些现代化改进堆型，运行寿命50-60年。其中包括CPR-1000。

　　1979年3月28日凌晨4时在美国宾夕法尼亚州的三里岛核电站发生的堆芯融化事故、1986年4月26日凌晨1点23分发生在前苏联的切尔诺贝利事故。

　　针对公众对核电安全性、经济性的疑虑，美国电力研究院在美国能源部和核管会的支持下，制定出了《美国用户要求文件(URD)》，对新建核电站的安全性、经济性和先进性提出了要求。

　　随后，欧洲也出台了《欧洲用户要求文件(EUR)》，表达了与URD文件相同或相似的要求。URD对新建核电站的主要要求：

　　这就是第三代核电站发展的基础，基于美国核电用户要求文件（URD）和欧洲核电用户要求文件（EUR）提出的核电站的安全和设计技术要求所建造的核电站，它包括了改革型的能动（安全系统）核电站和先进型的非能动（安全系统）核电站。

　　目前第三代核电站堆型种类很多，例如ACPR1000+ （中国基于法国CPR-1000改进版），先进沸水堆，三菱先进压水堆(APWR)增强型坎度重水堆6(EC6)，VVER-1000/392 (PWR)，包括不同的改型的AES-91、AES-92。

　　（Generation IV reactors，缩写：Gen IV）是一系列研究中的理论反应堆设计。除了BN-1200反应堆，多数方案被认为在2030-2040年前不可能付诸商业运转。

　　现时，商业化中的反应堆多是第二代反应堆，与只有十来个第三代的系统运行(2014年)，而大部分的第一代系统已退役一段时间。