目前核裂变已发展到第四代，安全/可持续性/经济性不断提高：
（1）第一代核电技术： 1950s-1960s 期间，美苏英法等国建造一代堆，主要是试验性和原型反应堆；第一代核电以原型堆为主，主要用于验证核电设计技术和商业开发前景。1954 年 6 月 27 日，前苏联建成的世界上第一座核能发电站——5MW 奥布涅斯克实验性石墨沸水堆核电站。 随后各国纷纷开始研究核电技术，建立了一系列的核电站，包括 1956 年英国 45MW 卡德 豪尔原型天然铀石墨气冷堆核电站、1957 年美国 60MW 希平港原型压水堆核电站、 1962 年法国 60MW 天然铀石墨气冷堆核电站、1962 年加拿大 25MW 天然铀重水堆核 电站。第一代核电站的投资费用高、功率普遍较小，建造的主要目的是为了通过试验示 范来验证核电的工程实施可行性。
第一代核电技术功率较小，主要为探索核电可行性。第一代核电技术是上世纪 50、60 年代 建造的原型堆和试验堆，以水冷堆和气冷堆两种堆型为主，由于当时的铀浓缩技术尚不成 熟，因此主要使用天然铀作为核燃料。第一代核电的功率普遍较小，其建造的目的主要是 为了验证核电运行的可行性。
（2）第二代 核电技术：1960s 末期，和第一代反应堆相比，装机容量不断增加，主要堆型有压水堆、 沸水堆、重水堆等；
第二代核电较第一代提高经济性，可分为轻水堆和重水堆。20 世纪 60 年代末到 70 年代， 世界核电进入了快速发展阶段，核电技术趋于成熟，越来越多的国家投入到核电发展的浪 潮中。1973 年的第一次石油危机，进一步促进了核电的快速进步，单堆功率水平在第一代 的基础上大幅提高，达到百万千瓦级。通常称这段时期建设的核电站为第二代，第二代核 电在第一代的基础上，实现了商业化、标准化、系列化、批量化，目前世界上商业运行的 核电机组绝大部分属于第二代核电机组。按照冷却剂和慢化剂的类型，第二代反应堆可分 为轻水堆和重水堆。
轻水堆（LWR）：轻水同时作为慢化剂和冷却剂，可分为压水堆和沸水堆
凭借优越的慢化和热物理特性，轻水堆中水同时作为中子慢化剂和反应堆冷却剂。水中含 有的 H-1 元素只含有一个质子，其质量与中子质量接近，根据动量守恒定律，其慢化能力 最佳。但是由于水的热中子吸收截面较大，因此轻水堆不能使用天然铀作燃料，必须使用 高富集铀燃料，以保证反应堆中有足够的中子通量。此外，水的比热容高，吸热能力强， 传热性能好，并且价格低廉、易于获得，具有较高的经济性。轻水堆根据工作原理的不同， 又可进一步划分为沸水堆和压水堆。
第二代核电在第一代核电的基础上实现了商业化应用，按照冷却剂的不同，可分为轻水堆 和重水堆，其中轻水堆按照工作原理不同分为压水堆和沸水堆。在核燃料上，由于冷却剂 中子吸收概率的不同，压水堆和沸水堆使用高富集铀，而重水堆使用天然铀。在回路系统 上，压水堆和重水堆均采用二回路系统，回路系统相似，包括反应堆容器、冷却剂泵、稳 压器、蒸汽发生器、汽轮机、汽水分离再热器、凝汽器、凝结水泵、给水加热器、除氧器、 疏水泵、给水泵等，其主要差别体现在反应堆结构上；而沸水堆采用一回路系统，省去了 蒸汽发生器和稳压器，增加了汽水分离器、蒸汽干燥器、喷射泵和再循环泵，这使得沸水 堆在运行过程中放射性物质泄露的风险更大。
（3）第三代核电技术：主要是先进轻水堆，包括先进压水堆和先进沸 水堆，其特点是采用非能动安全系统或先进的能动安全系统以提高安全性；
为提高安全性，第三代核电应运而生。1979 年、1986 年分别发生在美国三哩岛和苏联切 尔诺贝利核电站的严重事故，引发了公众对核电站安全性的信任危机，核电发展进入低潮。 上世纪 90 年代初，美国和欧洲的核电公司提出了满足更高的安全指标的第三代核电标准。 美国电力公司为下一代先进轻水堆（ALWR）编制《美国核电用户要求文件》（简称 URD）， 欧洲的核电公司联合编写《欧洲核电站用户要求》（简称 EUR），这两个文件构成了第三代 核电技术的具体指标。第三代核电以改进第二代核电中的沸水堆和压水堆为主，包括美国 研发的先进沸水堆（ABWR）、非能动先进压水堆（AP1000）；法国推出的欧洲先进压水堆 （EPR）；中国的华龙一号（HPR1000）和国和一号（CAP1400）。
第三代核电技术采用先进的能动安全系统或非能动安全系统来提高安全性。能动安全系统 依赖于外部能源，如电力或动力，来驱动安全相关的设备和组件。这些系统通常包括使用 泵、风机、柴油发电机等能动部件来维持反应堆的安全状态。第三代核电技术在传统能动 安全系统的基础上对系统进行改进，增加安全系统冗余度以提高安全性。而非能动安全系 统采用加压气体、重力流、自然循环流以及对流等自然驱动力，不使用泵、风机或柴油发 电机等能动部件，可以在没有交流电源、设备冷却水、厂用水以及供暖、通风与空调等安 全级支持系统的条件下保持正常运行功能。非能动安全系统提高了核电站安全性，并且包 含的设备部件大大减少，安全系统简化，减少了日常的试验、检查和维护。
第三代核电站单位造价在每千瓦 1.6 万元-1.7 万元，较第二代核电高出约 30%。为满足国 际核安全标准，三代核电采用更高性能的设备、材料和更高安全水平的系统设计，加上产 业链各环节的技术引进费用、研发费用和装备制造投入，使得三代核电首批项目单位造价 明显高于二代核电，经济性较差。根据《2016-2017 年投产电力工程项目造价情况》，第二 代核电的单位造价在每千瓦 1.2 万元-1.3 万元，而第三代核电站例如“华龙一号”，其单位 造价在每千瓦 1.6 万元-1.7 万元，较第二代高出约 30%。
第三代核电在技术上仍然采用第二代核电的压水堆和沸水堆，回路系统设备与第二代相同， 核心是通过能动或非能动的安全系统来提高安全性，包括先进压水堆和先进沸水堆。先进 压水堆中，AP1000 采用革新性设计的非能动安全系统，利用自然驱动力使系统工作；EPR 采用改进型设计，使用先进的能动安全系统提高安全冗余；华龙一号采用能动与非能动相 结合的安全设计。先进沸水堆通过结构设计，改进再循环系统和控制棒驱动结构，同时提 高安全系统冗余度，实现较高的经济性和安全
（4）第四代核 电技术：由“第四代核能系统国际论坛”（GIF）提出的能够解决核能经济性、安全性、废 物处理和防核扩散问题的第四代核电核能系统，包括钠冷快堆、高温气冷堆、气冷快堆、 铅冷快堆、超临界水堆和熔盐堆。
2001 年 7 月，包括美国在内的 9 个国家正式签署 GIF《宪章》，成立了第 4 代核能系 统国际论坛（Generation IV International Forum，简称 GIF），并表明该论坛组织的目的是 倡导核能发达国家间的合作，发展新一代核能系统，以满足世界未来对新能源的需要。2002 年 12 月，GIF 正式发布了《第 4 代核能系统技术路线图》，提出了钠冷快堆、高温气冷堆、 气冷快堆、铅冷快堆、超临界水堆和熔盐堆 6 种最有希望的第四代核能系统，其中钠冷快 堆、铅冷快堆和气冷快堆是快中子堆，高温气冷堆、超临界水堆和熔盐堆是热中子堆。 基于堆型和安全性考虑，第四代核电站较少使用水作为冷却剂和慢化剂。第四代核电技术 中，除了超临界水冷堆以外，其他 5 种堆型均采用水以外的介质作为冷却剂。对于钠冷快 堆、铅冷快堆和气冷快堆 3 种快中子堆，由于其利用快中子进行核反应，而水的慢化性能 强，因此水不能作为冷却剂；对于高温气冷堆，氦气作为冷却剂不会发生相变，避免了水 发生相变带来的传热沸腾危机；对于熔盐堆，高温熔融盐与水反应，会瞬间形成大量水蒸 汽而产生高压，导致蒸汽爆炸。
压水堆占中国核电主导堆型，中长期开发第四代核电站。
根据国家原子能机构披露的核电 站情况，在建的 26 座核电站全为压水堆。
熔盐堆（MSR）：利用丰富的钍基燃料，对材料腐蚀性较强
熔盐堆是第四代核电中唯一采用液态燃料的反应堆。熔盐堆堆芯使用铀、钍或钚的某 种氟化物与载体盐结合构成的低熔点共熔体作为燃料，以熔融盐氟化物作为冷却剂，石 墨作为慢化剂。由于燃料本身就处于熔融状态，因此不存在堆芯熔毁事故，安全性高。 熔盐堆的工作流程为：含有裂变和可转换材料的燃料熔盐流入堆芯达到临界，堆芯内有 上百根均匀排列、无包壳并带有通道的石墨元件组成燃料盐通道并兼作慢化剂，燃料熔 盐在堆芯处发生裂变反应释放热量，并被自身吸收、带走。堆芯流出的高温燃料熔盐通 过一次侧热交换器将热量传给二次侧冷却剂熔盐，再通过二次侧热交换器传给三回路的 氦气进行发电。
熔盐堆可燃烧钍基核燃料实现增殖，降低对铀资源的需求。为了解决铀燃料短缺问题，一 方面可以走快堆模式，提高铀基核燃料的利用率；另一方面可开发利用储量大于铀基核燃 料的钍基核燃料，地球上钍资源的总储量是铀资源的 3-4 倍。钍基熔盐堆增殖原理：Th-232 吸收一个中子后变为 Th-233，再经过两次β衰变后变为 U-233，U-233 在热谱、超热谱以 及快谱内都有较大的有效裂变中子数，吸收中子后发生裂变释放更多中子，进一步被 Th-232 吸收，因此钍基燃料在热中子堆中也能实现增殖。
熔盐堆采用三回路系统，第三回路为氦气透平直接循环。熔盐堆主要由堆本体、回路系统、 热交换器、燃料盐后处理系统、发电系统及其他设备构成。堆本体主要由堆芯活性区、反 射层、熔盐腔室/熔盐通道、熔盐导流层、哈氏合金包壳等组成，反应性控制系统、堆内相 关测量系统、堆芯冷却剂流道等布置在堆本体相应的结构件中，用于容纳堆芯中的石墨熔 盐组件、堆内构件及相关的操作与控制设施。回路系统由一回路带出堆芯热能，二回路将 一回路熔盐热量传递给第三个氦气回路推动氦气轮机做功发电。燃料盐后处理系统包括热 室及其工艺研究设备、涉 Be 尾气处理系统、放射性三废处理系统及其他辅助系统，主要功 能是对辐照后的液态燃料盐进行在线后处理，回收并循环利用燃料和载体盐。
熔盐堆不存在堆芯熔毁风险/燃料在线处理可减少放射性，但熔盐腐蚀性强/结构和安全设计 缺乏经验。熔盐堆的优势在于：燃料本身是熔化的，无需专门制作固体燃料组件，也不存 在堆芯熔化风险；如果反应堆容器、泵或管道破裂，熔盐在环境温度下会急剧降温凝固而 停止反应，防止事故进一步扩展；产生的裂变产物可以连续地被移入化学处理厂进行在 线处理，避免了放射性废物长期贮存在堆内，降低放射性安全风险。其缺点在于：燃料 盐腐蚀性强，直接接触管壁，管壁受到的中子通量高，对管壁具有腐蚀作用；燃料盐的 流动特性使得熔盐堆技术成为完全不同于其他固体燃料反应堆的一种全新核反应堆技 术，尚无成熟的反应堆设计和安全分析方法以及安全评估规范可供借鉴。
目标到 2030 年，以耐事故 燃料为代表的核安全技术研究取得突破、全面实现消除大规模放射性释放，提升核电竞争 力;实现压水堆闭式燃料循环，核电产业链协调发展；钠冷快堆等部分第四代反应堆成熟， 突破核燃料增殖与高水平放射性废物嬗变关键技术；积极探索模块化小堆(含小型压水堆、 高温气冷堆、铅冷快堆)多用途利用。目标到 2050 年，实现快堆闭式燃料循环，压水堆与 快堆匹配发展，力争建成核聚变示范工程。
核裂变的链式反应造就高能量密度、洁净、低碳的能源，按照慢化剂和冷却剂的不同可对 核电站进行分类。核电站通常使用的铀核裂变，铀原子核吸收一个热中子处于激发态，随 后裂变成两个较小的原子核并释放 2-3 个中子，释放的中子又进一步被其他的铀原子核吸 收，从而形成链式反应。在核裂变过程中，裂变前后原子核总质量发生了变化，根据爱因 斯坦的质能方程 E=mc2，消失的质量变为了能量，每次裂变大概能释放 200MeV 的能量。 与标准煤发热量进行比较，1 克铀裂变放出的热量相当于 2.6 吨标准煤。
2024 年核电设备市场有望达 672 亿，关注压力容器/蒸汽发生器/阀门等设备
