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　　1942年12月，在美国芝加哥大学建成的世界第一座反应堆验证了可控的核裂变链式反应的科学可行性。一般来讲，世界核电技术的发展可以划分为下述四代。

　　（1）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）。