核電站類型
壓水堆核電站
水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一迴路系統，以及為支持一迴路系統正常運行和保證反應堆安全而設定的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。
沸水堆核電站
以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑並在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等。但發電廠房要做防核處理。
重水堆核電站
以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。
快中子增殖反應堆
由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多於所耗，能實現核裂變材料的增殖。
世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的鈽-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1%—2%，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成鈽-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60%—70%。但快堆開發仍很落後，日本的文殊快堆，以及其他研發中的快堆，都還未正常運行。
工作特點
優點
1．核能發電不像化石燃料發電那樣排放巨量的污染物質到大氣中，因此核能發電不會造成空氣污染。
2．核能發電不會產生加重地球溫室效應的二氧化碳。
3．核能發電所使用的鈾燃料，除了發電外，沒有其他的用途。
4．核燃料能量密度比起化石燃料高上幾百萬倍，故核能電廠所使用的燃料體積小，運輸與儲存都很方便，一座1000百萬瓦的核能電廠一年只需30公噸的鈾燃料，一航次的飛機就可以完成運送。
5．核能發電的成本中，燃料費用所占的比例較低，核能發電的成本較不易受到國際經濟情勢影響，故發電成本較其他發電方法為穩定。
缺點
1．核能電廠會產生高低階放射性廢料，或者是使用過之核燃料，雖然所占體積不大，但因具有放射線，故必須慎重處理，且需面對相當大的政治困擾。
2．核能發電廠熱效率較低，因而比一般化石燃料電廠排放更多廢熱到環境裏，故核能電廠的熱污染較嚴重。
3．核能電廠投資成本太大，電力公司的財務風險較高。
4．核能電廠較不適宜做尖峰、離峰之隨載運轉。
5．興建核電廠較易引發政治歧見紛爭。
6．核電廠的反應器內有大量的放射性物質，如果在事故中釋放到外界環境，會對生態及民眾造成傷
7.現階段的核能發電，仍然會產生很多放射性廢物，其中尤以高放廢物的處理及處置為國際性難題。
人類實際套用的主要能源還是化石能源。煤、石油、天然氣等化石能源的利用，對人類生存、發展、進步產生過巨大的影響。進入21世紀後，人們更加注重生存環境和生存空間的質量。大量燃用化石能源產生的溫室效應、酸雨現象對人類生存環境造成了嚴重破壞。同時，化石能源經長期開採，其資源日趨枯竭，已不足以支撐全球經濟的發展。在尋找替代能源的過程中，人們開始越來越重視核能的套用，而核能最主要的套用就是核能發電。
人類首次實現核能發電是在1951年。當年8月，美國原子能委員會在愛達荷州一座鈉冷塊中子增殖實驗堆上進行了世界上第一次核能發電實驗並獲得成功。1954年，蘇聯建成了世界上第一座實驗核電站，發電功率5000KW。
核電站與火電站發電過程相同，均是熱能—機械能—電能的能量轉換過程，不同之處主要是熱源部分。火電站是通過化石燃料在鍋爐設備中燃燒產生熱量，而核電站則是通過核燃料鏈式裂變反應產生熱量。
核電站的組成通常有兩部分：核系統及核設備，又稱為核島；常規系統及常規設備，又稱為常規島。這兩部分就組成了核能發電系統。
核島中主要的設備為核反應堆及由載熱劑（冷卻劑）提供熱量的蒸汽發生器，它替代常規火電站中蒸汽鍋爐的作用。常規島的主要設備為氣輪機和發電機及其相應附屬設備，常規島的組成與常規火電站氣輪機大致相同。
發展歷程
發展歷程
第一代核電站
20世紀50年至60年代初，蘇聯、美國等建造了第一批單機容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站，日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠屬於原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示範形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。
第二代核電站
20世紀70年代，因石油漲價引發的能源危機促進了核電發展，世界上已經商業運行的400多台機組大部分在這段時期建成，稱為第二代核電機組。第二代核電廠主要是實現商業化、標準化、系列化、批量化，以提高經濟性。自20世紀60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600－1400MWe的標準化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model 212（600MWe，兩環路壓水堆，堆芯有121合組件，採用12英尺燃料組件）、Model 312（1000MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用12英尺燃料組件，），Model 314 （1040MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用14英尺燃料組件），Model 412（1200MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用12英尺燃料組件，）、Model 414（1300MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站範疇。法國的CPY，P4，P4′也屬於Model 312，Model 414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model 412、BWR、System80等標準核電站。
第二代核電站是世界正在運行的439座核電站（2007年9月統計數）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34台在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和車諾比核
電站發生事故之後，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經濟性都有了不同程度的提高。
從事核電的專家們對第二代核電站進行了反思，當時認為發生堆芯熔化和放射性物質大量往環境釋放這類嚴重事故的可能性很小，不必把預防和緩解嚴重事故的設施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
對於第三代核電站類型有各種不同看法。
美國核電用戶要求檔案（URD）和歐洲核電用戶要求檔案（EUR）提出了第三代核電站的安全和設計技術要求，它包括了改革型的能動（安全系統）核電站和先進型的非能動（安全系統）核電站，並完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計，它們將成為第三代核電站的主力堆型。
中國自主創新的第三代核電項目正在浙江三門和山東海陽進行建設，和正在運行發電的第二代核電機組相比，預防和緩解堆芯熔化成為設計上的必須要求，而這一點也正是作為第二代核電站的福島核電站事故中暴露出來的弱點。據悉，中國第三代核電站將裝備有蓄水池，這樣的“大水箱”在緊急情況下能釋放出大量的水，從而達到降溫等應急需求。
通過總結經驗教訓，美國、歐洲和國際原子能機構都出台了新規定，把預防和緩解嚴重事故作為設計上的必須要求，滿足以上要求的核電站稱為第三代核電站。
世界上技術比較成熟、可以據以建造第三代核電機組的設計，主要有美國的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆)，以及歐洲的EPR(壓水堆)等型號，它們發生嚴重事故的機率均比第二代核電機組小100倍以上。美國、法國等國家已公開宣布，今後不再建造第二代核電機組，只建設第三代核電機組。而中國有13台第二代核電機組正在運行發電，未來重點放在建設第三代核電機組上，並開發出具有中國自主智慧財產權的中國品牌的第三代先進核電機組。為此，國務院決定以浙江三門和山東海陽兩個核電項目作為第三代核電自主化依託工程，建設4套第三代AP1000壓水堆核電機組。國家中長期科技發展規劃綱要已將“大型先進壓水堆核電站”列為重大專項。
第四代核能系統
第四代核能系統概念（有別於核電技術或先進反應堆），最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出，始見於1999年6月美國核學會夏季年會，同年11月的該學會冬季年會上，發展第四代核能系統的構想得到進一步明確； 2000年1月，美國能源部發起並約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，討論開發新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，並發表了“九國聯合聲明”。隨後，由美國、法國、日本、英國等核電已開發國家組建了“第四代核能系統國際論壇（GIF）”，擬於2-3年內定出相關目標和計畫；這項計畫總的目標是在2030年左右，向市場推出能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統（Gen-IV）。
第四代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低、防止核擴散等基本要求。
世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統的基礎技術和學課的研發工作。
