1954年6月27日，前蘇聯建成了世界上第一座商用核電站，位于俄羅斯卡盧加州奧布靈斯克核電站（Obninsk），雖然其發電量僅為5000千瓦，為CPR1000單機組容量的1/20，但它的建立標志揭開了人類和平利用核能的序幕。
但對于核能的使用，源自二戰后期軍事上的目的，1939年美國科學家費米預見鈾原子的裂變反應可能在軍事方面的潛在性，向美國政府建議給予重視。其領導的團隊在芝加哥大學在1941年建造了第一座反應堆，1942年12月2日，實現了首次反應堆首次運轉，隨后相關的技術被應用在被命名為“曼哈頓計劃”的原子彈制造中。
從首座反應堆運行到今天的70多年的時間，利用核能發電經歷四個階段。第一代核能發電是利用原子核裂變能發電的初級階段，從為軍事服務走向和平利用，時間大體上在上世紀50年代到60年代中期，以開發早期的原型堆、驗證工程實施性為主。
第二代核能發電是商用核電廠大發展的時期，從上世紀60年代中期到90年代末。第二代核電廠的建設形成了幾個主要的核電廠類型，他們是壓水堆核電廠，沸水堆核電廠，重水堆（CANDU）核電廠，氣冷堆核電廠，以及壓力管式石墨水冷堆核電廠。目前國內批量建成的CPR1000機組，雖然加入了大量的技術改進項，但其本質上還是第二代核電站。
第三代核電機組，是在采用第二代核電機組已積累的技術儲備和運行經驗的基礎上，針對其不足之處，進一步采用經過開發驗證是可行的新技術，主要對其安全性和經濟性進行了改進。
在2002年第四代核電國際論壇對第四代核電堆型的技術方案形成的共識，計劃在2030年以前將開發6種新型發電反應堆分別是氣冷快堆 GFR，鉛合金液態金屬冷卻快堆系統 LFR，熔鹽反應堆系統 MSR，液態金屬鈉冷卻快堆 SFR，超臨界水冷反應堆系統 SCWR，高溫氣冷反應堆 WHTR和燃料循環技術，預計使用第四代核電技術的機組在2035年實現商業化。
目前全球內已經基本停止新建二代及二代改進型核電，第四代核電技術還未形成主流的堆型，第三代核電是國際國內主流的核能發電技術。下面從三代核電技術的來源以及技術特點這兩個方面詳細說明。
如果計算到1986年切爾諾貝利核事故為止，全世界商用核電站累計4000堆年的運行歷史。其中發生過兩次嚴重事故，發生概率達到5*10-4/堆年。這說明，嚴重事故的發生，雖然概率比較低，但不是不可能發生。在2011年發生的福島核電站事故，也從另外有一個方面印證了上述計算。因此，提高核電站的安全性，對嚴重事故的預防和環節，成為了第三代核電技術發展的核心。
1986年切諾貝利核事故給全球核電發展帶來了重創，核電項目發展幾乎停滯。各核工業發達國家為了使核電復蘇進行了不懈努力，因此相關國家著手制定更加安全、經濟的為目標的設計標準規范。其中，美國率先制定了先進輕水堆核電長的電力公司要求文件（URD）；西歐國家繼而也制定了歐洲電力公司要求文件（EUR）。
其中URD在安全性上提出主要要求如下：
堆芯熔化事件概率≤1*10-5 堆年
大量放射性釋放到環境的事故概率≤1*10-6 堆年
應該有預防和環境嚴重事故的措施
核燃料熱工安全余量≥15%
在經濟上，要能與聯合循環的天然氣電廠競爭
機組可用率87%
建設周期不大于54個月
采用非能動安全系統
采用非能動安全系統，通過利用物質的重力，流體的對流，擴散等天然的物理現象，不設計使用動力驅動的安全系統，以滿足在應急情況下冷卻和帶走堆芯余熱。通過非能動的設計，即可以使系統簡化，減少設備，又提高了安全性和經濟性。
單機容量近一步擴大，研究和工程建設表明，輕水堆核電站的單位千瓦投資比是隨單機容量的加大而減少的，因此歐洲瑪法通提出的EPR機組的單機組功率達到了150-170萬千瓦，日本三菱提出的NP-21 壓水堆核電機組的單機組功率達到了170萬千瓦，美國西屋公司設計的AP1000機組的單機組功率為110-120萬千瓦。
采用整體數字化技術，根據新建成投產的核電機組反饋，使用數字化儀控系統的控制系統可顯著提高可靠性，改善人因失誤，因此各國核電設計要求以及設備供應商提出的第三代核電機組無一例外的采用整體數字化技術。
在上述背景下，美國、法國、德國等核電設備先進供應商利用自己的技術儲備和經驗積累，開始開發符合EUR或URD要求的，具備嚴重事故預防和緩解措施的先進輕水堆核電廠。目前，典型的三代核電技術有，俄羅斯 VVER-1000 三代輕水堆，非能動壓水堆AP1000，歐洲壓水堆EPR，中國華龍1號，韓國先進壓水堆APR1400，日本三菱APWR 先進壓水堆，ABWR 先進沸水堆（GE），ESBWR 經濟簡化型沸水堆（GW）。
