时至今日，在全球430多台现役核电机组中，绝大多数仍然来自第二代核电站，但它们中的大部分已经步入“中老年”阶段。我国主要的第二代核电站，有大亚湾核电站、秦山核电站和田湾核电站等。
第三代恶补安全性能
然而，时至今日，核电史上发生了3件令人担忧和恐惧的大事——1979年的美国三哩岛核事故、1986年的苏联切尔诺贝利核事故和2011年日本福岛核事故。这些灾难性环境事件，暴露出第二代核电站在安全设计上的薄弱之处，核电站的安全性受到强烈抨击和质疑，民间反核电呼声四起。
美国和欧洲总结前两次核事故的教训，于上世纪90年代分别制定和出台了《美国核电用户要求文件(URD)》和《欧洲核电用户要求文件(EUR)》，对新建核电站的安全性、经济性和先进性提出了明确要求：单机组发电功率进一步提升到1000～1500兆瓦;每个反应堆每年向环境释放大量放射性的概率不超过一百万分之一以下，堆芯(反应堆核芯的简称)熔化的概率不超过十万分之一，安全性比第二代核电机组提高了100倍;核燃料使用周期(即更换周期)长达18～24个月，减少了铀矿资源的消耗和高放射性废物的产生;设计寿命从40年延长到60年……总之，满足这一系列严苛要求的核电站，在发电效率、安全性、经济性和资源利用率等方面，都比第二代核电站先进得多，很多重要的结构设计也是第二代核电站不具备的，因此被称为第三代核电站。
第四代还在襁褓中
第三代核电站的热度还没过去，美国能源部(DOE)又在1996年提出了以核废物减量、节约铀矿资源、进一步强化固有安全性为目标的第四代核电站的概念。
2001年7月，美国能源部牵头，由美国、英国、韩国、南非、日本、法国、加拿大、巴西、阿根廷9国，成立了第四代核能系统国际论坛(GIF)，中国、瑞士和欧洲原子能共同体后来也加入其中。该论坛目前确立了6种有前途的第四代核反应堆作为重点研发对象，包括3种快中子堆——钠冷快堆(SFR)、铅冷快堆(LFR)和气冷快堆(GFR)，以及3种热中子堆——超临界水冷堆(SCWR)、超高温气冷堆(VHTR)和熔盐堆(MSR)。这些设计的目的是要达到大幅减少核废料、更充分利用铀资源、降低核电站建造和运营成本、防止放射性物质外泄的目的。
2008年10月和2009年3月，我国分别加入了超高温气冷堆和钠冷快堆两个系统的研究。超高温气冷堆发电效率高，余热产量小，由于以气代水作为冷却剂，有利于在内陆设厂。在冷却系统发生事故后，核燃料温度上升速度比现役反应堆类型慢得多，进一步远离堆芯熔化这种有严重后果的事故。钠冷快堆的特点则实现了核燃料与反应产物之间的循环运转，而且核燃料的再生速度比消耗速度更快，相当于越用越多，大大提升了铀的利用率，还能减少高放射性废物的产量。不过，现在为这些高大上的科技拍手叫好还为时尚早，据GIF的估计，第四代核电站最快也要到2030年才能投入商业运行。
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