1942年美國(guó)科學(xué)家費(fèi)米在芝加哥大學(xué)運(yùn)動(dòng)場(chǎng)看臺(tái)下面的石墨反應(yīng)堆內(nèi)，首次實(shí)現(xiàn)了原子核鏈?zhǔn)椒磻?yīng)，開(kāi)創(chuàng)人類利用核能新紀(jì)元。
　　經(jīng)過(guò)幾十年的不斷發(fā)展，核能是公認(rèn)的經(jīng)濟(jì)、清潔、技術(shù)先進(jìn)且具有廣泛發(fā)展前景的能源。根據(jù)國(guó)際原子能機(jī)構(gòu)2011年1月公布的最新數(shù)據(jù)，目前全球正在運(yùn)行的核電機(jī)組共433個(gè)，核電發(fā)電量約占全球發(fā)電總量的16％；正在建設(shè)的核電機(jī)組65個(gè)。
　　在當(dāng)前以發(fā)電為目的的核能動(dòng)力領(lǐng)域，世界上應(yīng)用比較普遍或具有良好發(fā)展前景的主要有壓水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、高溫氣冷堆（HTGR）和快中子堆（LMFBR）等五種堆型。在運(yùn)行的核電站中，壓水堆占67.2%，沸水堆占21.1%，重水堆占6.3%，氣冷堆2.8%，快堆0.2%，其他堆型2.4%。
　　石墨堆：以石墨作慢化劑材料，以水（輕水）作為冷卻劑。切爾諾貝利事故后，即廢止此堆型的建設(shè)。
　　壓水堆：最初是美國(guó)為核潛艇設(shè)計(jì)的一種熱中子堆堆型。使用水（輕水）作為慢化劑和冷卻劑。它主要由核島和常規(guī)島組成。在核島中的系統(tǒng)設(shè)備主要有壓水堆本體，一回路系統(tǒng)，以及為支持一回路系統(tǒng)正常運(yùn)行和保證反應(yīng)堆安全而設(shè)置的輔助系統(tǒng)。常規(guī)島主要包括汽輪機(jī)組及二回等系統(tǒng)，其形式與常規(guī)火電廠類似。一環(huán)路、燃料包殼、安全殼構(gòu)成壓水堆的三道安全屏障。壓水堆經(jīng)過(guò)一系列的重大改進(jìn)，已經(jīng)成為技術(shù)上最成熟的一種堆型。壓水堆最顯著的特點(diǎn)是結(jié)構(gòu)緊湊，堆型的功率密度大。同時(shí)與其他核電堆型比，經(jīng)濟(jì)上基建費(fèi)用低、建設(shè)周期短、輕水價(jià)格便宜。三里島核事故中發(fā)生堆芯損壞的為壓水堆。目前我國(guó)已運(yùn)行和在建的核電機(jī)組大部分為壓水堆。
　　沸水堆：使用水（輕水）作為慢化劑和冷卻劑。沸水堆只有一個(gè)回路。水通過(guò)反應(yīng)堆堆芯，轉(zhuǎn)化為蒸汽后直接到汽輪機(jī)廠房做功。因此，沸水堆具有直接循環(huán)、工作壓力低、堆型出現(xiàn)空泡安全系數(shù)高等特點(diǎn)。由于減少了一個(gè)回路，雖然與壓水堆相比減少了大量的設(shè)備降低了成本，但也帶來(lái)不足，如導(dǎo)致汽輪機(jī)帶有放射性，輻射防護(hù)和廢物處理復(fù)雜。福島核事故中發(fā)生事故的均為沸水堆。
　　重水堆：用重水（D2O）作為慢化劑的反應(yīng)堆。目前重水堆主要以加拿大CANDU為代表。重水堆是以重水作慢化劑的反應(yīng)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。重水堆的主要優(yōu)點(diǎn)是可以利用天然鈾作為核燃料，同時(shí)實(shí)現(xiàn)不停堆換料。但基礎(chǔ)投資比重大、堆芯體積大。我國(guó)秦山三期為兩臺(tái)加拿大技術(shù)的重水堆。