反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等，其中压水反应堆应用最广泛。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。

      以压水堆为热源的核电站主要由核岛和常规岛组成，核岛中的四大部件是蒸汽发生器、稳压器、主泵和堆芯，系统设备主要有压水堆本体、一回路系统以及为支持一回路系统正常运行和保证反应堆安全而设置的辅助系统。常规岛主要包括汽轮机组及二回等系统，其形式与常规火电厂类似。

      以沸水堆为热源的核电站以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂，并在反应堆压力容器内直接产生饱和蒸汽的动力堆。沸水堆与压水堆同属轻水堆，都具有结构紧凑、安全可靠、建造费用低和负荷跟随能力强等优点。它们都需使用低富集铀作燃料。沸水堆核电站系统有：主系统（包括反应堆）、蒸汽/给水系统；反应堆辅助系统等。

      以重水堆为热源的核电站则以重水作慢化剂的反应堆，可以直接利用天然铀作为核燃料。重水堆可用轻水或重水作冷却剂，重水堆分压力容器式和压力管式两类。重水堆核电站是发展较早的核电站，有各种类别，但已实现工业规模推广的只有加拿大发展起来的坎杜型压力管式重水堆核电站。
由快中子引起链式裂变反应并释放热能的技术是近期核电发展最为重要的研发升级之一，快堆在运行中虽同样消耗裂变材料，但又生产新裂变材料，而且所产可多于所耗，能实现核裂变材料的增值。
目前，世界上已商业运行的核电站堆型如压水堆、沸水堆、重水堆、石墨气冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂变燃料，即使再利用转换出来的钚 239 等易裂变材料，其对铀资源的利用率也只有 1—2％。但是，在快堆中铀 238 原则上都能转换成钚 239 而得以再利用，综合考虑各种损耗，快堆可将铀资源的利用率提高到 60—70％。快堆技术目前正处于研发状态，预计未来 4－8 年内将实现商业化运行。

      根据国际核电发展趋势，第一代核电站建设于20世纪50～60年代，采用原堆型；第二代核电站从70年代至今，有多种堆型而且运行业绩良好，还在增效延寿并批量建设，目前仍有23台机组在建；第三代核电站研发始于90年代，安全和经济性能提高，市场前景乐观，2005年首堆工程开始建设，但尚未形成批量；第四代核电站兴起于90年代后期，尚在研究开发阶段，主要特点是更加安全、经济，资源利用率提高，废弃物量减少，具有防止核扩散等性能，特别是核燃料利用率大大提高。

      20世纪70年代以来，建设的商用核电站称为第二代。90年代为解决公众关注的核安全和核废料问题，在第二代基础上研发的先进轻水堆核电站称为第三代，实际上是第二代技术沿着提高安全性和经济性的方向不断改进的结果。第三代技术相当于在第二代技术基础上，对严重事故预防和安全系统的改进提高，安全可靠性从设计上得到进一步提高，经济性则依赖设计、制造、施工安装和运行管理水平的提高。就主要核电站设备而言，大部分技术是通用的，单台设备容量向大型化发展，同时建设工期缩短为4～5年。

      目前，第三代核电技术的代表为美国西屋公司AP1000技术和法国法玛通公司EPR技术。其中，美国机型向简化和非能动化发展，百万千瓦级核电站（120万千瓦）的核岛由3回路减为2回路，循环系统大量采用依靠自然循环的非能动设计，并使用屏蔽式循环水泵；法国机型核岛由3回路增加至4回路，常规岛主设备向大型化发展，单台设备容量加大。

      2000年1月，在美国能源部的倡议下，美国、英国、瑞士、南非、日本、法国、加拿大、巴西、韩国和阿根廷等十个有意发展核能利用的国家，联合组成“第四代国际核能论坛”(GIF)，并于2001年7月签署了合约，约定共同合作研究开发第四代核能系统(Gen Ⅳ)。

      第四代核能利用系统，是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统，它的商用化估计要到2030年左右方能实现。