从核电站技术演变来看，主要可划分四代核电技术。据行行查分析师反馈，其中，第一代是实验性的核电站，目前已经基本全部退役；第二代是以压水堆/沸水堆为主标准化、系列化和批量化建设的商业堆，是目前在运机组的主力；第三代是安全性更高的核电站，是目前在建机组的主力，处于加速推广期；第四代目前仍处于在研发阶段。

第一代核电站：开发与建设开始于二十世纪50年代，主要目的是通过试验示范形式验证核电站工程实施的可能性。

第二代核电站：主要以轻水堆（包括压水堆和沸水堆）和重水堆为主。二代压水堆典型代表为美国西屋公司推出的Model212、312、314、414系列压水堆；二代沸水堆典型代表为美国通用电气、日本日立以及东芝推出的BWR沸水堆；而二代重水堆商用代表堆型是加拿大原子能有限公司和安大略水电公司研制的CANDU堆。

第三代核电站：为了解决核电站严重事故，世界核电业界集中力量对严重事故的预防和缓解进行了研究和攻关，并制定出相关行业要求。国际上通常把满足URD文件或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。第三代核电技术以美国西屋公司非能动先进压水堆AP1000和欧洲先进压水堆EPR为典型代表。

第四代核电站：安全性和经济性将更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具备固有的防止核扩散的能力。高温气冷堆､熔盐堆､钠冷快堆就是具有第四代特点的反应堆。

高温气冷堆（HTGR）采用低浓铀或高浓铀加钍作核燃料，石墨作为慢化剂，氦气作为冷却剂，全陶瓷型包覆颗粒燃料元件，堆芯出口氦气温度可达到950°C甚至更高。反应堆燃料装量少，转换比高，燃耗深，在利用核燃料上是一种较好的堆型。我国高温堆技术是国际公认的具备第四代先进核能系统特征的反应堆技术，它是以石墨作慢化剂，采用惰性气体氦气作为冷却剂，使用包覆颗粒和石墨构成的球形燃料元件，配备耐高温的全陶瓷堆芯结构，并可以通过模块式组合，实现能源厂的灵活布置。

高温堆具有固有安全性，即在任何事工况下，包括丧失所有冷却的情况下，不采取任何人为的和机器的干预，反应堆都能保持安全状态。尽管高温气冷堆的商用前景光明，但目前仍然存在一些技术问题有待检验，包括高燃耗的颗粒核燃料元件的制造和辐射考验以及高温高压氦气回路设备的工艺技术问题。

据中国核能行业协会，2020年我国运行核电机组共49台，装机容量5103万千瓦，全年有2台核电机组完成首次装料，分别为田湾核电5号机组和福清核电5号机组。“十三五”期间，核电装机规模CAGR为13.4%，核电发电量CAGR为16.4%，增速较快。行行查数据显示，国内核电投资额自2009年至今分为两个阶段：2009~2012年期间CAGR7.4%国家持续加大对核电投资；2012~2019年，受福岛重大核安全事故影响，国内审慎增加核电投资，期间投资额CAGR-11.4%。

上游：核燃料（包括天然铀的开采、核燃料组件的加工制造），核相关机械设备、电气设备、材料的制造。从技术设计出发，涵盖核燃料、核材料、机械设备、电气设备的生产制造，每个模块得到的产品将由工程建设模块组织为完整的核电站。

中游：核岛、常规岛、电站配套设施（BOP）的工程建设。电站运营，主要产品是电力，并在电力的生产过程中得到乏燃料这一副产物，同时产生对于燃料、设备的耗材需求。

核岛：反应堆压力容器、主管道及热交换器、蒸汽发生器、主冷却剂泵、堆内构件、控制棒驱动机构、稳压器、钢制安全壳、堆芯补水箱。

常规岛：汽轮机、发电机、汽水分离再热器、阀门、冷凝器及管道、高低压加热器、除氧器。

辅助设备：数字化控制系统、暖通系统、空冷设备、装卸料机。

下游：发电运营、检修维护、后处理。主要产品电力提供给电网，并由电网传输给最终的电力用户，未来存在直接向用户供电的可能性。

数据来源：行行查，行业研究数据库 www.hanghangcha.com