美国三里岛核电站
其实，第三代反应堆更像是个商业概念，主要是在二代反应堆的基础上进一步提高安全性和经济性。从技术上讲，是将二代堆的“超设计基准事故”纳入了安全设计基准事故范围。换言之，第二代反应堆和第三代反应堆设计基于同样的原理，虽然在技术上没有实现飞跃，但也完善了安全性能。因此，现在的核电学术界逐渐用“严重事故”代替“超设计基准事故”，严重事故缓解措施也成了三代堆的最重要特征。
第三代核反应堆做了哪些改进
非能动安全技术是20世纪80年代发展起来的新技术，以经济、简单、可靠见长，应用于第三代核电站，以成为第三代核电反应堆的突出特点之一。
国际非能动核安全，一般按照以下几个方面来衡量：
一是处理事故时不需要进行液（气）体移动或交换；
二是处理事故时不需要机械部件移动；
三是处理事故时不需要外部控制指令；
四是处理事故时不需要外部电源。
实际上核反应堆从燃料棒保护壳，波动管，蓄压箱，紧急停止装置等数个方面会尽可能按照以上指标进行多重保障。由于以往核电站事故的前车之鉴，核大国竞相研发更为安全的三，四代反应堆的安全因素，从而催生出了更高安全性的反应堆。
就具体技术路线而言，各国都有各自的改进做法，最典型的是法国阿海珐EPR的专设安全设施加法路线和美国西屋公司AP1000的非能动安全设施减法路线。以西屋的AP1000为例，其被动安全措施采用了以下几项：
一是在紧急停止时，通过自重力和反应气压，使得冷却液自动到位；