第三代核电技术是当前最先进的核电技术，它与第二代核电技术最根本的差别，就是第三代核电技术把设置预防和缓解重要事故作为设计核电厂必须满足的要求①,安全性和稳定性有了很大的提升。当出现核原料泄露的问题时，第三代核电机组的自预防机制可以对核原料进行一定的安全防护，延缓严重事故的发生。除此之外，第三代核电技术还有以下的革新。首先，将使用寿命延长至60年，机组的可利用率提升至87%以上，从而经济性得到了显著提高，可与天然气电厂相竞争。其次，采用了非能动安全系统。非能动安全系统就是利用物质的重力，流体的扩散对流等自然驱动力，可以保证在动力源丧失的情况下核电站能够正常运转。再次，单机容量进一步扩大，单个核电站的发电量迅速增加。法国轻水堆核电站的单位容量为160万千瓦，欧洲玛法的UPR机组电功率为170万千瓦，日本三菱的21型压水堆核电机组，功率也达到了170万千瓦。还有就是数字化控制。基于工业互联网和大数据的发展，第三代核电机组在建设与管理的过程中，多采用数字化的自动控制系统，技术人员可以采用远程操作的方式，对机组的建设进行控制、监控和操作。这种方式可以避免技术人员的操作错误造成的事故，而且大大提升了核电站建设和运行的效率。最后，施工建设模块化。施工周期太长会降低核电站的经济性，第三代核电机组改变了传统的把单项设备逐一往工地上运的安装模式，而尽可能地在条件较好的制造厂内组装好再运往工地。这种设计能够减少现场的施工量从而缩短工期。经过这些改良后的第三代核电机组是当前具有最高的安全性和经济性的核电机组。
目前，具有代表性的第三代核电技术大致有六种机型，分别是美国西屋电气公司的先进非能动压水堆(AP1000)、法国阿海珐公司的欧洲压水堆(EPR)、俄罗斯的四环路压水堆(VVER-1200)、日本三菱公司的先进压水堆(APWR)、韩国电力工程公司的先进压水堆(APR1400)和我国拥有完全自主知识产权的百万千瓦级压水堆核电机组——“华龙一号”(HPR1000)。AP1000是双环路先进性压水堆技术，主要的安全系统都采用了非能动的设计，包括非能动余热排出系统、非能动安全注入系统、自动卸压系统等，大幅度减少了需要的设备和部件，提高了安全性和经济性，西屋公司也获得了NRC(美国核管理委员会)颁布的AP1000“标准设计证书”。EPR是四环路大功率压水堆技术，满足EUR的要求，其重要的专设安全系统和支持系统的4个系列分别布置在4个分区，实现了完全的实体隔离，可以做到互不干扰，提升了安全性，具有成熟性的同时也具有一定的先进性。我国广东台山核电1号、2号机组均采用了EPR堆型。VVER-1200是四环路压水堆型单机布置核电技术，其设计满足俄罗斯、欧洲与国际上其他国家对新建核电厂的要求，堆芯由163个改进型六角形燃料组件构成。根据中俄和平利用核能领域战略合作协议，我国拟在田湾7、8号和徐大堡3、4号建设4台VVER-1200机组。APWR是日本国际贸易和工业部(现经济、贸易和工业部)发展和标准化方案第三阶段的一部分，在已有运行经验的基础上，安全性、可靠性、可操作性及电厂性能均有了进一步发展。APR1400是双环路压水堆技术，是韩国参与国际竞争的主力机型，2009年12月，APR1400获得了阿联酋4台核电机组的“史上最大核电订单”。
“华龙一号”(HPR1000)是三环路压水堆核电技术，其设计和建造基于吸收了法国M310核电技术的ACP1000和ACPR1000+,由中核集团和中广核集团联合开发。“华龙一号”(HPR1000)遵循中国国家核安全局颁发的最新核安全法规的导则要求，参照IAEA(国际原子能机构)最新安全标准的要求；执行与国际线性的通用标准规范相当的中国最新核电标准与规范(包括国家标准和行业标准),同时将适用的国际/国外标准作为补充和参考，集成了众多的先进技术特征，满足我国和国际最新核安全法规标准的要求，在安全、技术和经济指标上超过了国际三代核电用户需求，是融合了国际最新科技和工业成果与我国30多年的技术与经验后实现了技术再创新的第三代核电机组。卡拉奇核电站2号机组也以68个月的施工周期创造了全球三代核电海外首堆最短工期纪录和最佳建设业绩，荣获能源国际合作最佳实践案例，进一步验证了“华龙一号”(HPR1000)的先进性。
“华龙一号”(HPR1000)的一系列独创性设计显著提升了核电厂运行的安全性。比如说在反应堆设计方面，独创性地采用了自主设计的“177堆芯”,从而大幅增加了热工裕量，在提高了核电厂的安全性的同时又使发电功率提高了10%。在系统设计方面，创造性地结合了非能动安全系统与能动安全系统。“华龙一号”(HPR1000)增加了不依赖电源，利用重力、温差、密度差这样的自然驱动力来实现流体的流动和传热等功能的非能动安全系统作为能动安全系统的补充，可以应对动力源丧失的风险。“华龙一号”(HPR1000)在安全设计上全面贯彻了纵深防御的理念，更加强调独立性和多样化，应用“风险指引”的方法，注重整体安全水平，聚焦加强安全薄弱环节，不片面强调某一层次的防御措施。经过全范围概率论安全分析，“华龙一号”(HPR1000)堆芯损坏频率和大量放射性释放频率均远低于国家核安全局对新建核电厂的安全要求，满足国际上对三代核电厂的最新安全要求，以及IAEA提出的实际消除可能导致早期或大量放射性物质释放的可能性①,是目前国际上最安全的核电机型。
我国拥有“华龙一号”(HPR1000)的完全自主知识产权，包括反应堆压力容器、蒸汽发生器、堆内构件等核心设备在内的411台设备均实现了国产化，共获得设计技术、专用设计软件、燃料技术、运行维护技术等领域内的700余件专利和120余项软件著作权。值得一提的是，依托于“华龙一号”的实践经验，由中核集团组织、中国核动力研究设计院主导编制、核工业标准化研究所参与编制的《压水堆核电厂—回路冷却剂系统设备和管道保温层设计规范》于2020年10月26日正式被国际标准组织确立为国际标准(标准编号为ISO23466:2020),是我国核领域首项ISO标准。该标准的发布标志着我国在核电领域已经起到了引领作用，成为了规则的制定者。“华龙一号”(HPR1000)已经成为我国核电走向世界的“国家名片”,除了巴基斯坦卡拉奇核电站以外，我国还在2015年2月与阿根廷政府签署了《关于在阿根廷合作建设压水堆核电站的协议》,标志着“华龙一号”(HPR1000)已经走进了拉丁美洲。根据国家能源局估计，到2030年，“一带一路”沿线国家将新建107台核电机组，共计新增核电装机1.15亿千瓦，新增装机占中国之外世界核电市场的81.4%。“华龙一号”(HPR1000)给“一带一路”沿线国家建设核电机组提供了最优选项，“一带一路”给了“华龙一号”(HPR1000)走出去的广阔的天地，未来，“华龙一号”(HPR1000)将为更多的人民带去更加清洁、更加安全的电力。
