核能是原子核内部因结构发生变化而释放出的能量，它有以下三种形式：

[1]辐射能：某些原子核会以一定的规律自发衰变，放出具有一定能量的某种射线（粒子）。

[2]裂变能：某些重原子核（如铀-235、钚-239）在吸收一个中子后能够分裂为两个较轻的原子核，同时放出2~3个中子和大量能量。因此，如果至少有一个新的中子能引起另一个原子核裂变，裂变能就能够连续不断地释放出来，这就是链式裂变反应。经测算，1公斤铀-235全部裂变释放出的热量相当于约2500吨标准煤完全燃烧时放出的热量。

[3]聚变能：两个较轻的原子核在一定条件（极高温和高压）下发生聚合而生成一个较重的原子核时，也会放出大量能量。

原子核发生衰变、裂变和聚变时释放的能量统称为核能。裂变和聚变时所释放的能量符合爱因斯坦质能方程E=mc2（c为光速，等于300000000米/秒）：裂变时两个裂变后原子核的质量之和小于发生裂变的原子核质量，聚变时两个发生聚变的原子核质量之和小于聚变产生的原子核质量，过程中亏损的质量按质能方程转变为能量。

目前商业运营的核电站一般都是利用核裂变反应所释放的能量来生产电能。核电站一般包括两部分：利用原子核裂变生产蒸汽的核岛（包括反应堆装置和一回路系统）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）等。

核电站发电实际是核裂变能ð热能ð机械能ð电能的能量转换过程，其中热能ð机械能ð电能的过程与常规火力发电厂的工艺过程基本相同，因此反应堆在功能上相当于常规火电厂的锅炉系统。

核辐射是原子核从一种结构或一种能量状态转变为另一种结构或另一种能量状态过程中所释放出来的微观粒子流，包括α、β、γ三种射线。α射线实质上就是氦原子核流，它的电离能力强，但穿透力弱，一张薄纸就可挡住；β射线实质上就是电子流，电离能力较α射线弱，而穿透力较强，故常用于放射治疗；γ射线本质上同X射线一样，是一种波长极短，能量甚高的电磁波，是一种光子流，不带电，以光速运动，具有很强的穿透力。因此常常用于放射治疗。

核辐射与手机、微波炉等的电磁辐射的区别在于，核辐射是致电离辐射，它可使物质电离或激发，能破坏生物体组织里分子和原子之间的化学键，可能对生物体重要的生化结构与功能产生严重影响。

生活中的核辐射来源包括宇宙射线、放射性核素、医疗辐射等。一些家居装饰石材易释放出氡气，氡在衰变时能释放出强α射线。医疗辐射是最大的人工辐射来源，如放射诊断、放射治疗等。燃煤电站的飞灰，也会造成环境中放射性核素含量增加。

核辐射作用于人体的方式主要包括外照射和内照射。顾名思义，外照射是指辐射源位于人体外对人体造成的辐射照射，内照射是指存在于人体内的放射性核素对人体造成的辐射。当放射性核素通过食入、吸入、伤口等途径进入人体时，会发生内照射。

外照射时，对危害程度而言，γ射线＞β射线＞α射线；内照射时，α射线＞β射线＞γ射线。

核辐射对人体的效应包括确定性效应和随机性效应。确定性效应有明确的剂量阈值，在阈值以下不会见到有害效应，辐射效应的严重程度取决于所受剂量的大小，如放射性皮肤损伤、生育障碍等。随机性效应是指辐射效应的发生几率（而非其严重程度）与剂量相关的效应，不存在剂量的阈值，主要指致癌效应和遗传效应。

对于外照射的辐射防护方法，主要是尽量减少或避免射线从外部对人体的辐照。主要的原则是时间、距离和屏蔽：减少接触放射源的时间、增大与放射源的距离、采取屏蔽措施。

对于内照射的辐射防护方法，主要采取各种措施尽可能隔断放射性物质进入体内的途径，使摄入量减少到尽可能低的水平。

核爆炸是指核武器或核装置在一瞬间通过铀-235和（或）钚-239的链式反应释放出大量能量的过程。

从铀矿开采出的天然铀含铀235只有0.7%左右。生产原子弹时，需要经过复杂的技术过程将铀235的纯度提高到90%以上，而核反应堆的燃料是低纯度的铀235，一般为3%至5%。

尽管反应堆的原理与原子弹的原理类似，但就像烈度白酒能够点燃而啤酒不能点燃一样，由于两者铀-235纯度的巨大差异，核电站即使失控也不会像原子弹那样爆炸。

核泄漏是指核反应堆里的放射性物质外泄，造成环境污染并使公众受到辐射危害。

核电站反应堆设计采用纵深防御的原则，一般采用三重屏障系统来防止核泄漏：第一道屏障为燃料元件包壳，把核燃料密封起来防止裂变产物进入冷却剂系统；第二道屏障是压力容器和一回路管道，将带有放射性的冷却剂等密封起来；第三道屏障为厚钢筋混凝土结构或钢制的安全壳，将反应堆、冷却剂系统的主要设备等包容在内，在设计上能抗地震、龙卷风、大型飞机撞击等。

按照冷却剂种类的不同，在工业上成熟的反应堆主要有轻水堆、重水堆和石墨气冷堆三种堆型。轻水堆以净化的普通水作慢化剂和冷却剂。按照运行状况不同，轻水堆又可分为压水堆和沸水堆。

压水堆有两个回路：一回路的水流经堆芯将热量通过管道传到蒸汽发生器，再对二回路传热；二回路中的水被加热成高温高压蒸汽，送入汽轮机发电。其原理图如下图1所示。

图1. 压水堆原理图

沸水堆只有一个回路，反应堆产生的带放射性的蒸汽直接推动气轮机发电。沸水堆具有工艺简单、造价低、蒸汽压力参数低等有利于安全的优点。但驱动沸水堆汽轮机的蒸汽有放射性，一旦泄露会造成环境辐射。其原理图如下图2所示。

图2. 沸水堆原理图

日本福岛核电站的反应堆属于沸水堆。在紧急情况下不得不排放蒸汽减压时，由于沸水堆没有二回路，只能排放一回路中含有放射性的蒸汽，造成环境辐射。

与日本福岛核电站不同，我国绝大多数核电项目采用的是压水堆（秦山三期是重水堆）。如遇紧急情况需释放蒸汽减压时，可将二回路不含放射性的蒸汽外排，故其安全性优于沸水堆。

与百米赛跑运动员跑到终点以后需要缓冲类似，反应堆停闭后，尽管裂变反应已停止，不再释放能量，但是大量的放射性裂变产物在衰变时还会放出辐射能，使反应堆具有剩余功率。一般情况下，在停堆3小时后剩余辐射能仍有额定满功率的1%，停堆1天时，剩余辐射能下降到额定满功率的0.6%左右。

世界上的核电站在技术发展上可划分为四代。

20世纪50年代至60年代初建造的核电站为第一代核电站，主要目的是为了通过试验示范形式来验证核电在工程实施上的可行性。

20世纪70年代以来，建设的商用核电站一般为第二代核电站，主要是实现商业化、标准化、系列化、批量化以提高经济性。

第三代核电站相当于在第二代技术基础上，对严重事故预防和安全系统进行改进提高，它包括改革型的能动安全系统（即安全系统需要能源供给才能发挥作用）核电站和先进型的非能动安全系统核电站。在紧急事件发生时，第三代非能动安全系统核电机组不需要外部应急电源，靠重力、势能、自然循环和蒸发等自然手段驱动冷却水冷却反应堆和安全壳，带出热量。

目前，世界核能界正致力于发展满足安全、经济、可持续发展、极少的废物生成、燃料增殖的风险低、防止核扩散等基本要求的第四代核能系统。2002 年9 月20 日在日本东京召开的第四代反应堆国际论坛（目前参与论坛的共有阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国和美国等十个会员国）上公布了6 种第四代反应堆设计概念，即气冷快中子堆系统（GFR）、铅合金液态金属冷却快堆系统（LFR）、熔盐反应堆系统（MSR）、液态金属钠冷却快堆系统（SFR）、超临界水冷反应堆系统（SCWR）和超高温气冷反应堆系统（VHTR）。

核乏料就是在反应堆内使用过后卸出的核燃料，也被称为乏燃料或者乏料。一般而言，核乏料（由于快中子反应堆尚未商用化，这里指的是热中子反应堆的核乏料）中均含有三大类成分：

[1]大量难以燃烧的铀-238（238U，它可以在快中子堆中进行燃烧）；

[2]少量未经燃烧（在核反应堆中的燃烧就是参与核裂变反应）的铀-235（235U）；

[3]少量新产物，包括：⑴钚-239（239Pu），也是一种易裂变材料；⑵次锕系核素镎（237Np）、镅（241Am，242mAm，243Am）、锔（243Cm，244Cm，245Cm）等；⑶裂变产物（包括部分裂变产物的衰变子体）如氪（85Kr）、锶（89Sr， 90Sr）、钇（90Y，91Y）、锆（95Zr）、铌（95Nb）、钼（95Mo）、锝（99Tc）、钌（103Ru，106Ru）、铑（106Rh）、钯（107Pd）、锡（126Sn）、碘（129I，131I）、氙（133Xe）、铯（135Cs，137Cs）、铈（141Ce，144Ce）、镨（144Pr）、钕（144Nd）、钷（144Pm）等。

根据反应堆核燃料组分和燃耗的不同，核乏料中上述三类成分的比重也相应地有所不同。以核燃料浓缩度约3%、燃耗约33000MWd/t为例，核乏料中的238U接近97%，235U约1%，新产物约2%。

广义的核废料泛指具有放射性的废料，在使用中通常特指核乏料中的次锕系核素和裂变产物。特别值得强调的是，这些所谓的“废料”其实是非常珍贵的材料，属于“未被利用的资源”。

核废料按物理状态可分为固体、液体和气体三种；按比活度又可分为高水平( 高放 )、中水平（中放）和低水平（低放）三种。

在核废料的处理上，中低放核废料危害较低，国际上通行的做法是，首先是焚化压缩固化后装进特制金属罐；然后在地面开挖深约10~20 米的壕沟，建好各种防辐射工程屏障；最后将密封好的核废料罐放入其中并掩埋。一段时间后，这些废料中的放射性物质就会衰变成对人体无害的物质。这种方法经过几十年的发展，技术已经十分成熟，安全性也有保障。

核乏料的处理是整个核燃料循环中一个环节。国际上核燃料循环有三种方案，即一次通过、闭式循环和分离-嬗变，如下图3所示。

图3.一次通过(左)、闭式循环(中)和分离-嬗变(右)三种核燃料循环方案

“一次通过”就是核燃料只通过核电站一次，乏燃料在卸出反应堆后，经过暂时贮存冷却一段时间后进行包装，作为废物送入深地质层处置或长期贮存。该方案的特点是概念简单，不会产生高纯钚，核扩散风险低。缺点是废物放射性及毒性高，延续时间长达几百万年；铀资源没有得到有效利用。目前世界上选择核燃料一次通过方案的主要国家有瑞典、加拿大和西班牙等。美国曾支持该方案并投入巨资修建了尤卡山地质处置库，但在2009年9月美国国会中止了“尤卡山计划”，转向“闭式循环”方案。

“闭式循环”是指对核乏燃中所含的大部分有用核燃料（包括235U、238U和239Pu）通过后处理进行分离回收以循环利用，核燃料可多次通过核电站；同时把次锕系核素和裂变产物等长寿命高放射性的核废料进行地质贮存。这种方案费用可能较高，存在核扩散的风险，但可提高铀资源的利用率，同时大幅度减小需地质贮存的核废料的体积。除美国外，采取闭式循环的国家主要还有法国、英国、俄罗斯、日本和印度等，我国也将采用这种方案。闭式循环方案的分离工艺技术和核燃料循环利用技术等关键的工艺技术还处在进一步研究完善之中。

“分离-嬗变”是指在闭式循环的分离基础上，利用核嬗变反应（原子核通过人工核反应而转变成另一种原子核）对次锕系核素和裂变产物等长寿命高放射性的核废料进行进一步的处理，使需要地质贮存的核废料的放射性寿命由原来的数百万年降低到约700年，同时再次大幅度减小其体积。必须指出的是，该方案中的嬗变技术（如加速器驱动的次临界系统，即ADS系统）在国际上仍处在关键技术攻关和小规模验证装置研究的前期阶段。

长寿命高放射性核废料的地质贮存，通常首先要将核废料制成玻璃化的固体使放射性核素难以迁移，然后将玻璃固体装入可屏蔽辐射的金属罐中，最后将这些金属罐送入位于地下500~1000米的处置库内，地质处置库应至少能在10万年内保证安全。