簡介
核電站又稱核電廠，它指用鈾、鈽等作核燃料，將它在裂變反應中產生的能量轉變為電能的發電廠。核電廠主要以反應堆的種類相區別，有壓水堆核電廠、沸水堆核電廠、重水堆核電廠、石墨水冷堆核電廠、石墨氣冷堆核電廠、高溫氣冷堆核電廠和快中子增殖堆核電廠等。核電廠由核島（主要是核蒸汽供應系統）、常規島（主要是汽輪發電機組）和電廠配套設施三大部分組成。核燃料在反應堆內產生的裂變能，主要以熱能的形式出現。它經過冷卻劑的載帶和轉換，最終用蒸汽或氣體驅動渦輪發電機組發電。核電廠所有帶強放射性的關鍵設備都安裝在反應堆安全殼廠房內，以便在失水事故或其他嚴重事故下限制放射性物質外溢。為了保證堆芯核燃料在任何情況下等到冷卻而免於燒毀熔化，核電廠設定有多項安全系統。[1]火力發電站利用煤和石油發電，水力發電站利用水力發電，而核電站是利用原子核內部蘊藏的能量產生電能的新型發電站。核電站大體可分為兩部分：一部分是利用核能產生蒸汽的核島，包括反應堆裝置和一迴路系統；另一部分是利用蒸汽發電的常規島，包括汽輪發電機系統。
核電站用的燃料是鈾。鈾是一種很重的金屬。用鈾製成的核燃料在一種叫“反應堆”的設備內發生裂變而產生大量熱能，再用處於高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動氣輪機帶著發電機一起鏇轉，就會產生電，這些電能通過電網送到四面八方。這就是最普通的壓水反應堆核電站的工作原理。
簡述
核電站現在使用最普遍的民用核電站大都是壓水反應堆核電站，它的工作原理是：用鈾製成的核燃料在反應堆內進行裂變並釋放出大量熱能；高壓下的循環冷卻水把熱能帶出，在蒸汽發生器內生成蒸汽，推動發電機鏇轉。
原理結構
核電站模型核電站以核反應堆來代替火電站的鍋爐，以核燃料在核反應堆中發生特殊形式的“燃燒”產生熱量，來加熱水使之變成蒸汽。蒸汽通過管路進入汽輪機，推動汽輪發電機發電。一般說來，核電站的汽輪發電機及電器設備與普通火電站大同小異，其奧妙主要在於核反應堆。
核電站除了關鍵設備——核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩壓器，蒸汽發生器，安全殼，汽輪發電機和危急冷卻系統等。它們在核電站中有各自的特殊功能。
主泵 如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是把冷卻劑送進堆內，然後流過蒸汽發生器，以保證裂變反應產生的熱量及時傳遞出來。
穩壓器 又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。
蒸汽發生器 它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次迴路水，並使之變成蒸汽，再通入汽輪發電機的汽缸作功。
安全殼 用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆一迴路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。
汽輪機 核電站用的汽輪發電機在構造上與常規火電站用的大同小異，所不同的是由於蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電站的大。
應急堆芯冷卻系統 為了應付核電站一迴路主管道破裂的極端失水事故的發生，近代核電站都設有危急冷卻系統。它是由注射系統和安全殼噴淋系統組成。一旦接到極端失水事故的信號後，安全注射系統向反應堆內注射高壓含硼水，噴淋系統向安全殼噴水和化學藥劑。便可緩解事故後果，限制事故蔓延。
綜述編輯核電站除了關鍵設備——核反應堆外，還有許多與之配合的重要設備。以壓水堆核電站為例，它們是主泵，穩壓器，蒸汽發生器，安全殼，汽輪發電機和危急冷卻系統等。它們在核電站中有各自的特殊功能。
主泵
主泵（RCP）如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是在正常運行時，使冷卻劑強迫循環通過堆芯，載出堆芯熱量，然後流過蒸汽發生器傳熱管內側，將熱量傳給蒸汽發生器二次側給水；事故工況下，排出堆內衰變熱。[6]穩壓器
穩壓器（PRZ）又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。
蒸汽發生器
蒸汽發生器（SG）它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次迴路水，並使之變成蒸汽，再通入汽輪發電機的汽缸作功。
安全殼
安全殼（Containment）用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆
發電設備示意圖[6]
一迴路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。
綜述
美國史上最大核電站主泵
主泵（RCP）如果把反應堆中的冷卻劑比做人體血液的話，那主泵則是心臟。它的功用是在正常運行時，使冷卻劑強迫循環通過堆芯，載出堆芯熱量，然後流過蒸汽發生器傳熱管內側，將熱量傳給蒸汽發生器二次側給水；事故工況下，排出堆內衰變熱。[6]穩壓器
穩壓器（PRZ）又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆里壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動通電加熱使水蒸發以增加壓力。
蒸汽發生器
蒸汽發生器（SG）它的作用是把通過反應堆的冷卻劑的熱量傳給二次迴路水，並使之變成蒸汽，再通入汽輪發電機的汽缸作功。
安全殼
安全殼（Containment）用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生罕見的反應堆
發電設備示意圖[6]
一迴路水外逸的失水事故時，安全殼是防止裂變產物釋放到周圍的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器。
汽輪機
核電站用的汽輪發電機在構造上與常規火電站用的大同小異，所不同的是由於蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電站的大。
危急冷卻系統
為了應付核電站一迴路主管道破裂的極端失水事故（LOCA）的發生，近代核電站都設有危急冷卻系統。它是由安全注射系統和安全殼噴淋系統組成。一旦接到極端失水事故的信號後，安全注射系統向反應堆內注射高壓含硼水，噴淋系統向安全殼噴水和化學藥劑。便可緩解事故後果，限制事故蔓延。[7]注射系統：當核電站一迴路系統的管道或設備發生破損事故後，安全注射系統用來向堆芯緊急注入高硼冷卻水，防止堆芯因失水而造成燒毀。
安全注射系統設有兩套安全注射管系。一套為安全注射箱（ACC）管系，在安全注射箱內儲有一定容積的高硼水，並用氮氣充壓，使注射箱內維持恆定的壓力。當一迴路系統一旦發生大破裂事故，其壓力低於安全注射箱的壓力時，安全注射箱內的硼水就通過止水閥自動注入一迴路系統。另一套為安全注射泵管系，當一迴路系統因發生破損事故而壓力下降至一定值時，安全注射泵就自動啟動，將換料水箱內的硼水注射至一迴路系統，換料水箱內的硼水被汲完後，安全注射泵可改汲從一迴路系統泄露至安全殼底部的地坑水，使硼水仍能連續不斷地注入一迴路系統冷卻堆芯。
在電站失去外電源情況下，安全注射泵的電源可由應急柴油發電機組自動供電。
安全殼噴淋系統
在核電站發生失水事故或二迴路主蒸汽管道破裂事故時，安全殼內充滿了帶放射性高壓蒸汽，安全殼噴淋系統將用來降低安全殼內壓力和溫度，使放射性蒸汽凝結下來。
在安全殼的上部設有相當數量的噴淋頭，當安全殼內由於發生主管道破損事故而蒸汽壓力升高時，安全殼噴淋系統的泵就自動啟動，將換料水箱內的硼水和NaOH貯箱內供除碘用的NaOH溶液一起汲入，以一定的比例混合，再由噴淋頭噴入安全殼內。當換料水箱的水被用盡後，噴淋泵可改汲安全殼內的地坑水。此時，地坑水先由設備冷卻水冷卻後再重新噴淋至安全殼內。
在核電站斷電情況下，安全噴淋泵的電源也由應急柴油發電機組自動供電
主要分類
核電站以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一迴路系統，以及為支持一迴路系統正常運行和保證反應堆安全而設定的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。
以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑並在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點。它們都需使用低富集鈾作燃料。沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽-給水系統；反應堆輔助系統等。
重水堆核電站
以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。重水堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。
由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多於所耗，能實現核裂變材料的增殖。
目前，世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的鈽-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成鈽-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％—70％。
安全系統
AP1000反應堆為了保護核電站工作人員和核電站周圍居民的健康，核電站必須始終堅持“質量第一，安全第一”的原則。
核電站的設計、建造和運行均採用縱深防禦的原則，從設備、措施上提供多等級的重迭保護，以確保核電站對功率能有效控制，對燃料組件能充分冷卻，對放射性物質不發生泄漏。縱深防禦原則一般包括五層防線，即第一層防線：精心設計、製造、施工，確保核電站有精良的硬體環境。建立周密的程式，嚴格的制度，對核電站工作人員有高水平的教育和培訓，人人注意和關心安全，有完備的軟體環境.第二層防線：加強運行管理和監督，及時正確處理異常情況，排除故障。第三層防線在嚴重異常情況下反應堆正常的控制和保護系統動作，防止設備故障和人為差錯造成事故。第四層防線：發生事故情況時，啟用核電站安全系統包括各外設安全系統加強事故中的電站管理，防止事故擴大保護反應堆廠房安全殼。第五層防線萬一發生極不可能發生的事故並伴有放射性外泄啟用廠內外應急回響計畫努力減輕事故對周圍居民和環境的影響。
按照縱深防禦的原則，目前的設計在核燃料和環境外部空氣之間設定了四道屏障。即第一道屏障燃料芯塊核然料放在氧化鈾陶瓷芯塊中，並使得大部分裂變產物和氣體產物9s%以上保存在芯塊內。第二道屏障：嫌料包殼，燃料芯塊密封在鉛合金製造的包殼中構成核燃料芯棒錯合金，具有足夠的強度且在高溫下不與水發生反應。第三道屏障：壓力管道和容器冷卻劑系統將核燃料芯棒封閉在20cm以上的鋼質耐高壓系統中避免放射性物質泄漏到反應堆廠房內。第四道屏障：反應堆安全殼用預應力鋼筋混凝土構築壁厚近100cm，內表面加有0.6cm的鋼襯，可以抗禦來自內部或外界的飛出物，防止放射性物質進入環境。
核電站配置的外設安全系統包括：
①隔離系統，用來將反應堆廠房隔離開來，主要有自動關閉穿過廠房的各條運行管道的閥門收集廠房內泄漏物質將其過濾後再排出廠外。
②注水系統在反應堆可能“失水時，向堆芯注水，以冷卻燃料組件避免包殼破
核電站③事故冷卻器和噴淋系統，用來冷卻廠房以降低廠房的壓力。在廠房壓力上升時先啟動空氣冷卻（風機— 換熱器）的事故冷卻器;再進一步可以啟動廠房噴淋系統將冷水或含翻水噴入廠房，以降熱和降壓。
以上所有安全保護系統均採用獨立設備和冗餘布置， 均備有事故電源，安全系統可以抗地展和在蒸汽— 空氣及放射性物質的惡劣環境中運行。核電站運行人員須經嚴格的技術和管理培訓，通過國家核安全局主持的資格考試，獲得國家核安全局頒發的運行值崗操作員或高級操作員執照才能上崗，無照不得上崗。執照在規定期內有效， 過期後必須申請核發機關再次審查。
萬一發生了核外泄事故，應啟動應急計畫。應急計畫的內容主要包括：疏散人員，封閉核污染區（核反應堆及核電站），清除核污染，以保證人身安全和環境清潔。
工作特點
優點
1．核能發電站有多項安全保障措施和多層安全保障系統，可以較好地控制輻射引發的污染。
福島核電站[13]
2．核能發電不會產生溫室氣體二氧化碳。
3．核能發電所使用的鈾燃料，除了發電及製造核子彈外，基本沒有其它的用途。
4．核燃料能量密度比起化石燃料高上幾百萬倍，故核能電廠所使用的燃料體積小，運輸與儲存都很方便，一座1000百萬瓦的核能電廠一年只需30噸的鈾燃料，一航次的飛機就可以完成運送。
5．核能發電的成本中，燃料費用所占的比例較低，核能發電的成本較不易受到國際經濟情勢影響，故發電成本較其他發電方法為穩定。
缺點
1．核能電廠會產生高低階放射性廢料，或者是使用過的核燃料，雖然體積不大，但因具有放射線，故必須慎重處理。現階段的核能發電，仍然會產生很多放射性廢物，其中尤以高放射性廢物的處理及處置為國際性難題。
2．核能發電廠熱效率較低，因而比一般化石燃料電廠排放更多廢熱到環境裡，故核能電廠的熱污染較嚴重；核能利用率還較低，能量不能完全轉化利用。
3．核能電廠投資成本太大，電力公司的財務風險較高。
4．核能電廠較不適宜做尖峰、離峰的隨載運轉。
5．興建核電廠較易引發政治歧見紛爭。
6．核電廠的反應器內有大量的放射性物質，如果在事故中釋放到外界環境，會對生態及民眾造成傷害。
人類首次實現核能發電是在1951年。當年8月，美國原子能委員會在愛達荷州一座鈉冷塊中子增殖實驗堆上進行了世界上第一次核能發電實驗並獲得成功。1954年，蘇聯建成了世界上第一座實驗核電站，發電功率5000KW。
核島中主要的設備為核反應堆及由載熱劑（冷卻劑）提供熱量的蒸汽發生器，它替代常規火電站中蒸汽鍋爐的作用。常規島的主要設備為氣輪機和發電機及其相應附屬設備，常規島的組成與常規火電站氣輪機大致相同。
第一代核電站
20世紀50年至60年代初，蘇聯、美國等建造了第一批單機容量在300MWe左右的核電站，如美國的希平港核電站和英第安角1號核電站，法國的舒茲(Chooz)核電站，德國的奧珀利海母(Obrigheim)核電站，日本的美浜1號核電站等。第一代核電廠屬於原型堆核電廠，主要目的是為了通過試驗示範形式來驗證其核電在工程實施上的可行性。
第二代核電站
20世紀70年代，因石油漲價引發的能源危機促進了核電發展，世界上已經商業運行的400多台機組大部分在這段時期建成，稱為第二代核電機組。第二代核電廠主要是實現商業化、標準化、系列化、批量化，以提高經濟性。自20世紀60年代末至70年代世界上建造了大批單機容量在600－1400MWe的標準化和系列化核電站，以美國西屋公司為代表的Model212（600MWe，兩環路壓水堆，堆芯有121合組件，採用12英尺燃料組件）、Model312（1000MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用12英尺燃料組件，），Model314（1040MWe，3環路壓水堆，堆芯有157盒組件，採用14英尺燃料組件），Model412（1200MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用12英尺燃料組件，）、Model414（1300MWe，4環路壓水堆，堆芯有193盒組件，採用14英尺燃料組件）、System80（1050MWe，2環路壓水堆）以及一大批沸水堆（BWR）均可劃入第二代核電站範疇。法國的CPY，P4，P4′也屬於Model312，Model414一類標準核電站。日本、韓國也建造了一批Model412、BWR、System80等標準核電站。
第二代核電站是世界正在運行的439座核電站（2007年9月統計數）主力機組，總裝機容量為3.72億千瓦。還共有34台在建核電機組，總裝機容量為0.278億千瓦。在三里島核電站和車諾比核電站發生事故之後，各國對正在運行的核電站進行了不同程度的改進，在安全性和經濟性都有了不同程度的提高。
從事核電的專家們對第二代核電站進行了反思，當時認為發生堆芯熔化和放射性物質大量往環境釋放這類嚴重事故的可能性很小，不必把預防和緩解嚴重事故的設施作為設計上必須的要求，因此，第二代核電站應對嚴重事故的措施比較薄弱。
第三代核電站
對於第三代核電站類型有各種不同看法。
美國核電用戶要求檔案（URD）和歐洲核電用戶要求檔案（EUR）提出了第三代核電站的安全和設計技術要求，它包括了改革型的能動（安全系統）核電站和先進型的非能動（安全系統）核電站，並完成了全部工程論證和試驗工作以及核電站的初步設計，它們將成為第三代核電站的主力堆型。
中國自主創新的第三代核電項目正在浙江三門和山東海陽進行建設，和正在運行發電的第二代核電機組相比，預防和緩解堆芯熔化成為設計上的必須要求，而這一點也正是作為第二代核電站的福島核電站事故中暴露出來的弱點。據悉，中國第三代核電站將裝備有蓄水池，這樣的“大水箱”在緊急情況下能釋放出大量的水，從而達到降溫等應急需求。
通過總結經驗教訓，美國、歐洲和國際原子能機構都出台了新規定，把預防和緩解嚴重事故作為設計上的必須要求，滿足以上要求的核電站稱為第三代核電站。
世界上技術比較成熟、可以據以建造第三代核電機組的設計，主要有美國的AP1000(壓水堆)和ABWR(沸水堆)，以及歐洲的EPR(壓水堆)等型號，它們發生嚴重事故的機率均比第二代核電機組小100倍以上。美國、法國等國家已公開宣布，今後不再建造第二代核電機組，只建設第三代核電機組。而中國有13台第二代核電機組正在運行發電，未來重點放在建設第三代核電機組上，並開發出具有中國自主智慧財產權的中國品牌的第三代先進核電機組。為此，國務院決定以浙江三門和山東海陽兩個核電項目作為第三代核電自主化依託工程，建設4套第三代AP1000壓水堆核電機組。國家中長期科技發展規劃綱要已將“大型先進壓水堆核電站”列為重大專項（CAP1400）。
第四代核能系統
第四代核能系統概念（有別於核電技術或先進反應堆），最先由美國能源部的核能、科學與技術辦公室提出，始見於1999年6月美國核學會夏季年會，同年11月的該學會冬季年會上，發展第四代核能系統的構想得到進一步明確；2000年1月，美國能源部發起並約請阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非和英國等9個國家的政府代表開會，討論開發新一代核能技術的國際合作問題，取得了廣泛共識，並發表了“九國聯合聲明”。隨後，由美國、法國、日本、英國等核電已開發國家組建了“第四代核能系統國際論壇（GIF）”，擬於2-3年內定出相關目標和計畫；這項計畫總的目標是在2030年左右，向市場推出能夠解決核能經濟性、安全性、廢物處理和防止核擴散問題的第四代核能系統（Gen-IV）。
第四代核能系統將滿足安全、經濟、可持續發展、極少的廢物生成、燃料增殖的風險低、防止核擴散等基本要求。
世界各國都在不同程度上開展第四代核電能系統的基礎技術和學課的研發工作。
第四代核電能系統包括三種快中子反應堆系統和三種熱中子反應堆系統：
世界發展
據國際原子能機構統計，1984年，全世界有34座核電站投產發電，使世界核電站發電量增長17%，達到2200億瓦。當年，全世界新建核電站14座。
到1986年底，全世界在運轉的核電站達到376座，總裝機容量達到2769.75億瓦；在建的核電站有135座，總裝機容量為1469.31億瓦；擬建的核電站有124座，總裝機容量為1218.9億瓦。
到1987年6月底，全世界在運轉的核電站有389座，總裝機容量達到3000億瓦。當時，世界各國核電站所提供的電力，相當於700多萬桶石油的能量。1988年，全世界又增加了20座核電站，使世界核電站總數達到420座。
到1986年底，核電站發電量占世界發電總量的比重已上升到了15%。同時，核電站發電量占各國發電總量的比重，法國為70%，比利時為67%，瑞典為50%，瑞士和西德兩國分別為39%和30%，日本和美國兩國分別為25%和17%。[14]截止2012年11月，全世界核電運行機組共有437台，在建機組64座。全世界在運行的機組總裝機容量達371,762兆瓦。
中國發展
截至2010年，中國已有核電站：
秦山核電站
浙江嘉興的秦山核電站位於杭州灣畔，一期工程是中國第一座依靠自己的力量設計、建造和運營管理的30萬千瓦壓水堆核電站。1985年3月澆灌第一罐核島底板混凝土，1991年12月首次併網發電，1994年4月投入商業運行，1995年7月通過國家驗收。二期工程，是建設中國自主設計、自主建造、自主管理、自主運營的首座2×60萬千瓦商用壓水堆核電站，於1996年6月2日開工，經過近6年的建設，第一台機組於2002年4月15日比計畫提前47天投入商業運行。秦山三期（重水堆）核電站採用加拿大成熟的坎杜6重水堆核電技術，建造兩台70萬千瓦級核電機組。1號機組於2002年11月19日首次併網發電，並於2002年12月31日投入商業運行。2號機組於2003年6月12日首次併網發電，並於2003年7月24日投入商業運行。
國外發展
觀研天下訊：英國財政大臣喬治-奧斯本剛剛宣布，將允許中國投資參與英國國內的核電站項目。
據悉，奧斯本宣布的這一決定，將意味著中國企業有資格購買英國國核心電站股份，切實參與到核電站的建設、運營、管理中來。這也標誌著中國將在英國對新一代核能的開發利用中扮演重要角色。
奧斯本是在中國之行的最後一天宣布這一訊息的。明天，他將啟程返回英國。
建造情況
全世界超過438座核電站在運行 美國數量最多
2002年6月16日，國際原子能機構最近發表的一份報告說，截止2001年年底全世界正在運行的核電站共有438座。總部設在維也納的國際原子能機構14日在結束為期5天的理事會例會之際，核准了將提交這一機構第46屆大會審議的“2001年度報告”。這份報告在介紹“世界範圍的核能”時指出，核能仍然是許多國家能源組成中的一個重要部分。報告說，到2001年年底，全世界正在運行的核電站共有438座，總發電量為353千兆瓦，占全世界發電量的16％，累計運行時間已超過1萬堆年，1個堆年相當於核電站中的1個反應堆運行1年。
據報告說，儘管迄今核電站主要分布在工業化國家，但是目前正在建設的32個核電站中有31座分布在亞洲、中歐和東歐地區。此外，現有核電站通過採取各種措施減少了發電成本並提高了安全性。其中，阿根廷、巴西、捷克、德國、印度、韓國、西班牙、俄羅斯、瑞士、烏克蘭和美國都增加了各自的核電發電量並達到創紀錄的水平。
據國際原子能機構統計，在2001年全世界正在運行的核電站中，美國最多，達104座；法國59座，英國和俄羅斯也都在30座以上。2001年核發電量在國內總發電量中所占比例超過20％的有19個國家，比2000年增加了兩個。其中，立陶宛比例最高，達到78％，比利時和斯洛伐克超過50％，烏克蘭、瑞典和保加利亞３國則都在49％以上，韓國等8個國家也占到３１％到39之多。
中國現狀
大亞灣核電站中國有4座核電站11台機組運行。在建的不少。
一、秦山核電站 位於杭州灣畔，一期工程是中國第一座依靠自己的力量設計、建造和運營管理的30萬千瓦壓水堆核電站。1985年3月澆灌第一罐核島底板混凝土，1991年12月首次併網發電，1994年4月設入商業運行，1995年7月通過國家驗收。
二期工程，是中國自主設計、自主建造、自主管理、自主運營的首座2× 60萬千瓦商用壓水堆核電站，於1996年6月2日開工，經過近6年的建設，第一台機組於2002年4月15日比計畫提前47天投入商業運行。
秦山三期（重水堆）核電站採用加拿大成熟的坎杜6重水堆核電技術，建造兩台70萬千瓦級核電機組。1號機組於2002年11月19日首次併網發電，並於2002年12月31日投入商業運行。2號機組於2003年6月12日首次併網發電，並於2003年7月24日投入商業運行。
二、廣東大亞灣核電站 1987年8月7日工程正式開工，1994年2月1日和5月6日兩台單機容量為984MWe壓水堆反應堆機組先後投入商業營運。
三、田灣核電站 位於江蘇省連雲港市連雲區田灣，廠區按4台百萬千瓦級核電機組規劃，並留有再建2至4台的餘地。一期建設2台單機容量106萬千瓦的俄羅斯AES-91型壓水堆核電機組，設計壽命40年，年平均負荷因子不低於80％，年發電量為140億千瓦時。工程於1999年10月20日正式開工，單台機組的建設工期為62個月,分別於2004年和2005年建成投產。
四、嶺澳核電站 一期工程於1997年5月開工建設。它位於廣東大亞灣西海岸大鵬半島東南側。嶺澳核電站是“九五”期間我國開工建設的基本建設項目中最大的能源項目之一。嶺澳核電站（一期）擁有兩台百萬千瓦級壓水堆核電機組，2003年1月全面建成投入商業運行，2004年7月16日通過國家竣工驗收。目前正展開二期工程建設。
中國在建和規劃中的核電站
一、2004年，經10多年籌備的廣東的陽江核電站項目也有望在年底通過國家核准，這個規劃投資達80億美元、規劃建設6台百萬千瓦級機組的全國最大核電項目一期工程將於2006年正式動工。
二、2004年7月，位於浙江南部的三門核電站一期工程建設獲得國務院批准。這是繼中國第一座自行設計、建造的核電站——秦山核電站之後，獲準在浙江省境內建設的第二座核電站。三門核電站總占地面積740萬立方米，可分別安裝6台100萬千瓦核電機組。全面建成後，裝機總容量將達到1200萬千瓦以上，超過三峽電站總裝機容量。一期工程總投資250億元，將首先建設兩台目前國內最先進的100萬千瓦級壓水堆技術機組。三門核電站最快將在2010年前後發揮作用。
三、2004年11月5日，遼寧核電瓦房店市東崗鎮溫坨子的一片工地上禮炮轟鳴。隨著專用道路工程的竣工，遼寧省第一座核電廠——遼寧紅沿河核電廠的前期工程完成了“第一戰役”。其中，一期工程計畫投資260億元，規劃建設2台百萬千瓦級核電機組。一期工程竣工投產後，年發電量可滿足兩個中等城市一年的用電需求。工程建設工期為6年。
四、江西省計畫投資人民幣400億元建造一座發電能力約為400萬千瓦的核電廠。根據規劃，核電廠將建於九江市東部、長江南岸的彭澤縣境內，該項目將於2008年開工。
五、重慶爭建核電站(2003-9-18)重慶市將在涪陵建設一座總裝機容量為180萬千瓦的核電站。而重慶市和四川省均已向國家有關部門提交了核電站的立項報告，雙方都想讓內陸首座核電站落戶本地區。不過，結果尚未揭曉。重慶市規劃中的核電站將選址涪陵區白濤鎮重慶建峰化工總廠（原816廠），初步規劃總投資200億元，年發電量達85億千瓦小時。如果審批手續順利，將於2007年動工建設，2013年首台機組併網發電，項目業主為中國電力投資集團。
六、湖南省核電發展規劃中的核電項目有望完成"破冰"之旅，目前，省政府已經委託湖南五凌水電開發有限責任公司就核電項目開展前期的研究規劃選址等工作，岳陽的華容縣和常德的桃源縣有望成為規劃中的核電站廠址。桃江核電站擬建的核電項目規劃裝機600萬千瓦，一期裝機200萬千瓦，目前已完成水文等8個外圍專題的契約談判。預計明年可完成初步可行性研究工作，上報項目建議書。
七、2005年在中國最大的電力公司華能牽頭組建下，一個合資能源企業集團已在山東的威海選定一座195兆瓦氣冷式核電站的建造地點，這將是全球首個投入商業運營的“球床”核反應堆。煙臺海陽核電廠位於膠東半島上的海陽市東南部，總投資600億元人民幣，分三期實施，一期將建設2台100萬千瓦級核電機組。該項目可行性研究報告顯示，海陽核電站廠的規劃容量為600萬千瓦級核電機組，並留有擴建條件，擬於2010年開始發電。據相關資料顯示，海陽核電站建成之後將成為迄今為止我國最大的核能發電項目。
八、浙西核電站，正在選址浙西的龍游、蘭溪、建德等地。目前龍游可能比較大，浙西核電站是由中國核工業集團公司和浙江省能源集團有限公司投資建設的項目，規劃建設4台100萬千瓦級核電機組規模，一期工程擬建設2台100萬千瓦級核電機組，全部建成後將成為浙江省繼秦山、三門後第三大核電站。近日，浙西核電站項目初步可行性研究報告審查會在杭州召開。來自國家核安全局、中國民用航空華東地區管理局、水利部太湖流域管理局、國家環保總局核與輻射安全中心、國家電力規劃設計總院、中國核工業集團公司、浙江省政府相關部門、華東電網有限公司、上海核工程研究設計院及相關單位的代表共120餘人參加了審查，與會專家對初步可行性研究報告評審後，推薦龍游團石為該核電項目的優選廠址，建德市洋尾為備選廠址。
九、福建寧德核電站位於福建省寧德市轄福鼎市秦嶼鎮的備灣村，距福鼎市區南約32km，東臨東海，北臨晴川灣。規劃建設六台百萬千瓦級壓水堆核電機組，一次規劃，分期建設，一期工程擬採用中廣核集團具有自主品牌的CPR1000技術，建設兩台百萬千瓦級壓水堆核電機組。2006年9月1日，國家發展改革委同意寧德核電站一期工程開展前期工作。主體工程計畫於2008年開工，兩台機組預計於2013年左右建成投入商業運行。
十、安徽蕪湖核電站芭茅山廠址位於繁昌縣狄港鎮，2008年年底動工。
台灣現狀
台灣現有的核能發電廠
核能一廠：台北縣金山鄉-2部沸水式核子反應爐
核能二廠：台北縣萬里鄉國聖-2部沸水式核子反應爐
核能三廠：屏東縣恆春鎮馬山-2部壓水式核子反應爐
核能四廠：台北縣貢寮鄉龍門-興建中，2部先進沸水式核子反應爐
以上四部均由台灣電力公司操作。
核電站事故
世界重大核電站安全事故
1979年3月28日：美國三里島核電站核泄漏。
1986年4月26日，世界上最嚴重的核事故在前蘇聯車諾比核電站發生。
1988年1月6日，美國俄克拉何馬州的一座核電站，由於對核材料筒加熱不當引起爆炸，造成1名工人死亡，100人受傷。
1992年11月，法國發生了最嚴重的核事故：三名工作人員未穿防護服進入一座核粒子加速器後受到污染。
1999年，東京附近的一座核反應堆曾發生輻射泄漏，造成2名工人死亡。
1998年到2002年：印度在四年間核電站共發生了6次核泄漏事故。
2003年12月29日：韓國榮光核電廠5號機組發生核泄漏事故。
2004年8月9日，日本中部福井縣美濱核電站再次發生蒸汽泄漏事故，導致4人死亡，7人受傷。
2005年5月，英國塞拉菲爾德核電站的熱氧再處理電廠因發生放射性液體泄漏事件被迫關閉。
2011年，日本福島第一核電站事故。
其他信息
國外高放射性廢物處置時間 國家 選址開始時間 選址完成時間 處置庫開始運行時間 從選址到運行所需時間
美國 1957 2010 53
日本 1976 2040 64
加拿大 1973 2004 ≥2025 ≥62
德國 1965 2008 43
瑞典 1976 2004,2008 2020 32, 44
芬蘭 1987 2020 33
比利時 1974 2035, 2050 61 76
英國 1976 2035 59
法國 2005
瑞士 1980 2000 ＞2020 ＞40
西班牙 1986 ＞2015 ＞34
阿根廷 2010—2015
測量儀表
核電站常用的測量儀表有流量、溫度、液體、壓力四類檢測儀表，如鎧裝熱電偶、薄膜熱電偶、液柱式、熱電偶溫度計、應變式等壓力表和差壓計、差壓式液位計、浮子式液位計、雷達液位計、差壓式流量計、液體靜力液位計、轉子流量計、電磁流量計等都被廣泛套用於核電領域。除了這些常規測量儀器儀表，核電領域還需要振動測量、位移測量等機械量參數測量儀表、分析測量儀表、硼表以及大型儀表控制系統等。
