核能是原子核內部因結構發生變化而釋放出的能量，它有以下三種形式：
[1]輻射能：某些原子核會以一定的規律自發衰變，放出具有一定能量的某種射線（粒子）。
[2]裂變能：某些重原子核（如鈾-235、鈽-239）在吸收一個中子後能夠分裂為兩個較輕的原子核，同時放出2~3個中子和大量能量。因此，如果至少有一個新的中子能引起另一個原子核裂變，裂變能就能夠連續不斷地釋放出來，這就是鏈式裂變反應。經測算，1公斤鈾-235全部裂變釋放出的熱量相當於約2500噸標準煤完全燃燒時放出的熱量。
[3]聚變能：兩個較輕的原子核在一定條件（極高溫和高壓）下發生聚合而生成一個較重的原子核時，也會放出大量能量。
原子核發生衰變、裂變和聚變時釋放的能量統稱為核能。裂變和聚變時所釋放的能量符合愛因斯坦質能方程E=mc2（c為光速，等於300000000米/秒）：裂變時兩個裂變後原子核的質量之和小於發生裂變的原子核質量，聚變時兩個發生聚變的原子核質量之和小於聚變產生的原子核質量，過程中虧損的質量按質能方程轉變為能量。
2. 核電站是什麼原理？
目前商業運營的核電站一般都是利用核裂變反應所釋放的能量來生產電能。核電站一般包括兩部分：利用原子核裂變生產蒸汽的核島（包括反應堆裝置和一迴路系統）和利用蒸汽發電的常規島（包括汽輪發電機系統）等。
核電站發電實際是核裂變能ð熱能ð機械能ð電能的能量轉換過程，其中熱能ð機械能ð電能的過程與常規火力發電廠的工藝過程基本相同，因此反應堆在功能上相當於常規火電廠的鍋爐系統。
3.什麼是核輻射？
核輻射是原子核從一種結構或一種能量狀態轉變為另一種結構或另一種能量狀態過程中所釋放出來的微觀粒子流，包括α、β、γ三種射線。α射線實質上就是氦原子核流，它的電離能力強，但穿透力弱，一張薄紙就可擋住；β射線實質上就是電子流，電離能力較α射線弱，而穿透力較強，故常用於放射治療；γ射線本質上同X射線一樣，是一種波長極短，能量甚高的電磁波，是一種光子流，不帶電，以光速運動，具有很強的穿透力。因此常常用於放射治療。
核輻射與手機、微波爐等的電磁輻射的區別在於，核輻射是致電離輻射，它可使物質電離或激發，能破壞生物體組織裡分子和原子之間的化學鍵，可能對生物體重要的生化結構與功能產生嚴重影響。
生活中的核輻射來源包括宇宙射線、放射性核素、醫療輻射等。一些家居裝飾石材易釋放出氡氣，氡在衰變時能釋放出強α射線。醫療輻射是最大的人工輻射來源，如放射診斷、放射治療等。燃煤電站的飛灰，也會造成環境中放射性核素含量增加。
4.輻射防護
核輻射作用於人體的方式主要包括外照射和內照射。顧名思義，外照射是指輻射源位於人體外對人體造成的輻射照射，內照射是指存在於人體內的放射性核素對人體造成的輻射。當放射性核素通過食入、吸入、傷口等途徑進入人體時，會發生內照射。
外照射時，對危害程度而言，γ射線＞β射線＞α射線；內照射時，α射線＞β射線＞γ射線。
核輻射對人體的效應包括確定性效應和隨機性效應。確定性效應有明確的劑量閾值，在閾值以下不會見到有害效應，輻射效應的嚴重程度取決於所受劑量的大小，如放射性皮膚損傷、生育障礙等。隨機性效應是指輻射效應的發生機率（而非其嚴重程度）與劑量相關的效應，不存在劑量的閾值，主要指致癌效應和遺傳效應。
對於外照射的輻射防護方法，主要是儘量減少或避免射線從外部對人體的輻照。主要的原則是時間、距離和屏蔽：減少接觸放射源的時間、增大與放射源的距離、採取屏蔽措施。
對於內照射的輻射防護方法，主要採取各種措施儘可能隔斷放射性物質進入體內的途徑，使攝入量減少到儘可能低的水平。
5.為什麼核電站不可能發生核爆炸？
核爆炸是指核武器或核裝置在一瞬間通過鈾-235和（或）鈽-239的鏈式反應釋放出大量能量的過程。
從鈾礦開採出的天然鈾含鈾235隻有0.7%左右。生產原子彈時，需要經過複雜的技術過程將鈾235的純度提高到90%以上，而核反應堆的燃料是低純度的鈾235，一般為3%至5%。
儘管反應堆的原理與原子彈的原理類似，但就像烈度白酒能夠點燃而啤酒不能點燃一樣，由於兩者鈾-235純度的巨大差異，核電站即使失控也不會像原子彈那樣爆炸。
6.核電站如何防止核洩漏？
核洩漏是指核反應堆裡的放射性物質外洩，造成環境汙染並使公眾受到輻射危害。
核電站反應堆設計採用縱深防禦的原則，一般採用三重屏障系統來防止核洩漏：第一道屏障為燃料元件包殼，把核燃料密封起來防止裂變產物進入冷卻劑系統；第二道屏障是壓力容器和一迴路管道，將帶有放射性的冷卻劑等密封起來；第三道屏障為厚鋼筋混凝土結構或鋼製的安全殼，將反應堆、冷卻劑系統的主要設備等包容在內，在設計上能抗地震、龍捲風、大型飛機撞擊等。
7.反應堆有哪些堆型？
按照冷卻劑種類的不同，在工業上成熟的反應堆主要有輕水堆、重水堆和石墨氣冷堆三種堆型。輕水堆以淨化的普通水作慢化劑和冷卻劑。按照運行狀況不同，輕水堆又可分為壓水堆和沸水堆。
壓水堆有兩個迴路：一迴路的水流經堆芯將熱量通過管道傳到蒸汽發生器，再對二迴路傳熱；二迴路中的水被加熱成高溫高壓蒸汽，送入汽輪機發電。其原理圖如下圖1所示。
圖1. 壓水堆原理圖
沸水堆只有一個迴路，反應堆產生的帶放射性的蒸汽直接推動氣輪機發電。沸水堆具有工藝簡單、造價低、蒸汽壓力參數低等有利於安全的優點。但驅動沸水堆汽輪機的蒸汽有放射性，一旦洩露會造成環境輻射。其原理圖如下圖2所示。
圖2. 沸水堆原理圖
日本福島核電站的反應堆屬於沸水堆。在緊急情況下不得不排放蒸汽減壓時，由於沸水堆沒有二迴路，只能排放一迴路中含有放射性的蒸汽，造成環境輻射。
與日本福島核電站不同，我國絕大多數核電項目採用的是壓水堆（秦山三期是重水堆）。如遇緊急情況需釋放蒸汽減壓時，可將二迴路不含放射性的蒸汽外排，故其安全性優於沸水堆。
8.什麼是反應堆剩餘發熱？
與百米賽跑運動員跑到終點以後需要緩衝類似，反應堆停閉後，儘管裂變反應已停止，不再釋放能量，但是大量的放射性裂變產物在衰變時還會放出輻射能，使反應堆具有剩餘功率。一般情況下，在停堆3小時後剩餘輻射能仍有額定滿功率的1%，停堆1天時，剩餘輻射能下降到額定滿功率的0.6%左右。
9.核電站有哪些技術？
世界上的核電站在技術發展上可劃分為四代。
20世紀50年代至60年代初建造的核電站為第一代核電站，主要目的是為了通過試驗示範形式來驗證核電在工程實施上的可行性。
20世紀70年代以來，建設的商用核電站一般為第二代核電站，主要是實現商業化、標準化、系列化、批量化以提高經濟性。
第三代核電站相當於在第二代技術基礎上，對嚴重事故預防和安全系統進行改進提高，它包括改革型的能動安全系統（即安全系統需要能源供給才能發揮作用）核電站和先進型的非能動安全系統核電站。在緊急事件發生時，第三代非能動安全系統核電機組不需要外部應急電源，靠重力、勢能、自然循環和蒸發等自然手段驅動冷卻水冷卻反應堆和安全殼，帶出熱量。
目前，世界核能界正致力於發展滿足安全、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的第四代核能系統。2002 年9 月20 日在日本東京召開的第四代反應堆國際論壇（目前參與論壇的共有阿根廷、巴西、加拿大、法國、日本、韓國、南非、瑞士、英國和美國等十個會員國）上公布了6 種第四代反應堆設計概念，即氣冷快中子堆系統（GFR）、鉛合金液態金屬冷卻快堆系統（LFR）、熔鹽反應堆系統（MSR）、液態金屬鈉冷卻快堆系統（SFR）、超臨界水冷反應堆系統（SCWR）和超高溫氣冷反應堆系統（VHTR）。
10.什麼是核乏料和核廢料？
核乏料就是在反應堆內使用過後卸出的核燃料，也被稱為乏燃料或者乏料。一般而言，核乏料（由於快中子反應堆尚未商用化，這裡指的是熱中子反應堆的核乏料）中均含有三大類成分：
[1]大量難以燃燒的鈾-238（238U，它可以在快中子堆中進行燃燒）；
[2]少量未經燃燒（在核反應堆中的燃燒就是參與核裂變反應）的鈾-235（235U）；
[3]少量新產物，包括：⑴鈽-239（239Pu），也是一種易裂變材料；⑵次錒系核素錼（237Np）、鋂（241Am，242mAm，243Am）、鋦（243Cm，244Cm，245Cm）等；⑶裂變產物（包括部分裂變產物的衰變子體）如氪（85Kr）、鍶（89Sr， 90Sr）、釔（90Y，91Y）、鋯（95Zr）、鈮（95Nb）、鉬（95Mo）、鎝（99Tc）、釕（103Ru，106Ru）、銠（106Rh）、鈀（107Pd）、錫（126Sn）、碘（129I，131I）、氙（133Xe）、銫（135Cs，137Cs）、鈰（141Ce，144Ce）、鐠（144Pr）、釹（144Nd）、鉕（144Pm）等。
根據反應堆核燃料組分和燃耗的不同，核乏料中上述三類成分的比重也相應地有所不同。以核燃料濃縮度約3%、燃耗約33000MWd/t為例，核乏料中的238U接近97%，235U約1%，新產物約2%。
廣義的核廢料泛指具有放射性的廢料，在使用中通常特指核乏料中的次錒系核素和裂變產物。特別值得強調的是，這些所謂的「廢料」其實是非常珍貴的材料，屬於「未被利用的資源」。
核廢料按物理狀態可分為固體、液體和氣體三種；按比活度又可分為高水平( 高放 )、中水平（中放）和低水平（低放）三種。
在核廢料的處理上，中低放核廢料危害較低，國際上通行的做法是，首先是焚化壓縮固化後裝進特製金屬罐；然後在地面開挖深約10~20 米的壕溝，建好各種防輻射工程屏障；最後將密封好的核廢料罐放入其中並掩埋。一段時間後，這些廢料中的放射性物質就會衰變成對人體無害的物質。這種方法經過幾十年的發展，技術已經十分成熟，安全性也有保障。
11.如何處理核乏料？
核乏料的處理是整個核燃料循環中一個環節。國際上核燃料循環有三種方案，即一次通過、閉式循環和分離-嬗變，如下圖3所示。
圖3.一次通過(左)、閉式循環(中)和分離-嬗變(右)三種核燃料循環方案
「一次通過」就是核燃料只通過核電站一次，乏燃料在卸出反應堆後，經過暫時貯存冷卻一段時間後進行包裝，作為廢物送入深地質層處置或長期貯存。該方案的特點是概念簡單，不會產生高純鈽，核擴散風險低。缺點是廢物放射性及毒性高，延續時間長達幾百萬年；鈾資源沒有得到有效利用。目前世界上選擇核燃料一次通過方案的主要國家有瑞典、加拿大和西班牙等。美國曾支持該方案並投入巨資修建了尤卡山地質處置庫，但在2009年9月美國國會中止了「尤卡山計劃」，轉向「閉式循環」方案。
「閉式循環」是指對核乏燃中所含的大部分有用核燃料（包括235U、238U和239Pu）通過後處理進行分離回收以循環利用，核燃料可多次通過核電站；同時把次錒系核素和裂變產物等長壽命高放射性的核廢料進行地質貯存。這種方案費用可能較高，存在核擴散的風險，但可提高鈾資源的利用率，同時大幅度減小需地質貯存的核廢料的體積。除美國外，採取閉式循環的國家主要還有法國、英國、俄羅斯、日本和印度等，我國也將採用這種方案。閉式循環方案的分離工藝技術和核燃料循環利用技術等關鍵的工藝技術還處在進一步研究完善之中。
「分離-嬗變」是指在閉式循環的分離基礎上，利用核嬗變反應（原子核通過人工核反應而轉變成另一種原子核）對次錒系核素和裂變產物等長壽命高放射性的核廢料進行進一步的處理，使需要地質貯存的核廢料的放射性壽命由原來的數百萬年降低到約700年，同時再次大幅度減小其體積。必須指出的是，該方案中的嬗變技術（如加速器驅動的次臨界系統，即ADS系統）在國際上仍處在關鍵技術攻關和小規模驗證裝置研究的前期階段。
長壽命高放射性核廢料的地質貯存，通常首先要將核廢料製成玻璃化的固體使放射性核素難以遷移，然後將玻璃固體裝入可屏蔽輻射的金屬罐中，最後將這些金屬罐送入位於地下500~1000米的處置庫內，地質處置庫應至少能在10萬年內保證安全。