一、核电站的工作原理
核电站是利用原子核裂变或聚变反应所释放的能量来生产电能的发电站。目前，商业运行中的核电站都是利用核裂变反应来发电。核电站一般分为两部分：利用原子核裂变产生蒸汽的核岛（包括反应堆装置）和利用蒸汽发电的常规岛（包括汽轮发电机系统）。核电站使用的燃料一般是化学元素铀和钚。目前运行和在建的核电站类型主要是压水堆核电站、重水堆核电站、沸水堆核电站、快堆核电站、气冷堆核电站等。
压水堆核电站是使用加压轻水作冷却剂和慢化剂，且水在堆内不沸腾，利用热中子引起链式反应的热中子反应堆，我国大亚湾核电站、岭澳核电站、秦山第一核电站、秦山第二核电站和田湾核电站均属这种堆型。重水堆核电站使用轻水作冷却剂、重水作慢化剂，且水在堆内不沸腾，同样是利用热中子引起链式反应的热中子反应堆，我国秦山第三核电站属于这种堆型。沸水堆核电站使用轻水作冷却剂和慢化剂，但水在堆内沸腾，利用热中子引起链式反应的热中子反应堆，日本福岛第一核电站属于这种堆型。快堆核电站是由快中子引起链式反应所释放出来的热能转换为电能的核反应堆，我国从俄罗斯引进的、将建在福建三明的核电站属于这种堆型。气冷堆核电站是以气体（二氧化碳或氦气）作为冷却剂，由热中子引起链式反应的热中子反应堆，到目前为止发展了天然铀石墨气冷堆、改进型气冷堆和高温气冷堆等三种堆型，我国将建的石岛湾核电站属于高温气冷堆。我国运行和在建的核电站主要是压水堆核电站。
压水堆核电站一般有三个回路：一回路（反应堆装置）、二回路（汽轮发电机系统）和三回路（循环水系统）。核燃料在反应堆中发生特殊形式的“燃烧”，产生热量来加热一回路的冷却剂，被加热的冷却剂在主泵的推动下进入蒸汽发生器，加热二回路的水，使之变成蒸汽，然后又被主泵送回堆芯重新加热。这样不断循环称为一回路。蒸汽通过管路进入汽轮机，推动汽轮发电机做功发电，然后进入冷凝器，冷却成水返回蒸汽发生器，这样的汽水循环过程称为二回路。三回路使用海水或淡水，它的作用是在冷凝器中冷却二回路蒸汽使之变回冷凝水。
为了保证核电站的安全，在设计上还考虑了很多安全设施，包括：自动停堆系统、反应堆超压保护系统、应急堆芯注硼系统、应急堆芯冷却系统、应急给水系统、放射性物质包容系统及与之配套的应急供电和冷却通风系统等。2011年3月11日，日本福岛核电站安全系统执行了相关功能，比如，自动停堆、应急柴油发电机组启动等，但是由于发生了9级地震和海啸，相关系统由于水淹不可用而出现了全厂断电和丧失最终热阱。
根据我国核安全法规和国际原子能机构的建议，我国核电站的设计、建造和运行过程都严格贯彻“纵深防御”的原则，从设备、措施等方面提供多层次的重叠保护，确保放射性物质能有效地包容起来而不发生泄漏。“纵深防御”包括以下五道防线：精心设计、精心施工，确保核电站的设备精良和安全培训；加强运行管理和监督，及时排除故障；设计提供多层次安全系统和保护系统，防止设备故障和人为差错酿成事故；启用核电站安全系统，加强事故中的电站管理，防止事故扩大化；启动厂内外应急响应计划，努力减轻事故对周边居民的影响。
二、两次重大核事故及经验反馈
由于核电站系统自身的复杂性和人类认识的局限性，在福岛核事故之前曾发生过两次重大核事故。1979年3月28日发生的美国三哩岛事故对环境的影响不大。1986年4月26日发生的切尔诺贝利事故，真正让人们认识到核电站的潜在威胁。事故中，有237名职业人员受到有临床效应的超剂量辐照，其中134人呈现急性辐照病症兆，28人在3个月内死亡。在1986年至1987年期间参加事故处理的20万人员接受的平均辐照剂量约为100毫西弗，其中约10%的人受到的辐照剂量为250毫西弗，少数人员受到的辐照剂量大于500毫西弗。事故后，从半径30公里的禁区撤离的116000名居民中约有10%的人受到的辐照剂量大于50毫西弗，少于5%的居民受到大于100毫西弗的辐照剂量。人类短期受到低于100毫西弗的辐照剂量基本没有危害。调查表明，导致切尔诺贝利事故的根本原因是设计上的缺陷（正功率系数、无安全壳等）和人员失误（严重违反规程）。切尔诺贝利核事故是迄今为止最严重的一起核事故（福岛核事故由于缺乏具体数据，目前还无法进行准确评估）。
通过对核事故的总结和反思，发展了许多新的安全措施和安全理念。切尔诺贝利事故后，IAEA的国际核安全咨询组提出核安全文化的概念，并于1991年发表《安全文化》报告，在世界范围内被广泛接受。同时，世界核运营者意识到，任何一起核事故都会对其他核电站造成影响。因此，有必要加强各核运营单位之间的交流与合作，推动有效的经验反馈，建立核安全文化，防止核事故的发生。1989年5月，全球144个核运营单位在莫斯科签署了世界核运营者协会（WANO）宪章，旨在提高全球核电站的安全性和可靠性。
三、新一代核电技术及其展望
核电经过近60年的发展，已经形成了一整套系统、完整的理论体系并积累了大量的运行经验。新设计的核电机组分为两个方向：一是增加专设安全设施的配置来增强机组安全性，以法国的EPR核电机组和俄罗斯的VVER核电机组为代表；二是大量采用非能动的专设安全设施来增强机组安全性，以美国的AP1000核电机组为代表。法国EPR采用“加”的设计理念，即用增加冗余度来提高安全性，安全系统由两个系列增加到四个系列，同时也增加了安全系统的复杂性，为预防和缓解严重事故采取了相应的措施。美国AP1000安全系统采用“非能动”的设计理念，更好地达到“简化”的设计方针，安全系统利用物质的自然特性（重力、自然循环、压缩气体的能量等），不需要泵、交流电源以及相应的通风、冷却水等支持系统，大大简化了安全系统，降低了人为错误。俄罗斯VVER核电机组设计理念与法国EPR类似。
日本福岛核电站事故再次引起人们对核电安全风险的关注，这将推动人类对新技术的不断探索，目的是使核能变得越来越安全、清洁、高效。
（作者：环境保护部核与辐射安全中心党委书记、副主任）