一、二回路水质管理是关系到燃料元件和设备部件能否在工作寿期内安全运行的关键问题。

一回路水质变差会造成：①燃料元件表面污垢沉积；②腐蚀产物增加，而腐蚀产物在中子辐照下会被活化，生成放射性同位素(主要为Co)，从而给维修与检查带来困难；③水中出现过量的氯离子、氟离子和溶解氧，可使不锈钢设备与管道及因科镍传热管发生严重的应力腐蚀。

二回路水质直接关系到蒸汽发生器运行的可靠性。二回路水中的杂质会产生氢氧化物(游离苛性物质)。这些化合物的过量浓集会导致蒸汽发生器的传热管产生晶间应力腐蚀。对用海水冷却的核电厂，需要防止海水漏入二回路。

一、二回路有严格的水质标准，设有在线监测仪表，并定期取样分析。

特殊的安全设施、辐射防护、环境监测及应急措施

核裂变反应会产生大量的放射性物质，而放射性物质的失控释放可能造成严重后果。为此核电厂不仅有防止放射性外逸的三道屏障——燃料包壳、一回路承压边界和安全壳——还设有保护这三道屏障的专设安全设施。在运行中密切监视三道屏障的完整性并确保专设安全设施和安全重要系统的可用性。此外，反应堆和一回路设备设有阻挡辐射的各种屏蔽措施，以保护工作人员。沸水堆的蒸汽中含有放射性物质，所以对汽轮机及蒸汽管路也需要屏蔽。核电厂在正常运行时，仍然要处理一定量的放射性废物。核电厂采用多种测量手段来进行厂区内外的辐射监测，包括工艺过程辐射监测、厂内区域辐射监测及厂外的辐射环境监测。在核电厂运行前，还必须制定出发生重大事故时的应急措施及实施方案。

对运行人员的严格要求 运行人员，特别是反应堆操纵员与高级操纵员，对核电厂的安全运行负有直接责任。所以核安全法规规定，对反应堆操纵员与高级操纵员，要经过长期系统的培训，在上岗前通过由国家主管部门主持的考核，包括在核电厂培训用仿真机上所进行的各种操作考核。合格者由国家核安全监管机构发给执照。发照两年后，还要重新复核一次，在确认持照人有足够的连续运行经历并完成了必要的定期再培训之后，才延续执照的有效期 。

核电厂停堆后，堆芯核燃料仍会产生大量衰变热，其持续时间长，如不导出，有可能使核燃料过热而损伤。所以，在核电厂中设有停堆冷却系统、安全注射系统、不间断电源(包括应急柴油发电机)与重要循环冷却水源等 。在任何情况下，即使发生全厂断电与设计基准地震，也要确保堆芯冷却。

为了确保燃料元件的安全，要严格限制核电厂负荷变化速度。压水堆功率渐增每分钟不得超过5%P_N(额定功率)，阶跃一次不得超过10%P_N。在更换新燃料或长期停堆后重新起动的情况下功率增长限制为每小时3% P_N。在一个核燃料循环的末期，由于冷却剂中硼浓度较低，硼稀释能力减弱，在功率下降后再提升到满功率，需要较长时间。对于带基荷的核电厂，根据电网要求可在一定负荷限值内参与调频。现在也有一些核电厂为适应负荷跟踪的需要，其功率控制棒采用对堆芯功率分布干扰小的灰棒。

轻水堆核电厂装满核燃料后，按照事先拟定的换料方案定期停堆更换部分核燃料。一般换料是一年换一次，每次更换1/3(压水堆)或1/4(沸水堆)。在换料停堆的同时，进行必要的维修、检查与试验，约需要一至两个月不等。

由于核电厂安全要求高，系统复杂，建造周期长，所以，核电厂造价远高于火力发电厂，但其燃料费用相对较低。为了提高经济性，核电厂宜作为基本负荷电厂在额定功率或尽可能接近额定功率的情况下连续运行，这可以使核电厂具有较高的容量因子。此外，核电厂带基本负荷运行还可减少因功率变动而产生的放射性水处理量。

核电厂在终止运行后，必须进行退役处置，最终使厂址达到不受限制地利用或与生态相容的环境。这是一个项用时很长的过程 ，根据各国的退役技术政策，一般需要几年到几十年，甚至百年。

利用核能进行发电的电站称为核电站，当今世界上只能利用裂变的链式反应产生的能量来发电。

核电站就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电，或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。将原子核裂变释放的核能转换成热能，再转变为电能的系统和设施，通常称为核电站。

世界上核电站常用的反应堆有轻水堆、重水堆和改进型气冷堆及快堆等，但使用最广泛的是轻水堆。按产生蒸汽的过程不同，轻水堆可分成沸水堆核电站和压水堆核电站两类。压水堆是以普通水作冷却剂和慢化剂，它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。压水堆核电站占全世界核电总容量的60%以上。

核电站用的燃料是铀。用铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发生裂变而产生大量热能，再用处于高压下的水把热能带出，在蒸汽发生器内产生蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机一起旋转，电就源源不断地产生出来，并通过电网送到四面八方。