核设施是核燃料制造厂、核反应堆(包括临界和次临界装置)、研究堆、核动力厂、乏燃料贮存设施、核燃料浓缩厂或后处理设施、放射性废物的处理和处置设施以及其他需要严格监督管理的包容放射性物质的设施的统称。按用途分，核设施有民用核设施和军用核设施两大类。

我国目前共有15台运行核电机组，分别为位于浙江秦山核电基地的秦山核电厂1台30万千瓦级压水堆型机组、秦山第二核电厂4台在参照大亚湾核电厂基础上由我国自行设计建造的60万千瓦级压水堆型机组、秦山第三核电厂2台从加拿大引进的70万千瓦级重水堆型机组；位于广东大亚湾核电基地的大亚湾核电厂2台从法国引进的百万千瓦级压水堆型机组、岭澳核电厂4台在大亚湾核电厂基础上改进的机组；江苏田湾核电厂2台从俄罗斯引进的百万千瓦级压水堆型机组。

我国目前在建的核电机组共26台，包括在浙江三门和山东海阳建设的4台从美国西屋公司引进的百万千瓦级非能动压水堆型机组（AP1000）；在广东台山建设的2台从法国引进的170万千瓦级压水堆型机组（EPR）；在辽宁红沿河、浙江方家山、福建宁德和福清、广东阳江和广西防城港建设的18台在岭澳3、4号机组基础上进一步改进的自主设计百万千瓦级压水堆型机组；在海南昌江建设的2台以秦山第二核电厂3、4号机组为参考的60万千瓦级压水堆型机组。

我国民用研究堆和临界装置共18座。其中，中国原子能科学研究院拥有8座，分别为重水反应堆、游泳池式反应堆、原型微型反应堆、中国实验快堆和4座临界装置；同厂址还有1台北京凯百特科技有限公司拥有的医院中子照射器；中国核动力研究设计院拥有5座，分别为高通量工程试验堆、中国脉冲堆、岷江试验堆和2座临界装置；清华大学拥有3座，分别为屏蔽试验堆、低温核供热试验堆和高温气冷实验堆；深圳大学拥有1座微型反应堆。

我国民用核燃料循环设施共9座。其中，铀浓缩方面有中核集团陕西铀浓缩有限公司2座铀离心分离设施，中核集团兰州铀浓缩有限公司1座铀离心分离设施；核燃料元件制造方面有中核集团建中核燃料元件有限公司4条核燃料元件生产线，中核集团北方核燃料元件有限公司2条核燃料生产线等。

核设施退役是核设施使用期满或因其他原因停止服役后，为了充分考虑工作人员和公众的健康与安全及环境保护而采取的行动。退役的最终目的是实现场址不受限制的开放和使用。核设施退役不包括铀矿山废石场和尾矿库与放射性废物处置（库）场的关闭。

核设施退役方法有立即拆除、延缓拆除、就地掩埋等方式 。退役策略的选择原则较多，选择过程中需考虑的主要因素包括：社会或政治原因、安全原因、经济因素、场地因素、工艺技术原因等。如：反应堆退役封存适当时间可降低辐照水平，采取延缓拆除较有利。核燃料水冶厂、纯化厂、富集厂、元件制造厂等核燃料循环前段工厂及乏燃料后处理厂采取立即拆除较为有利（见图1、图2）。铀矿山、铀尾矿库一般采取覆土植被、固坝阻氡等措施。

核电站（nuclearpowerplant）是利用核分裂(NuclearFission)或核融合(NuclearFusion)反应所释放的的能量产生电能的发电厂。目前商业运转中的核能发电厂都是利用核分裂反应而发电。核电站一般分为两部分：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），使用的燃料一般是放射性重金属：铀、钚。一般的，核放射、核泄漏、核污染的作用半径是10公里内。核爆炸、核渗透、核聚变的作用半径是50公里内。

据国际原子能机构统计，1984年，全世界有34座核电站投产发电，使世界核电站发电量增长17%，达到2200亿瓦。当年，全世界新建核电站14座。

到1986年底，全世界在运转的核电站达到376座，总装机容量达到2769.75亿瓦；在建的核电站有135座，总装机容量为1469.31亿瓦；拟建的核电站有124座，总装机容量为1218.9亿瓦。核电站发电量占世界发电总量的比重已上升到了15%。同时，核电站发电量占各国发电总量的比重，法国为70%，比利时为67%，瑞典为50%，瑞士和西德两国分别为39%和30%，日本和美国两国分别为25%和17%。

到1987年6月底，全世界在运转的核电站有389座，总装机容量达到3000亿瓦。当时，世界各国核电站所提供的电力，相当于700多万桶石油的能量。全世界又增加了20座核电站，使世界核电站总数达到420座。