核电作为一种清洁能源是从上个世纪六十年代开始发展的，早期建造的核电厂设计都比较粗放，功率较小，具有试验和示范性质，称为第一代核电；在那以后，核电技术逐渐进步，设计的安全标准提高，七十年代开始大量建造，出现了一大批单机功率600～1100兆瓦的核电机组，一直运行至今，称为第二代核电。
一、历史上的两次严重核事故
在日本福岛核事故前，世界上发生过两次严重核事故，美国三里岛核事故和前苏联切尔诺贝利核事故，至今已经过去了32年和25年。此前，在石油涨价引起的能源危机背景下，核电在世界范围内快速发展的势头，因为这两次严重核事故，戛然而止。
核事故在设计考虑范围内的称为“设计基准事故”，核电厂有时也能发生超出设计基准事故的可能性，即堆芯严重熔毁，或同时向大气释放放射性物质，称为“严重事故”。严重事故分两类：一类是核反应堆产生热量的堆芯失去冷却而熔毁的事故。一般进程比较缓慢，从失去冷却到熔毁，可能持续几小时，美国三里岛核事故和日本福岛核事故就属于这一类。另一类是堆芯解体事故，由于堆芯裂变数量和温度形成正反馈，冷却系统来不及把热量带出，堆芯温度急剧升高，在几秒钟的时间中使堆芯完全解体，切尔诺贝利核事故就属于这一类。
1979年3月28日美国三里岛核电厂2号机组发生严重核事故。机组安装900兆瓦压水堆，仅投产3个月，事故当时满功率运行。事故由主给水泵和汽轮机停运开始的，阻断了主回路系统的热量输出，自动控制系统自动停止核反应堆，并在15秒后启动三台辅助给水泵，达到正常转速。之后，核反应堆开始升温升压，为保护主回路不受损害，卸压阀自动启跳，排汽减压。
这时发生了两个问题：两台辅助给水泵出口阀两天前检修时被关闭，结果？146？没有冷却水带走反应堆传给蒸发器的热量，造成蒸发器烧干。第二个问题是反应堆卸压阀卸压后没有回坐，造成反应堆失水，这一状态持续了 2.5 小时。在失水工况下安全注射系统自动投入，但操纵员误判主回路水量过多，2 分钟以后关闭了这个系统。由于堆芯长时间失水，燃料棒裸露，包壳材料锆合金在高温下熔化，并和水发生锆水反应，产生氢气，造成氢爆的潜在风险，最后堆芯损毁3/4。
三里岛核事故引起公众极大惊慌，一时间有数以十万计的居民被通知撤离或驾车逃离。实际上，这次事故由于安全壳的屏障作用，释放到厂区以外的放射性物质是很有限的。80千米半径内，人群集体剂量估计为33人？希沃，这一剂量可能在未来30年内引起一例癌症致死。
相比之下，1988年4月26日切尔诺贝利核事故要严重得多。切尔诺贝利核电厂4号机组1984年投产，是一种石墨慢化沸水冷却压力管式反应堆，电功率1000兆瓦，前苏联所独有。事故由例行试验所触发，由于该反应堆裂变能释放与堆芯温度呈正反馈特性，即裂变能释放越多温度越高，反馈过来，释放更多的裂变能。最终造成反应堆功率骤增，在几秒钟的时间中反应堆和整座建筑物被摧毁，大约8吨强放射性物质直接排放到大气中。
这次事故使大量居民受到大剂量照射，5千米半径内45000人撤离，30千米以内90000人撤离。撤离人员医学检查表明，集体剂量为16000人？希沃。欧洲有关国家集体剂量总数估计为1.8×1015人？希沃，原苏联5×105人？希沃。事故造成核电厂周围6万平方千米土地受到直接污染，320万人受到辐射影响。
二、日本福岛核事故
日本福岛第一核电厂隶属东京电力公司，装有6台沸水反应堆核电机组，美国通用电气公司60年代设计，1号机组堆型为BWR-3，功率460兆瓦，1971年投产，已经达到了40年的设计寿命；2～5号机组堆型为BWR-4，功率提高到784兆瓦，6号BWR-5功率进一步提高到1100兆瓦，1971～1975年投入运行。地震前1～3号机组正常运行，4～6号处于停堆检修，4个号全部燃料棒于2010年11月卸料到乏燃料水池中保存。反应堆出口温度286℃，压力69大气压；反应堆和一回路设备包裹在钢制安全壳内，壁厚30毫米，能承受4大气压力（事故中曾升到8大气压，不得不采取人工排气措施）。钢压力壳上部充氮气，称干阱，下部有一个花托形的冷凝室，充水，用以冷凝反应堆排放的事故蒸汽，称为湿阱；钢安全壳外部筑有预应力混凝土安全壳；乏燃料水池设在混凝土安全壳上方外部的反应堆服务层的钢结构厂房中，所以在乏燃料水池中的燃料棒只有锆合金包壳一道安全屏障，而非三道。
日本东北部于2011年3月11日发生9级强烈地震，外电网停电，1、2、3号核电机组自动停堆，与电网解列。作为备用电源的应急柴油机启动，维持余热导出系统，冷却反应堆。这时堆芯核裂变已经停止，但还有裂变产物的衰变热，大概相当于反应堆功率的 6%，带走这些剩余热量是停堆以后要处理的主要问题。
现在，让我们看看在接下来的一些天中，福岛第一核电厂的6台机组发生了什么事情。由于东京电力发布的技术数据有限，来自不同渠道的信息不够准确，且有相互矛盾之处，现在只能做定性分析和评估，要做到定量尚需等待进一步的数据。
3月11日14：46发生地震，15：27海啸袭来，高度达14米的海水越过5.7米的海堤，淹没了应急柴油机及其冷却系统，燃料箱也被冲走了，核电厂处于“全厂断电事故”状态（Station Blackout，核安全领域专业术语，核电机组唯一电源是蓄电池，维持重要仪器仪表和照明）。
这时，只有一个反应堆堆芯排出系统还能工作，它应用反应堆余热产生的蒸汽，推动汽轮机-水泵运转，将湿阱中的冷水打入反应堆压力壳冷却堆芯，汽轮机的乏汽排入湿阱冷凝，形成堆芯余热导出循环回路。这个系统工作条件是蓄电池有电，因为系统的阀门是电动的；另一个是湿阱水温低于 100℃，在安全壳没有冷却的情况下，湿阱会很快沸腾。
3月11日地震2小时以后，1号反应堆蓄电池用尽，冷却系统停运；12日3号用尽，14日2号冷却泵故障，2、3号反应堆失去冷却。从冷却系统停运，便开始了反应堆堆芯熔化过程。
首先，余热使堆芯温度上升，压力升高，卸压阀开启，排放蒸汽，液位下降，燃料棒裸露、熔毁。燃料棒温度达到1200℃时，锆合金包壳与水发生锆水反应，释放氢气，这种放热反应进一步加热了堆芯。氢气混合有蒸汽从压力壳来到湿阱，后者超压冲破爆破阀进入干阱，进而充满混凝土安全壳和上部的服务层的钢结构建筑物。
氢气在这些区域遇到氧气，产生了一系列的氢爆：1号机组3月12日发生两次氢爆，3月14日3号机组发生氢爆。2号反应堆的堆芯排出系统运行了较长时间，3月14日才停运，随后发生堆芯暴露和熔毁，次日发生3次氢爆。
在一系列的氢爆以后，日本原子力安全委员会表示：积水中含有大量放射性物质说明1、2、3号机组的压力壳和安全壳都已破损。有消息来源，1号堆芯熔融体烧穿压力壳底部，坠落到安全壳底部。后来，反应堆处于海水冷却状态下，东京电力恢复厂区供电，并以淡水代替海水冷却反应堆。
由于反应堆三道安全屏障相继贯穿，放射性物质直接向大气排放，严重污染了厂区和周围地区的环境。直到5月24日东京电力终于确认，1～3号反应堆堆芯大部分已经熔毁。
在人们把注意力集中到1～3号机组事故的时候，3～6号机组乏燃料水池发生了冷却不足，乏燃料烧毁和氢爆的问题。早在3月14日3号机组氢爆，累及4号机组建筑物屋顶受损，乏燃料水池就位于这一层中。大量瓦砾落入乏燃料水池，掩埋了燃料棒，也影响冷却水的流通。
3月15日4号乏燃料水池水位过低，乏燃料裸露、过热、熔毁，造成4次氢爆，引起火灾，有大量放射性物质释放。4 号乏燃料水池从这时就开始准备注入海水冷却作业，直到20日得以执行，时间的延误使事故扩大。这期间，3、5、6号乏燃料水池也发生水位下降温度升高。3号乏燃料水池17日开始注入海水冷却，5、6号温度20日恢复正常。
核事故按严重程度划分为七个等级，1～3级称为事件，4～7级称为核事故， 5～7级要启动厂外应急响应。美国三里岛核事故为5级，前苏联切尔诺贝利核事故为7级。福岛第一核电厂日本原子力安全委员会初期定为4级（3月14日），法国核安全当局定为6级（3月15日），3月16日国际原子能机构接受4级的评价。以后，随着事故的扩大，4月12日将此次福岛核事故定为7级。
三、日本福岛核事故的启迪
首先要检讨当前国际上推行的核电机组延长寿命的工程。福岛第一核电厂投产于70年代初，已经达到或接近设计寿命，经业主申请核安全当局批准，将使用寿命延长20年。这项工程首先开始于美国，三里岛核事故以后的32年间，美国没有新建核电机组投产，只能超期使用老机组来满足电力供需平衡，不得不启动延长寿命工程。
三四十年前设计的核电机组安全标准较低，很难改进，许多设备老旧而又不可更新，许多核电业主多从经济角度出发，核安全管理当局囿于老机组难以退役的尴尬，这项工程风险很大，出现问题后果很严重。
我们看看福岛第一核电厂的延寿工程。东京电力在延寿申请中注意到了地震问题，2006、2008 年两次提高地震的最大响应地面加速度设计标准达 0.6g （g=9.8地心加速度，我国核电厂设计多采用0.3～0.4g）。此次地震，厂址测量到的数据是0.56g，1～3号机组自动停堆，转入余热导出工况，符合设计预期。问题出在51分钟后的海啸，14米高的海水越过设计高度5.7米的海堤。