核動力是利用可控核反應來獲取能量，從而得到動力、熱量和電能。產生核電的工廠被稱作核電站，將核能轉化為電能的裝置包括反應堆和汽輪發電機組。核能在反應堆中被轉化為熱能，熱能將水變為蒸汽推動汽輪發電機組發電。

因為核輻射問題和現在人類還只能控制核裂變，所以核能尚未得到所有國家、民眾的認可，在大部分的國家暫時未有大規模的利用。利用核反應來獲取能量的原理是：當裂變材料（例如鈾-235）在受人為控制的條件下發生核裂變時，核能就會以熱的形式被釋放出來，這些熱量會被用來驅動蒸汽機。蒸汽機可以直接提供動力，也可以連接發電機來產生電能。

核動力是利用可控核反應來獲取能量，從而得到動力，熱量和電能。因為核輻射問題和現在人類還只能控制核裂變，所以核能暫時未能得到大規模的利用。利用核反應來獲取能量的原理是：當裂變材料(例如鈾-235)在受人為控制的條件下發生核裂變時，核能就會以熱的形式被釋放出來，這些熱量會被用來驅動蒸汽機。蒸汽機可以直接提供動力，也可以連接發電機來產生電能。世界各國軍隊中的大部分潛艇及航空母艦都以核能為動力，同時，核能每年提供人類獲得的所有能量中的7%，或人類獲得的所有電能中的15.7%。

不會。燃料用完就停止工作原理 核動力用的燃料是鈾。用鈾製成的核燃料在“反應堆”的設備內發生裂變而產生大量熱能，再用處於高壓力下的水把熱能帶出，在蒸汽發生器內產生蒸汽，蒸汽推動汽輪機帶著發電機一起旋轉，電就源源不斷地產生出來，並通過電網送到四面八方。壓水堆核電站

以壓水堆為熱源的核電站。它主要由核島和常規島組成。壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯。在核島中的系統設備主要有壓水堆本體，一回路系統，以及為支持一回路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統。常規島主要包括汽輪機組及二回等系統，其形式與常規火電廠類似。

沸水堆核電站

以沸水堆為熱源的核電站。沸水堆是以沸騰輕水為慢化劑和冷卻劑並在反應堆壓力容器內直接產生飽和蒸汽的動力堆。沸水堆與壓水堆同屬輕水堆，都具有結構緊湊、安全可靠、建造費用低和負荷跟隨能力強等優點。它們都需使用低富集鈾作燃料。

沸水堆核電站系統有：主系統（包括反應堆）；蒸汽給水系統；反應堆輔助系統等。

重水堆核電站

以重水堆為熱源的核電站。重水堆是以重水作慢化劑的反應堆，可以直接利用天然鈾作為核燃料。重水堆可用輕水或重水作冷卻劑，重水堆分壓力容器式和壓力管式兩類。

重水堆核電站是發展較早的核電站，有各種類別，但已實現工業規模推廣的只有加拿大發展起來的坎杜型壓力管式重水堆核電站。

快堆核電站

由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多於所耗，能實現核裂變材料的增殖。

目前，世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的鈈-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1％—2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成鈈-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％—70％。

能停止核動力，但一般停止反應堆，只是用控制棒調控反應堆核裂變速度。

核反應堆在停堆之後因為鈾235的自發衰變，仍舊會持續向外界散發熱量，而這些熱量累積到一定程度後可能會導致堆芯熔化，進而造成核燃料的外洩和恐怖的核汙染，因此在停堆後還必須進行餘熱導出作業，持續不斷地進行維護，做大量的後期工作。

更棘手的是反應堆停堆後的冷啟動，停堆後的反應堆已經失去了自持性的鏈式核裂變反應，難道不能把控制棒抽出來一點，讓其自由釋放中子重啟嗎？當然不能，停堆後的反應堆內部因為中子數量太少，無法被中子檢測器準確檢測，因此單純的抽出控制棒很難準確判斷中子的產生數量，而且因為軍艦使用的核燃料棒都是高丰度的鈾235，所以一旦尺度把握出現一絲偏差，就可能引起整個反應堆的過熱甚至爆炸，嚴重的就會導致無法挽留的恐怖核事故。