当地时间11月11日11时52分，法国东南部德龙省蒙特利马尔市发生5.4级地震，震源深度约10公里，如此规模的地震在该地区十分罕见，当地民众对地震感受特别深刻。目前官方消息称，地震已造成4人受伤，其中1人伤势严重。
法国克吕阿核电站及特立卡斯坦核电站位于震中附近。法国电力集团决定，暂停克吕阿核电站的核子反应炉，进行预防性检测。
地震并未造成核电站相关设施显著损坏，
但仍需检视核子反应炉的重启条件，
并对安全性做出评估。
那么，
地震究竟是如何影响核电站的？
福岛核电站
核电站使用的核燃料由锆合金制成的长管包裹二氧化铀芯块，做成长棒状，再集束装配而成。核燃料置于反应堆压力容器中，由主泵将水打入压力容器，燃料棒浸泡在水中；核燃料发生链式反应产生热量，加热压力容器内的水，继而对蒸汽发生器的水进行加热，产生蒸汽，蒸汽再推动汽轮发电机组发电。简单地说，核燃料类似于家庭常用的“热得快”。
核电站示意图
核燃料熔融是核电站最严重的事故之一。简单来说，核燃料熔融就是在核反应堆发生失水、失控等系列事故后，核燃料的链式反应失控或冷却失败导致的燃料急剧升温，最后熔化变形的现象。
核燃料示意图
核燃料和常规化石燃料不一样，常规化石燃料释放热量的燃烧反应是越烧越弱，而核燃料是“越烧越烈”，核燃料如果不加以严格控制，温度会急剧升高，后果无法想象。所以核电站的安全运行必须要求核燃料在适当的温度和链式反应下工作。
那么一般核燃料熔融之前会有几类先导事件：
1）核反应堆管道（一回路）破裂，压力容器里的水从破口泄漏而减少，核燃料的放出的热量不能及时带走；
2）一回路内水吸收中子的化学物质浓度降低，或者控制棒故障，导致链式反应失控，核燃料放出能量增加；
3）汽轮发电机不能百分百带走核燃料传递的能量，多余的能量积压在核燃料里，会使核燃料温度升高。
以上这些先兆事件可能单独发生，也可能同时发生。接下来的发展进程就是：核燃料温度逐渐升高并超过允许范围，压力容器内的水加热蒸发或泄露而不断减少；因为压力容器内水减少，核燃料渐渐暴露于空气中（行业术语称为：堆芯裸露），传热恶化，温度升高；升温的核燃料进一步加热压力容器内的水，加速水的蒸发，传热进一步恶化，核燃料温度进一步升高，形成恶性循环。最后的最后，核燃料的温度升高使核燃料的锆合金外壳与水发生锆水反应放出氢气，继而升温到超过核燃料自身材料（主要是核燃料棒的锆合金外壳）的熔点，先是外表熔化，逐渐发展到整体熔化，最后是燃料失去刚性而坍塌。
福岛核事故中出事的1、2号机组经历的正是这样的事件过程。地震海啸摧毁了岸上的应急柴油发电机，核反应堆的主泵失去了电源而停机，压力容器内的水失去了流动，核燃料产生的热量无法带走，升温失控，最后熔融。
核燃料熔融后，相邻的核燃料棒粘连在一起，类似几根冰棍在阳光暴晒下融化粘在一起的情形。这是非常危险的。福岛核事故核燃料70%熔融意味着大部分核燃料棒熔化、粘连，已经严重损坏了核反应堆的结构完整性，同时熔融放出的大量热量、高温高压蒸汽和锆水反应产生的氢气将容纳核燃料的压力容器爆破，大量放射性物质随蒸汽外逸到安全壳中，继而泄漏到外界。
我国已运营核电站
抗震设防是建设项目必须考虑的重要问题。地震对建设项目的影响要考虑地震震源参数(震级)、震中距离以及厂址特征和抗震设计等因素。所以，建设项目的地震安全由两部分来保证，即选址和抗震设计。在我国，相比一般的重点工程项目的地震管理而言，核电厂有着更严格的管理。
首先，关于核电站的管理的部门。
一般重点工程项目由中国地震局负责评估核电厂地震安全性评价，核电厂还会由国家环保部核安全局独立对包括地震在内的核电厂安全性分析进行评估和审定。
其次，关于法规和标准要求。
依照《工程场地地震安全性评价》(GB17741-2005)之规定，核电厂和特大型水库水坝地震安全性评价属于级别最高的第I级工程场地地震安全性评价，包括地震危害性的概率分析和确定性分析、能动断层鉴定、场地地震动参数确定和地震地质灾害评价等，要进行地震动峰值加速度的复核计算。第I级评价要求的基础资料和设计地震参数的详细程度最高，断裂活动性评价和场地条件勘查、地震地质灾害评价的深度最深，地震危险性评价方法也比其他II-IV类不同。对于第I级工作，要收集区域地质构造和地球物理场资料，分析其与地震活动之间的关系。
依照《核电厂厂址选择基本程序》（EJ/T 1127-2001）之规定，地震属于核电厂安全可靠性有关的厂址特征，必须进行仔细的勘查、分析和评价。只有经过调查、取证，确认所选厂址不位于该能动断层影响带内时，才能认为该厂址在这一方面是适宜的；要对地震活动对厂址的影响要进行评估，优先选用那些受地震影响较小的那些候选厂址；还有对地下岩土层的适宜性和斜坡稳定性、区域的火山活动等做出厂址适宜性的评价。
依照《核电厂厂址选址中的地震问题》（HAD101/01），核电厂必须确定设计基准地面运动及在该厂址确定地表断裂可能性、永久地面变形现象（液化、斜坡不稳定性、沉降和塌陷）以及地面引起的洪水等问题。如图8所示，核电站在选址阶段要调查、分析厂址地区范围（半径1公里）、厂址附近范围(半径 5公里)、近区域(半径25公里)、区域(半径不小于150公里范围内)的地震地质情况。同时评价地震本身对厂址的影响、地震引发的海啸(滨海厂址)和湖涌(内陆厂址)及上下游水坝溃坝(内陆厂址)以及地面沉降、塌陷、滑坡、泥石流、地裂缝、崩塌、液化、斜坡不稳定性等永久性地面变形等。
依照《核电厂抗震设计规范》（GB50267），核电厂的物项根据对核安全的重要性分为三类，I类物项、II类物项和III类物项（与核安全无关物项）。Ⅰ类物项应同时采用运行安全地震震动和极限安全地震震动进行抗震设计；II类物项采用运行安全地震震动进行抗震设计；III类物项采用国家现行的有关抗震设计规范进行抗震设计。经过抗震设防，保障核电站在地震发生时的安全，包括反应堆冷却剂压力边界的完整性、在安全停堆条件下停堆并具备维持其安全停堆状态的能力，以及防止可能造成放射性对环境的照射事故或减轻事故后果的能力。
依照《核动力厂设计安全规定》（HAF102），在确定设计基准时，必须考虑到核动力厂与环境之间的各种相互作用，包括地质和地震等因素。我国还有多份文件对核电厂选址的地震问题进行规定，如核电厂初步可行性研究内容与深度规定、核电厂可行性研究内容与深度规定等等。由此可见，核电站选址非常重要，避开大地震发震构造（能动断层），应该做好地震地质调查，通过合适的厂址选择，切实降低各类地震对安全性的影响，增大核电厂抗震设计的裕度。
依照《建筑机电工程抗震设计规范》（GB 50981-2014）第1.0.4、5.1.4、7.4.6条为强制性条文，必须严格执行。
1.0.4 抗震设防烈度6度及6度以上地区机电工程必须进行抗震设计；
5.1.4 防排烟及事故通风通道及设备应采用抗震支吊架；
