核电站是怎样发电的
- 来源:微型计算机Geek
- 关键字:核电站,怎样,发电
- 发布时间:2011-06-16 13:05
前段时间，日本福岛（Fukushima）第一核电站的核泄漏事件在全球造成了一阵“核恐慌”，不仅在中国上演了全民抢购碘盐的闹剧，在很多发达国家也爆发了民众发对核电的游行，逼得西方各国政府纷纷表态说要重新考虑本国的核电发展计划。那么发展核电真的必须面临这么高的风险吗？恐惧一般源于无知，《Geek》就用一篇加长版的Research，来好好说明一下核电站到底是怎么运行的，它有着哪些安全措施。也许最后你会发现，相比于人类从中获得的收益，核能以及核电站并没有想像中的那么可怕。
福岛核事故之谜
《Geek》先来回顾一下福岛第一核电站的事故发生过程。2011年3月11日14时46分，日本本州岛东北海岸发生9.0级地震，大地震发生时，运行中的1、2、3号机组执行了自动停机程序（4、5、6号机组正停机做定期检查），反应堆停止运行，厂内发电功能立即停止。然而接踵而至的15米大海啸淹没了绝大部分柴油发电机组，供给反应堆的交流电源即告失效，同时由于地下室的电源开关也被淹没，移动式发电机或厂外电缆也无法接入。由于以柴油为燃料的备用冷却系统同时被毁，无法对反应堆内流失的冷却水进行补充，1、2、3号机组反应堆压力容器内冷却水水位下降，造成核燃料棒部分暴露。长时间处于过热状态的燃料棒发生“局部”熔化，同时发生化学反应，产生了氢气，1、2、3机组反应堆所在厂房先后发生了化学爆炸。爆炸甚至造成了2号机组反应堆压力容器的破坏，熔毁的燃料棒外释的放射性物质借着积水为媒介外泄。在第一次爆炸后东京电力公司就使用溶解有硼酸的海水（后改用纯水）来淹没反应堆堆芯，但人工供水能力又赶不上蒸发能力，所以始终无法阻挡燃料组件露出水面的结局，堆芯熔毁的惨剧继续上演。4月12日，福岛核事故等级上调到7级，与当年的切尔诺贝利事故同级。不过到了4月28日，1号机组反应堆内压力由事故最初的840kPa（设计限值的2.1倍）下降到接近大气压水平，事态稍有缓和。然而当人们稍微将视线从福岛第一核电站移开时，5月12日，东电发现1号机组中的400支燃料棒已经全部露出水面，并预计已经熔化了55%；熔化的核燃料棒烧穿了反应堆底，有5000吨重度放射性污水去向不明，事态终于全面升级！
福岛第一核电站为何会发生如此严重的堆芯熔毁事故？它的设计是否存在安全隐患？核电站到底安不安全？……要解答这一系列问题，就得从核反应堆的结构和运行方式讲起。
反应堆中的猫腻
所谓核反应堆，就是装配了核燃料，以实现大规模可控裂变链式反应的装置，这是核电站最关键的设备。目前用于商业核能发电的水冷反应堆依据使用慢化剂的不同，分为轻水堆与重水堆，其中轻水堆可分为沸水堆与压水堆。但不管哪一种堆型，它们的基本结构都相差无几：外壳是由金属制成的圆柱形压力容器，核燃料组件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂等包含其中。不明白不要紧，就让《Geek》先来对所有反应堆均相同的核心组成挨个说明一下；至于三大堆型的异同，后文再详细解说。
燃料组件：核燃料的应用形式有作为固体燃料的纯金属、合金、化合物以及作为液体燃料的水溶液、液态金属溶液和悬浮物。对固体燃料来说，为了包容裂变产物和防止核燃料的氧化和腐蚀，采用金属或石墨包壳将燃料包覆起来，这种燃料称为芯块。把小指头大小的烧结二氧化铀（或者其他核燃料）芯块装到锆合金管中，再将17×17共289根装有芯块的锆合金管组装在一起（仅就压水堆而言，沸水堆使用的燃料组件更多），就构成了核反应堆中的一个燃料组件，组件之间用定位架固定。
P．S．核燃料的来源
作为核燃料的铀是自然界中原子序数最大的元素，在地壳中的含量为四百万分之一。天然铀由3种同位素组成，其中只有含量占0.71%的铀235（原子量为235）可作为核裂变的核燃料。
除了铀235之外，天然元素钍232和铀238吸收中子后分别形成的人工核素铀233和钚239也可作为核燃料（福岛第一核电站3号机组使用的核燃料就是钚239和铀235的混合氧化物MOX）。
铀矿石不能直接倒进反应堆核燃料，要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状、一定结构的铀燃料棒才能参与反应堆工作。至于铀的开采与生产过程，《Geek》在2010年9期做了较详细的介绍，有兴趣的童鞋请自行查阅。
控制棒：每个燃料组件中间都插有一束能吸收中子的合金棒，通过专门的驱动机构可以调节控制棒插入燃料组件的深度，通过吸收核反应过程中用来轰击核燃料原子核的中子，控制棒就能将链式反应的速率控制在一个预定的水平上，从而实现控制能量释放的目的。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和肿胀；银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。
慢化剂：核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为热中子或中能中子（速度降为2200m/s、能量约为1/40eV的中子）的物质。有时慢化剂兼作冷却剂。应用最多的固体慢化剂是石墨，它是迄今发现的可以采用天然铀（铀含量为0.71%）为燃料的两种慢化剂之一，另一种是重水。采用重水作为慢化剂的反应堆就叫重水堆。轻水（普通水）是应用最广泛的慢化剂，采用轻水作为慢化剂的反应堆就叫轻水堆（压水堆和沸水堆都是轻水堆）。虽然它的慢化性能不如重水，但胜在来源广、价格低。
冷却剂：将堆芯发生链式核反应产生的热能通过循环系统导出反应堆的流体。理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量，抗氧化以及不会产生很高的放射性。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。常用的冷却剂有液态钠（主要用于快中子堆）和钠钾合金（主要用于空间动力堆）、轻水、重水以及气体冷却剂（如二氧化碳、氦）和有机冷却剂。
除了这些核心部分之外，反应堆中还有稳压器、危急冷却系统等必要的设备，这一切保障了核裂变的链式反应能在堆芯（燃料芯体）中顺利进行：当控制棒拔起来时，中子数目开始增多，铀235的原子核不断地吸收中子发生裂变，裂变释放出的高速中子经过慢化剂后减速，从而与更多的原子核碰撞引发新的裂变，一传二二传四四传八……对了，这就是链式反应。
沸水堆
就日本福岛第一核电站而言，它的6个机组配备的反应堆均是沸水堆（PWR）。前面说过，沸水堆和压水堆均为轻水堆，也就是使用普通水作为慢化剂和冷却剂的反应堆。沸水堆在运行时堆内压力较低（约为7MPa，接近70个大气压），堆内冷却水会被加热到沸腾状态，因此叫沸水堆。沸水堆的基本运行方式是这样的：冷却水从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到热量，变成了蒸汽和水的混合物，经过堆芯顶部的汽水分离器和蒸汽干燥器，分离出的蒸汽直接推动汽轮发电机组发电；从汽轮机处冷凝得来的水，由泵送回堆芯内。主循环泵负责提供动力，保证回路内的冷却水的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。由于冷却水会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，所以堆芯内的冷却水不断地被消耗，必须由给水系统不断地补充水。
再者因为堆芯顶部要安装蒸汽发生设备，所以沸水堆的控制棒及其控制机构安装在反应堆底部，停堆时必须由下向上插入。沸水堆的好处是系统特别简单，只有一个回路，但是用于驱动汽轮机发电的蒸汽带有较大的放射性，需要更严密的措施来防止泄漏，所以沸水堆相对于压水堆安全性较差。不仅如此，福岛第一核电站的沸水堆还是60年代设计、1971年就投入运行的老古董，很多安全设计都不具备，甚至之前就发生过放射性泄漏事件。
当检测到地震发生时，福岛第一核电站的1、2、3号机组的控制系统自动将沸水堆的工作方式控制棒由下向上地插入堆芯的核燃料中，此时产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去，链式反应被中止，反应堆停机。然而问题来了：燃料棒上端比下端晚停止核反应，因此上端的温度自然就比下端高；在沸水堆内存在沸腾蒸发，部分冷却水被蒸发消耗掉了；此外，反应堆在停止工作后的一段时间内仍然非常炙热，这些热量一直维持在反应堆的核心。
鉴于上述三点，为了避免反应堆因过热而烧毁，在停堆后冷却系统必须继续运作，才能将堆内的余热导出。然而由于地震和海啸，福岛第一核电站的冷却系统全部发生故障，无法对堆芯进行冷却和补充冷却水。堆内冷却水被余热不断蒸发，水位逐渐下降，很快燃料棒上端就露出了水面。本来燃料棒上端温度就很高，又失去了冷却水的保护，因此没多久过热的燃料棒上端就开始熔化破裂，同时容器内的高温使得水蒸气与燃料棒的锆合金护套的反应产生氢气，最终酿成了厂房爆炸和堆芯熔毁的惨剧。
不仅如此，由于反应堆破裂和注水工作造成的地下水渗透，有部分放射性物质泄漏到海水中，造成核电站附近的海水放射性激增。虽然之前进入大气环流的放射性物质因为稀释作用还不足以令人担心，但大量放射性海水对环境和海洋生物的影响目前还难以估计，最坏的结果就是放射性物质进入淡水循环影响整个食物链，大家就坐等2012吧……
如果福岛第一核电站换做压水堆，结果是否会有不同？让我们根据压水堆的结构和特性来分析分析。不同于有蒸汽出口的沸水堆，压水堆是一个完全密闭的高压循环系统，堆内压力保持在15.5MPa左右（约153个大气压），堆内冷却水即使在300℃多也不会沸腾，所以叫压水堆。压水堆运行的时候，密闭在一回路中的液态冷却水在主循环泵的驱动下流经堆芯，将链式反应产生的巨大热量带走，在蒸汽发生器将热能传递给二回路的工质（水）后又流回反应堆。反应堆内的压力由稳压器（又称压力平衡器）进行调节，当压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。二回路水被加热为高温高压蒸汽（二回路蒸汽压力为6~7MPa，蒸汽的温度为275~290℃），驱动汽轮发电机发电。因为压水堆的二回路系统与一回路系统是完全分隔的，所以二回路水的放射性远远低于一回路水，即使二回路蒸汽发生泄漏，对环境的威胁也小得多；压水堆在一回路没有出现破口的情况下，因为不存在沸腾蒸发，所以基本不会失去冷却水；就算主泵停转，由于一二回路的温度差，可以实现自然循环，照样可以带走堆芯余热，给燃料组件提供安全保障。值得庆幸的是中国的商业化核电站都是技术成熟度和稳定性较高的压水堆电站，看来中国人民比日本人民幸福多了。
压水堆的工作方式
P．S．三哩岛核泄漏事故1979年3月28日，美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三哩岛核电站2号压水堆发生了一次部分堆芯融毁事故（6级事故），但由于作为最后一道防线的安全壳（围阻体）发挥了作用，只有少部分放射性物质泄漏到周围环境中，并没有对公共安全和健康造成不良影响。在整个事件中，运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因。
比较完了两种轻水反应堆，再来简单说说重水堆（HWR）。前面提到过，重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。重水又叫氘化水（氘是氢的同位素，元素符号D，氘原子比氢原子多一个中子），分子式D2O，分子量20.0275，比普通水（H2O）的分子量18.0153高出约11％。重水这玩意在天然水中只占1/6500，这使得它的提取成本很高，因此重水的用度约占重水堆基建投资的六分之一以上。那为什么非得多花钱来建重水堆呢？原因就在于重水吸收热中子的几率比轻水要低200多倍，能用于反应的中子更多，所以可以用铀含量为0.71%的天然铀作为重水堆的核燃料；而其他的慢化剂（如轻水）只能使用浓缩铀（铀含量为2~4%）。因为不需要对铀进行浓缩，所以配套的燃料制造厂投资小，燃料生产成本低。重水堆仍需配备蒸汽发生器，同样有一二回路之分，所以重水堆实际上也是一种压水堆。
现在运行着的核电站反应堆中，压水堆约占61%，沸水堆约占22%，重水堆约占10%。不过随着重水堆技术的发展和建造成本的降低（重水仅用作慢化剂，重水的用量大幅度减少），未来重水堆的发展前景还是不错的。
P．S．切尔诺贝利核事故
1986年4月26日，前苏联切尔诺贝利核电站发生了史上最严重的一次核事故（7级）。在4号机组的反应堆安全系统试验过程中，工作人员严重违规操作引发功率瞬变，进一步引起瞬发临界而造成了严重事故。反应堆堆芯、反应堆厂房和汽轮机厂房被摧毁，大量放射性物质释放到大气。500人住进了医院，造成31人死亡。究其原因，除了违章操作之外，4号机组的石墨反应堆（石墨慢化沸水冷却压力管式热中子反应堆）本身就存在严重的设计缺陷，固有安全性差，同时这种石墨反应堆没有安全壳，当放射性物质大量泄漏时，没有任何防护设施能阻止它进入大气。在这次事故之后，石墨反应堆在商业核能发电中逐渐被淘汰，安全壳也成为了核电站的必备设施。
揭秘核电站
通过上文，想必各位童鞋对核反应堆的结构和原理已经略知一二，不过反应堆只是一座核电站的一小部分，接下来《Geek》就带领大家到核电站逛一逛，了解一下核电站的全貌。
在到达核电站之前，要先委屈你坐上一个小时的汽车，因为核电站一般都在离市区50公里以外的地区，而且基本都建在海边。这是由核电站的选址原则决定的。首先，核电站要建在经济发达、用电负荷集中的地区，所以中国现有的和在建的几座核电站集中于东南沿海地区。其次，核电站必须以预防性为出发点进行选址，也就是万一出事故的时候，造成的损失要最少，对周围环境的影响要最小。基本的原则是选择人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点；所选的地点必须有大量的水源，用来带走电站排出的余热和提供生活用水；必须有良好的大气扩散条件，使电站排出的带有放射性的气体能容易消散；必须地质稳定和不致受其他自然灾害袭击破坏等。进入核电站之后，我们可以发现这里的厂房基本分为核岛和常规岛两大部分：圆柱体部分为核岛；长方体部分为常规岛。建于内陆的核电站还配有极为壮观的冷却塔（临海而建的核电站没有冷却塔）。
核岛：包括核反应堆和一回路系统、核燃料贮存池等带有放射性的部分。最外层的圆柱体就是安全壳，安全壳内安装有压力容器、蒸汽发生器以及各种各样的管道和装置，前面介绍的核反应堆就位于压力容器内。
常规岛：常规岛的工作原理与设备和火电站的基本相同，常规岛的厂房内设有汽轮机和发电机，主要任务是负责把蒸汽变成电。
除了动力设施，核电站的设施还包括控制室、剂量测定监督室、水处理室、泵房、变压器和开关站、修配厂、备用锅炉房、仓库、各种贮罐、消防站、办公楼、餐厅、车库等等。
参观完核岛和常规岛，《Geek》就可以揭晓本文题目的答案了：核电站是怎样发电的？结合压水堆的工作方式来看，核电站的发电过程是这样的：反应堆进行链式反应，在短时间内释放大量的热能，在主循环泵的驱动下，在一回路中的液态冷却水从堆芯带走热量并流入蒸汽发生器传热管的一侧，经蒸汽发生器内数以千计的传热管，将热量传给传热管另一侧的二回路水，我们称之为用水来烧水。前面提到过，从一回路流出来的水是在15.5MPa的压力下，即使温度高达300℃，也能保持液态。而在另一侧的二回路水压力则低得多，所以沸点比一回路的水低，自然就能实现用水来烧水了。二回路的水被加热变成高温高压蒸汽后，就通过管道被送到汽轮机中去推动汽轮机做功，然后由汽轮机带动发电机发电，发出的电流经过变压器升压后并入电网。发电后的蒸汽自汽轮机排出，被三回路的海水冷却后，再循环至蒸汽发生器加热。如果核电站位于内陆地区，无海水资源可用，则第三回路使用来自冷却塔（自然风冷）的循环冷却水。简单来说，核能发电就是核能→热能→机械能→电能这样一个能量转换过程。核电站与火电站相比，最大的区别在于核电站是用核燃料在反应堆中烧水产生蒸汽发电，而火电站是用化石燃料在锅炉中烧水。
核电站安全吗？
其实就厂区环境而言，核电站比火电站整洁得多，可谓绿荫环绕、生机盎然，那么为何又有这么多人谈核变色、反对修建核电站呢？原来核电站运转时，反应堆内不断进行核裂变，并产生放射性分裂产物。如果这些放射性物质外泄，可能会污染环境，危害公众健康。而历史上的三次重大核事故—美国三哩岛、前苏联切尔诺贝利、日本福岛，又极大地加剧了人类对于核电的不信任。为了让公众能够安心地支持核电，各国的核安全当局对于核电站安全设施的设计、施工、运转可谓做足了功夫，不仅将这一切都置于严格的法规之下，而且对于各种意外情况也制定了相应的对策，同时不断地进行这方面的科普宣传。其实对于核电站所采取的安全措施，前文也零星有提到，如控制棒的设计，安全壳的防护功效等。接下来《Geek》就由内到外系统地讲讲现有的核电站的“七重防护”。在这重重防护措施之下，虽然不能说“绝无侧漏”，但已经把发生核事故的可能性降到了最低。
P．S．核辐射的剂量与危害
希沃特（英文sievert，缩写Sv，简称“希”，又称西弗）是一个用来表示人类身体所能承受的以辐射场的强度与曝露时间的相乘积计算的辐射剂量（1希沃特=1焦耳/公斤），以“微希沃特/小时”及“毫希沃特/年”两种较常见。地球上普通人每年受到的累计辐射平均为2.4毫希沃特。日常生活中接触到的辐射剂量都在0.05微希沃特左右，接触到的环境只要维持在0.2微希沃特以下都是正常可接受的。不过，超过20微希沃特就必须注意了。
如果人体瞬间接受的辐射量超过2万微希沃特，就会对身体造成危害，不仅会严重伤害脑中枢，还可能在几小时内就死亡。
第一道防线—燃料芯块
核燃料被高温烧结成直径几毫米的小圆柱形燃料芯块，外包石墨，质地致密坚硬，可以承受2000摄氏度以上的高温。绝大部分放射性物质都会滞留在燃料芯块内，只有极少量惰性气体和碘，会借着扩散作用溜出来。
第二道防线—燃料棒
燃料芯块装入锆合金燃料护套成为燃料棒，可以承受高温高压环境。通常护套破损的机率都小于百万分之一，只要护套不破裂，溢出燃料芯块的放射性气体及碘，可以有效地被阻滞。
第三道防线—反应性先天稳定设计反应堆一般设计成负的反应性，也就是当系统的温度、压力升高时，会自动抑制核反应的进行。而当年的切尔诺贝利核电站的设计就完全不同，当系统温度与压力升高时，反应会更加快，更不受控制（石墨堆的固有缺陷），这就是切尔诺贝利事故酿成严重灾害的原因。
第四道防线—反应堆控制系统控制棒群与备用硼液控制系统是不可或缺的安全系统，一但反应堆状况超过某个界限，系统会自动插入全部控制棒，只要1.5秒就可以中止链式反应。必要时，数十吨高浓度硼液会自动注入反应堆，立即终止反应。
第五道防线—反应堆压力容器反应堆外壳是厚达30厘米、重达1000吨的高强度金属容器。放射性物质从燃料棒泄漏出来，也被局限在密闭的反应堆内。只有发生极严重的事故，放射性物质才会泄漏到系统之外。
第六道防线—紧急炉心冷却系统只要保持反应堆的水位，就可以防止反应堆“干烧”而使核燃料熔毁。一般的核电站都有多套紧急炉心冷却系统，这些系统视反应堆压力启动，只要有1个回路把水注入反应堆，系统就安全无虞。
第七道防线—安全壳
安全壳又叫围阻体，是防止放射性物质外释最重要的外层防线，它由超过2米的强化钢筋混凝土构成，把反应堆及密闭冷却水循环系统通通纳入它的防护范围。任何自反应堆或冷却水系统释出的放射性物质，均无法释放到外界环境。切尔诺贝利发生石墨大火时，就是因为没有安全壳的设计，所以放射性物质随火势而直冲云霄，造成大面积污染。在另一方面，1979年的美国三哩岛核泄漏事故结果就完全不同，尽管有20%的核燃料受到损毁，却因为安全壳发挥功能，几乎没有放射性物质释放到环境中。
以上的“七重防护”是现有的第二代核电站应用中的安全设计（第一代核电站为早期研究堆和试验堆，多已退役），而最新的第三代核电站在安全性上更胜一筹，如美国西屋公司的AP1000核电站就采用了“非能动安全”设计，比现行的“失灵安全”理念更先进。非能动安全又叫被动安全，即利用大自然的基本现象来设计安全设施。例如，冷却水流失事故发生后，冷却水不需要通过主泵才能够注入反应堆内，而是利用重力将置于高处的冷却水灌入反应堆，也就是再也不怕地震海啸什么的造成的全面断电了；安全壳也可以通过设计，使空气发生自然对流带走体内的热量。
除了核电站内部的安全设计，各国核安全当局也制定了一定的安全措施，以应对紧急核事故的发生。不少国家规定，核电站必须以反应堆为中心划出一定的区域（中国的规定是反应堆附近500米内）为安全区，安全区内禁止人们居住，也不准建设其他民用建筑。而一旦有大量的放射性物质向外界释放时，政府会根据不同的事故状况采取相应的防护措施，保护公众的安全和健康。常用的防护措施有：隐蔽、服用稳定性碘片（其原理是让稳定性碘在甲状腺中呈饱和状态，则放射性碘131就不能为甲状腺所吸收，从而排出体外）、食物和饮水控制、出入通道管制、撤离、去污。注意，是服用碘化钾药片，不是猛吃碘盐，下次可别再闹“抢盐”这样的笑话了哦。
《Geek》要说的是，在安全设施完善和科学管理的前提下，核电站在运行过程中是十分可靠和安全的，放射性物质被置于层层防护屏障中，正常情况下对公共环境的辐射影响微乎其微；即使发生事故，这些屏障也能把绝大部分放射性物质阻拦在内。退一万步说，哪怕公众对建在家门口的核电站再不满，在巨大的经济利益面前，唯利是图的西方资本家也会极力推动核电的发展：美国核电站的运行成本平均低于2美分/千瓦时，而火电成本大约是3美分/千瓦时；我国的大亚湾核电站在2008年已经完成全部基建贷款本息还款56.74亿美元，运行15年，平均每年还贷3.78亿美元（核电站的设计寿命一般是60年，还能延期服役）……再说了，每年因为矿难而死的人比历史上因为核电站事故而死的人多得多，也没见有人因此拒用火电站拿煤炭发的电吧？
核电也有烦恼
核电虽然相对于火电有巨大的优势，但也不是全无后顾之忧。核电面临的一大难题就是核燃料的相对紧缺。全世界探明的铀资源只够人类使用75年，如果考虑未探明储量和核电快速发展的情况，铀燃料大概也只能使用100年左右，这完全有可能在化石燃料用完之前就出现铀资源危机。不过实际情况并没有那么严峻，因为从理论上燃料问题是可以解决的。快中子堆技术（利用钚239裂变产生的快中子将铀238变成钚239循环利用的反应堆）如果能够进入商业应用的话，核燃料问题就会迎刃而解了。此外，人类也在加紧研究核聚变技术。核聚变是指由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。核聚变释放的能量比核裂变大得多，目前人类已经可以实现不受控制的核聚变，如氢弹的爆炸，但是还不能进行可控核聚变，这主要是因为进行核聚变需要的条件非常苛刻，需要在1亿摄氏度的高温下才能进行。目前超导核聚变实验装置托卡马克环和激光/惯性核聚变装置NIF都获得了初步成功，虽然离实现核聚变的商业发电遥遥无期，但至少让人看到了希望。
核电面临的另一大难题是核废料处理。虽然核电站在正常运行中不会向环境释放放射性物质，但是运行中会产生带有一定放射性的废气、废水和固体废弃物，这些所谓的“三废”必须经过妥善的处理后才能向环境排放。
三废处理的原则是尽量降低排放量，即把放射性气态流出物和液态流出物的排放降至最低的水平。气体废物经处理和监测合格后向高空排放；低放射性废水经处理，监测合格后排放；放射性活度较大的液体废物转化成固体废物，固体废物进行贮存处置。
核废料中，最难以处理的就是铀、钚等高放射性元素裂变过程中产生的“高级别”废弃物（乏燃料）。大多数“高级别”废弃物中的放射性同位素具有超强的辐射和极长的半衰期（有的超过10万年），这些废弃物降低到安全放射性水平需要相当长的时间。
目前可以通过玻璃化冷冻保存、离子交换、合成岩等方法来降低它们放射性，以便于进行后续处理。此外还有海洋处理、混合再生等方法，甚至有人提出可以把核废弃物扔到太空里去。
这些技术在理论上都是可行的，关键是看以后的发展。当然，最普遍的处理方法还是找一个地质结构稳定的领域（最好不在本国），挖一条500米至1000米的隧道，将这些高放射性的废弃物往里面永久地一放—虽然有点掩耳盗铃的味道，但目前对于大批量的乏燃料处理，也没有更好的办法。
明天会更好
半个多世纪以来，世界上拥有核电的国家，已经从开始的1个发展到现在的30个；运行的核电机组，已经由开始的1个发展到现在的440个；世界上核发电量占总发电量的比例，已从原来的微不足道发展到现在的13.8%。
核电已经成为目前世界上继火电、水电后第三大发电方法。美国、法国、日本、俄罗斯、韩国、德国、加拿大、乌克兰、中国和英国都是核电大国，核电第一大国美国的核发电量占全国总发电量的20%，法国更是占到了75%。未来还会有更多的国家兴建自己的核电站，人类已经离不开核电这种清洁高效的能源形式了。
虽然近期发生的福岛核泄漏事故对核电的发展带来了不小的消极作用，不少国家由此纷纷重新审视本国的核能源计划，然而核电的巨大优势还是不容否定的。从世界能源利用现状和发展前景来看，在没有更经济的能源出现之前，发展核电是大势所趋。随着技术和管理水平的不断改善，核电的安全性、可靠性和经济性也不断提高，终有一天人类将不必谈“核”变色，而是放心地享受核电带来的便利。
……
福岛核事故之谜
《Geek》先来回顾一下福岛第一核电站的事故发生过程。2011年3月11日14时46分，日本本州岛东北海岸发生9.0级地震，大地震发生时，运行中的1、2、3号机组执行了自动停机程序（4、5、6号机组正停机做定期检查），反应堆停止运行，厂内发电功能立即停止。然而接踵而至的15米大海啸淹没了绝大部分柴油发电机组，供给反应堆的交流电源即告失效，同时由于地下室的电源开关也被淹没，移动式发电机或厂外电缆也无法接入。由于以柴油为燃料的备用冷却系统同时被毁，无法对反应堆内流失的冷却水进行补充，1、2、3号机组反应堆压力容器内冷却水水位下降，造成核燃料棒部分暴露。长时间处于过热状态的燃料棒发生“局部”熔化，同时发生化学反应，产生了氢气，1、2、3机组反应堆所在厂房先后发生了化学爆炸。爆炸甚至造成了2号机组反应堆压力容器的破坏，熔毁的燃料棒外释的放射性物质借着积水为媒介外泄。在第一次爆炸后东京电力公司就使用溶解有硼酸的海水（后改用纯水）来淹没反应堆堆芯，但人工供水能力又赶不上蒸发能力，所以始终无法阻挡燃料组件露出水面的结局，堆芯熔毁的惨剧继续上演。4月12日，福岛核事故等级上调到7级，与当年的切尔诺贝利事故同级。不过到了4月28日，1号机组反应堆内压力由事故最初的840kPa（设计限值的2.1倍）下降到接近大气压水平，事态稍有缓和。然而当人们稍微将视线从福岛第一核电站移开时，5月12日，东电发现1号机组中的400支燃料棒已经全部露出水面，并预计已经熔化了55%；熔化的核燃料棒烧穿了反应堆底，有5000吨重度放射性污水去向不明，事态终于全面升级！
福岛第一核电站为何会发生如此严重的堆芯熔毁事故？它的设计是否存在安全隐患？核电站到底安不安全？……要解答这一系列问题，就得从核反应堆的结构和运行方式讲起。
反应堆中的猫腻
所谓核反应堆，就是装配了核燃料，以实现大规模可控裂变链式反应的装置，这是核电站最关键的设备。目前用于商业核能发电的水冷反应堆依据使用慢化剂的不同，分为轻水堆与重水堆，其中轻水堆可分为沸水堆与压水堆。但不管哪一种堆型，它们的基本结构都相差无几：外壳是由金属制成的圆柱形压力容器，核燃料组件、控制棒及其驱动机构、慢化剂、冷却剂等包含其中。不明白不要紧，就让《Geek》先来对所有反应堆均相同的核心组成挨个说明一下；至于三大堆型的异同，后文再详细解说。
燃料组件：核燃料的应用形式有作为固体燃料的纯金属、合金、化合物以及作为液体燃料的水溶液、液态金属溶液和悬浮物。对固体燃料来说，为了包容裂变产物和防止核燃料的氧化和腐蚀，采用金属或石墨包壳将燃料包覆起来，这种燃料称为芯块。把小指头大小的烧结二氧化铀（或者其他核燃料）芯块装到锆合金管中，再将17×17共289根装有芯块的锆合金管组装在一起（仅就压水堆而言，沸水堆使用的燃料组件更多），就构成了核反应堆中的一个燃料组件，组件之间用定位架固定。
P．S．核燃料的来源
作为核燃料的铀是自然界中原子序数最大的元素，在地壳中的含量为四百万分之一。天然铀由3种同位素组成，其中只有含量占0.71%的铀235（原子量为235）可作为核裂变的核燃料。
除了铀235之外，天然元素钍232和铀238吸收中子后分别形成的人工核素铀233和钚239也可作为核燃料（福岛第一核电站3号机组使用的核燃料就是钚239和铀235的混合氧化物MOX）。
铀矿石不能直接倒进反应堆核燃料，要经过精选、碾碎、酸浸、浓缩等程序，制成有一定铀含量、一定几何形状、一定结构的铀燃料棒才能参与反应堆工作。至于铀的开采与生产过程，《Geek》在2010年9期做了较详细的介绍，有兴趣的童鞋请自行查阅。
控制棒：每个燃料组件中间都插有一束能吸收中子的合金棒，通过专门的驱动机构可以调节控制棒插入燃料组件的深度，通过吸收核反应过程中用来轰击核燃料原子核的中子，控制棒就能将链式反应的速率控制在一个预定的水平上，从而实现控制能量释放的目的。核电站常用的控制棒材料有硼钢、银-铟-镉合金等。其中含硼材料因资源丰富、价格低，应用较广，但它容易产生辐照脆化和肿胀；银-铟-镉合金热中子吸收截面大，是轻水堆的主要控制材料。
慢化剂：核燃料裂变反应释放的中子为快中子，而在反应堆中要应用慢化中子维持链式反应，慢化剂就是用来将快中子能量减少，使之慢化成为热中子或中能中子（速度降为2200m/s、能量约为1/40eV的中子）的物质。有时慢化剂兼作冷却剂。应用最多的固体慢化剂是石墨，它是迄今发现的可以采用天然铀（铀含量为0.71%）为燃料的两种慢化剂之一，另一种是重水。采用重水作为慢化剂的反应堆就叫重水堆。轻水（普通水）是应用最广泛的慢化剂，采用轻水作为慢化剂的反应堆就叫轻水堆（压水堆和沸水堆都是轻水堆）。虽然它的慢化性能不如重水，但胜在来源广、价格低。
冷却剂：将堆芯发生链式核反应产生的热能通过循环系统导出反应堆的流体。理想的冷却剂应具有优良慢化剂核特性，有较大的传热系数和热容量，抗氧化以及不会产生很高的放射性。此外，大多数适合的流体以及它们含有的杂质在中子辐照下将具有放射性，因此冷却剂要用耐辐照的材料包容起来，用具有良好射线阻挡能力的材料进行屏蔽。常用的冷却剂有液态钠（主要用于快中子堆）和钠钾合金（主要用于空间动力堆）、轻水、重水以及气体冷却剂（如二氧化碳、氦）和有机冷却剂。
除了这些核心部分之外，反应堆中还有稳压器、危急冷却系统等必要的设备，这一切保障了核裂变的链式反应能在堆芯（燃料芯体）中顺利进行：当控制棒拔起来时，中子数目开始增多，铀235的原子核不断地吸收中子发生裂变，裂变释放出的高速中子经过慢化剂后减速，从而与更多的原子核碰撞引发新的裂变，一传二二传四四传八……对了，这就是链式反应。
沸水堆
就日本福岛第一核电站而言，它的6个机组配备的反应堆均是沸水堆（PWR）。前面说过，沸水堆和压水堆均为轻水堆，也就是使用普通水作为慢化剂和冷却剂的反应堆。沸水堆在运行时堆内压力较低（约为7MPa，接近70个大气压），堆内冷却水会被加热到沸腾状态，因此叫沸水堆。沸水堆的基本运行方式是这样的：冷却水从堆芯下部流进，在沿堆芯上升的过程中，从燃料棒那里得到热量，变成了蒸汽和水的混合物，经过堆芯顶部的汽水分离器和蒸汽干燥器，分离出的蒸汽直接推动汽轮发电机组发电；从汽轮机处冷凝得来的水，由泵送回堆芯内。主循环泵负责提供动力，保证回路内的冷却水的流动使堆芯内热量分布均匀，并能充分带走燃料棒的热量。由于冷却水会沸腾成为蒸汽去推动汽轮机，所以堆芯内的冷却水不断地被消耗，必须由给水系统不断地补充水。
再者因为堆芯顶部要安装蒸汽发生设备，所以沸水堆的控制棒及其控制机构安装在反应堆底部，停堆时必须由下向上插入。沸水堆的好处是系统特别简单，只有一个回路，但是用于驱动汽轮机发电的蒸汽带有较大的放射性，需要更严密的措施来防止泄漏，所以沸水堆相对于压水堆安全性较差。不仅如此，福岛第一核电站的沸水堆还是60年代设计、1971年就投入运行的老古董，很多安全设计都不具备，甚至之前就发生过放射性泄漏事件。
当检测到地震发生时，福岛第一核电站的1、2、3号机组的控制系统自动将沸水堆的工作方式控制棒由下向上地插入堆芯的核燃料中，此时产生的中子数量达不到临界值，裂变无法连续进行下去，链式反应被中止，反应堆停机。然而问题来了：燃料棒上端比下端晚停止核反应，因此上端的温度自然就比下端高；在沸水堆内存在沸腾蒸发，部分冷却水被蒸发消耗掉了；此外，反应堆在停止工作后的一段时间内仍然非常炙热，这些热量一直维持在反应堆的核心。
鉴于上述三点，为了避免反应堆因过热而烧毁，在停堆后冷却系统必须继续运作，才能将堆内的余热导出。然而由于地震和海啸，福岛第一核电站的冷却系统全部发生故障，无法对堆芯进行冷却和补充冷却水。堆内冷却水被余热不断蒸发，水位逐渐下降，很快燃料棒上端就露出了水面。本来燃料棒上端温度就很高，又失去了冷却水的保护，因此没多久过热的燃料棒上端就开始熔化破裂，同时容器内的高温使得水蒸气与燃料棒的锆合金护套的反应产生氢气，最终酿成了厂房爆炸和堆芯熔毁的惨剧。
不仅如此，由于反应堆破裂和注水工作造成的地下水渗透，有部分放射性物质泄漏到海水中，造成核电站附近的海水放射性激增。虽然之前进入大气环流的放射性物质因为稀释作用还不足以令人担心，但大量放射性海水对环境和海洋生物的影响目前还难以估计，最坏的结果就是放射性物质进入淡水循环影响整个食物链，大家就坐等2012吧……
如果福岛第一核电站换做压水堆，结果是否会有不同？让我们根据压水堆的结构和特性来分析分析。不同于有蒸汽出口的沸水堆，压水堆是一个完全密闭的高压循环系统，堆内压力保持在15.5MPa左右（约153个大气压），堆内冷却水即使在300℃多也不会沸腾，所以叫压水堆。压水堆运行的时候，密闭在一回路中的液态冷却水在主循环泵的驱动下流经堆芯，将链式反应产生的巨大热量带走，在蒸汽发生器将热能传递给二回路的工质（水）后又流回反应堆。反应堆内的压力由稳压器（又称压力平衡器）进行调节，当压力过高时，喷洒冷水降压；当堆内压力太低时，加热器自动通电加热使水蒸发以增加压力。二回路水被加热为高温高压蒸汽（二回路蒸汽压力为6~7MPa，蒸汽的温度为275~290℃），驱动汽轮发电机发电。因为压水堆的二回路系统与一回路系统是完全分隔的，所以二回路水的放射性远远低于一回路水，即使二回路蒸汽发生泄漏，对环境的威胁也小得多；压水堆在一回路没有出现破口的情况下，因为不存在沸腾蒸发，所以基本不会失去冷却水；就算主泵停转，由于一二回路的温度差，可以实现自然循环，照样可以带走堆芯余热，给燃料组件提供安全保障。值得庆幸的是中国的商业化核电站都是技术成熟度和稳定性较高的压水堆电站，看来中国人民比日本人民幸福多了。
压水堆的工作方式
P．S．三哩岛核泄漏事故1979年3月28日，美国宾夕法尼亚州萨斯奎哈纳河三哩岛核电站2号压水堆发生了一次部分堆芯融毁事故（6级事故），但由于作为最后一道防线的安全壳（围阻体）发挥了作用，只有少部分放射性物质泄漏到周围环境中，并没有对公共安全和健康造成不良影响。在整个事件中，运行人员的错误操作和机械故障是重要的原因。
比较完了两种轻水反应堆，再来简单说说重水堆（HWR）。前面提到过，重水堆是用重水作慢化剂和冷却剂的反应堆。重水又叫氘化水（氘是氢的同位素，元素符号D，氘原子比氢原子多一个中子），分子式D2O，分子量20.0275，比普通水（H2O）的分子量18.0153高出约11％。重水这玩意在天然水中只占1/6500，这使得它的提取成本很高，因此重水的用度约占重水堆基建投资的六分之一以上。那为什么非得多花钱来建重水堆呢？原因就在于重水吸收热中子的几率比轻水要低200多倍，能用于反应的中子更多，所以可以用铀含量为0.71%的天然铀作为重水堆的核燃料；而其他的慢化剂（如轻水）只能使用浓缩铀（铀含量为2~4%）。因为不需要对铀进行浓缩，所以配套的燃料制造厂投资小，燃料生产成本低。重水堆仍需配备蒸汽发生器，同样有一二回路之分，所以重水堆实际上也是一种压水堆。
现在运行着的核电站反应堆中，压水堆约占61%，沸水堆约占22%，重水堆约占10%。不过随着重水堆技术的发展和建造成本的降低（重水仅用作慢化剂，重水的用量大幅度减少），未来重水堆的发展前景还是不错的。
P．S．切尔诺贝利核事故
1986年4月26日，前苏联切尔诺贝利核电站发生了史上最严重的一次核事故（7级）。在4号机组的反应堆安全系统试验过程中，工作人员严重违规操作引发功率瞬变，进一步引起瞬发临界而造成了严重事故。反应堆堆芯、反应堆厂房和汽轮机厂房被摧毁，大量放射性物质释放到大气。500人住进了医院，造成31人死亡。究其原因，除了违章操作之外，4号机组的石墨反应堆（石墨慢化沸水冷却压力管式热中子反应堆）本身就存在严重的设计缺陷，固有安全性差，同时这种石墨反应堆没有安全壳，当放射性物质大量泄漏时，没有任何防护设施能阻止它进入大气。在这次事故之后，石墨反应堆在商业核能发电中逐渐被淘汰，安全壳也成为了核电站的必备设施。
揭秘核电站
通过上文，想必各位童鞋对核反应堆的结构和原理已经略知一二，不过反应堆只是一座核电站的一小部分，接下来《Geek》就带领大家到核电站逛一逛，了解一下核电站的全貌。
在到达核电站之前，要先委屈你坐上一个小时的汽车，因为核电站一般都在离市区50公里以外的地区，而且基本都建在海边。这是由核电站的选址原则决定的。首先，核电站要建在经济发达、用电负荷集中的地区，所以中国现有的和在建的几座核电站集中于东南沿海地区。其次，核电站必须以预防性为出发点进行选址，也就是万一出事故的时候，造成的损失要最少，对周围环境的影响要最小。基本的原则是选择人口密度相对较低、离大城市相对较远的地点；所选的地点必须有大量的水源，用来带走电站排出的余热和提供生活用水；必须有良好的大气扩散条件，使电站排出的带有放射性的气体能容易消散；必须地质稳定和不致受其他自然灾害袭击破坏等。进入核电站之后，我们可以发现这里的厂房基本分为核岛和常规岛两大部分：圆柱体部分为核岛；长方体部分为常规岛。建于内陆的核电站还配有极为壮观的冷却塔（临海而建的核电站没有冷却塔）。
核岛：包括核反应堆和一回路系统、核燃料贮存池等带有放射性的部分。最外层的圆柱体就是安全壳，安全壳内安装有压力容器、蒸汽发生器以及各种各样的管道和装置，前面介绍的核反应堆就位于压力容器内。
常规岛：常规岛的工作原理与设备和火电站的基本相同，常规岛的厂房内设有汽轮机和发电机，主要任务是负责把蒸汽变成电。
除了动力设施，核电站的设施还包括控制室、剂量测定监督室、水处理室、泵房、变压器和开关站、修配厂、备用锅炉房、仓库、各种贮罐、消防站、办公楼、餐厅、车库等等。
参观完核岛和常规岛，《Geek》就可以揭晓本文题目的答案了：核电站是怎样发电的？结合压水堆的工作方式来看，核电站的发电过程是这样的：反应堆进行链式反应，在短时间内释放大量的热能，在主循环泵的驱动下，在一回路中的液态冷却水从堆芯带走热量并流入蒸汽发生器传热管的一侧，经蒸汽发生器内数以千计的传热管，将热量传给传热管另一侧的二回路水，我们称之为用水来烧水。前面提到过，从一回路流出来的水是在15.5MPa的压力下，即使温度高达300℃，也能保持液态。而在另一侧的二回路水压力则低得多，所以沸点比一回路的水低，自然就能实现用水来烧水了。二回路的水被加热变成高温高压蒸汽后，就通过管道被送到汽轮机中去推动汽轮机做功，然后由汽轮机带动发电机发电，发出的电流经过变压器升压后并入电网。发电后的蒸汽自汽轮机排出，被三回路的海水冷却后，再循环至蒸汽发生器加热。如果核电站位于内陆地区，无海水资源可用，则第三回路使用来自冷却塔（自然风冷）的循环冷却水。简单来说，核能发电就是核能→热能→机械能→电能这样一个能量转换过程。核电站与火电站相比，最大的区别在于核电站是用核燃料在反应堆中烧水产生蒸汽发电，而火电站是用化石燃料在锅炉中烧水。
核电站安全吗？
其实就厂区环境而言，核电站比火电站整洁得多，可谓绿荫环绕、生机盎然，那么为何又有这么多人谈核变色、反对修建核电站呢？原来核电站运转时，反应堆内不断进行核裂变，并产生放射性分裂产物。如果这些放射性物质外泄，可能会污染环境，危害公众健康。而历史上的三次重大核事故—美国三哩岛、前苏联切尔诺贝利、日本福岛，又极大地加剧了人类对于核电的不信任。为了让公众能够安心地支持核电，各国的核安全当局对于核电站安全设施的设计、施工、运转可谓做足了功夫，不仅将这一切都置于严格的法规之下，而且对于各种意外情况也制定了相应的对策，同时不断地进行这方面的科普宣传。其实对于核电站所采取的安全措施，前文也零星有提到，如控制棒的设计，安全壳的防护功效等。接下来《Geek》就由内到外系统地讲讲现有的核电站的“七重防护”。在这重重防护措施之下，虽然不能说“绝无侧漏”，但已经把发生核事故的可能性降到了最低。
P．S．核辐射的剂量与危害
希沃特（英文sievert，缩写Sv，简称“希”，又称西弗）是一个用来表示人类身体所能承受的以辐射场的强度与曝露时间的相乘积计算的辐射剂量（1希沃特=1焦耳/公斤），以“微希沃特/小时”及“毫希沃特/年”两种较常见。地球上普通人每年受到的累计辐射平均为2.4毫希沃特。日常生活中接触到的辐射剂量都在0.05微希沃特左右，接触到的环境只要维持在0.2微希沃特以下都是正常可接受的。不过，超过20微希沃特就必须注意了。
如果人体瞬间接受的辐射量超过2万微希沃特，就会对身体造成危害，不仅会严重伤害脑中枢，还可能在几小时内就死亡。
第一道防线—燃料芯块
核燃料被高温烧结成直径几毫米的小圆柱形燃料芯块，外包石墨，质地致密坚硬，可以承受2000摄氏度以上的高温。绝大部分放射性物质都会滞留在燃料芯块内，只有极少量惰性气体和碘，会借着扩散作用溜出来。
第二道防线—燃料棒
燃料芯块装入锆合金燃料护套成为燃料棒，可以承受高温高压环境。通常护套破损的机率都小于百万分之一，只要护套不破裂，溢出燃料芯块的放射性气体及碘，可以有效地被阻滞。
第三道防线—反应性先天稳定设计反应堆一般设计成负的反应性，也就是当系统的温度、压力升高时，会自动抑制核反应的进行。而当年的切尔诺贝利核电站的设计就完全不同，当系统温度与压力升高时，反应会更加快，更不受控制（石墨堆的固有缺陷），这就是切尔诺贝利事故酿成严重灾害的原因。
第四道防线—反应堆控制系统控制棒群与备用硼液控制系统是不可或缺的安全系统，一但反应堆状况超过某个界限，系统会自动插入全部控制棒，只要1.5秒就可以中止链式反应。必要时，数十吨高浓度硼液会自动注入反应堆，立即终止反应。
第五道防线—反应堆压力容器反应堆外壳是厚达30厘米、重达1000吨的高强度金属容器。放射性物质从燃料棒泄漏出来，也被局限在密闭的反应堆内。只有发生极严重的事故，放射性物质才会泄漏到系统之外。
第六道防线—紧急炉心冷却系统只要保持反应堆的水位，就可以防止反应堆“干烧”而使核燃料熔毁。一般的核电站都有多套紧急炉心冷却系统，这些系统视反应堆压力启动，只要有1个回路把水注入反应堆，系统就安全无虞。
第七道防线—安全壳
安全壳又叫围阻体，是防止放射性物质外释最重要的外层防线，它由超过2米的强化钢筋混凝土构成，把反应堆及密闭冷却水循环系统通通纳入它的防护范围。任何自反应堆或冷却水系统释出的放射性物质，均无法释放到外界环境。切尔诺贝利发生石墨大火时，就是因为没有安全壳的设计，所以放射性物质随火势而直冲云霄，造成大面积污染。在另一方面，1979年的美国三哩岛核泄漏事故结果就完全不同，尽管有20%的核燃料受到损毁，却因为安全壳发挥功能，几乎没有放射性物质释放到环境中。
以上的“七重防护”是现有的第二代核电站应用中的安全设计（第一代核电站为早期研究堆和试验堆，多已退役），而最新的第三代核电站在安全性上更胜一筹，如美国西屋公司的AP1000核电站就采用了“非能动安全”设计，比现行的“失灵安全”理念更先进。非能动安全又叫被动安全，即利用大自然的基本现象来设计安全设施。例如，冷却水流失事故发生后，冷却水不需要通过主泵才能够注入反应堆内，而是利用重力将置于高处的冷却水灌入反应堆，也就是再也不怕地震海啸什么的造成的全面断电了；安全壳也可以通过设计，使空气发生自然对流带走体内的热量。
除了核电站内部的安全设计，各国核安全当局也制定了一定的安全措施，以应对紧急核事故的发生。不少国家规定，核电站必须以反应堆为中心划出一定的区域（中国的规定是反应堆附近500米内）为安全区，安全区内禁止人们居住，也不准建设其他民用建筑。而一旦有大量的放射性物质向外界释放时，政府会根据不同的事故状况采取相应的防护措施，保护公众的安全和健康。常用的防护措施有：隐蔽、服用稳定性碘片（其原理是让稳定性碘在甲状腺中呈饱和状态，则放射性碘131就不能为甲状腺所吸收，从而排出体外）、食物和饮水控制、出入通道管制、撤离、去污。注意，是服用碘化钾药片，不是猛吃碘盐，下次可别再闹“抢盐”这样的笑话了哦。
《Geek》要说的是，在安全设施完善和科学管理的前提下，核电站在运行过程中是十分可靠和安全的，放射性物质被置于层层防护屏障中，正常情况下对公共环境的辐射影响微乎其微；即使发生事故，这些屏障也能把绝大部分放射性物质阻拦在内。退一万步说，哪怕公众对建在家门口的核电站再不满，在巨大的经济利益面前，唯利是图的西方资本家也会极力推动核电的发展：美国核电站的运行成本平均低于2美分/千瓦时，而火电成本大约是3美分/千瓦时；我国的大亚湾核电站在2008年已经完成全部基建贷款本息还款56.74亿美元，运行15年，平均每年还贷3.78亿美元（核电站的设计寿命一般是60年，还能延期服役）……再说了，每年因为矿难而死的人比历史上因为核电站事故而死的人多得多，也没见有人因此拒用火电站拿煤炭发的电吧？
核电也有烦恼
核电虽然相对于火电有巨大的优势，但也不是全无后顾之忧。核电面临的一大难题就是核燃料的相对紧缺。全世界探明的铀资源只够人类使用75年，如果考虑未探明储量和核电快速发展的情况，铀燃料大概也只能使用100年左右，这完全有可能在化石燃料用完之前就出现铀资源危机。不过实际情况并没有那么严峻，因为从理论上燃料问题是可以解决的。快中子堆技术（利用钚239裂变产生的快中子将铀238变成钚239循环利用的反应堆）如果能够进入商业应用的话，核燃料问题就会迎刃而解了。此外，人类也在加紧研究核聚变技术。核聚变是指由质量小的原子，主要是指氘或氚，在一定条件下（如超高温和高压），发生原子核互相聚合作用，生成新的质量更重的原子核，并伴随着巨大的能量释放的一种核反应形式。核聚变释放的能量比核裂变大得多，目前人类已经可以实现不受控制的核聚变，如氢弹的爆炸，但是还不能进行可控核聚变，这主要是因为进行核聚变需要的条件非常苛刻，需要在1亿摄氏度的高温下才能进行。目前超导核聚变实验装置托卡马克环和激光/惯性核聚变装置NIF都获得了初步成功，虽然离实现核聚变的商业发电遥遥无期，但至少让人看到了希望。
核电面临的另一大难题是核废料处理。虽然核电站在正常运行中不会向环境释放放射性物质，但是运行中会产生带有一定放射性的废气、废水和固体废弃物，这些所谓的“三废”必须经过妥善的处理后才能向环境排放。
三废处理的原则是尽量降低排放量，即把放射性气态流出物和液态流出物的排放降至最低的水平。气体废物经处理和监测合格后向高空排放；低放射性废水经处理，监测合格后排放；放射性活度较大的液体废物转化成固体废物，固体废物进行贮存处置。
核废料中，最难以处理的就是铀、钚等高放射性元素裂变过程中产生的“高级别”废弃物（乏燃料）。大多数“高级别”废弃物中的放射性同位素具有超强的辐射和极长的半衰期（有的超过10万年），这些废弃物降低到安全放射性水平需要相当长的时间。
目前可以通过玻璃化冷冻保存、离子交换、合成岩等方法来降低它们放射性，以便于进行后续处理。此外还有海洋处理、混合再生等方法，甚至有人提出可以把核废弃物扔到太空里去。
这些技术在理论上都是可行的，关键是看以后的发展。当然，最普遍的处理方法还是找一个地质结构稳定的领域（最好不在本国），挖一条500米至1000米的隧道，将这些高放射性的废弃物往里面永久地一放—虽然有点掩耳盗铃的味道，但目前对于大批量的乏燃料处理，也没有更好的办法。
明天会更好
半个多世纪以来，世界上拥有核电的国家，已经从开始的1个发展到现在的30个；运行的核电机组，已经由开始的1个发展到现在的440个；世界上核发电量占总发电量的比例，已从原来的微不足道发展到现在的13.8%。
核电已经成为目前世界上继火电、水电后第三大发电方法。美国、法国、日本、俄罗斯、韩国、德国、加拿大、乌克兰、中国和英国都是核电大国，核电第一大国美国的核发电量占全国总发电量的20%，法国更是占到了75%。未来还会有更多的国家兴建自己的核电站，人类已经离不开核电这种清洁高效的能源形式了。
虽然近期发生的福岛核泄漏事故对核电的发展带来了不小的消极作用，不少国家由此纷纷重新审视本国的核能源计划，然而核电的巨大优势还是不容否定的。从世界能源利用现状和发展前景来看，在没有更经济的能源出现之前，发展核电是大势所趋。随着技术和管理水平的不断改善，核电的安全性、可靠性和经济性也不断提高，终有一天人类将不必谈“核”变色，而是放心地享受核电带来的便利。
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