利用核能

Encyclopedie environnement - nucleaire - nuclear energy

  核反应堆将铀核裂变产生的热量转化为电能。反应堆运行时的发电量可以根据需要进行调节。在正常运行期间,核反应堆非常环保,特别是在温室气体减排方面。自20世纪50年代以来,通过从稀有事故中吸取教训来提高安全性和稳定性,核反应堆已演进了数“代”。放射性废物的产量和体积是有限的,使其可以在很长时间内被有效控制,但人们对其管理仍有争议。

  全世界约有450个核反应堆使用裂变反应生产了世界11%的电力。在这篇文章中,我们将描述裂变反应和裂变反应堆的运行原理,以及它们对环境的积极和消极影响。在阅读这篇文章之前,建议先读一读“放射性与核反应”这篇文章。

1. 核裂变

环境百科全书-核能-铀235裂变
图1. 铀235原子核的裂变。[来源:B. Barré PR., 鲍奎斯,已注销的出版商]

  少数几种非常重的原子核(铀:U-233和U-235; 钚: Pu-239和Pu-241),当它吸收一个中子时,会变得不稳定,以至于它们通常会分裂成两个碎片:这就是核裂变。这些容易发生裂变的原子核被称为易裂变核。在裂变过程中,会有几个中子(通常是2或3个)高速(约20000公里/秒)射出。裂变碎片的质量总和,小于初始原子核及其吸收的中子的质量总和:正如爱因斯坦告诉我们的那样,这种微小的质量损失对应于巨大的能量释放,根据著名的公式E = mc2,写为ΔE =-c2Δm会更准确, 其中ΔE代表释放的能量,Δm代表最终质量和初始质量之差,c代表真空中光速。

  这种能量主要体现为分离后碎片中的动能,但是当这些碎片与相邻的原子碰撞使其产生震动时,一切动能都转化为热量(见“能量”)。我们将介绍被称为动力反应堆的核反应堆,利用这种热量发电。一个基本的化学反应通常只会释放几电子伏特的能量,但一次裂变却能够释放出2亿电子伏(200 MeV)。因此,一克铀的裂变产生的能量,要比一吨石油燃烧产生的能量要多。

  一个原子核裂变后,如果裂变新产生的中子遇到其它易裂变的原子核,这些原子核可能也会裂变,引起链式裂变反应。如果这种链式裂变反应呈指数增长,它会非常迅速地释放出巨大的能量:这就是原子弹的原理。但如果中子的数量保持不变,则释放的能量是稳定的:这就是核电站所要达到的效果。

  恩利克·费密(Enrico Fermi)首先观察到(1934年),如果中子在入射到靶物质之前,与轻核(石蜡)发生弹性散射并减慢速度,则靶物质将吸收更多被减慢速度的中子。这种减速被称为慢化或热化,因为中子速度被降低到慢化材料原子核热运动的水平。这种现象在大多数核反应堆的运行中起着关键作用,这些核反应堆被称为热反应堆,这是相对于“快中子反应堆”而言的。

  有一些重原子核,虽然其本身是不易裂变的,但是在吸收中子后,变为具有β放射性的新原子核[1]。这种新原子核发生β衰变后产生的“子核”却是易裂变的。这种吸收中子后可转变为易裂变核的原子核被称为“可增殖核”,如Th-232可增殖为U-233铀,U-238可增殖为Pu-239。

  现在让我们看看裂变碎片。它们中大多数是放射性的,其中多数衰变地很快,从而变为新原子核,这些新原子核通常也是具有放射性的。裂变产物是残存未衰变的裂变碎片和这些碎片的衰变子体的混合物。绝大多数裂变产物无利用价值,其构成了所谓“高放射性废物”中的绝大部分(我们将在下面讨论它们的管理)。除了裂变产物,放射性废物中还包括一些来自核燃料原子核非裂变中子吸收的产生的放射性重核:镎、镅和锔。它们被称为次锕系元素(MA),它们的长放射性半衰期[1]引出了另一个我们稍后将讨论的问题。

  反应堆通过链式裂变反应产生能量时,裂变产物在堆芯积累。当链式裂变反应停止时,这些裂变产物将继续衰变,释放出显著的剩余功率,这个功率起初很大,但随着时间的推移而衰减。一个典型的反应堆在停堆10秒后,剩余功率约为其标称功率的5%,一天之后为0.5%,一周后为0.3%。对于标称产生1000 MW电力的反应堆而言,0.3%的剩余功率,相当于反应堆停止运行后,仍将产生的9 MW热功率(产生1000 MW电力所需的反应堆产热功率为3000 MW)。这种现象是核反应堆所特有的,且无疑是核反应堆的首要安全问题:当反应堆停堆后,堆芯仍必须冷却数周,以避免其熔化,这正是我们稍后将描述的三哩岛(美国)和福岛(日本)核事故期间发生的情况。

2. 核反应堆

2.1. 发电厂、反应堆

  通常情况下,一个发电厂或电力生产中心会运行数个电力生产“单元”。但这里我们将使用“发电厂”来指代一个电力生产单元。最常见发电厂为水力发电厂和传统的热力发电厂。热力发电厂的能量来煤、天然气以及目前已经很少使用的重燃油的燃烧。

  热力发电厂中,除了使用燃气轮机的发电厂之外,都是在锅炉中将液态水转化为高压蒸汽。高压蒸汽在涡轮机中膨胀,驱动涡轮机叶片转动,然后在冷凝器中回到液态。冷凝器外部通过冷却水冷却。冷凝水随后返回锅炉进行新的水-蒸汽循环。涡轮机的轴(通常由几个“实体”组成)固定在交流发电机的轴上,带动交流发电机的旋转产生电流。所有涡轮机体和交流发电机都被称为涡轮交流发电机单元。产生的电力被输送到变电站,即增加电压的变压器,然后输送到高压输电网(电压越高,输电线路上的损耗越低)。

  核电厂也是一种热力发电厂,其供给水-蒸汽循环的能量来自核反应堆核心中的链式裂变反应。

2.2. 核燃料,堆芯

  与其他热力发电厂类似,虽然燃烧不是直接用于发电,但核燃料是释放发电所需热量的裂变材料。因此,核燃料必须含有易裂变的铀或钚。最常用的燃料是由氧化物粉末烧结而成的圆柱形陶瓷(结块)颗粒。

  核燃料被装在燃料组件中,燃料组件具有双重功能:一方面它可以将裂变产生的各种放射性元素包裹在组件内部,另一方面,它们将核裂变反应释放的热量有效地传递给传热流体(气体或液体)。这种热传递为发电设备提供热量,并反过来将核燃料组件保持在所需的安全温度。

环境百科全书-核能-核燃料组件
图2. 压水堆核燃料组件。[来源:(压水堆)[104366 /阿海珐/布劳恩·迈克尔]](图中:控制集群—控制棒;上层线圈—上定位格架;导管—导向管;混合格栅—组装格栅;可燃铅笔—燃料棒;下层线圈—下定位格架)

  核燃料组件是根据给定的反应堆设计模型而确定的,由此将产生各种不同的形状和尺寸的组件。一个典型的组件(见图2)由一束密封的金属管组成,燃料芯块堆叠在金属管中。这些管子被称为“燃料棒”,它们的金属外壳称为“包壳”。整个反应堆燃料包含在多个核燃料组件中,它们构成了反应堆堆芯。依据不同反应堆类型,当然还有它的功率要求,堆芯组件的数量变化很大。

2.3. 受控的链式裂变反应

  为了维持核反应堆中的链式裂变反应,在堆芯中裂变反应产生的中子数必须始终与被堆芯吸收及从堆芯中逸出的中子数之和完全相等。产生和消失的中子数之比被称为倍增系数,记为K。K必须严格等于1,这被称为临界条件,K=1时反应堆处于临界状态。

  如果K小于1,堆芯中中子迅速衰减消失,链式裂变反应停止,反应堆也停止运行:堆芯处于次临界状态。另一方面,如果K大于1,堆芯中子的数量会快速增加(由此导致裂变反应及堆芯释放的能量也快速增加),链式裂变反应会“反应过度”。即堆芯处于超临界状态。

  为了使反应堆永久保持在临界状态(K = 1),根据需要引入(或去除)由吸收中子的原子核组成的中子毒物或吸收剂。我们通常使用3种类型的中子吸收方法:

  • 可移动(可自由插入堆芯及从堆芯拔出)的中子吸收棒,称为控制棒;
  • 溶解在冷却剂中的中子吸收材料,其浓度可随时调节。这种中子吸收毒物被称为均质中子毒物。
  • 弥散在核燃料中的随反应堆运行而逐渐被消耗的中子吸收材料,即可燃中子毒物。

2.4. 缓发中子的关键作用

  链式裂变反应中两次连续裂变之间的时间间隔过短(因为即使是堆芯中最慢的中子,仍然以2千米/秒的速度运动!):在如此短的时间间隔内,堆芯没有有效的可以调节中子毒物数量的方法。幸运的是,堆芯链式裂变反应产生的部分中子来自裂变产物原子核。某些放射性裂变产物原子核有一个“多余”的中子,但该原子核消除这个“多余”中子的方式不是通过β衰变将其转化为质子(见“放射性与核反应”),而是以一个较长的半衰期(分钟量级)发射出中子,衰变为新原子核。

  正是这些延迟发射的“缓发中子”(对应于裂变反应中瞬时释放出的中子,即瞬发中子),提供了调节堆芯毒物数量所需的时间,如提升或插入控制棒,进而控制反应堆功率。如果没有缓发中子,就无法对链式裂变反应进行控制,也就没有核反应堆。

  钚原子核的裂变产生的中子数(2.9个中子)比U-235 产生的(2.4个中子)多。另一方面,钚裂变中缓发中子的比例 (0.21%)比U-235的(0.64%)更低,这意味着以钚为核燃料的反应堆更难控制。

3. 核反应堆的“代”式发展

环境百科全书-核能-核反应堆发展
图3. 四代核反应堆。[来源:作者组装,BB组装,EDF和AREVA照片,AREVA和CEA图](图中:初步成果—早期原型堆;电流反应堆—商用动力堆;先进反应堆—先进轻水堆;未来系统—下一代核能系统)

  自1999年以来,我们一直用第一代、第二代、第三代或第四代来描述核反应堆的发展演化(见图3)。

  第一代反应堆指的是20世纪50年代和60年代广泛建设的原型反应堆,它们各有不同,但现在几乎都停止使用了,正处于不同的退役阶段。

  第二代反应堆是目前世界上正在运行的主要反应堆系统,提供了世界11%的电力。这些反应堆坚固、可靠且具有经济竞争力。这些反应堆中的绝大多数使用普通的轻水作为冷却剂。

  设计建造第三代反应堆起因是切尔诺贝利核事故。后面我们将介绍这次核事故。鉴于此次核事故的教训,第三代核反应堆的设计建造要求,即使在发生堆芯熔化的极端事故下,放射性仍可被限制在有限的范围内,即在反应堆建筑内部。法国、德国联合设计的欧洲压水堆(EPR)是第三代反应堆的典型代表。EPR是一台大功率(1650 MW)压水反应堆,其装备了多重冗余系统以确保其坚固性和安全性。首先开始建造的两台EPR分别位于芬兰和法国,建造中均遭遇了重大的困难,导致了相当长时间的延期和额外成本。其次开始建设的两台第三代反应堆位于中国,其建造并没有遭遇困难,这主要得益于前两台建造的经验反馈。

  因此,在退役第一代,运行第二代,建设第三代的同时,反应堆的发展继续“铺展”,第四代堆预计在2050年左右实现商业化建造运行。

  第四代反应堆将满足与今天不同的要求。第四代反应堆将更好地利用裂变材料,更有效地管理长寿命放射性废物,更好地防止扩散[2],安全性至少与第三代一样高,并可以实现多重应用,比如:海水淡化、工业供热以及生产工业氢气用于人工合成燃料等,而不仅仅是发电。

  1985年至1997年运营的法国超级凤凰堆(RNR Superphénix)是第四代核反应堆的前驱者。

  第四代国际论坛(Generation IV International Forum, GIF)汇集了15个具有核技术的国家,给出了6种备选的第四代反应堆堆型,以指导研究和开发。其中某些反应堆将在计划的路线图时间内实现工业化。

4. 受控核聚变

环境百科全书-核能-结合能
图4. 原子核中每个核子的结合能。由于这种结合能很强,原子核的凝聚力就更强了。轻核聚变或重核裂变都可以导致原子核结合能的增强,并由此释放能量(结合能只差)。

  当一个重原子核裂变时,分裂前后系统的质量损失会导致相当大的能量释放。类似的(或者说是相反的),两个非常轻的原子核的融合可导致更大的质量损失和能量释放(就系统的总质量而言)。这是发生在恒星核心的反应类型(图4)。

  裂变和聚变都是在1938年发现的,但是尽管第一个裂变反应堆在1954年投入使用,而使用聚变发电在今天看来仍然是一个远期的规划。

  利用聚变的问题在于发生聚变的轻核都带正电荷,因此相互排斥。在恒星的中心,巨大的引力解决了这个问题,但在地球上,我们必须找到另一种方法。在氢弹中,是“常规”原子弹的强烈辐射引发了聚变:但这种方式不能用于受控发电。

  最有希望实现受控核聚变的方案是利用温度极高(1亿度)的氘和氚等离子体来解决这个问题。氘和氚是两种氢同位素,其原子核分别含有一个或两个中子[3]。氘、氚在这个温度下的运动速度可以克服核间的静电排斥。当然,在这个温度下,这种等离子体不能与任何物质接触:它被一种叫做托卡马克的机器中的电磁场所约束。ITER是这类机器中最强大的,自2005年以来这台由多国合作设计建造的机器一直在法国卡达拉奇(Cadarache)紧张地施工。大约在2027年,ITER将会首次实现氘氚等离子体聚变点火:从某种程度上说,这次点火之于受控核聚变的意义,犹如1942年12月费米实验首次实现链式裂变反应之于受控核裂变的意义。

5. 核能与环境

5.1. 温室气体

环境百科全书-核能-温室气体排放量
图5. 不同电力来源的温室气体排放量,以每千瓦时电所排放的二氧化碳克数表示。最小值和最大值范围反映了评估方法的差异。[资料来源:贝特朗·巴雷根据国际原子能机构戴维·魏斯2006年5月的数据得出的数字]

  就环境保护而言,核电的一个主要优势是,基于一个完整的生命周期来分析,它几乎不会排放温室气体,如图5所示,而温室气体是导致气候变化的重要原因。

5.2. 气态流出物和液体排放

  就不发生事故的情况而言,核电厂的特点是向环境释放的放射性水平非常低,并且受到密切监测。核电厂释放到大气中的放射性总量低于燃煤电厂,这是因为燃煤中含有铀和钍等杂质。

  对于核电厂运行产生的强放射性的污水,需要通过离子交换树脂对特定的污染物进行处理。在各种污染物含量均已达标的条件下才被允许排放。

5.3. 热排放

  在任何火力发电厂的余热排出口,无论是核电长还是其他热电厂,其排出水的温度都比入口处高。对于建在海边的电厂来说,这不是问题。但对于由河水冷却的发电厂,温差需由法规限制在不会干扰水生动物的水平。因此,这些余热通常需要通过空气冷却塔进行冷却后再排放。冷却塔产生的蒸汽羽流在距离冷却塔很远的地方就可以被看到(羽流是由于蒸发的河水在大气中冷凝而产生的)。在法国,这些冷却塔大多属于核电厂,但在德国,通常属于燃煤电厂。

5.4. 放射性废物

  虽然放射性极低的污染物会被排放环境中从而稀释,相比之下,放射性废物被浓缩并固定在适合其性质的基质进行存储中却是更合适的处理方法。只要这些放射性废物还表现出危险性,那么这些固体封装就要在受到控制的情况下被储存。

  放射性物质是指含有放射性元素的物质,其数量或浓度要求采取监控、保护措施。放射性废物是没有使用价值或潜在使用价值的放射性物质。在法国,放射性废物的最终处理由法国国家放射性废物管理机构ANDRA在法国核安全局的监督下进行。

  对于放射性废物,法国通常的基于两个重要参数来进行分类和确定适当的管理方法:一个参数是活度,即废物中所含放射性元素每单位时间的衰变次数;另一个参数是这些放射性元素的放射性半衰期。具体而言,分为放射性半衰期小于31年的放射性废物(即短寿命废物)和放射性半衰期大于31年的放射性废物(即长寿命废物)。

  • 半衰期非常短的放射性废物主要来自医疗或研究部门,这些废物的处理方式主要是将其储存在其使用场所,直至其几乎完全衰变。
  • 放射性水平(即活度)非常低的废物(VLW),低于100 Bq/g(花岗岩放射性的20倍),储存在获得ANDRA正式授权的地表存储场地中。它们主要来自核电厂(废金属、碎石、混凝土)、核燃料生产、处理厂和研究中心的运行、维护和拆除工程。
  • 长寿命低水平放射性废物(LLW)将受到更严格的控制。这些主要是石墨废料(来自拆除旧核电厂)和放射性废料(来自放射性矿石)。
  • 长寿命的中水平放射性废物(LLW)和高水平废物(HLW)被封装在不锈钢容器中,并且必须被存储在很深的地下场地。它们主要来自乏燃料后处理。次锕系废物需要进行玻璃固化以包容其衰变产生的热量,然后再进行封装存储。
环境百科全书-核能-放射性废物分类
图6. 放射性废物分类。[来源:澳大利亚国家科学院]

  这两个标准,即活度水平和半衰期,明确了废物分类及相应的管理、处置方案,一种废物与一种或数种处置方案相对应,如图6所示。乏燃料后处理可以回收其中的铀和钚,同时将其中含有的少量最危险的废物(MAVL和MA)提取出来供再次处理。这种废物约占乏燃料的5%,经过乏燃料后处理,这种危险废物的体积、产量被压缩。在法国每年的产量约为100吨(三辆卡车的容量),有助于对其进行长期的管理和控制。它们被玻璃固化并封装在不锈钢容器中,等待CIGEO中心深度储存,该中心在2006年被批准,并将于2025年投入使用。

  对于放射性废物的最终管理,英国和日本选择了与法国和中国相同的方案,瑞典和芬兰选择了将未经后处理的乏燃料进行地质储存,其他大多数国家的乏燃料最终处理方案仍然悬而未决。

6. 核设施事故

6.1. 国际核事故等级重度标度

环境百科全书-核能-国际核事故等级
图7. 国际核事故等级核事故规模。[来源:贝特朗·巴雷]

  核设施通常很复杂,仅从其技术描述中推测事件的严重性并不容易。因此,为了交流影响核设施的事件,建立了国际核事故等级(INES,International Nuclear Event Scale),INES类似于用于衡量地震强度的里氏震级。国际核事故等级有7级,从偏差到重大事故(图7)。

  自核时代开始以来,核反应堆很少发生事故(INES> 3),以下是清单:

环境百科全书-核能-清单

  我们在这里只介绍几个最著名的例子,以及已经吸取的教训。

6.2. TMI三哩岛,1979年3月29日

  受到模棱两可的操作手册误导,这个建于美国三哩岛的反应堆,由于操作人员错误的操作,致使一个一般事件演变变成了严重事故:三分之一的堆芯熔化了,这台几乎是全新的反应堆停止了运行,清理它花了14年时间。虽然安全壳经受住了考验,放射性物质的释放很少,也没有人员伤亡,但该事故被媒体的大量报道,美国公众受到了持久的创伤。

  TMI的主要教训是,安全性不仅取决于机器的质量,还取决于操作员。世界各地对核反应堆进行了许多改进,以考虑到“人因”并分享反馈经验。

6.3. 切尔诺贝利,1986年4月28日

  RBMK是苏联设计的一种特殊类型的反应堆,不仅可以发电,还可以生产用于核武器的钚。RBMK在某些物理条件下会出现运行不稳定的状况。为了进行安全实验,操作人员故意违反一系列指令,导致链式反应失控,堆芯功率突然增加至具有强大破坏力的功率水平。由此产生的蒸汽爆炸摧毁了四分之一的堆芯,并炸飞了大楼的屋顶。由此暴露在空气中的堆芯石墨被点燃了:持续了大约十天的大火将挥发性放射性物质送入平流层,这些物质沿着喷射流飞越了整个欧洲,并随着降水和放射性气溶胶的蔓延污染了多国的领土。

  约50名消防队员和操作人员死于严重的急性辐射,数千名因事故释放的放射性碘导致甲状腺癌的儿童中约20人死亡。在“清理者”[4]和邻近城镇普里皮亚季的居民中,可能有多达4000人死于辐射诱发的癌症,但之后的疏散行动对人们健康的损害造成了更大的损害。

  切尔诺贝利的主要教训是,这种污染是不可容忍的。于是,反应堆设计者推出了所谓的第三代电厂(EPR、AP 1000等),其基于一个非常严格的标准:即使是堆芯熔毁也不能导致邻近人口的长期疏散。

6.4. 2011年3月11日,福岛

  前两起事故主要是人为因素,福岛的事故的起因却是自然灾害。一场罕见的地震(9级烈度)及其引发的强大海啸摧毁了日本主要岛屿本州岛的东北海岸,造成20000人死亡。14个核反应堆分布在受灾地区的4个地点,包括福岛第一核电站的6个。地震导致反应堆自动关闭,但也摧毁了连接福岛第一核电站与高压电网之间的连接。13台应急柴油发动机按计划立即启动,为核电站的反应堆备用系统供电。但是海啸淹没了其中的12台,以及应急电池,使得堆芯的衰变余热无法被导出释放(见第1节)。

  地震期间,福岛第一核电站运行的三个反应堆(共六个)的堆芯过热,燃料鞘与水蒸气反应产生大量氢气,导致爆炸进而堆芯熔化。第四个停堆反应堆也遭到损坏。

  第一批释放到大气中的放射性物质被吹向太平洋,在那里它们被稀释,但在3月15日晚上,风向改变了,沿该地西北约50公里的走廊区域受到严重污染。

  由于早期的疏散措施,当地居民受到的辐射不大:我们预计其对健康的影响不会大幅高于环境本底辐射。另一方面,疏散造成了病人或老人的死亡。

  福岛事故验证了第三代反应堆的大多数选择,但也说明了以前反应堆的脆弱性:加强备用系统稳定性的新措施正在实施,危机管理系统也在改进(例如,法国电力公司创建了FARN快速行动部队,能够在事故期间支持甚至替换操作员)。

  福岛事故也教会了我们许多关于地表净化的知识,以便疏散的人口能够返回。

7. 放射性污染的治理与自然衰减

环境百科全书-核能-福岛事故后土壤
图8. 福岛事故后土壤放射性衰减地图。辐射剂量率以毫希弗/小时(mSv/h)为单位来表示。作为参考,事故前的自然水平为0.04毫希弗/小时,法国公众的最大许可剂量率(见文章《放射性》)为0.11毫希弗/小时(相当于1毫西沃特/年)。[来源:日本安全管理局]

  放射性元素自发分解:经过十个半衰期后[5],它们的活度降为千分之一(210 = 1024)。因此,导致甲状腺癌的放射性碘在两到三个月后可以忽略不计。在这一时期之后,铯同位素Cs-134(半衰期约4年)和Cs-137铯(半衰期约30年)是核事故后污染的主要来源。

  但是土壤的性质在切尔诺贝利事故污染的地区也起着至关重要的作用:铯很快渗入粘土中,其表面放射性因此消失,而它实际上一直存于其中。在乌克兰或白俄罗斯的村庄,人们已经学会避开某些“高危”地区,但他们知道可以在这些地区之外安全地生活。

  虽然29年后切尔诺贝利周围的疏散区仍然被禁止进入,但在福岛核事故区域,日本人正在尽一切可能让居民尽快返回。一些地方在事故发生四年后重新开放。他们实施了许多去除核污染的净化方法:

  • 屋顶清洁
  • 刮掉地表以上5厘米的土
  • 深耕(> 30厘米)
  • 植物的修复
  • 住宅区清洁。

  这些方法已经证明了它们的有效性,但是会产生大量要储存的放射性废物。森林仍然很难净化,但没有人一直呆在那里。至于对自然生物多样性的影响,它似乎是有限的,并且赖于物种不同而不同[6],辐射的有害影响也可能被人类在污染区域减少活动所带来的正向作用抵消。

 


参考资料及说明

封面图片:圣奥尔班发电厂(阿海珐/杰弗雷文件)

[1] 见“放射性与核反应”一节中的定义。

[2] 降低从民用核电站转移到军事应用的风险。

[3] “等离子体”和“同位素”在“放射性与核反应”一文中有解释。

[4] 该名称特指在现场进行干预,为整个工厂建造防护外壳以净化现场的施工人员。

[5] 每一个放射性原子都有其特定的“半衰期”来描述,在这个周期之后,该原子已经破裂为原来的一半。

[6] http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Installations_nucleaires/Les-accidents-nucleaires/accident-fukushima-2011/fukushima-2016/Documents/IRSN_Fukushima-Tchernobyl_faune-flore_201603.pdf.


译者:李恺翔          编审:张艳萍老师         责任编辑:杨茹月


环境百科全书由环境和能源百科全书协会出版 (www.a3e.fr),该协会与格勒诺布尔阿尔卑斯大学和格勒诺布尔INP有合同关系,并由法国科学院赞助。

引用这篇文章: BARRÉ Bertrand (2021), 利用核能, 环境百科全书,[在线ISSN 2555-0950]网址: https://www.encyclopedie-environnement.org/zh/physique-zh/%e5%88%a9%e7%94%a8%e6%a0%b8%e8%83%bd/.

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