Fukushima的6个反应堆机组（包括爆炸了的4个），以及正在建两个机组（7号和8号）都是沸水堆（BWR），属于二代堆。其中最早出问题的1号机组的反应堆由美国的GE设计制造的，是3.11地震前世界上仍在运行的最早的沸水堆之一。二代堆的设计寿命一般是30-40年。这个机组1967年6月动工，1971年3月26日并网发电，正好是40年历史。原来预订在今年3月26日（即这次地震的15天之后）关闭。但是上月日本有关的核安全部门决定许可这个机组继续运行10年！

据TEPCO和日本官方的说法，麻烦正是从这个按设计寿命再过半个月就该关掉的1号堆开始的：因为地震、海啸造成结构及供电系统的破坏，尽管已经停堆，但是堆芯温度难以降低——用来冷却的海水产生的蒸汽与燃料棒的锆壳（可能处于超过1200oC的高温）反应产生大量的氢气，引发了13日的第一次爆炸。而已经遭到地震损坏的3号堆又受到爆炸的影响，冷却过程失去控制；又引发了14日爆炸。当晚2号堆受两次爆炸的影响，冷却水位也出现下降。最后导致今晨的第三次爆炸。上午的新闻先说4号堆也有起火，然后又说4号堆实际上也发生了爆炸。特别是，今天的爆炸可能已经造成核泄漏的最后屏障——安全壳的破坏。TEPCO的人员已经撤离了现场。

关于沸水堆的结构和几次爆炸的可能过程，媒体和网上已经有很多专门的讲述。比较详尽的可参看MIT核工程系学生网站上的这一篇：Why I am not worried about Japan’s nuclear reactors。这篇文章对基本的物理过程和技术问题讲得很详尽且通俗，可以看出世界一流学校学生的功底——很希望看到国内学校核工程系的研究生写的这方面的文章。缺点是作者过于乐观，且没有回答一旦堆芯融化（meltdown）、安全壳被破坏会怎么样（二者现在都已经发生了）。

笔者主要讲两点：这次危机日本方面的处理；对世界各国核能政策可能造成的冲击。

说实话，从12日当天报道Fukushima核电站机组中央控制室中发现放射性物质超常，笔者就感觉日本方面在核危机处理方面总是迟疑：先是在第一时间拒绝了驻日美军提供冷却剂的建议，然后又错过了对1号机组采取断然措施的时机。

3号堆爆炸之后，局面实际已经失去控制。但14日当晚日本官方的报道还提到2号堆的冷却水位恢复上升。可是15日一早就发生了爆炸。

在TEPCO的40年历史上，这种出现事故后谎报军情的现象就有30多次。据说有案可稽的修改数据的事件就有4次。日本政府为什么要根据这样一个信誉非常差的公司的报告来做出决定，特别是在关系全国和周边国家人民健康和生命的重大危机问题上的决定？在地震的第二天，菅直人自己承认，因为TEPCO报告的不及时，导致决策的迟缓。既然已经意识到，为什么从几天来的发展看，日本政府并没有任何决断性的改进？直到今天局面已经失控，才成立对策总部，令人怀疑日本政府处理重大危机的判断力。中国使馆及时决定撤侨，说明中国的核安全专家们已经做出了自己的判断（很可能包括对日本政府是否具有可以应对这次核危机的能力的判断）。

Fukushima核事故另一个可能的aftermath，就是对各国核能政策可能造成的冲击。

服役时间最长的另外几个沸水堆有两个在印度：Tarapur核电站的1号、2号机组，1969年服役，已经“超期服役”，新的执照2021年到期。剩下都在美国：最早的是美新泽西Oyster Greek核电站的机组，1969年运行，2019执照到期；还有也是1971年开始运行的明尼苏达Monticello核电站机组、伊利诺伊Dresden电站的2号、3号机组，执照分别在2029-2031年到期。这些机组实际也都是“超期服役”，也就是说，设计寿命已经到了，但是执照都被延续了。1972年之后发电的“超期服役”的沸水堆仅在美国就还有14个。加上上面说的4个，一共18个！

事实上，还有更“古老”的一代堆仍在服役！比如英国的两个Magnox堆：在South Gloucestershire的Oldbury核电站机组，今年6月退役；在Anglesey的Wylfa核电站机组，明年退役。

这次Fukushima核事故之后，有关的核电站是否还要继续运行？如果继续运行，需要做哪些upgrade？可能是各国首先要关心的。

中国的核电主要是新世纪发展起来的。1990年代只有大亚湾1号、2号机组和秦山1号机组。但是从2002年开始并网发电的，到目前为止有增加了10个：岭澳1-1、1-2、2-1机组，秦山2-1、2-1、2-3、3-1、3-2机组，田湾1号、2号机组。正在建造的还有27个机组，预计在2015年之前全部并网发电！

这样的发展速度，引起的人们关于核安全问题的关注。

我国的反应堆基本是三代堆，也有几个是“二代半”（Generation II +），比如大亚湾和岭澳电站的CPR-1000。但是即使是“二代半”堆，也是二十一世纪的技术，特别是使用了三代堆的安全系统设计。且使用寿命也达到60年。

三代堆的安全系统的设计理念最重要的是passive safety（被动安全）的概念，即在紧急状况下不需要操控人员的操作或电子反馈就可以安全地关闭反应堆。

但是Three-Miles-Island的事故和这次的Fukushima事故说明，即使是“被动安全”停堆设计，也难以防止类似的灾难。灾难事件发生时，这些“被动安全”设计可以在开机的情况下不用人力或者机械、电子的手段关堆。而在停机状态下如何防止堆芯“过热”也是“被动安全”设计必须考虑的。事实上，无论是Three-Miles-Island还是这次的Fukushima的事故，尽管是关堆过程还是成功的，问题出在关堆状态下，仍然要求the cooling system has to carry away the residual heat, about 7% of the full power heat load under normal operating conditions. 如果冷却系统出了问题，仍然会导致水蒸汽爆炸甚至“融堆”。Three-Miles-Island和Fukushima的事故都是如此。

对目前正在研发的四代堆会提出更多的安全方案，特别是即使在大的自然灾害造成断电和管路破坏的情况下仍然能够带走停堆之后“余热”的冷却系统一定会成为四代堆安全系统设计的核心。

我国目前对几种不同类型的四代堆：高温气冷堆（VHTR）、超临界水堆（SCWR）、熔盐堆（MSR）、快堆（FR）都在开展研究。对所谓“次临界堆”（Sub-Critical Reactor，包括ADS和“混合堆”）的研究也在进行中。

但是无论哪种堆，核安全的研究一定是第一位的。这是Fukushima给我们上的最重要的一堂课！

下图：地震前的Fukushima I Nuclear Power Station