核电站除了发电，还有哪些其他用途？
只知道似乎可以制作放射源，但不了解具体是怎样操作的，希望有大神帮忙解惑。
先分类，广义核电站可以认为分为聚变电站和裂变电站。鉴于聚变电站离得还比较遥远，主要谈裂变电站。裂变电站一般可分为一代、二代（二代加）、三代、四代。
一代：核电站的开发与建设开始于上世纪50年代。1954年，前苏联建成电功率为五千千瓦的实验性核电站；1957年，美国建成电功率为九万千瓦的希平港原型核电站。这些成就证明了利用核能发电的技术可行性。国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。
第一代核电站目标就是发电，目标基本达到，其他用途，估计想都没想吧。能发电就不错了，还要啥自行车。
在一代实验堆的基础上，上世纪60年代后期二代堆开始成熟，各国陆续建成电功率在30万千瓦以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行性的同时，使核电的经济性也得以证明：可与火电、水电相竞争。尽管我们已经逐步步入到三代堆的商用时代，但是在运机组依旧是以二代和二代加为主，在全球430多台现役核电机组中，绝大多数仍然来自第二代核电站，但它们中的大部分已经步入「中老年」阶段。
二代（二代加）开始出现除去发电的新的用途：
科研：中微子实验
比如大亚湾中微子装置，江门地下中微子实验观测站。中微子来自核反应堆、太阳、超新星、地球内核等处，携带著暗物质和天体的秘密。它们是基本粒子中的「隐士」，质量小，不带电，几乎不与任何粒子反应。以上几个能「偶遇」中微子的地点，似乎核反应堆是离我们最近的。
军事：核武器
反应堆中经过若干年燃烧后由铀-238经中子俘获和两次连续的β衰变会生成钚-239，再被嬗变成其它钚的同位素之后形成混合物一般被称作反应堆级钚。
目前的核电站一般使用的热中子堆只能在有限程度上使用反应堆级钚，比如混合氧化物核燃料（MOX）。这种燃料产生的乏燃料中的次锕系元素和含有偶数个中子的钚同位素含量较高，因此使用一次后就只能作为核废料处理。根据钚-240的含量，在1976年前只有两种分类：武器级钚（钚-240含量少于7%）和反应堆级钚（钚-240含量超过7%）。1976年之后，又增加了一个分类：燃料级钚。武器级钚的定义仍然不变。燃料级钚的钚-240含量在7-19%之间，而反应堆级钚含有超过19%的钚-240。根据这个定义，目前轻水堆或者沸水堆乏燃料再处理中得到的钚均属于反应堆级钚，而不是燃料级钚。
从目前的技术来看，含大量钚-240的钚不能用作裂变武器，可是随著技术进步，只要使用聚变增强，反应堆级钚便可以用于热核武器[1]。这也正是大家对日本大量乏燃料和钚库存的担忧原因。截至2016年底，日本的钚库存共计47吨，其中存于日本国内的有9吨，委托英、法两国实施核燃料再处理与保管的有37.1吨。1993年日本的钚库存为10吨，不过随著核能发电的乏核燃料再处理，钚的库存量不断增加。从2003年、2004年前后开始，日本的钚库存量一直高居40吨以上。
民用：
1 供热
近些年来随著核电站的小型化模块化，越来越多的民用用途被开发出来，核能供热就是其中之一。我国北方地区在冬季取暖季受到雾霾的严重困扰，面临环境压力和供暖需求增加，为冬季清洁取暖带来的低温小堆，比如，2017年底中核发布的低温供热系统采用自主研制的「燕龙」反应堆，热功率超过387兆瓦，供热面积超过1894万平方米。截至2017年底，该项目的演示堆已经实现连续安全供热168小时。再比如，今年早些时候，山东海阳市与山东核电公司签订核能供热协议，按照计划，今年12月，海阳核电将具备向周边提供70万平方米供热能力，2021年具备满足海阳市内供热能力。
众所周知，在福岛事故的深刻教训下，三代堆的开发与应用的到了迅猛的发展，因此三代实际上是二代基础上主要对安全因素进行了改进，从核能利用层面改进不大。
四代，核能应用的八仙过海时代：
2002年，第四代核能系统国际论坛（GIF论坛）选定钠冷快堆、铅冷快堆、气冷快堆、超临界水堆、超高温气冷堆和熔盐堆六种最具发展潜力的堆型，组成第四代反应堆系统。这六种主流GIF堆型也是八仙过海各显神通了。
比如，铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆，通过闭式燃料循环方式，具有良好的核废料嬗变和核燃料增殖能力，及较高的安全性和经济性。所以铅冷快堆通俗来说就是吃「垃圾」的清道夫。
再比如，我国也在大力发展的高温气冷堆（HTR），虽然我们的高温气冷堆出口温度（950摄氏度）目前还达不到GIF的要求（1000摄氏度），但是随著技术发展，出口温度50度的差距并不是一个大问题，一旦能获取1000的冷却剂出口温度，HTR则具备高温制氢的能力。有预测表明，2025年全球能源需求中，可再生能源比重会提升至36%，其中氢能占11%；2050年，可再生能源比重会提升至69%，其中氢能占34%。
参考：
1 International Panel on Fissile Materials, Global Fissile Material Report 2011: Nuclear Weapon and Fissile Material Stockpiles and Production (see Appendix 1), retrieved on October 1, 2012.
欢迎关注我的专栏：
能源与智慧
核电站除了发电以外还可以在粒子物理学中发挥重要作用，比如作为中微子源。
我们知道在核反应堆中发生的核裂变过程会伴随著beta衰变，也就是中子衰变成质子、电子和反电子中微子的过程。相比于太阳等其他中微子源，用核反应堆作为中微子源有一些特别的优势，比如可以大量地产生同一种中微子（电子中微子）来供实验用。虽然太阳产生的中微子一开始也都是电子中微子，但在从太阳到地球表面的传播过程中由于中微子振荡使得大约三分之二的中微子不再是电子中微子了。
利用放置放置于不同位置的探测器，科学家可以详细研究中微子振荡现象。比如在深圳大亚湾核反应堆所进行的中微子实验中，就有八个反中微子探测器进行工作，它们所收集到的数据可以告诉我们描述中微子混合的PMNS矩阵中的参数之一———混合角 ，它是PMNS矩阵的三个混合角中最小的一个。
除了深圳大亚湾，还有另一个正在建设中的核反应堆中微子源，那就是江门地下中微子实验观测站（Jiangmen Underground Neutrino Observatory），它的探测器与中微子源之间的距离远大于深圳大亚湾核电站中的规模，目标也是对中微子振荡现象进行测量。
另外，国外也有基于核反应堆的中微子实验，比如韩国的RENO，全称是Reactor Experiment for Neutrino Oscillation。它的测量目标也是混合角 。
这个问题可以分为两种意思，第一种意思是核电站除了发电还能干啥。第二种意思是核反应堆还能干啥。
这两个部分的区别在于，核电站是一个整体，不仅包括反应堆所在的核岛，还有更大体积的常规岛，也就是汽轮机，冷却回路等等。我觉得题主其实想问的是第二种意思。但是在此暂时就讨论第一层意思吧。
我们首先看看核反应堆里发生了啥。核反应堆里面顾名思义是发生核反应，我们常说的核反应堆都默认是裂变反应堆，里面主要发生的反应是衰变，裂变和增殖。三种反应的方程式如下：
衰变
裂变
增殖
必须要提到，核反应是异常复杂的，在反应堆中远远不只有这三种反应，我只是举了三个例子而已。（这里面还伴随著中微子等基本粒子产生，原谅我高能物理只是民科水平， 实在不确定到底放出多少个中微子等，所以就没写。但是核反应产物中微子是存在的！）这其中，裂变反应会伴随著大量的放热（衰变也会，但是U的自然衰变太慢了），这个就是核反应堆用来发电的主要原理。
目前常见的商用核电站中85.33%是轻水堆，使用了大量的轻水（也就是普通的）作为慢化剂，所以增值反应在很大幅度上被抑制了。这类核电站的目标就是产生热。而热的使用不光是可以发电，还可以将蒸汽直接使用，还可以用于淡化海水。俄罗斯的海上核充电宝罗蒙诺索夫院士号就通过两个反应堆可以向目标每日输送7WkW的电或者30WkW的热，或者每日淡化海水24万吨，这个就可以做到水电汽的综合补给。这里面的汽是指高温蒸汽，一般是在工厂或者采油平台中用到的。
除了大量的热以及相应的产物外，反应堆中还存在有大量的裂变产物，以及裂变的次级产物。其中比较有用的是Cs134，用于医学上放疗和辐照消毒的。这些产物中理论上是可以从乏燃料中提取的，但是据我所知似乎没有太多这么干的，因为经济效益相对比较差。
重水堆里头，可以通过插入钴59和反应堆释放出来的快中子发生增殖反应从而获得钴60这种同位素。但是非快中子反应堆中的增殖反应其实是需要抑制的，否则裂变效率就相对低了，这是一种副产品了
还有就是卢老师提到的，作为中微子源。我就不献丑了，大家可以去参照他的答案。
核电站还能干啥呢？基本干不了啥了把。。。毕竟人家叫核电站，设计出来就是为了发电的。
写一个材料学中的重要用途吧，用来做中子辐照实验。
材料的辐照损伤本质上来说是高能离子轰击材料之后将大量原子撞出晶格引起的材料性质改变，从宏观来说辐照损伤会导致材料肿胀、硬化甚至失效。因此在辐照环境下服役的材料必须要考虑它的抗辐照损伤性能。但是很遗憾，目前除了直接把材料扔进反应堆里进行辐照实验外并没有什么特别好用的替代手段。实验方案倒是简单，直接材料放进反应堆过几个月或者几年再拿出来，土里一埋等放射性降低了挖出来就行了......就是这么暴力
其实搞辐照损伤的人手里至今都只有三种实验方法
- 离子辐照，用离子加速器加速离子来轰击材料。但是库仑力的作用让碰撞过程与中子相差很大，而且离子辐照穿透深度只有1μm上下，很难做宏观表征。不过好处是能模拟中子辐照的级联过程，而且没有辐射残留，成本也低得多。
- 电子辐照，依赖超高压电镜，深度更小，但是好处是原位的而且电子辐照没有级联过程，辐照相对简单，便于研究机理
- 中子辐照，依赖反应堆，有残余辐射，试验周期长（毕竟出堆之后还要埋起来很久），实验昂贵而且危险。好处是可以做宏观表征，比如可以用拉伸试验，可以做维氏硬度，甚至可以测DBTT。
虽然科学家们建立了各种模型试图用离子辐照和电子辐照模拟中子辐照的某些过程，但是中子辐照至今仍然是标杆一样的存在。有一些反应堆在辐照圈很出名的，比如比利时的BR2，中子辐照的很多宝贵数据都是从那里来的。
除了辐照损伤之外，中子核嬗变带来的影响也同样也是巨大无比。由于嬗变产出可能是带有放射性的，所以有些材料不适合用在辐照环境下，比如Ni、Al等元素。而只有中子辐照才能表征核嬗变对材料性能的影响，这是其他实验目前无法取代的。而中子辐照实验目前除了用反应堆外没什么替代方案。
甚至ITER......本身的一大目标也是用来研究聚变中子环境下的材料辐照损伤的......没反应堆这实验还真不好做来著。
补充一下，大部分反应堆是不接受做实验的，比利时br2之类的都是以实验为（主要）目的的反应堆。商业堆一般也没有预留实验窗口。
非专业人士，欢迎指出错误。
既然提问提到了制作放射源，我就来截图一个新闻吧。
于2010年成功实现钴60放射源国产化，打破了国外长期垄断与控制。
钴60在农业、工业、医学等方面应用广泛。如伽马刀，工业探伤，辐射育种等等。
而秦山第三核电站是重水堆，来自加拿大的CANDU技术。是可以产出钴60放射源的。方法一直垄断在外国，2011年左右中国才掌握利用核电反应堆生产钴60工业放射源的技术。之前大部分都依靠进口，可以说是一个突破了。
概括的方法在这里。
中核集团公司重水堆生产钴-60技术填补国内空白?zm.sm-tc.cn核电站还有一堆其他作用，但是我不专业就不插嘴这种问题了，比如说中微子研究和旅游之类的。
推荐阅读：
