聚變堆安全特性評價研究

吳宜燦，郁 杰，胡麗琴，陳志斌，王石生，楊 琪，黨同強，朱志強，梁參軍，聶保杰，王大桂，李亞洲，王海霞，金 鳴，倪木一，賈江濤，汪 進，王 芳，劉 超，蔣潔瓊，宋 婧，龍鵬程，趙柱民，汪建業，FDS 團隊

(中國科學院核能安全技術研究所，中國科學院中子輸運理論與輻射安全重點實驗室，合肥230031)

聚變堆安全特性評價研究

吳宜燦，郁 杰，胡麗琴，陳志斌，王石生，楊 琪，黨同強，朱志強，梁參軍，聶保杰，王大桂，李亞洲，王海霞，金 鳴，倪木一，賈江濤，汪 進，王 芳，劉 超，蔣潔瓊，宋 婧，龍鵬程，趙柱民，汪建業，FDS 團隊

(中國科學院核能安全技術研究所，中國科學院中子輸運理論與輻射安全重點實驗室，合肥230031)

確保核安全是未來聚變堆設計、建造和運行過程中必須堅持的最高原則，是聚變堆獲得建造和運行許可的前提條件，也是聚變能得以吸引公眾的主要理由之一。聚變堆具有高能中子、大量放射性氚、復雜結構、極端服役環境等特點，具有獨特的潛在安全問題，因而必須開展針對性研究。本文將從聚變中子與放射性源項、熱流體與能量傳輸、氚安全與環境影響、可靠性與風險管理、安全理念與公眾接受度五個方面分別總結其安全特性，系統梳理其關鍵技術挑戰，為建立聚變安全評價體系提供技術支持，進而服務于未來聚變堆的設計與建造。

聚變核安全；安全特性；安全體系

世界各大國已在磁約束核聚變和慣性約束核聚變領域均取得了長足的進步。以驗證聚變能科學可行性和工程技術可行性的國際熱核實驗堆(ITER)計劃的正式啟動標志著聚變研究由“磁約束(磁場約束等離子體)”向“聚變(D-T聚變燃燒)”的轉變[1]，而各方包層實驗模塊(TBM)合作協議的簽署是聚變“能(聚變能安全有效提取)”研究的標志性開始。

核安全是聚變能發展的生命線，核安全技術是聚變能應用的核心技術之一。ITER國際組織將核安全放在頭等重要的位置，并為此專門成立了核安全部門。聚變核安全旨在保護工作人員少受輻射和電磁場以及其他危害影響，保護公眾免受放射性和毒性物質影響，保護環境免受污染物及廢物影響，保護投資者在事故中減少損失[2-3]。

確保核安全是未來聚變堆設計、建造和運行過程中必須堅持的最高原則，也是聚變堆獲得建造和運行許可的前提條件，同樣也是聚變能得以吸引公眾的主要理由之一。我國已將聚變能作為“核能發展規劃”的戰略目標[4-5]，目前正在規劃和制定聚變能發展路線圖，適時推進未來聚變堆[6-8]的設計與建造。因此，我國急需在全面消化吸收ITER安全及許可證技術的基礎上，依托軟硬件平臺建設和國內外合作交流，開展聚變核安全關鍵技術研究，為我國聚變堆設計建造提供系統性安全保障，并為建立我國法律法規監管及評價體系提供技術支持。

聚變堆具有高能中子、大量放射性氚、復雜結構、極端服役環境等特點，其安全研究具有遠不同于裂變堆的特殊性，因而必須開展針對性研究。本文從聚變中子與放射性源項、熱流體與能量傳輸、氚安全與環境影響、可靠性與風險管理、安全理念與公眾接受度五個方面分別總結其安全特性，梳理關鍵技術挑戰，為聚變安全評價體系的建立提供技術支持，進而服務于我國未來聚變堆的設計與建造。

1 聚變中子與放射性源項

中子是能量的主要載體，是聚變堆輻射安全的“源頭問題”。聚變中子能量高、堆結構復雜，研究聚變中子在堆內的輸運行為，提高中子能量利用率，是聚變能研究的核心基礎科學問題之一[9-10]。聚變中子在產生能量的同時，不可避免帶來放射性問題。放射性源項是影響工作人員和公眾安全的主要因素之一，是聚變堆總體安全和環境友好性的關鍵挑戰。聚變堆面臨高能中子活化、等離子體濺射第一壁、氚滲透等問題；聚變堆活化產物產生的大量放射性廢物需要處置[11]；真空室內放射性粉塵具有爆炸的危險[12]。因此必須針對聚變堆放射性核素的產生和遷移機理、放射性廢物的處理處置技術開展深入研究。

1.1 關鍵挑戰

與傳統裂變堆中子學相比，聚變堆中子學具有如下新特點：(1) 中子能量高(約14MeV)、流強大(1～10MW/m2)能譜范圍寬且復雜，對材料輻照損傷嚴重(10～200dpa)；(2) 中子散射各向異性強烈，材料組成復雜且分布極不均勻。傳統的裂變堆中子輸運計算方法主要考慮裂變中子能量和能譜分布并采用均勻化和簡化幾何處理方法，因而無法直接應用于聚變中子學計算。而且現有的大多數程序都起始于20世紀五六十年代，仍舊沿用過去受到計算機速度與存儲空間限制而制定的使用法則，使得這些程序輸入模型的建立、計算過程的相互耦合、海量數據的存儲與處理等方面存在著諸多不足，難以滿足現代計算分析對精度、速度和可靠性的要求[13-18]。

聚變堆作為一種未來先進核能系統，目前研究尚處于初級階段，大規模商業應用之前仍需依靠大量實驗推動其發展。國內外已經建設多個托卡馬克裝置，如中國的EAST，歐洲的JET，但這些裝置中并未實現氘氚聚變產生大量14 MeV中子，主要用于驗證等離子體控制技術，研究聚變堆“電物理及電技術”。因此，還需建設高流強中子源裝置，模擬聚變堆輻照環境，測試聚變堆包層能量轉換效率和維持氚自持的能力，針對聚變堆材料進行輻照性能測試，通過實驗對聚變中子學應用的方法軟件和核數據進行全面的測試驗證[19]，研究聚變堆“核物理及核技術”。

聚變堆產生的放射性廢物具有體積大、含氚等特點。處置費用高且需考慮含氚廢物的處置等問題[20]，同時需要很多臨時處置場。目前，國際上傾向于采用清潔解控和回收利用的方式處理廢物。清潔解控處理廢物仍面臨一系列問題，如各國標準不一致、缺少部分核素的標準、需要大量暫存處置場、公眾難以接受清潔解控材料等問題。回收利用處理廢物面臨大體積、高劑量部件的處理、復雜部件的拆解和材料分離、材料的除氚等問題[21-22]。

1.2 研究趨勢

發展適用于聚變堆的中子輸運理論與數值模擬方法。聚變堆系統的特殊性使得現有的中子輸運理論與仿真方法存在諸多挑戰與瓶頸性問題，集中體現在適用于復雜條件的中子輸運理論、復雜幾何的精細建模方法、核軟件及核數據庫評價與驗證三個關鍵方面。應針對此研發擁有自主知識產權的先進聚變堆中子輸運程序軟件，為我國未來聚變堆的核設計工作奠定堅實的基礎。

發展應用于聚變堆的多物理耦合與集成仿真技術。聚變能系統對安全性、經濟性和可持續性提出了更高要求，為了精確模擬反應堆各類行為和性能，需要開展多種物理過程的耦合模擬與集成仿真研究，重點開展三維實時中子輸運活化耦合模擬方法、中子學/熱工/結構/活化性能多物理耦合模擬方法、反應堆高保真全尺度仿真技術等研究工作。

發展應用于聚變中子學計算的核數據庫，為聚變堆核設計與安全分析提供基礎的核數據支持。聚變核數據庫將包括輸運數據庫、活化數據庫以及衰變數據庫。其中輸運庫主要包括不同能量中子、質子、氘粒子、光子與聚變堆材料發生核反應概率數據，可以為輸運計算程序提供基礎數據支持，實現聚變堆中子/光子通量、能譜、反應率等關鍵物理量計算，為聚變堆物理設計與屏蔽設計服務；活化庫主要包括中子、質子、氘粒子與靶材發生核反應后活化截面數據，為聚變堆材料活化分析，實現聚變堆核廢料放射性活度的計算；衰變庫包括活化后核素衰變截面數據，為輻照后聚變堆材料安全處置及分析提供基礎數據支持。

發展聚變中子學實驗技術。建設可真實模擬聚變堆中子環境的高流強聚變中子源實驗平臺，開展聚變堆中子學分析方法及程序驗證、聚變核數據的驗證與補充測量、高能聚變中子的材料活化與輻射防護等聚變中子學基礎研究；開展聚變堆中子環境下的材料輻照損傷機理、部件核性能的測試與驗證等核技術基礎研究。更進一步，建設可真實模擬聚變堆內核環境(含中子、離子、磁場、熱等)的聚變體中子源綜合測試平臺，開展聚變堆部件的多物理耦合測試、氚循環測試、部件可靠性增長及聚變核技術的工業標準等研究。

發展聚變堆廢物管理策略。針對聚變堆放射性廢物面臨的問題，在實施廢物最小化策略同時，優化廢物管理策略。研發低活化材料，使放射性廢物盡量小；優化聚變堆設計，最小化放射性廢物的體積；設計易替換的部件，可以最大化再利用部件，減少廢物產生；新的廢物管理策略要考慮廢物處理的占空因子、技術問題和挑戰。

發展放射性廢物處理的技術。研發應用于聚變堆廢物處理的抗輻照遠程操作設備，發展部件材料的分離技術。

2 熱流體與能量傳輸

聚變堆熱流體涉及液態金屬、高溫高壓氦氣或水等，是聚變堆能量轉化和傳輸的主要載體，其熱工水力學特性將直接決定能量轉化和傳輸的效率，并制約著系統安全及聚變堆能否長期安全穩定運行。因此，熱工水力學效應及熱流體耦合能量傳輸研究是聚變能系統的最重要研究內容之一[23-25]。

2.1 關鍵挑戰

聚變包層系統內流體的流動傳熱特性，多流體的耦合傳熱，以及流體與結構材料、增殖劑的相互作用等帶來一系列關鍵科學技術問題[26-27]：

聚變包層內流體性能對包層結構安全、增殖劑產氚等具有至關重要的影響，然而聚變包層流體流動方案非常復雜，冷卻性能需借助實驗和理論分析進行充分的驗證；液態包層中金屬流體在強磁場作用下會產生顯著的MHD效應，導致流量不平衡、驅動機構負荷增大等問題[28-29]；液態金屬對結構材料會造成嚴重的腐蝕，影響結構安全，腐蝕產生的雜質進入液態金屬或在結構表面沉積則會影響液態金屬的有效傳熱能力[30]；固態包層則由于增殖劑的導熱能力較差、增殖劑的布置特點以及可選冷卻方案的限制等而出現冷卻不均，導致局部溫度過高，從而影響其產氚能力。

聚變堆流體涉及的安全事故，如冷卻劑流道破口導致流體進入等離子體或增殖區，將導致停堆甚至更為嚴重的后果。聚變堆還具有其特有的事故類型，如粉塵爆炸、鈹水反應產氫并發生爆炸等[31]，事故安全演化機理遠不同于傳統裂變堆。另外，事故安全研究所需的大尺寸綜合實驗平臺的建立同樣也是關鍵問題之一。

面向聚變能的實際應用，未來還需要開展一系列的聚變堆設計工作[32]，例如如何實現包層流體的更高出口溫度，從而進一步提高聚變能利用效率，實現聚變能更廣范圍的應用；如何實現聚變包層設計的固有安全性，延長其服役壽命等。

2.2 研究趨勢

熱流體在聚變堆環境下的流動傳熱特性是聚變堆結構安全和聚變能利用效率的關鍵影響因素之一，因而也是聚變安全研究的重要方向。根據聚變堆發展規劃和技術可行性，首先開展堆外非核熱工流體技術，然后進行堆內真實環境中的驗證實驗，最終走向工程化。未來研究重點將主要集中以下幾個方面：

流體流動與傳熱特性研究及關鍵熱工設備研發，包括聚變堆環境(如高磁場、第一壁熱流、中子體積核熱等)實驗模擬技術、換熱器技術、泵與風機技術、包層熱工水力學綜合性能測試等。

事故演化實驗與模擬及事故緩解技術，包括聚變堆事故(如冷卻劑流道破口事故、粉塵/氫氣爆炸事故等)實驗模擬與分析、事故安全軟件開發與實驗驗證等。

冷卻劑雜質在線分析與純化技術，包括氚測量技術、氦氣冷卻劑除氚技術，液態金屬流體雜質去除技術等。

3 氚安全與環境影響

氚是聚變堆最重要的燃料，但在自然界極其稀有且不可利用，因而聚變堆必須增殖氚以滿足堆芯的燃耗。以1GW熱功率的聚變電站為例，年消耗氚量約55.6kg，氚盤存量約10kg量級，都將遠遠大于現有聚變裝置[33]。另外，由于氚本身的β放射性與高溫下強烈的滲透能力，聚變堆(特別是聚變包層系統)中的氚易從包容體中滲透、泄漏出來，溶解在結構材料中進而導致氫脆和氦脆效應，嚴重影響著聚變堆的結構安全。

同時，氚也是聚變堆源項的最重要組成部分，其在環境中的遷移模式及潛在的放射性危害評估具有極其重要的意義。傳統裂變堆中氚主要以氚化水(HTO)形式存在于放射性流出物中，氣態排放量相比放射性核素碘、銫較小，并且氚的毒性相對較小，氚環境影響未引起較大關注。聚變堆中氣態排放氚的主要形態是HTO和氚氣(HT)[34]，混合源(HTO/HT)在環境中的行為更為復雜，且環境與生態影響尚不明確。一旦發生事故，大量氣態氚極易進入環境引起輻射生物效應[35]。

3.1 關鍵挑戰

相對于苛刻的釋放標準(以ITER為例，0.6g/年[36])，聚變堆氚盤存量巨大，面對數10kg量級的氚控制需求，現有多重包容系統的有效性與可靠性尚未得到實驗上的系統驗證。同時，例如防氚滲透涂層的耐輻照、耐腐蝕等服役性能，氚在結構材料中的特殊行為，含氚廢物的除氚化，低濃度氚水的處置等一系列氚安全工藝問題，也尚需大量的實驗研究與工程技術驗證。

氚環境遷移模型模擬偏差較大。不同于裂變堆排放的放射性核素，氚具有特殊的土壤、植物、動物、人體遷移性質。目前各國均開發了氚環境遷移模型，尤其是近期IAEA組織的EMRAS(Environmental Modeling for Radiation Safety)計劃[37]，但各國氚環境安全評估模型模擬偏差較大，暫無確定性評估方法。

氚環境遷移機理性研究匱乏。由于氚環境遷移實驗存在氚價格昂貴和受國家管控的特點，大多研究處于程序模擬階段。目前羅馬尼亞、德國、法國、加拿大等國均開展了不同生物的遷移實驗，但在大量級氚釋放的HT沉降及HTO再蒸發，濕沉降(降雪)，生物中HTO轉化OBT等方面實驗數據仍舊十分匱乏[38]。

此外，氚輻射生物學效應尚不明確。人體氚毒理學實驗較難開展，數據較少。目前，動物(如老鼠)氚毒理學已經開展了大量實驗，獲得了大量的實驗數據。但由于物種之間的差異，很難合理地將動物實驗結果外推至人體，因此氚的人體毒理學實驗需要進一步開展。

3.2 研究趨勢

開展氚安全工藝的工程驗證研究。對于聚變堆氚循環系統，驗證其工業化的處理、回收、凈化、包容能力。發展高性能防氚滲透涂層技術、原位氚檢測技術、高效除氚與包容回收系統等關鍵的氚工藝技術。

開展氚環境遷移模型研究。考慮動態氣象參數、復雜地形、土壤類型、植物種類、動物代謝、人體的食譜及飲食方式等構建全面的氚環境安全評估模型。

開展氚環境遷移機理性實驗研究。針對氚事故性釋放后在環境中的濕沉降，土壤遷移率(下滲率、再蒸發率，植物吸收率等)，植物有機氚(OBT)的轉化、儲存，動物氚代謝及人體氚劑量評估等開展實驗研究。

開展聚變堆氚環境安全評估的模擬分析。針對聚變堆，進行關鍵參數的敏感性分析，進而開展全面的氚環境安全分析，對聚變堆氚系統設計與建造提供參考。

開展細胞水平、分子水平和基因水平上的氚生物效應研究。隨著實驗手段的不斷進步，應開展細胞水平、分子水平和基因水平上氚生物效應的機制性研究，從而深入理解氚的輻射毒性。同時，根據機理開發保護劑和促排劑，從而為氚中毒提供有效的治療手段。另一方面，還應開展流行病學調查，對接受不同劑量的人群進行詳細的健康檢查。從而證實細胞水平，分子水平和基因水平研究的合理性。

4 可靠性與風險管理

可靠性是聚變能系統工程化的重要保障。聚變堆設計是一項龐大的工程，研究適用于聚變堆設計的可靠性系統工程設計方法，提高聚變堆的運行安全性和全壽命周期的效能，是聚變堆設計領域的重要研究方向。聚變堆的風險水平需要降低到什么程度才能最大限度的保障公眾安全而又不造成資源浪費，這需要給出一個量化的標準并進行管理。傳統裂變堆已相對明確給出了堆芯損傷頻率(CDF)、放射性早期大量釋放頻率(LERF)等指標來指導其設計、建造、安裝、調試、運行、退役等一系列可靠性工作的實施[39-41]。然而，聚變堆缺少類似的量化標準和風險管理手段。

4.1 關鍵挑戰

聚變堆作為一個新生事物，結構高度復雜，且其存在高溫、高輻照、高真空等嚴苛環境，導致聚變堆可靠性和風險管理工作存在如下挑戰：

可靠性指標體系不完善。在裂變堆的研發與設計中，安全目標、設備安全分級、可靠性指標體系等相對成熟[42]，但在聚變領域這些還很不完善，聚變能系統的物理特性與工程特點決定了又不能直接照搬現有裂變能系統的成熟經驗，如何建立適用于聚變堆安全目標的可靠性指標體系是一個巨大的難題。

對材料和設備的可靠性要求高。受控核聚變對溫度和壓力的需求極高，相應的對材料和設備的結構強度帶來了極高的要求，此外，部分設備和材料需要直面高熱等離子體，對其抗輻照的能力提出了更高的要求。如何提高材料和設備的可靠性以滿足系統需要，是現階段發展聚變技術面臨的巨大挑戰[43]。

在線維修與檢測技術尚不成熟。現階段聚變堆的可用性遠遠達不到實驗及商業化要求，需要研發在線維修檢測技術來提高其可用性。然而在線維修及檢測技術尚不成熟，聚變堆本身的特點為在線維修檢測技術的應用帶來了更大挑戰[44]。

人因可靠性評估體系仍不完善。由于人因失誤的形成種類較多，且形成的原因存在不確定性，因此針對人因可靠性的研究沒有達成共識，也沒有形成統一的分析模型；核電系統的人因失誤屬于小樣本事件，缺少研究數據；人因可靠性所涉及的因素較多，如操作員的心理壓力、精神狀態、疲勞程度，操作臺面的設計、警報顯示方式等等，所涉及學科較多，給人因可靠性的評估帶來諸多挑戰。

缺乏有效數據及運行經驗。現階段尚無實際的聚變堆商業運行經驗，聚變堆可靠性數據主要來自于裂變堆、火電廠、化工廠等工業系統通用可靠性數據或者聚變裝置試驗數據[44-46]。此外，由于聚變能系統高度復雜，各子系統的運行環境差異大，操作要求各異。因此針對聚變裝置進行可靠性分析中存在諸多不確定性因素。以上這些原因導致針對聚變裝置的可靠性分析結果的可信度不高。如何完善聚變可靠性數據，優化聚變可靠性模型是現階段RAMI (Reliability, Availability, Maintainability, Inspectability)面臨的重大挑戰。

4.2 研究趨勢

根據聚變堆的安全目標，通過RAMI等分析手段，將安全目標轉化為具體可行的技術指標；設立安全重要系統設備的可靠性設計指標，以及各級性能指標，并以此為依據，對聚變系統中的結構、系統、設備進行更為科學的安全分級，完善聚變堆的質量保證體系；系統地鑒別始發事件及緩解手段，選擇合適的聚變堆型的安全目標，最終建立適用于聚變堆的可靠性指標體系。

針對關鍵設備，研究與之相適應的可靠性試驗，確保設備與材料的可靠性滿足要求。由于現有材料和設備很難滿足聚變堆高溫、高壓和強中子輻照的嚴苛條件，因此針對一些未達可靠性要求的部件和材料，制定合理的可靠性增長目標，制定相適應的可靠性增長試驗，可靠性驗證試驗，壽命驗證試驗等，在試驗中對部件和材料施加其壽命周期內的任務剖面轉換得來的綜合環境應力或實際使用的環境應力。針對暴露出的問題采取有效的糾正措施，確保其可靠性達到預定標準。

研究采用更先進的維修策略、在線監測維修技術，提高聚變堆的運行可用性。研究聚變堆的維修過程對聚變堆的運行、維護、管理等帶來的影響，規劃更先進的維修策略，研究在線監測維修技術，并開發相應工具以提高聚變裝置的實際可用性。

開展聚變堆人因可靠性分析、操縱行為模擬及數據分析研究，發展聚變堆人因可靠性分析技術，用于聚變堆人因事故的可靠性分析計算及操縱員培訓支持；開展聚變堆人因事故分類、人因操作失誤/可靠性分析、數字化儀控系統(DCS)人因失誤實驗研究，并基于上述研究制定完整的聚變堆操縱員培訓方案，從而推動聚變堆運行維護相關的設計研究。

健全并完善聚變裝置可靠性數據庫。搜集已有的聚變裝置可靠性通用數據并加以分類和整理，完善自身的聚變可靠性數據庫，以支持現階段聚變裝置和未來聚變堆的可靠性分析工作。在此基礎上，研究通用可靠性數據的適用性，考慮不同的運行環境對聚變裝置的影響，以提高聚變裝置可靠性分析結果的精確性，降低結果的不確定性。此外，在聚變裝置的運行階段，應同時進行試驗/運行數據的搜集和整理工作。

5 安全理念與公眾可接受度

安全理念是安全監管的重要支撐，是保障聚變堆安全的根本途徑。世界范圍內對傳統裂變堆的安全理念進行了深入的研究，目前已形成了較為完備的理論體系。聚變堆的技術特點明顯區別于裂變堆，因而需要在既定體系框架基礎上從事針對性研究，以期滿足未來建堆的需求[47]。聚變能發展的根本目的是造福于民，因而發展聚變能必須得到社會和公眾的理解與支持。隨著ITER于2012年獲得建造許可證并開工建設，聚變能研究正逐步向工程化轉變，我國也將適時啟動未來聚變堆的設計與建造，因而應特別重視聚變能的公眾接受度問題。

5.1 關鍵挑戰

安全目標相對不完善。傳統裂變堆的技術安全目標處于不斷演變之中，由兩個“千分之一”發展到“堆芯損傷概率與放射性大量釋放頻率”，再到“設計上實際消除大規模放射性釋放可能性”的迫切需求。聚變堆缺少類似的量化的總體安全目標，給安全監管帶來了一定的難度[48]。

安全設計導則相對不成熟。在積極消化吸收IAEA組織的安全設計導則的基礎上，GIF組織的安全設計導則已經啟動編制工作[49]，進而總體指導第四代反應堆的安全設計，聚變堆相應的導則也應提前部署，服務于未來聚變堆的設計與建造。例如，IAEA組織對縱深防御原則已經進行了更新，并將超設計基準事故更新為設計擴展工況，即作為設計基準考慮，聚變堆可能需要在考慮技術特點的基礎上給予足夠的重視[48]。

安全評價方法相對不完整。傳統裂變堆已經發展了確定論和概率論相結合的方法，GIF組織在此基礎上提出了ISAM的方法[50]，包括定性的安全性能評估(QSR)，現象識別及排序技術(PIRT)，目標規程樹(OPT)，確定論與現象學分析(DPA)，概率安全分析(PSA)共五部分。目前聚變堆(如ITER)僅采用確定論的評價方法，尚未對概率安全評價方法進行系統研究[48]。

公眾接受度研究尚未部署。公眾接受度是核能可持續發展的關鍵問題。2011年日本福島核事故之后，核能的公眾接受度受到了嚴峻的挑戰。日本、德國和意大利等國家發起了反核大游行，致使相應政府的核電發展決策再次陷入困境；我國內陸核電政策受到了公眾的質疑，其根本原因可能是公眾與專家對核能系統的認識差異巨大，無論技術改進的高標準、安全防護的嚴要求、事故發生的低概率，公眾認為核能系統的“核風險”總是存在。我國目前正在規劃和制定聚變能發展路線圖，適時推進未來聚變堆的設計與建造，但聚變能系統的公眾接受度研究尚未部署。

5.2 研究趨勢

開展聚變堆的安全理念研究。與傳統裂變堆的安全理念進行對比分析，順應革新型核能系統(如中國科學院核能安全技術研究所首次提出的“麒麟號”中國鉛基反應堆 CLEAR，和移動式微型鉛基堆核電源“核電寶”等)安全理念的演進趨勢，結合聚變堆的安全特性，建立聚變堆的量化安全目標，制定相應的安全設計導則，發展聚變堆的安全評價方法體系。

建立聚變堆安全監管法律法規體系。評估現有核安全監管體系對聚變堆的適用性，結合聚變堆的安全理念，系統建立聚變堆監管體系。另外，為保證聚變安全監管的獨立性，適時引入第三方監督和評價。

開展聚變堆的安全設計。安全理念應當且必須在聚變堆設計初期即引入，進而確保安全的“built-in”而不是“added-on”。開展聚變堆的公眾接受度研究。

6 結束語

聚變安全不是與生俱來的，存在眾多障礙性問題需要研究。我國聚變核安全研究已經起步，并已初步構建了一個較為全面和豐富的國內外合作平臺：中國科學院核能安全技術研究所(以下簡稱“核安全所”)已聯合核工業西南物理研究院、中國工程物理研究院、蘇州大學等多家單位于2012年成立“聚變核安全(聯合)研究中心”，2016年中國輻射防護學會成立核聚變輻射防護分會，旨在圍繞聚變核安全開展體系化研究；核安全所于2013年被推選為國際能源署(IEA)聚變堆環境、安全和經濟技術合作計劃(ESEFP TCP)執行委員會主席單位，并于2015年成功連任，協調國際合作事務。

為適應我國未來建造聚變堆的需求，應積極吸收消化ITER成果，借助國內外合作平臺，集中力量針對聚變安全關鍵技術進行攻關。建議提前部署關鍵領域至少含：高流強聚變中子源技術；冷卻劑安全技術、低活化抗輻照結構與可靠性、氚輻射防護與核生態安全、安全評價與許可證技術等。

7 致謝

本工作得到了國家磁約束核聚變能發展研究專項“聚變核安全與輻射防護關鍵技術(2014GB112000)”、“聚變堆安全評價體系及放射源項分析研究(2014GB112001)”氨氣-鉛鋰雙冷包層破口事故瞬態過程研究(2014GB116000)等項目聯合資助。

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Assessment on Safety Characteristics of Fusion Nuclear Reactor

WU Yi-can, YU Jie, HU Li-qin, CHEN Zhi-bin, WANG Shi-sheng, YANG Qi, DANG Tong-qiang, ZHU Zhi-qiang, LIANG Can-jun, NIE Bao-jie, WANG Da-gui, LI Ya-zhou, WANG Hai-xia, JIN Ming, NI Mu-yi, JIA Jiang-tao, WANG Jin, WANG Fang, LIU Chao, JIANG Jie-qiong, SONG Jing, LONG Peng-cheng,ZHAO Zhu-min, WANG Jian-ye, FDS Team

(Key Laboratory of Neutronics and Radiation Safety, Institute of Nuclear Energy Safety Technology, Chinese Academy of Sciences, Hefei, Anhui, 230031, China)

Safety technology is well recognized as one of the key technologies for the realization of fusion energy, and ensuring safety is always the fundamental principle in the fusion reactor design, construction and operation, as well as the key factor influencing the public opinion on the fusion energy. Furthermore, the fusion reactor has its specific safety concerns considering technical characteristics of high energy neutron, large amount of radioactive tritium inventory, complex reactor components, extremely harsh environment, etc. Therefore, it is essential to conduct the specific research on fusion safety.The aim of this paper is to investigate fusion safety characteristics regarding neutron and radioactive source terms, thermo-fluid and energy transport, tritium safety and environmental impact, reliability growth and risk management, safety regulatory and public acceptance of fusion power, and meanwhile present the key challenges in these research areas. This contribution will lay the technical foundation to the development of fusion-specific safety assessment methodology, and then the design and construction of future fusion reactor.

Fusion safety； Safety characteristics； Safety assessment methodology

2016-10-21

國家磁約束核聚變能發展研究專項(2014GB112000、2014GB112001、2014GB116000)

吳宜燦(1964—)，男，研究員，博士生導師，長期從事核能科學與工程，輻射醫學物理及應用，計算機仿真與軟件工程等多學科交叉研究

TL69

A

0258-0918(2016)06-0802-09