聚变堆安全特性评价研究

吴宜灿，郁 杰，胡丽琴，陈志斌，王石生，杨 琪，党同强，朱志强，梁参军，聂保杰，王大桂，李亚洲，王海霞，金 鸣，倪木一，贾江涛，汪 进，王 芳，刘 超，蒋洁琼，宋 婧，龙鹏程，赵柱民，汪建业，FDS 团队

(中国科学院核能安全技术研究所，中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室，合肥230031)

聚变堆安全特性评价研究

吴宜灿，郁 杰，胡丽琴，陈志斌，王石生，杨 琪，党同强，朱志强，梁参军，聂保杰，王大桂，李亚洲，王海霞，金 鸣，倪木一，贾江涛，汪 进，王 芳，刘 超，蒋洁琼，宋 婧，龙鹏程，赵柱民，汪建业，FDS 团队

(中国科学院核能安全技术研究所，中国科学院中子输运理论与辐射安全重点实验室，合肥230031)

确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则，是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件，也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点，具有独特的潜在安全问题，因而必须开展针对性研究。本文将从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性，系统梳理其关键技术挑战，为建立聚变安全评价体系提供技术支持，进而服务于未来聚变堆的设计与建造。

聚变核安全；安全特性；安全体系

世界各大国已在磁约束核聚变和惯性约束核聚变领域均取得了长足的进步。以验证聚变能科学可行性和工程技术可行性的国际热核实验堆(ITER)计划的正式启动标志着聚变研究由“磁约束(磁场约束等离子体)”向“聚变(D-T聚变燃烧)”的转变[1]，而各方包层实验模块(TBM)合作协议的签署是聚变“能(聚变能安全有效提取)”研究的标志性开始。

核安全是聚变能发展的生命线，核安全技术是聚变能应用的核心技术之一。ITER国际组织将核安全放在头等重要的位置，并为此专门成立了核安全部门。聚变核安全旨在保护工作人员少受辐射和电磁场以及其他危害影响，保护公众免受放射性和毒性物质影响，保护环境免受污染物及废物影响，保护投资者在事故中减少损失[2-3]。

确保核安全是未来聚变堆设计、建造和运行过程中必须坚持的最高原则，也是聚变堆获得建造和运行许可的前提条件，同样也是聚变能得以吸引公众的主要理由之一。我国已将聚变能作为“核能发展规划”的战略目标[4-5]，目前正在规划和制定聚变能发展路线图，适时推进未来聚变堆[6-8]的设计与建造。因此，我国急需在全面消化吸收ITER安全及许可证技术的基础上，依托软硬件平台建设和国内外合作交流，开展聚变核安全关键技术研究，为我国聚变堆设计建造提供系统性安全保障，并为建立我国法律法规监管及评价体系提供技术支持。

聚变堆具有高能中子、大量放射性氚、复杂结构、极端服役环境等特点，其安全研究具有远不同于裂变堆的特殊性，因而必须开展针对性研究。本文从聚变中子与放射性源项、热流体与能量传输、氚安全与环境影响、可靠性与风险管理、安全理念与公众接受度五个方面分别总结其安全特性，梳理关键技术挑战，为聚变安全评价体系的建立提供技术支持，进而服务于我国未来聚变堆的设计与建造。

1 聚变中子与放射性源项

中子是能量的主要载体，是聚变堆辐射安全的“源头问题”。聚变中子能量高、堆结构复杂，研究聚变中子在堆内的输运行为，提高中子能量利用率，是聚变能研究的核心基础科学问题之一[9-10]。聚变中子在产生能量的同时，不可避免带来放射性问题。放射性源项是影响工作人员和公众安全的主要因素之一，是聚变堆总体安全和环境友好性的关键挑战。聚变堆面临高能中子活化、等离子体溅射第一壁、氚渗透等问题；聚变堆活化产物产生的大量放射性废物需要处置[11]；真空室内放射性粉尘具有爆炸的危险[12]。因此必须针对聚变堆放射性核素的产生和迁移机理、放射性废物的处理处置技术开展深入研究。

1.1 关键挑战

与传统裂变堆中子学相比，聚变堆中子学具有如下新特点：(1) 中子能量高(约14MeV)、流强大(1～10MW/m2)能谱范围宽且复杂，对材料辐照损伤严重(10～200dpa)；(2) 中子散射各向异性强烈，材料组成复杂且分布极不均匀。传统的裂变堆中子输运计算方法主要考虑裂变中子能量和能谱分布并采用均匀化和简化几何处理方法，因而无法直接应用于聚变中子学计算。而且现有的大多数程序都起始于20世纪五六十年代，仍旧沿用过去受到计算机速度与存储空间限制而制定的使用法则，使得这些程序输入模型的建立、计算过程的相互耦合、海量数据的存储与处理等方面存在着诸多不足，难以满足现代计算分析对精度、速度和可靠性的要求[13-18]。

聚变堆作为一种未来先进核能系统，目前研究尚处于初级阶段，大规模商业应用之前仍需依靠大量实验推动其发展。国内外已经建设多个托卡马克装置，如中国的EAST，欧洲的JET，但这些装置中并未实现氘氚聚变产生大量14 MeV中子，主要用于验证等离子体控制技术，研究聚变堆“电物理及电技术”。因此，还需建设高流强中子源装置，模拟聚变堆辐照环境，测试聚变堆包层能量转换效率和维持氚自持的能力，针对聚变堆材料进行辐照性能测试，通过实验对聚变中子学应用的方法软件和核数据进行全面的测试验证[19]，研究聚变堆“核物理及核技术”。

聚变堆产生的放射性废物具有体积大、含氚等特点。处置费用高且需考虑含氚废物的处置等问题[20]，同时需要很多临时处置场。目前，国际上倾向于采用清洁解控和回收利用的方式处理废物。清洁解控处理废物仍面临一系列问题，如各国标准不一致、缺少部分核素的标准、需要大量暂存处置场、公众难以接受清洁解控材料等问题。回收利用处理废物面临大体积、高剂量部件的处理、复杂部件的拆解和材料分离、材料的除氚等问题[21-22]。

1.2 研究趋势

发展适用于聚变堆的中子输运理论与数值模拟方法。聚变堆系统的特殊性使得现有的中子输运理论与仿真方法存在诸多挑战与瓶颈性问题，集中体现在适用于复杂条件的中子输运理论、复杂几何的精细建模方法、核软件及核数据库评价与验证三个关键方面。应针对此研发拥有自主知识产权的先进聚变堆中子输运程序软件，为我国未来聚变堆的核设计工作奠定坚实的基础。

发展应用于聚变堆的多物理耦合与集成仿真技术。聚变能系统对安全性、经济性和可持续性提出了更高要求，为了精确模拟反应堆各类行为和性能，需要开展多种物理过程的耦合模拟与集成仿真研究，重点开展三维实时中子输运活化耦合模拟方法、中子学/热工/结构/活化性能多物理耦合模拟方法、反应堆高保真全尺度仿真技术等研究工作。

发展应用于聚变中子学计算的核数据库，为聚变堆核设计与安全分析提供基础的核数据支持。聚变核数据库将包括输运数据库、活化数据库以及衰变数据库。其中输运库主要包括不同能量中子、质子、氘粒子、光子与聚变堆材料发生核反应概率数据，可以为输运计算程序提供基础数据支持，实现聚变堆中子/光子通量、能谱、反应率等关键物理量计算，为聚变堆物理设计与屏蔽设计服务；活化库主要包括中子、质子、氘粒子与靶材发生核反应后活化截面数据，为聚变堆材料活化分析，实现聚变堆核废料放射性活度的计算；衰变库包括活化后核素衰变截面数据，为辐照后聚变堆材料安全处置及分析提供基础数据支持。

发展聚变中子学实验技术。建设可真实模拟聚变堆中子环境的高流强聚变中子源实验平台，开展聚变堆中子学分析方法及程序验证、聚变核数据的验证与补充测量、高能聚变中子的材料活化与辐射防护等聚变中子学基础研究；开展聚变堆中子环境下的材料辐照损伤机理、部件核性能的测试与验证等核技术基础研究。更进一步，建设可真实模拟聚变堆内核环境(含中子、离子、磁场、热等)的聚变体中子源综合测试平台，开展聚变堆部件的多物理耦合测试、氚循环测试、部件可靠性增长及聚变核技术的工业标准等研究。

发展聚变堆废物管理策略。针对聚变堆放射性废物面临的问题，在实施废物最小化策略同时，优化废物管理策略。研发低活化材料，使放射性废物尽量小；优化聚变堆设计，最小化放射性废物的体积；设计易替换的部件，可以最大化再利用部件，减少废物产生；新的废物管理策略要考虑废物处理的占空因子、技术问题和挑战。

发展放射性废物处理的技术。研发应用于聚变堆废物处理的抗辐照远程操作设备，发展部件材料的分离技术。

2 热流体与能量传输

聚变堆热流体涉及液态金属、高温高压氦气或水等，是聚变堆能量转化和传输的主要载体，其热工水力学特性将直接决定能量转化和传输的效率，并制约着系统安全及聚变堆能否长期安全稳定运行。因此，热工水力学效应及热流体耦合能量传输研究是聚变能系统的最重要研究内容之一[23-25]。

2.1 关键挑战

聚变包层系统内流体的流动传热特性，多流体的耦合传热，以及流体与结构材料、增殖剂的相互作用等带来一系列关键科学技术问题[26-27]：

聚变包层内流体性能对包层结构安全、增殖剂产氚等具有至关重要的影响，然而聚变包层流体流动方案非常复杂，冷却性能需借助实验和理论分析进行充分的验证；液态包层中金属流体在强磁场作用下会产生显著的MHD效应，导致流量不平衡、驱动机构负荷增大等问题[28-29]；液态金属对结构材料会造成严重的腐蚀，影响结构安全，腐蚀产生的杂质进入液态金属或在结构表面沉积则会影响液态金属的有效传热能力[30]；固态包层则由于增殖剂的导热能力较差、增殖剂的布置特点以及可选冷却方案的限制等而出现冷却不均，导致局部温度过高，从而影响其产氚能力。

聚变堆流体涉及的安全事故，如冷却剂流道破口导致流体进入等离子体或增殖区，将导致停堆甚至更为严重的后果。聚变堆还具有其特有的事故类型，如粉尘爆炸、铍水反应产氢并发生爆炸等[31]，事故安全演化机理远不同于传统裂变堆。另外，事故安全研究所需的大尺寸综合实验平台的建立同样也是关键问题之一。

面向聚变能的实际应用，未来还需要开展一系列的聚变堆设计工作[32]，例如如何实现包层流体的更高出口温度，从而进一步提高聚变能利用效率，实现聚变能更广范围的应用；如何实现聚变包层设计的固有安全性，延长其服役寿命等。

2.2 研究趋势

热流体在聚变堆环境下的流动传热特性是聚变堆结构安全和聚变能利用效率的关键影响因素之一，因而也是聚变安全研究的重要方向。根据聚变堆发展规划和技术可行性，首先开展堆外非核热工流体技术，然后进行堆内真实环境中的验证实验，最终走向工程化。未来研究重点将主要集中以下几个方面：

流体流动与传热特性研究及关键热工设备研发，包括聚变堆环境(如高磁场、第一壁热流、中子体积核热等)实验模拟技术、换热器技术、泵与风机技术、包层热工水力学综合性能测试等。

事故演化实验与模拟及事故缓解技术，包括聚变堆事故(如冷却剂流道破口事故、粉尘/氢气爆炸事故等)实验模拟与分析、事故安全软件开发与实验验证等。

冷却剂杂质在线分析与纯化技术，包括氚测量技术、氦气冷却剂除氚技术，液态金属流体杂质去除技术等。

3 氚安全与环境影响

氚是聚变堆最重要的燃料，但在自然界极其稀有且不可利用，因而聚变堆必须增殖氚以满足堆芯的燃耗。以1GW热功率的聚变电站为例，年消耗氚量约55.6kg，氚盘存量约10kg量级，都将远远大于现有聚变装置[33]。另外，由于氚本身的β放射性与高温下强烈的渗透能力，聚变堆(特别是聚变包层系统)中的氚易从包容体中渗透、泄漏出来，溶解在结构材料中进而导致氢脆和氦脆效应，严重影响着聚变堆的结构安全。

同时，氚也是聚变堆源项的最重要组成部分，其在环境中的迁移模式及潜在的放射性危害评估具有极其重要的意义。传统裂变堆中氚主要以氚化水(HTO)形式存在于放射性流出物中，气态排放量相比放射性核素碘、铯较小，并且氚的毒性相对较小，氚环境影响未引起较大关注。聚变堆中气态排放氚的主要形态是HTO和氚气(HT)[34]，混合源(HTO/HT)在环境中的行为更为复杂，且环境与生态影响尚不明确。一旦发生事故，大量气态氚极易进入环境引起辐射生物效应[35]。

3.1 关键挑战

相对于苛刻的释放标准(以ITER为例，0.6g/年[36])，聚变堆氚盘存量巨大，面对数10kg量级的氚控制需求，现有多重包容系统的有效性与可靠性尚未得到实验上的系统验证。同时，例如防氚渗透涂层的耐辐照、耐腐蚀等服役性能，氚在结构材料中的特殊行为，含氚废物的除氚化，低浓度氚水的处置等一系列氚安全工艺问题，也尚需大量的实验研究与工程技术验证。

氚环境迁移模型模拟偏差较大。不同于裂变堆排放的放射性核素，氚具有特殊的土壤、植物、动物、人体迁移性质。目前各国均开发了氚环境迁移模型，尤其是近期IAEA组织的EMRAS(Environmental Modeling for Radiation Safety)计划[37]，但各国氚环境安全评估模型模拟偏差较大，暂无确定性评估方法。

氚环境迁移机理性研究匮乏。由于氚环境迁移实验存在氚价格昂贵和受国家管控的特点，大多研究处于程序模拟阶段。目前罗马尼亚、德国、法国、加拿大等国均开展了不同生物的迁移实验，但在大量级氚释放的HT沉降及HTO再蒸发，湿沉降(降雪)，生物中HTO转化OBT等方面实验数据仍旧十分匮乏[38]。

此外，氚辐射生物学效应尚不明确。人体氚毒理学实验较难开展，数据较少。目前，动物(如老鼠)氚毒理学已经开展了大量实验，获得了大量的实验数据。但由于物种之间的差异，很难合理地将动物实验结果外推至人体，因此氚的人体毒理学实验需要进一步开展。

3.2 研究趋势

开展氚安全工艺的工程验证研究。对于聚变堆氚循环系统，验证其工业化的处理、回收、净化、包容能力。发展高性能防氚渗透涂层技术、原位氚检测技术、高效除氚与包容回收系统等关键的氚工艺技术。

开展氚环境迁移模型研究。考虑动态气象参数、复杂地形、土壤类型、植物种类、动物代谢、人体的食谱及饮食方式等构建全面的氚环境安全评估模型。

开展氚环境迁移机理性实验研究。针对氚事故性释放后在环境中的湿沉降，土壤迁移率(下渗率、再蒸发率，植物吸收率等)，植物有机氚(OBT)的转化、储存，动物氚代谢及人体氚剂量评估等开展实验研究。

开展聚变堆氚环境安全评估的模拟分析。针对聚变堆，进行关键参数的敏感性分析，进而开展全面的氚环境安全分析，对聚变堆氚系统设计与建造提供参考。

开展细胞水平、分子水平和基因水平上的氚生物效应研究。随着实验手段的不断进步，应开展细胞水平、分子水平和基因水平上氚生物效应的机制性研究，从而深入理解氚的辐射毒性。同时，根据机理开发保护剂和促排剂，从而为氚中毒提供有效的治疗手段。另一方面，还应开展流行病学调查，对接受不同剂量的人群进行详细的健康检查。从而证实细胞水平，分子水平和基因水平研究的合理性。

4 可靠性与风险管理

可靠性是聚变能系统工程化的重要保障。聚变堆设计是一项庞大的工程，研究适用于聚变堆设计的可靠性系统工程设计方法，提高聚变堆的运行安全性和全寿命周期的效能，是聚变堆设计领域的重要研究方向。聚变堆的风险水平需要降低到什么程度才能最大限度的保障公众安全而又不造成资源浪费，这需要给出一个量化的标准并进行管理。传统裂变堆已相对明确给出了堆芯损伤频率(CDF)、放射性早期大量释放频率(LERF)等指标来指导其设计、建造、安装、调试、运行、退役等一系列可靠性工作的实施[39-41]。然而，聚变堆缺少类似的量化标准和风险管理手段。

4.1 关键挑战

聚变堆作为一个新生事物，结构高度复杂，且其存在高温、高辐照、高真空等严苛环境，导致聚变堆可靠性和风险管理工作存在如下挑战：

可靠性指标体系不完善。在裂变堆的研发与设计中，安全目标、设备安全分级、可靠性指标体系等相对成熟[42]，但在聚变领域这些还很不完善，聚变能系统的物理特性与工程特点决定了又不能直接照搬现有裂变能系统的成熟经验，如何建立适用于聚变堆安全目标的可靠性指标体系是一个巨大的难题。

对材料和设备的可靠性要求高。受控核聚变对温度和压力的需求极高，相应的对材料和设备的结构强度带来了极高的要求，此外，部分设备和材料需要直面高热等离子体，对其抗辐照的能力提出了更高的要求。如何提高材料和设备的可靠性以满足系统需要，是现阶段发展聚变技术面临的巨大挑战[43]。

在线维修与检测技术尚不成熟。现阶段聚变堆的可用性远远达不到实验及商业化要求，需要研发在线维修检测技术来提高其可用性。然而在线维修及检测技术尚不成熟，聚变堆本身的特点为在线维修检测技术的应用带来了更大挑战[44]。

人因可靠性评估体系仍不完善。由于人因失误的形成种类较多，且形成的原因存在不确定性，因此针对人因可靠性的研究没有达成共识，也没有形成统一的分析模型；核电系统的人因失误属于小样本事件，缺少研究数据；人因可靠性所涉及的因素较多，如操作员的心理压力、精神状态、疲劳程度，操作台面的设计、警报显示方式等等，所涉及学科较多，给人因可靠性的评估带来诸多挑战。

缺乏有效数据及运行经验。现阶段尚无实际的聚变堆商业运行经验，聚变堆可靠性数据主要来自于裂变堆、火电厂、化工厂等工业系统通用可靠性数据或者聚变装置试验数据[44-46]。此外，由于聚变能系统高度复杂，各子系统的运行环境差异大，操作要求各异。因此针对聚变装置进行可靠性分析中存在诸多不确定性因素。以上这些原因导致针对聚变装置的可靠性分析结果的可信度不高。如何完善聚变可靠性数据，优化聚变可靠性模型是现阶段RAMI (Reliability, Availability, Maintainability, Inspectability)面临的重大挑战。

4.2 研究趋势

根据聚变堆的安全目标，通过RAMI等分析手段，将安全目标转化为具体可行的技术指标；设立安全重要系统设备的可靠性设计指标，以及各级性能指标，并以此为依据，对聚变系统中的结构、系统、设备进行更为科学的安全分级，完善聚变堆的质量保证体系；系统地鉴别始发事件及缓解手段，选择合适的聚变堆型的安全目标，最终建立适用于聚变堆的可靠性指标体系。

针对关键设备，研究与之相适应的可靠性试验，确保设备与材料的可靠性满足要求。由于现有材料和设备很难满足聚变堆高温、高压和强中子辐照的严苛条件，因此针对一些未达可靠性要求的部件和材料，制定合理的可靠性增长目标，制定相适应的可靠性增长试验，可靠性验证试验，寿命验证试验等，在试验中对部件和材料施加其寿命周期内的任务剖面转换得来的综合环境应力或实际使用的环境应力。针对暴露出的问题采取有效的纠正措施，确保其可靠性达到预定标准。

研究采用更先进的维修策略、在线监测维修技术，提高聚变堆的运行可用性。研究聚变堆的维修过程对聚变堆的运行、维护、管理等带来的影响，规划更先进的维修策略，研究在线监测维修技术，并开发相应工具以提高聚变装置的实际可用性。

开展聚变堆人因可靠性分析、操纵行为模拟及数据分析研究，发展聚变堆人因可靠性分析技术，用于聚变堆人因事故的可靠性分析计算及操纵员培训支持；开展聚变堆人因事故分类、人因操作失误/可靠性分析、数字化仪控系统(DCS)人因失误实验研究，并基于上述研究制定完整的聚变堆操纵员培训方案，从而推动聚变堆运行维护相关的设计研究。

健全并完善聚变装置可靠性数据库。搜集已有的聚变装置可靠性通用数据并加以分类和整理，完善自身的聚变可靠性数据库，以支持现阶段聚变装置和未来聚变堆的可靠性分析工作。在此基础上，研究通用可靠性数据的适用性，考虑不同的运行环境对聚变装置的影响，以提高聚变装置可靠性分析结果的精确性，降低结果的不确定性。此外，在聚变装置的运行阶段，应同时进行试验/运行数据的搜集和整理工作。

5 安全理念与公众可接受度

安全理念是安全监管的重要支撑，是保障聚变堆安全的根本途径。世界范围内对传统裂变堆的安全理念进行了深入的研究，目前已形成了较为完备的理论体系。聚变堆的技术特点明显区别于裂变堆，因而需要在既定体系框架基础上从事针对性研究，以期满足未来建堆的需求[47]。聚变能发展的根本目的是造福于民，因而发展聚变能必须得到社会和公众的理解与支持。随着ITER于2012年获得建造许可证并开工建设，聚变能研究正逐步向工程化转变，我国也将适时启动未来聚变堆的设计与建造，因而应特别重视聚变能的公众接受度问题。

5.1 关键挑战

安全目标相对不完善。传统裂变堆的技术安全目标处于不断演变之中，由两个“千分之一”发展到“堆芯损伤概率与放射性大量释放频率”，再到“设计上实际消除大规模放射性释放可能性”的迫切需求。聚变堆缺少类似的量化的总体安全目标，给安全监管带来了一定的难度[48]。

安全设计导则相对不成熟。在积极消化吸收IAEA组织的安全设计导则的基础上，GIF组织的安全设计导则已经启动编制工作[49]，进而总体指导第四代反应堆的安全设计，聚变堆相应的导则也应提前部署，服务于未来聚变堆的设计与建造。例如，IAEA组织对纵深防御原则已经进行了更新，并将超设计基准事故更新为设计扩展工况，即作为设计基准考虑，聚变堆可能需要在考虑技术特点的基础上给予足够的重视[48]。

安全评价方法相对不完整。传统裂变堆已经发展了确定论和概率论相结合的方法，GIF组织在此基础上提出了ISAM的方法[50]，包括定性的安全性能评估(QSR)，现象识别及排序技术(PIRT)，目标规程树(OPT)，确定论与现象学分析(DPA)，概率安全分析(PSA)共五部分。目前聚变堆(如ITER)仅采用确定论的评价方法，尚未对概率安全评价方法进行系统研究[48]。

公众接受度研究尚未部署。公众接受度是核能可持续发展的关键问题。2011年日本福岛核事故之后，核能的公众接受度受到了严峻的挑战。日本、德国和意大利等国家发起了反核大游行，致使相应政府的核电发展决策再次陷入困境；我国内陆核电政策受到了公众的质疑，其根本原因可能是公众与专家对核能系统的认识差异巨大，无论技术改进的高标准、安全防护的严要求、事故发生的低概率，公众认为核能系统的“核风险”总是存在。我国目前正在规划和制定聚变能发展路线图，适时推进未来聚变堆的设计与建造，但聚变能系统的公众接受度研究尚未部署。

5.2 研究趋势

开展聚变堆的安全理念研究。与传统裂变堆的安全理念进行对比分析，顺应革新型核能系统(如中国科学院核能安全技术研究所首次提出的“麒麟号”中国铅基反应堆 CLEAR，和移动式微型铅基堆核电源“核电宝”等)安全理念的演进趋势，结合聚变堆的安全特性，建立聚变堆的量化安全目标，制定相应的安全设计导则，发展聚变堆的安全评价方法体系。

建立聚变堆安全监管法律法规体系。评估现有核安全监管体系对聚变堆的适用性，结合聚变堆的安全理念，系统建立聚变堆监管体系。另外，为保证聚变安全监管的独立性，适时引入第三方监督和评价。

开展聚变堆的安全设计。安全理念应当且必须在聚变堆设计初期即引入，进而确保安全的“built-in”而不是“added-on”。开展聚变堆的公众接受度研究。

6 结束语

聚变安全不是与生俱来的，存在众多障碍性问题需要研究。我国聚变核安全研究已经起步，并已初步构建了一个较为全面和丰富的国内外合作平台：中国科学院核能安全技术研究所(以下简称“核安全所”)已联合核工业西南物理研究院、中国工程物理研究院、苏州大学等多家单位于2012年成立“聚变核安全(联合)研究中心”，2016年中国辐射防护学会成立核聚变辐射防护分会，旨在围绕聚变核安全开展体系化研究；核安全所于2013年被推选为国际能源署(IEA)聚变堆环境、安全和经济技术合作计划(ESEFP TCP)执行委员会主席单位，并于2015年成功连任，协调国际合作事务。

为适应我国未来建造聚变堆的需求，应积极吸收消化ITER成果，借助国内外合作平台，集中力量针对聚变安全关键技术进行攻关。建议提前部署关键领域至少含：高流强聚变中子源技术；冷却剂安全技术、低活化抗辐照结构与可靠性、氚辐射防护与核生态安全、安全评价与许可证技术等。

7 致谢

本工作得到了国家磁约束核聚变能发展研究专项“聚变核安全与辐射防护关键技术(2014GB112000)”、“聚变堆安全评价体系及放射源项分析研究(2014GB112001)”氨气-铅锂双冷包层破口事故瞬态过程研究(2014GB116000)等项目联合资助。

[1] G.H. Neilson, M. Abdou, G. Federici, et al. International Perspectives on a Path to MFE DEMO, 24th IAEA Fusion Energy Conference, 2012.

[2] Neill Taylor, Pierre Cortes. Lessons learnt from ITER safety & licensing for DEMO and future nuclear fusion facilities. Fusion Engineering and Design, 2014, 89(9-10): 1995-2000.

[3] J.-Ph. Girard, P. Garin, N. Taylor, et al. ITER, Safety and Licensing [J]. Fusion Engineering and Design, 2007, 82(5-14): 506-510.

[4] 潘垣，庄革，张明等. 国际热核实验反应堆计划及其对中国核能发展战略的影响[J]. 物理. 2010, 39(6): 379-384.

[5] 潘传红. 国际热核实验反应堆计划与未来核聚变能源. 物理. 2010, 39(6): 375-378.

[6] Y. Wu, FDS Team. Conceptual Design Activities of FDS Series Fusion Power Plants in China. Fusion Engineering and Design, 2006, 81(23-24): 2713-2718.

[7] Y. Wu, J. Jiang, M. Wang, M. Jin, FDS Team.A Fusion-Driven Subcritical System Concept Based on Viable Technologies. Nuclear Fusion, 2011, 51(10):103036.

[8] Y. Wu, FDS Team. Conceptual Design of the China Fusion Power Plant FDS-II. Fusion Engineering and Design, 2008, 83(10-12): 1683-1689.

[9] M. Loughlin, M. Angelone, P. Batistoni, et al. Status and verification strategy for ITER neutronics [J]. Fusion Engineering and Design, 2014, 89 (9-10):1865-1869.

[10] Y. Wu, X. Zhu, S. Zheng, et al. Neutronics Analysis of Dual-Cooled Waste Transmutation Blanket for the FDS. Fusion Engineering and Design, 2002, 63-64: 133-138.

[11] L. El-Guebaly, V. Massaut, K. Tobita, et al. Goals, challenges, and successes of managing fusion activated materials [J]. Fusion Engineering and Design, 2008, 83(7-9): 928-935.

[12] J.P. Sharpe, D.A. Petti, H.W. Bartels. A review of dust in fusion devices: Implications for safety and operational performance [J]. Fusion Engineering and Design, 2002, 63-64:153-163.

[13] Y. Wu, J. Song, H. Zheng, et al. CAD-Based Monte Carlo Program for Integrated Simulation of Nuclear System SuperMC [J]. Annals of Nuclear Energy, 2015, 82: 161-168.

[14] Y. Wu, FDS Team. CAD-Based Interface Programs for Fusion Neutron Transport Simulation [J]. Fusion Engineering and Design, 2009, 84 (7-11): 1987-1992.

[15] Y. Wu, Z. Xie, U. Fischer. A Discrete Ordinates Nodal Method for One-Dimensional Neutron Transport Calculation in Curvilinear Geometries [J]. Nuclear Science and Engineering, 1999, 133 (3): 350-357.

[16] 吴宜灿，李静惊，李莹，等. 大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS的研究与发展[J].核科学与工程, 2007, 27(4): 365-373.

[17] 吴宜灿，俞盛朋，程梦云，等. 多物理耦合分析自动建模软件 SuperMC/MCAM 5.2 的设计与实现[J]. 原子能科学技术, 2015, 49: 23-28.

[18] 吴宜灿，何桃，胡丽琴，等. 核与辐射安全仿真系统SuperMC/RVIS 2.3 研发与应用[J]. 原子能科学技术, 2015, 29: 77-85.

[19] Y. Wu, FDS Team. Conceptual Design and Testing Strategy of a Dual Functional Lithium-Lead Test Blanket Module in ITER and EAST [J]. Nuclear Fusion, 2007, 47(11): 1533-1539.

[20] L.D. Pace, L.E. Guebaly, B. Kolbasov. Radioactive Waste [M]. Croatia: InTech Europe, 2012: 303-328.

[21] M. Zucchetti, L.D. Pace, L.E. Guebaly. The Back End of the Fusion Materials Cycle [J]. Fusion Science and Technology, 2009, 55 109-139.

[22] M. Zucchetti, L.D. Pace, L.E. Guebaly, et al. An Integrated Approach To The Back-End Of The Fusion Materials Cycle [J]. Fusion Engineering and Design, 2008, 83: 1706-1709.

[23] Y. Wu. Design Status and Development Strategy of China Liquid Lithium-Lead Blankets and Related Material Technology [J]. Journal of Nuclear Materials, 2007, 367-370:1410-1415.

[24] Y. Wu, FDS Team. Design Analysis of the China Dual-Functional Lithium Lead (DFLL) Test Blanket Module in ITER [J]. Fusion Engineering and Design, 2007, 82: 1893-1903.

[25] 吴宜灿，黄群英，朱志强，等. 中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展[J]. 核科学与工程, 2009, 29 (2):161-169.

[26] C. P. C. Wong, J. F. Salavy, Y, Kim, et al. Overview of liquid metal TBM concepts and programs [J]. Fusion Engineering and Design, 2008, 83: 850-857.

[27] K. M. Feng, C. H. Pan, G. S. Zhang. Overview of design and R&D of solid breeder TBM in China [J]. Fusion Engineering and Design, 2008, 83: 1149-1156.

[28] N. B. Morley, S. Malang, I. Kirillov. Thermofluid magnetohydrodynamic issues for liquid breeders [J]. Fusion Science and Technology, 2005, 47: 488-501.

[29] C. Mistrangelo, L. Buhler. Liquid metal magnetohy-drodynamic flows in manifolds of dual coolant lead lithium blankets [J]. Fusion Engineering and Design, 2014, 89: 1319-1323.

[30] W. Krauss, J. Konys, A. Li-Puma. TBM testing in ITER: Requirements for the development of predictive tools to describe corrosion-related phenomena in HCLL blankets toward DEMO [J]. Fusion Engineering and Design, 2012, 87: 403-406.

[31] J. Ph. Girard, W. Gulden, B. Kolbasov, et al. Summary of the 8thIAEA Technical Meeting on Fusion Power Plant Safety [J]. Nuclear Fusion, 2008, 48: 1-7.

[32] T. Ihli, T. K. Basu, L. M. Giancarli, et al. Review of blanket designs for advanced fusion reactors [J]. Fusion Engineering and Design, 2008, 83: 912-919.

[33] M. Sawan, M. Abdou. Physics and technology conditions for attaining tritium self-sufficiency for the DT fuel cycle [J]. Fusion Engineering and Design, 2006, 81: 1131-1144.

[34] M. Ota, H. Nagai, J. Koarashi. Importance of root HTO uptake in controlling land-surface tritium dynamics after an acute HT deposition: a numerical experiment [J]. Journal of Environmental Radioac-tivity, 2012, 109: 94-102.

[35] M. Little, B. Lambert. Systematic review of experi-mental studies on the relative biological effectiveness of tritium [J]. Radiation and Environ-mental Biophysics, 2008, 47:71-93.

[36] N. Taylor, J. Elbez-Uzan. Preliminary Safety Report (RPrS) [R]. Cadarache: ITER Organization, 2011.

[37] IAEA. Modeling the environmental transfer of tritium and carbon-14 to biota and man [R]. Vienna: IAEA, 2010.

[38] D. Galeriu, P. Davis, W. Raskob, et al. Recent processes in tritium radioecology and dosimetry [J]. Fusion Science and Technology, 2008, 54: 237-242.

[39] NRC. Regulatory Structure for New Plant Licensing, Part 1: Technology Neutral Framework [R]. Rockville: NRC, 2004.

[40] ASME. Standard for Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications [R]. New York: ASME, 2009.

[41] IAEA. Procedures for Conducting Probabilistic Safety Assessment for Non-Reactor Nuclear Facilities [R]. Vienna: IAEA, 2002.

[42] 卢文跃, 李晓明， 韩庆浩等. 核电站设备可靠性管理体系的探索和运作[J]. 核动力工程. 2005, 26(2): 65-72.

[43] D. van Houtte, K. Okayama, F. Sagot. ITER operational availability and fluence objectives. Fusion Engineering and Design, 2011, 86: 680-683.

[44] L. C. Cadwallader, D. P. Sanchez. Secondary Containment System component failure data analysis from 1984 to 1991 [R]. Idaha: Idaho National Engineering Laboratory, 1992.

[45] G. Cambi, T. Pinna, M. Angelone. Data collection on component malfunctions and failures of JET ICRH system. Fusion Engineering and Design, 2008, 83: 1874-1877.

[46] T. Pinna, G. Cambi, S. Kinpe, et al. JET operating experience: Global analysis of tritium plant failure. Fusion Engineering and Design, 2010, 85: 1396-1400.

[47] 吴宜灿, 革新型核能系统安全研究的回顾与探讨 [J]. 中国科学院院刊. 2016(5): 567-573.

[48] Y. Wu. Overview of Fusion Safety and Licensing of DEMO and its Implications on Design and Operation [C]. 12th International Symposium on Fusion Nuclear Technology, Jeju Island, 2015.

[49] R. Nakai. Status of GIF Task Force on SFR Safety Design Criteria [C]. 6thGIF/INPRO Interface Meeting, Vienna, 2012.

[50] GIF. An Integrated Safety Assessment Methodology (ISAM) for Generation IV Nuclear Systems. Generation IV International Forum, 2011.

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

国家磁约束核聚变能发展研究专项(2014GB112000、2014GB112001、2014GB116000)

吴宜灿(1964—)，男，研究员，博士生导师，长期从事核能科学与工程，辐射医学物理及应用，计算机仿真与软件工程等多学科交叉研究

TL69

A

0258-0918(2016)06-0802-09