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(yè)，F(xiàn)DS 團隊

(中國科學院核能安全技術(shù)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(yè)，F(xiàn)DS 團隊

(中國科學院核能安全技術(shù)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(shè)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(fù)雜結(jié)構(gòu)、極端服役環(huán)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(huán)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(jié)其安全特性，系統(tǒng)梳理其關(guān)鍵技術(shù)挑戰(zhàn)，為建立聚變安全評價體系提供技術(shù)支持，進而服務(wù)于未來聚變堆的設(shè)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(lǐng)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(shù)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?nèi)紵?”的轉(zhuǎn)變[1]，而各方包層實驗?zāi)K(TBM)合作協(xié)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(fā)展的生命線，核安全技術(shù)是聚變能應(yīng)用的核心技術(shù)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(zhì)影響，保護環(huán)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(shè)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(fā)展規(guī)劃”的戰(zhàn)略目標[4-5]，目前正在規(guī)劃和制定聚變能發(fā)展路線圖，適時推進未來聚變堆[6-8]的設(shè)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(shù)的基礎(chǔ)上，依托軟硬件平臺建設(shè)和國內(nèi)外合作交流，開展聚變核安全關(guān)鍵技術(shù)研究，為我國聚變堆設(shè)計建造提供系統(tǒng)性安全保障，并為建立我國法律法規(guī)監(jiān)管及評價體系提供技術(shù)支持。

聚變堆具有高能中子、大量放射性氚、復(fù)雜結(jié)構(gòu)、極端服役環(huán)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(huán)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(jié)其安全特性，梳理關(guān)鍵技術(shù)挑戰(zhàn)，為聚變安全評價體系的建立提供技術(shù)支持，進而服務(wù)于我國未來聚變堆的設(shè)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(jié)構(gòu)復(fù)雜，研究聚變中子在堆內(nèi)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(chǔ)科學問題之一[9-10]。聚變中子在產(chǎn)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(huán)境友好性的關(guān)鍵挑戰(zhàn)。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(chǎn)物產(chǎn)生的大量放射性廢物需要處置[11]；真空室內(nèi)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(chǎn)生和遷移機理、放射性廢物的處理處置技術(shù)開展深入研究。

1.1 關(guān)鍵挑戰(zhàn)

與傳統(tǒng)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(fù)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(fù)雜且分布極不均勻。傳統(tǒng)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(yīng)用于聚變中子學計算。而且現(xiàn)有的大多數(shù)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(shù)據(jù)的存儲與處理等方面存在著諸多不足，難以滿足現(xiàn)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(tǒng)，目前研究尚處于初級階段，大規(guī)模商業(yè)應(yīng)用之前仍需依靠大量實驗推動其發(fā)展。國內(nèi)外已經(jīng)建設(shè)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(xiàn)氘氚聚變產(chǎn)生大量14 MeV中子，主要用于驗證等離子體控制技術(shù)，研究聚變堆“電物理及電技術(shù)”。因此，還需建設(shè)高流強中子源裝置，模擬聚變堆輻照環(huán)境，測試聚變堆包層能量轉(zhuǎn)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(yīng)用的方法軟件和核數(shù)據(jù)進行全面的測試驗證[19]，研究聚變堆“核物理及核技術(shù)”。

聚變堆產(chǎn)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?；厥绽锰幚韽U物面臨大體積、高劑量部件的處理、復(fù)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(fā)展適用于聚變堆的中子輸運理論與數(shù)值模擬方法。聚變堆系統(tǒng)的特殊性使得現(xiàn)有的中子輸運理論與仿真方法存在諸多挑戰(zhàn)與瓶頸性問題，集中體現(xiàn)在適用于復(fù)雜條件的中子輸運理論、復(fù)雜幾何的精細建模方法、核軟件及核數(shù)據(jù)庫評價與驗證三個關(guān)鍵方面。應(yīng)針對此研發(fā)擁有自主知識產(chǎn)權(quán)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(shè)計工作奠定堅實的基礎(chǔ)。

發(fā)展應(yīng)用于聚變堆的多物理耦合與集成仿真技術(shù)。聚變能系統(tǒng)對安全性、經(jīng)濟性和可持續(xù)性提出了更高要求，為了精確模擬反應(yīng)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(jié)構(gòu)/活化性能多物理耦合模擬方法、反應(yīng)堆高保真全尺度仿真技術(shù)等研究工作。

發(fā)展應(yīng)用于聚變中子學計算的核數(shù)據(jù)庫，為聚變堆核設(shè)計與安全分析提供基礎(chǔ)的核數(shù)據(jù)支持。聚變核數(shù)據(jù)庫將包括輸運數(shù)據(jù)庫、活化數(shù)據(jù)庫以及衰變數(shù)據(jù)庫。其中輸運庫主要包括不同能量中子、質(zhì)子、氘粒子、光子與聚變堆材料發(fā)生核反應(yīng)概率數(shù)據(jù)，可以為輸運計算程序提供基礎(chǔ)數(shù)據(jù)支持，實現(xiàn)聚變堆中子/光子通量、能譜、反應(yīng)率等關(guān)鍵物理量計算，為聚變堆物理設(shè)計與屏蔽設(shè)計服務(wù)；活化庫主要包括中子、質(zhì)子、氘粒子與靶材發(fā)生核反應(yīng)后活化截面數(shù)據(jù)，為聚變堆材料活化分析，實現(xiàn)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(shù)據(jù)，為輻照后聚變堆材料安全處置及分析提供基礎(chǔ)數(shù)據(jù)支持。

發(fā)展聚變中子學實驗技術(shù)。建設(shè)可真實模擬聚變堆中子環(huán)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(shù)據(jù)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(chǔ)研究；開展聚變堆中子環(huán)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(shù)基礎(chǔ)研究。更進一步，建設(shè)可真實模擬聚變堆內(nèi)核環(huán)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(huán)測試、部件可靠性增長及聚變核技術(shù)的工業(yè)標準等研究。

發(fā)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(yōu)化廢物管理策略。研發(fā)低活化材料，使放射性廢物盡量??；優(yōu)化聚變堆設(shè)計，最小化放射性廢物的體積；設(shè)計易替換的部件，可以最大化再利用部件，減少廢物產(chǎn)生；新的廢物管理策略要考慮廢物處理的占空因子、技術(shù)問題和挑戰(zhàn)。

發(fā)展放射性廢物處理的技術(shù)。研發(fā)應(yīng)用于聚變堆廢物處理的抗輻照遠程操作設(shè)備，發(fā)展部件材料的分離技術(shù)。

2 熱流體與能量傳輸

聚變堆熱流體涉及液態(tài)金屬、高溫高壓氦氣或水等，是聚變堆能量轉(zhuǎn)化和傳輸?shù)闹饕d體，其熱工水力學特性將直接決定能量轉(zhuǎn)化和傳輸?shù)男?，并制約著系統(tǒng)安全及聚變堆能否長期安全穩(wěn)定運行。因此，熱工水力學效應(yīng)及熱流體耦合能量傳輸研究是聚變能系統(tǒng)的最重要研究內(nèi)容之一[23-25]。

2.1 關(guān)鍵挑戰(zhàn)

聚變包層系統(tǒng)內(nèi)流體的流動傳熱特性，多流體的耦合傳熱，以及流體與結(jié)構(gòu)材料、增殖劑的相互作用等帶來一系列關(guān)鍵科學技術(shù)問題[26-27]：

聚變包層內(nèi)流體性能對包層結(jié)構(gòu)安全、增殖劑產(chǎn)氚等具有至關(guān)重要的影響，然而聚變包層流體流動方案非常復(fù)雜，冷卻性能需借助實驗和理論分析進行充分的驗證；液態(tài)包層中金屬流體在強磁場作用下會產(chǎn)生顯著的MHD效應(yīng)，導致流量不平衡、驅(qū)動機構(gòu)負荷增大等問題[28-29]；液態(tài)金屬對結(jié)構(gòu)材料會造成嚴重的腐蝕，影響結(jié)構(gòu)安全，腐蝕產(chǎn)生的雜質(zhì)進入液態(tài)金屬或在結(jié)構(gòu)表面沉積則會影響液態(tài)金屬的有效傳熱能力[30]；固態(tài)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(xiàn)冷卻不均，導致局部溫度過高，從而影響其產(chǎn)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(qū)，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(yīng)產(chǎn)氫并發(fā)生爆炸等[31]，事故安全演化機理遠不同于傳統(tǒng)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(guān)鍵問題之一。

面向聚變能的實際應(yīng)用，未來還需要開展一系列的聚變堆設(shè)計工作[32]，例如如何實現(xiàn)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(xiàn)聚變能更廣范圍的應(yīng)用；如何實現(xiàn)聚變包層設(shè)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(huán)境下的流動傳熱特性是聚變堆結(jié)構(gòu)安全和聚變能利用效率的關(guān)鍵影響因素之一，因而也是聚變安全研究的重要方向。根據(jù)聚變堆發(fā)展規(guī)劃和技術(shù)可行性，首先開展堆外非核熱工流體技術(shù)，然后進行堆內(nèi)真實環(huán)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(guān)鍵熱工設(shè)備研發(fā)，包括聚變堆環(huán)境(如高磁場、第一壁熱流、中子體積核熱等)實驗?zāi)M技術(shù)、換熱器技術(shù)、泵與風機技術(shù)、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(shù)，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?zāi)M與分析、事故安全軟件開發(fā)與實驗驗證等。

冷卻劑雜質(zhì)在線分析與純化技術(shù)，包括氚測量技術(shù)、氦氣冷卻劑除氚技術(shù)，液態(tài)金屬流體雜質(zhì)去除技術(shù)等。

3 氚安全與環(huán)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(xiàn)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(tǒng))中的氚易從包容體中滲透、泄漏出來，溶解在結(jié)構(gòu)材料中進而導致氫脆和氦脆效應(yīng)，嚴重影響著聚變堆的結(jié)構(gòu)安全。

同時，氚也是聚變堆源項的最重要組成部分，其在環(huán)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(tǒng)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(tài)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(huán)境影響未引起較大關(guān)注。聚變堆中氣態(tài)排放氚的主要形態(tài)是HTO和氚氣(HT)[34]，混合源(HTO/HT)在環(huán)境中的行為更為復(fù)雜，且環(huán)境與生態(tài)影響尚不明確。一旦發(fā)生事故，大量氣態(tài)氚極易進入環(huán)境引起輻射生物效應(yīng)[35]。

3.1 關(guān)鍵挑戰(zhàn)

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(shù)10kg量級的氚控制需求，現(xiàn)有多重包容系統(tǒng)的有效性與可靠性尚未得到實驗上的系統(tǒng)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(jié)構(gòu)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(shù)驗證。

氚環(huán)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(zhì)。目前各國均開發(fā)了氚環(huán)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(huán)境安全評估模型模擬偏差較大，暫無確定性評估方法。

氚環(huán)境遷移機理性研究匱乏。由于氚環(huán)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(fā)，濕沉降(降雪)，生物中HTO轉(zhuǎn)化OBT等方面實驗數(shù)據(jù)仍舊十分匱乏[38]。

此外，氚輻射生物學效應(yīng)尚不明確。人體氚毒理學實驗較難開展，數(shù)據(jù)較少。目前，動物(如老鼠)氚毒理學已經(jīng)開展了大量實驗，獲得了大量的實驗數(shù)據(jù)。但由于物種之間的差異，很難合理地將動物實驗結(jié)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(huán)系統(tǒng)，驗證其工業(yè)化的處理、回收、凈化、包容能力。發(fā)展高性能防氚滲透涂層技術(shù)、原位氚檢測技術(shù)、高效除氚與包容回收系統(tǒng)等關(guān)鍵的氚工藝技術(shù)。

開展氚環(huán)境遷移模型研究?？紤]動態(tài)氣象參數(shù)、復(fù)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(gòu)建全面的氚環(huán)境安全評估模型。

開展氚環(huán)境遷移機理性實驗研究。針對氚事故性釋放后在環(huán)境中的濕沉降，土壤遷移率(下滲率、再蒸發(fā)率，植物吸收率等)，植物有機氚(OBT)的轉(zhuǎn)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(huán)境安全評估的模擬分析。針對聚變堆，進行關(guān)鍵參數(shù)的敏感性分析，進而開展全面的氚環(huán)境安全分析，對聚變堆氚系統(tǒng)設(shè)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(yīng)研究。隨著實驗手段的不斷進步，應(yīng)開展細胞水平、分子水平和基因水平上氚生物效應(yīng)的機制性研究，從而深入理解氚的輻射毒性。同時，根據(jù)機理開發(fā)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(yīng)開展流行病學調(diào)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(tǒng)工程化的重要保障。聚變堆設(shè)計是一項龐大的工程，研究適用于聚變堆設(shè)計的可靠性系統(tǒng)工程設(shè)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(shè)計領(lǐng)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(tǒng)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(shè)計、建造、安裝、調(diào)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(guān)鍵挑戰(zhàn)

聚變堆作為一個新生事物，結(jié)構(gòu)高度復(fù)雜，且其存在高溫、高輻照、高真空等嚴苛環(huán)境，導致聚變堆可靠性和風險管理工作存在如下挑戰(zhàn)：

可靠性指標體系不完善。在裂變堆的研發(fā)與設(shè)計中，安全目標、設(shè)備安全分級、可靠性指標體系等相對成熟[42]，但在聚變領(lǐng)域這些還很不完善，聚變能系統(tǒng)的物理特性與工程特點決定了又不能直接照搬現(xiàn)有裂變能系統(tǒng)的成熟經(jīng)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(shè)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(yīng)的對材料和設(shè)備的結(jié)構(gòu)強度帶來了極高的要求，此外，部分設(shè)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(shè)備的可靠性以滿足系統(tǒng)需要，是現(xiàn)階段發(fā)展聚變技術(shù)面臨的巨大挑戰(zhàn)[43]。

在線維修與檢測技術(shù)尚不成熟?，F(xiàn)階段聚變堆的可用性遠遠達不到實驗及商業(yè)化要求，需要研發(fā)在線維修檢測技術(shù)來提高其可用性。然而在線維修及檢測技術(shù)尚不成熟，聚變堆本身的特點為在線維修檢測技術(shù)的應(yīng)用帶來了更大挑戰(zhàn)[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(tǒng)一的分析模型；核電系統(tǒng)的人因失誤屬于小樣本事件，缺少研究數(shù)據(jù)；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(tài)、疲勞程度，操作臺面的設(shè)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(zhàn)。

缺乏有效數(shù)據(jù)及運行經(jīng)驗。現(xiàn)階段尚無實際的聚變堆商業(yè)運行經(jīng)驗，聚變堆可靠性數(shù)據(jù)主要來自于裂變堆、火電廠、化工廠等工業(yè)系統(tǒng)通用可靠性數(shù)據(jù)或者聚變裝置試驗數(shù)據(jù)[44-46]。此外，由于聚變能系統(tǒng)高度復(fù)雜，各子系統(tǒng)的運行環(huán)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?qū)е箩槍圩冄b置的可靠性分析結(jié)果的可信度不高。如何完善聚變可靠性數(shù)據(jù)，優(yōu)化聚變可靠性模型是現(xiàn)階段RAMI (Reliability, Availability, Maintainability, Inspectability)面臨的重大挑戰(zhàn)。

4.2 研究趨勢

根據(jù)聚變堆的安全目標，通過RAMI等分析手段，將安全目標轉(zhuǎn)化為具體可行的技術(shù)指標；設(shè)立安全重要系統(tǒng)設(shè)備的可靠性設(shè)計指標，以及各級性能指標，并以此為依據(jù)，對聚變系統(tǒng)中的結(jié)構(gòu)、系統(tǒng)、設(shè)備進行更為科學的安全分級，完善聚變堆的質(zhì)量保證體系；系統(tǒng)地鑒別始發(fā)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(guān)鍵設(shè)備，研究與之相適應(yīng)的可靠性試驗，確保設(shè)備與材料的可靠性滿足要求。由于現(xiàn)有材料和設(shè)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(yīng)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(nèi)的任務(wù)剖面轉(zhuǎn)換得來的綜合環(huán)境應(yīng)力或?qū)嶋H使用的環(huán)境應(yīng)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(yù)定標準。

研究采用更先進的維修策略、在線監(jiān)測維修技術(shù)，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(guī)劃更先進的維修策略，研究在線監(jiān)測維修技術(shù)，并開發(fā)相應(yīng)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(shù)據(jù)分析研究，發(fā)展聚變堆人因可靠性分析技術(shù)，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(shù)字化儀控系統(tǒng)(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(guān)的設(shè)計研究。

健全并完善聚變裝置可靠性數(shù)據(jù)庫。搜集已有的聚變裝置可靠性通用數(shù)據(jù)并加以分類和整理，完善自身的聚變可靠性數(shù)據(jù)庫，以支持現(xiàn)階段聚變裝置和未來聚變堆的可靠性分析工作。在此基礎(chǔ)上，研究通用可靠性數(shù)據(jù)的適用性，考慮不同的運行環(huán)境對聚變裝置的影響，以提高聚變裝置可靠性分析結(jié)果的精確性，降低結(jié)果的不確定性。此外，在聚變裝置的運行階段，應(yīng)同時進行試驗/運行數(shù)據(jù)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(jiān)管的重要支撐，是保障聚變堆安全的根本途徑。世界范圍內(nèi)對傳統(tǒng)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(shù)特點明顯區(qū)別于裂變堆，因而需要在既定體系框架基礎(chǔ)上從事針對性研究，以期滿足未來建堆的需求[47]。聚變能發(fā)展的根本目的是造福于民，因而發(fā)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(shè)，聚變能研究正逐步向工程化轉(zhuǎn)變，我國也將適時啟動未來聚變堆的設(shè)計與建造，因而應(yīng)特別重視聚變能的公眾接受度問題。

5.1 關(guān)鍵挑戰(zhàn)

安全目標相對不完善。傳統(tǒng)裂變堆的技術(shù)安全目標處于不斷演變之中，由兩個“千分之一”發(fā)展到“堆芯損傷概率與放射性大量釋放頻率”，再到“設(shè)計上實際消除大規(guī)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(jiān)管帶來了一定的難度[48]。

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

安全評價方法相對不完整。傳統(tǒng)裂變堆已經(jīng)發(fā)展了確定論和概率論相結(jié)合的方法，GIF組織在此基礎(chǔ)上提出了ISAM的方法[50]，包括定性的安全性能評估(QSR)，現(xiàn)象識別及排序技術(shù)(PIRT)，目標規(guī)程樹(OPT)，確定論與現(xiàn)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(tǒng)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(xù)發(fā)展的關(guān)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(zhàn)。日本、德國和意大利等國家發(fā)起了反核大游行，致使相應(yīng)政府的核電發(fā)展決策再次陷入困境；我國內(nèi)陸核電政策受到了公眾的質(zhì)疑，其根本原因可能是公眾與專家對核能系統(tǒng)的認識差異巨大，無論技術(shù)改進的高標準、安全防護的嚴要求、事故發(fā)生的低概率，公眾認為核能系統(tǒng)的“核風險”總是存在。我國目前正在規(guī)劃和制定聚變能發(fā)展路線圖，適時推進未來聚變堆的設(shè)計與建造，但聚變能系統(tǒng)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(tǒng)裂變堆的安全理念進行對比分析，順應(yīng)革新型核能系統(tǒng)(如中國科學院核能安全技術(shù)研究所首次提出的“麒麟號”中國鉛基反應(yīng)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(jié)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(yīng)的安全設(shè)計導則，發(fā)展聚變堆的安全評價方法體系。

建立聚變堆安全監(jiān)管法律法規(guī)體系。評估現(xiàn)有核安全監(jiān)管體系對聚變堆的適用性，結(jié)合聚變堆的安全理念，系統(tǒng)建立聚變堆監(jiān)管體系。另外，為保證聚變安全監(jiān)管的獨立性，適時引入第三方監(jiān)督和評價。

開展聚變堆的安全設(shè)計。安全理念應(yīng)當且必須在聚變堆設(shè)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(jié)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(jīng)起步，并已初步構(gòu)建了一個較為全面和豐富的國內(nèi)外合作平臺：中國科學院核能安全技術(shù)研究所(以下簡稱“核安全所”)已聯(lián)合核工業(yè)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(lián)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(huán)境、安全和經(jīng)濟技術(shù)合作計劃(ESEFP TCP)執(zhí)行委員會主席單位，并于2015年成功連任，協(xié)調(diào)國際合作事務(wù)。

為適應(yīng)我國未來建造聚變堆的需求，應(yīng)積極吸收消化ITER成果，借助國內(nèi)外合作平臺，集中力量針對聚變安全關(guān)鍵技術(shù)進行攻關(guān)。建議提前部署關(guān)鍵領(lǐng)域至少含：高流強聚變中子源技術(shù)；冷卻劑安全技術(shù)、低活化抗輻照結(jié)構(gòu)與可靠性、氚輻射防護與核生態(tài)安全、安全評價與許可證技術(shù)等。

7 致謝

本工作得到了國家磁約束核聚變能發(fā)展研究專項“聚變核安全與輻射防護關(guān)鍵技術(shù)(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(tài)過程研究(2014GB116000)等項目聯(lián)合資助。

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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(fā)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(yī)學物理及應(yīng)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