一提到核聚變，大家都認(rèn)為它具有安全性提高、放射性風(fēng)險(xiǎn)降低、沒(méi)有長(zhǎng)周期放射性廢物和燃料供應(yīng)幾乎取之不盡的美好前景。然而，核聚變反應(yīng)堆確實(shí)利用和產(chǎn)生一些放射性材料，而且，降低這些材料的影響是聚變反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的必要內(nèi)容。核聚變的安全性問(wèn)題與核裂變遇到的問(wèn)題類似，也又有所不同，美國(guó)能源部支持的課題研究和項(xiàng)目開發(fā)，已經(jīng)深入到“核聚變反應(yīng)堆材料和系統(tǒng)中氚和放射性核素傳輸”這樣的核心問(wèn)題。

在愛(ài)達(dá)荷州國(guó)家實(shí)驗(yàn)室(Idaho National Laboratory，INL)的安全和氚(chuan)應(yīng)用研究(STAR)設(shè)施中進(jìn)行的實(shí)驗(yàn)和建模，是該研究的關(guān)鍵部分。

中子活化效應(yīng)的控制

中子活化后的一個(gè)直接結(jié)果是反應(yīng)堆關(guān)閉后會(huì)產(chǎn)生衰變熱。全世界正在設(shè)計(jì)的許多聚變反應(yīng)堆，都設(shè)想使用還原激活鐵素體/馬氏體(RAFM)鋼作為包層和其他結(jié)構(gòu)的主要結(jié)構(gòu)材料。雖然衰變熱的精確控制取決于每個(gè)設(shè)計(jì)的細(xì)節(jié)，然而，和裂變反應(yīng)堆相比，聚變反應(yīng)堆衰變熱產(chǎn)生的減少一半或更多。

衰變熱也分布在整個(gè)包層和圍繞環(huán)形等離子體的容器里，主要是在半徑幾米或更多的區(qū)域內(nèi)，這比裂變反應(yīng)堆的核心燃料區(qū)大得多。因此，聚變產(chǎn)生的衰變熱密度較低，從而使得衰變熱這個(gè)問(wèn)題比在裂變反應(yīng)堆中更容易處理。然而，確保在流損或冷卻液損失事故等情況下能夠完全解決這個(gè)問(wèn)題，仍然是聚變反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的一個(gè)重要安全目標(biāo)。

美國(guó)聚變反應(yīng)堆方案研究的一個(gè)目標(biāo)長(zhǎng)期都是演示驗(yàn)證非能動(dòng)衰變熱管理，能源部將優(yōu)先實(shí)現(xiàn)非能動(dòng)衰變熱導(dǎo)出納入了聚變堆安全標(biāo)準(zhǔn)。

通過(guò)有效地管理衰變熱，聚變反應(yīng)堆積累的大部分放射性核素被安全地固定在固體結(jié)構(gòu)中。雖然冷卻劑中存在的放射性核素可能被激發(fā)，但大多數(shù)聚變堆的冷卻劑具有固有的低激發(fā)特性。候選冷卻劑包括氦、PbLi和FLiBe。長(zhǎng)期以來(lái)，PbLi一直是美國(guó)包層設(shè)計(jì)的焦點(diǎn)，要關(guān)注的激發(fā)物質(zhì)是汞-203和釙-210。釙-210通過(guò)鉍-209的兩步激發(fā)而產(chǎn)生，因此，主動(dòng)控制鉍的濃度成為限制Po-210產(chǎn)生的一種手段。

核聚變最有前途的原因之一，是它有潛力避免長(zhǎng)周期放射性廢物的產(chǎn)生。這可以通過(guò)恰當(dāng)?shù)慕Y(jié)構(gòu)材料和冷卻劑設(shè)計(jì)來(lái)實(shí)現(xiàn)，即要消除任何可以激發(fā)長(zhǎng)半衰期同位素的材料。RAFM鋼就是這樣一個(gè)設(shè)計(jì)優(yōu)化的產(chǎn)物，它是一種改良的91號(hào)鋼，沒(méi)有鉬和鈮元素。聚變反應(yīng)堆中使用這樣的低活化材料，主要導(dǎo)致C級(jí)低水平廢物的產(chǎn)生，根據(jù)C級(jí)的定義，它不需要深層地質(zhì)處理，即使未來(lái)500年處置場(chǎng)出現(xiàn)潛在居民，對(duì)他們的危害也最小。在未來(lái)的核聚變反應(yīng)堆中使用這些材料，可以確保設(shè)備安全運(yùn)行，同時(shí)也對(duì)環(huán)境無(wú)害，不會(huì)留下明顯的廢物。

先來(lái)仔細(xì)看看氚

其他可能激發(fā)的放射性源自氚和放射性塵埃。氚自身有放射性，會(huì)發(fā)生一個(gè)能量較低的(18.6keV)β衰變，半衰期12.3年。它的能量不足以造成外部暴露的危險(xiǎn)。但是，作為氫的一種同位素，氚很容易融入水和有機(jī)分子中，在吸入或攝入后者時(shí)存在暴露風(fēng)險(xiǎn)。對(duì)于D-T聚變反應(yīng)堆，氚將以55.6公斤/GWyr的速度燃燒，因此必須以略微更高的速率產(chǎn)生。它的產(chǎn)生率大約是輕水反應(yīng)堆的一百萬(wàn)倍，大約是重水堆(例如CANDU堆或氟化物鹽冷卻反應(yīng)堆)的一千倍。因?yàn)橹挥写蠹s1%的氚注入等離子體后發(fā)生燃燒，剩下的作為排氣，需要作為燃料進(jìn)行再處理和利用，燃料和排氣管路的氚流量必須再高出100倍。

這樣的高流量，會(huì)引發(fā)擔(dān)憂，包括反應(yīng)堆及其輔助系統(tǒng)中的大量放射性累積，在非正常事件中，會(huì)由于破口或溫度升高發(fā)生泄漏，同時(shí)，在正常運(yùn)行期間，這會(huì)滲透金屬結(jié)構(gòu)，并隨溫度呈指數(shù)級(jí)增加。通過(guò)設(shè)計(jì)來(lái)限制滲透(例如滲透屏蔽和有效提取系統(tǒng))和減少氚積累是未來(lái)核聚變反應(yīng)堆設(shè)計(jì)的重大挑戰(zhàn)。

再來(lái)談灰塵問(wèn)題

在聚變系統(tǒng)中，灰塵是由等離子體與第一壁(First Wall)和偏濾器上的固體表面的相互作用而產(chǎn)生的，相互作用包括濺射和晶核反應(yīng)、電弧放電、表面缺陷或共沉積層的剝落。灰塵落在壁上，但在空氣或冷卻劑進(jìn)入導(dǎo)致發(fā)生失去真空的事件時(shí)，灰塵可能會(huì)重新懸浮和激發(fā)。

各國(guó)都致力于研究托卡馬克裝置內(nèi)灰塵的大小、分布、組成和形態(tài)。灰塵顆粒的平均直徑通常是幾微米，但由于形成機(jī)制不同，灰塵的分布廣泛，形狀不同，從球狀到不規(guī)則的薄片和團(tuán)塊狀。

基于這些特征的灰塵輸運(yùn)模型，評(píng)估了事故場(chǎng)景中，粉塵激發(fā)和輸運(yùn)的程度，而這類事故中，灰塵可能導(dǎo)致放射性核素釋放或參與化學(xué)反應(yīng)。未來(lái)，反應(yīng)堆的灰塵產(chǎn)生數(shù)量尚不確定，在短期內(nèi)，ITER等設(shè)施的策略是對(duì)容器中的灰塵數(shù)量設(shè)定一個(gè)保守的管理限值，監(jiān)測(cè)其累積情況，并在必要時(shí)進(jìn)行清理。

STAR設(shè)施

INL的STAR設(shè)施，是美國(guó)能源部的3類核設(shè)施，在氚等離子體實(shí)驗(yàn)中，經(jīng)過(guò)中子輻射后的材料暴露在氚等離子體中，以探究氚是如何在中子損傷后的特定位置累積的。其他試驗(yàn)用于測(cè)量聚變材料中的氘和氚的滲透、開發(fā)滲透膜以有效地從PbLi中提取氚、以及等離子排氣和分離，可以顯著降低不需要的氚滲透和累積的技術(shù)。

其他的工作還包括：對(duì)托卡馬克產(chǎn)生灰塵的特性研究和收集，以及涉及鈹?shù)膶?shí)驗(yàn)，后者因?yàn)橛卸拘远鴺O具挑戰(zhàn)性。早前，鈹相關(guān)的研究包括：不同形式中FLiBe中氚的輸運(yùn)和鈹?shù)难趸约盎覊m。STAR獲得的信息為MELCOR/TMAP(氚遷移分析程序)提供了氚、灰塵和一般放射性核素的傳輸模型。作為MELCOR代碼的一個(gè)版本，MELCOR/TMAP是INL專門為核聚變定制的，包括了與聚變相關(guān)的增殖和冷卻劑材料以及氚傳輸模型。這種“聚變”版本的MELCOR已經(jīng)用在ITER許可證申請(qǐng)和美國(guó)及全球的設(shè)計(jì)和研究。