IAEA发布聚变设施退役与废物管理新指南

国际原子能机构(IAEA)发布了一份新研究报告《氘-氚环形磁约束聚变设施》(IAEA-TECDOC-2116)，重点关注聚变设施的退役和废物管理问题。实验聚变设施对于推进聚变研究和指导未来发电厂设计至关重要。随着一些此类设施进入退役阶段，人们正在积累拆除活化部件和管理放射性废物(包括氚化材料)的早期经验。

这些不断积累的经验为开发未来设施所需的技术方法和废物管理策略奠定了重要基础。未来设施预计将面临更高的中子通量和更大的氚存量。这份新出版物旨在面向积极参与聚变放射性废物管理的聚变研究人员和工程师，以及具有实践经验的退役专家和监管机构。

IAEA表示，氘-氚(D-T)磁约束聚变设施的退役具有几个独特方面，这源于其复杂的设计和运行模式，其中中子活化部件尤为重要。这反映了高能中子(能量约为14 MeV)的高发射率，这是D-T等离子体的特征。

另一个重要因素是在运行期间氚的使用和生产。这种同位素的高迁移性及其向设施部件扩散的倾向可能导致显著的氚存量和大量需要管理的氚污染材料。

全球许多实验聚变设施已经运行并随后关闭，尽管不一定已退役。这些设施通常具有较低的放射源项，因为它们大多在不使用氚的情况下运行，通常使用氢或氘等离子体。然而，目前正在开发或运行的几个实验聚变设施计划使用D-T等离子体，主要是因为其点火温度较低。这些设施旨在支持下一代设施的开发，包括示范电站、示范电站，最终是聚变电站。

为确保有效退役，与高中子通量环境和氚使用相关的问题，特别是在聚变电站中，需要更多关注。关键考虑因素包括拆除期间的工人辐射照射、氚处理、远程操作和放射性废物管理。目前，国际上对于运行过D-T等离子体的聚变设施拆除经验有限，尽管从美国普林斯顿等离子体物理实验室的托卡马克聚变测试反应堆(TFTR)等实验设施的拆除中获得了宝贵的见解。预计未来几年将从英国欧洲联合环(JET)的拆除中获得更多经验。

目前正在法国建设的国际ITER设施的整体尺寸，以及其他正在规划的聚变设施的尺寸，都明显大于TFTR和JET。构成这些大型设施的系统、结构和部件在拆除时预计将产生大量放射性废物，这既由于材料活化，也由于氚污染部件和材料，这将需要有效的安全措施。

这份新的TECDOC文件阐述了技术考虑因素，总结了经验教训，并为IAEA成员国提供了与未来环形磁约束聚变设施(特别是涉及D-T运行的设施)退役和废物管理相关的其他实用信息。

它报告了在规划和实施D-T环形磁约束聚变设施退役方面获得的经验和当前良好实践，包括与由此产生的材料和放射性废物管理相关的方面。随着聚变设施日益复杂化以及聚变技术接近部署，监管考虑将变得越来越重要。

尽管一些成员国正在为此类设施的运行和最终退役制定监管框架，但监管D-T聚变设施的全球经验仍然有限。即使各国法规存在差异，退役规划仍需考虑以下主要阶段和相关行政步骤：

关闭前和关闭后阶段。在此期间的一项重要活动是向相关监管机构提交退役计划。

根据退役策略，设施将准备：立即拆除或延迟拆除；以及授权终止——进行最终调查，然后由监管机构验证。该调查的结果决定了是否需要对该场地的未来使用施加任何限制，或者是否可以释放该场地供无限制使用。

目前监管聚变产生的放射性废物的全球经验主要来自实验聚变设施，如TFTR(美国)、JET(英国)等。从实验D-T磁约束聚变设施退役的经验表明，此类计划可能漫长且复杂，这主要源于设施的规模和技术复杂性。因此，退役和废物管理的资金机制需要能够抵御不确定性和相关风险。这些机制需要在运行开始前建立，确保在设施的整个运行寿命期间分配充足的财政资源。

聚变设施的退役考虑需要从设计阶段就整合进来，以确保放射性废物的管理和最终退役能够安全有效地进行。关键方面包括：

为退役而设计，包括电站部件的模块化，便于系统和结构的访问，并尽量减少使用可能使拆除复杂化的材料。

选择低杂质的结构材料，以最小化未来活化的程度(包括体积和总体放射性活度)。

设计方案需要旨在管理放射性废物和结构、系统、部件中的氚存量。这包括选择与除氚处理兼容的材料，设计适合除氚炉的部件，并便于分离具有不同除氚要求的材料。从TFTR和JET退役中获得的关键技术经验包括使用专门工艺，如远程操作、机器人技术、体积减少技术和除氚炉，以回收和减少材料中的氚，同时最大限度地减少人员的辐射照射。

对于管理聚变设施(特别是使用D-T等离子体的设施)产生的放射性废物，关键考虑因素包括：

追求对轻度放射性材料进行去污、再利用或豁免的可能性，作为一种手段，在切实可行的范围内尽量减少需要处置在放射性废物处置库中的废物量。

进行研究以评估高放射性金属基部件回收的可行性，并与直接处置方案进行成本效益分析比较。

材料选择和设计优化：仔细选择低杂质水平的材料可以显著减少放射性废物的体积和活度，以及液体排放等环境影响。

处理放射性废物以去除或减少特定放射性核素有助于减少总体废物体积和活度，提高在处置场被接受的可能性。正在研究退火和熔化等技术，旨在去除氚并减少污染或活化材料中基于碳的活化产物。

在聚变中，关闭后的大部分外部辐射危害可以通过衰变储存或延迟拆除(从五年到几十年不等)来有效管理。然而，这种方法存在知识随时间流失的风险，需要通过健全的文件和信息管理策略来缓解。

由于管理聚变设施运行和退役产生的废物(包括储存和处置)的指定解决方案需要符合国家立法，因此此类立法充分满足这些设施的特定需求非常重要。这可能包括考虑如何满足现有处置库的废物接受标准，特别是在废物数量或放射性核素类型与这些处置库设施原始安全案例中预期的情况存在显著差异的情况下。

最后，已确定几个活跃的研究和开发领域对于加强未来退役工作和满足放射性废物管理需求至关重要。这些包括：

能够应对托卡马克堆芯拆除复杂性的远程操作切割技术，重点是尽量减少设施内颗粒污染物的扩散并减少二次废物的产生。

需要开发能够有效限制氚并减少逸出的废物包装：特定的基材和密封件。

需要开发和调整用于活化大型部件的辐射表征工具(能谱测定、取样)，并能够以比破坏性取样更简单的方法确定氚含量。

需要开发计算工具或模型来估算氚向材料中的扩散。

需要开发和调整废物除氚技术(如烘烤或熔化)的工业化，以处理来自真空容器部件的大量和大尺寸材料。

技术开发应考虑长期可维护性，并设计得易于未来几代操作员和利益相关方理解。

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