核聚变的安全性:需要从不同的角度来关注

2021-06-16 15:23  来源:嘿嘿能源heypower    核聚变

核聚变的安全性问题与核裂变遇到的问题类似,也又有所不同,美国能源部支持的课题研究和项目开发,已经深入到“核聚变反应堆材料和系统中氚和放射性核素传输”这样的核心问题


一提到核聚变,大家都认为它具有安全性提高、放射性风险降低、没有长周期放射性废物和燃料供应几乎取之不尽的美好前景。然而,核聚变反应堆确实利用和产生一些放射性材料,而且,降低这些材料的影响是聚变反应堆设计的必要内容。核聚变的安全性问题与核裂变遇到的问题类似,也又有所不同,美国能源部支持的课题研究和项目开发,已经深入到“核聚变反应堆材料和系统中氚和放射性核素传输”这样的核心问题。

在爱达荷州国家实验室(Idaho National Laboratory,INL)的安全和氚(chuan)应用研究(STAR)设施中进行的实验和建模,是该研究的关键部分。

中子活化效应的控制

中子活化后的一个直接结果是反应堆关闭后会产生衰变热。全世界正在设计的许多聚变反应堆,都设想使用还原激活铁素体/马氏体(RAFM)钢作为包层和其他结构的主要结构材料。虽然衰变热的精确控制取决于每个设计的细节,然而,和裂变反应堆相比,聚变反应堆衰变热产生的减少一半或更多。

衰变热也分布在整个包层和围绕环形等离子体的容器里,主要是在半径几米或更多的区域内,这比裂变反应堆的核心燃料区大得多。因此,聚变产生的衰变热密度较低,从而使得衰变热这个问题比在裂变反应堆中更容易处理。然而,确保在流损或冷却液损失事故等情况下能够完全解决这个问题,仍然是聚变反应堆设计的一个重要安全目标。

美国聚变反应堆方案研究的一个目标长期都是演示验证非能动衰变热管理,能源部将优先实现非能动衰变热导出纳入了聚变堆安全标准。

通过有效地管理衰变热,聚变反应堆积累的大部分放射性核素被安全地固定在固体结构中。虽然冷却剂中存在的放射性核素可能被激发,但大多数聚变堆的冷却剂具有固有的低激发特性。候选冷却剂包括氦、PbLi和FLiBe。长期以来,PbLi一直是美国包层设计的焦点,要关注的激发物质是汞-203和钋-210。钋-210通过铋-209的两步激发而产生,因此,主动控制铋的浓度成为限制Po-210产生的一种手段。

核聚变最有前途的原因之一,是它有潜力避免长周期放射性废物的产生。这可以通过恰当的结构材料和冷却剂设计来实现,即要消除任何可以激发长半衰期同位素的材料。RAFM钢就是这样一个设计优化的产物,它是一种改良的91号钢,没有钼和铌元素。聚变反应堆中使用这样的低活化材料,主要导致C级低水平废物的产生,根据C级的定义,它不需要深层地质处理,即使未来500年处置场出现潜在居民,对他们的危害也最小。在未来的核聚变反应堆中使用这些材料,可以确保设备安全运行,同时也对环境无害,不会留下明显的废物。

先来仔细看看氚

其他可能激发的放射性源自氚和放射性尘埃。氚自身有放射性,会发生一个能量较低的(18.6keV)β衰变,半衰期12.3年。它的能量不足以造成外部暴露的危险。但是,作为氢的一种同位素,氚很容易融入水和有机分子中,在吸入或摄入后者时存在暴露风险。对于D-T聚变反应堆,氚将以55.6公斤/GWyr的速度燃烧,因此必须以略微更高的速率产生。它的产生率大约是轻水反应堆的一百万倍,大约是重水堆(例如CANDU堆或氟化物盐冷却反应堆)的一千倍。因为只有大约1%的氚注入等离子体后发生燃烧,剩下的作为排气,需要作为燃料进行再处理和利用,燃料和排气管路的氚流量必须再高出100倍。

这样的高流量,会引发担忧,包括反应堆及其辅助系统中的大量放射性累积,在非正常事件中,会由于破口或温度升高发生泄漏,同时,在正常运行期间,这会渗透金属结构,并随温度呈指数级增加。通过设计来限制渗透(例如渗透屏蔽和有效提取系统)和减少氚积累是未来核聚变反应堆设计的重大挑战。

再来谈灰尘问题

在聚变系统中,灰尘是由等离子体与第一壁(First Wall)和偏滤器上的固体表面的相互作用而产生的,相互作用包括溅射和晶核反应、电弧放电、表面缺陷或共沉积层的剥落。灰尘落在壁上,但在空气或冷却剂进入导致发生失去真空的事件时,灰尘可能会重新悬浮和激发。

各国都致力于研究托卡马克装置内灰尘的大小、分布、组成和形态。灰尘颗粒的平均直径通常是几微米,但由于形成机制不同,灰尘的分布广泛,形状不同,从球状到不规则的薄片和团块状。

基于这些特征的灰尘输运模型,评估了事故场景中,粉尘激发和输运的程度,而这类事故中,灰尘可能导致放射性核素释放或参与化学反应。未来,反应堆的灰尘产生数量尚不确定,在短期内,ITER等设施的策略是对容器中的灰尘数量设定一个保守的管理限值,监测其累积情况,并在必要时进行清理。

STAR设施

INL的STAR设施,是美国能源部的3类核设施,在氚等离子体实验中,经过中子辐射后的材料暴露在氚等离子体中,以探究氚是如何在中子损伤后的特定位置累积的。其他试验用于测量聚变材料中的氘和氚的渗透、开发渗透膜以有效地从PbLi中提取氚、以及等离子排气和分离,可以显著降低不需要的氚渗透和累积的技术。

其他的工作还包括:对托卡马克产生灰尘的特性研究和收集,以及涉及铍的实验,后者因为有毒性而极具挑战性。早前,铍相关的研究包括:不同形式中FLiBe中氚的输运和铍的氧化,以及灰尘。STAR获得的信息为MELCOR/TMAP(氚迁移分析程序)提供了氚、灰尘和一般放射性核素的传输模型。作为MELCOR代码的一个版本,MELCOR/TMAP是INL专门为核聚变定制的,包括了与聚变相关的增殖和冷却剂材料以及氚传输模型。这种“聚变”版本的MELCOR已经用在ITER许可证申请和美国及全球的设计和研究。



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