ITER放射性废物管理现状和对CFETR放射性废物管理的启示

王 绪潘社奇赵庆凯张海玲李 瑞陈长安王建强

1（中国工程物理研究院材料研究所 江油 621907）

2（中国科学院上海应用物理研究所 上海 201800）

正在法国卡达拉奇建造的国际热核聚变实验堆（International Thermonuclear Experimental Reactor，

ITER）于2006年正式启动，现在处于实验堆建设阶段（第一阶段），预计2025年进入热核聚变运行实验阶段（第二阶段），随后进入实验堆拆卸阶段（第三阶段）和退役阶段（第四阶段）。在ITER运行、维护、设施去活化和退役过程中，ITER会产生含氚的各类放射性废物［1‒2］。根据法国法律法规，同时本着对社会及环境负责的态度，ITER力争将产生的放射性废物最小化，并将这些废物处理和管理好［3］。特别地，ITER废物通常含氚，而处置场对接收的废物氚含量和氚释出率有严格限制，这增加了含氚废物的处理和管理难度［4］。即便采取除氚工艺，考虑100年的衰变过程，使得废物中的氚含量达到环境保护目标都是富有挑战的［5］。

为此，ITER设计了一整套放射性废物管理和存储体系，用于管理不同类型废物［6‒10］。这套体系的目的是在废物产生、处理、存储阶段优化管理，为废物最终安全转运至处置场提供保障。

需要指出的是，聚变堆是我国核能发展三步走战略的终极形式，中国应自己掌握含氚废物处理技术并建立一套管理体系。作为中国磁约束聚变发展路线图中的关键一步，中国聚变工程实验堆（Chinese Fusion Engineering Test Reactor，CFETR）正处于工程设计阶段［11‒13］。了解和研究ITER放射性废物管理的技术现状和有关管理规定，可帮助我们在设计CFETR时考虑和优化聚变堆产生的放射性废物管理流程，进一步梳理针对CFETR放射性废物管理需掌握的技术。这既有利于掌握聚变堆放射性废物处理技术和获得管理经验，也有利于聚变堆这种很有前景的新型能源得到公众和社会支持，从而更好地服务中国自己的聚变能事业。

1 ITER放射性废物产生背景和管理原则

由于ITER将会做大量的氚实验，因此ITER产生的放射性废物被习惯地称为含氚废物（Tritiated Wastes）。根据法国放射性废物管理局ANDRA（French National Radioactive Waste Management Agency）有关放射性废物处置的标准，ITER的放射性废物可以分为［14］：1）极低放废物（Très Faible Activité，TFA）；2）低放固体和液体废物（Type A）；3）中放和含长寿命核素的废物（Type B）；4）纯氚废物（Purely Tritiated，PT）。

TFA、Type A、Type B和PT这4类废物的具体分类是根据废物含氚量、所含放射性核素种类、废物的活度等情况确定的。

ITER产生的放射性废物最终要按照法国废物接收标准进行处置。因此，ITER设计了放射性废物管理路线图［14］来管理废物，如图1所示。具体说来，ITER按照法国废物接收和处置标准，对ITER废物进行分类，制定了废物接收、处理和存储的技术要求和设计准则，即ITER废物接收标准（ITER Waste Acceptance Criteria，ITER WAC）。ITER要求放射性废物能满足这些技术要求和设计准则，目的是更好地管理废物，并最终将废物送往法国相应处置场进行处置。现行放射性废物管理体系可提供ITER运行阶段所产生废物的处理和存储功能，这套体系被称作PBS 66（Plant Breakdown Structure，PBS）。

图1 ITER放射性废物管理路线图Fig.1 Road map for management of ITER radioactive wastes

TFA、Type A和Type B废物的管理流程如图2所示。其中，IRAS（Radiological Index for Disposal Acceptance）是“处置接收射线指数”，它是对放射性废物辐射状况的综合衡量指标。ANDRA设计了IRAS的 具 体 测 量 和 计 算 方 式［15］。RN（Radio Nuclides）是除氚以外的放射性核素，INTERMED（Facility for Intermediate Storage of Tritiated Radwaste）是氚废物的暂存设施，HCC（Hot Cell Complex）是ITER的热室综合体，SFB（Steel Frame Building）是ITER里专用来存储和处理TFA废物的场所。根据废物剂量率（Dose Rate）、含氚量，并考虑暂存以及采取去氚处理措施后废物的状态，ITER产生的TFA、Type A和Type B废物都能按图2所示流程分类处理和存储。

图2 TFA、Type A和Type B废物的管理流程[14]Fig.2 Scheme of management for TFA,Type A and Type B wastes[14]

对废物管理的最终目的是将废物安全可靠地送往法国相应处置场。在各类废物达到法国相应处置场接收标准后，它们将被送往处置场进行处置。法国的处置场包括CIRES、CSA和CIGEO。CIRES（Centre Industriel de regroupement，d'Entreposage et de Stockage，Very Low Level Waste repository）是极低放废物处置场。CSA（Centre de Stockage de l’Aube，Low Level–Short lived Waste Repository）是低放且只含短寿命核素废物的处置场。CIGEO（Centre Industriel de Stockage Gélogique，France’s underground nuclear repository）是法国的地下核废物处置场，用于处置中放和含长寿命核素的废物。CIRES和CSA处置库已投入使用。CIGEO处置库在规划中，预计2085年左右建成投用。

此外，需对ITER产生的大量PT废物进行特别处理。PT废物管理流程如图3所示。在采取合适的去氚处理工艺和长时间暂存以等待氚自然衰变后，PT废物的氚含量可能可以符合ANDRA的废物接收标准，从而送往CSA处置场处置。

图3 PT废物的管理流程[14]Fig.3 Scheme of management for PT wastes[14]

2 ITER放射性废物分类及管理要求

2.1 ITER放射性废物分类原则

ITER放射性废物按剂量率、所含核素半衰期、含氚量这三大标准分为4类，即极低放废物TFA、中低放废物Type A、中放废物Type B和纯氚废物PT。

Type A和Type B废物的剂量率界限是100 μSv·h-1，所含放射性核素半衰期界限是31 a。剂量率小于100 μSv·h-1且只含有半衰期小于31 a的短寿命核素的废物将被视为Type A废物。剂量率大于100 μSv·h-1或含有半衰期大于31 a的中长寿命核素的废物将被视为Type B废物。只含有氚的废物将被视为PT废物（允许含有痕量的其他核素）。

废物在经过处理、存储后可降级或重新归类。例如，部分Type B废物经过去氚处理或其一部分经过切割解体可降级为Type A废物的，在符合经济性和人员操作安全性的情况下，可通过处理降级为Type A废物。PT废物根据其氚含量进行去氚处理或通过氚自然衰变，可重新被归类为TFA、Type A和Type B废物。在进行废物管理具体操作时，需测量并获得IRAS的数值，根据图2所示废物管理流程对废物进行处理、暂存或将废物送往处置库。

2.2 极低放废物

TFA废物是满足CIRES接收标准的废物［15］。这类废物剂量率低于Type A类废物限值。TFA废物活度浓度在1~10 Bq·g-1，或所含核素半衰期小于100 d。它来源于运行和维护托卡马克（Tokamak Complex，TKC）、热室等设施所产生的固体物质，如手套、塑料、衣服、玻璃和金属废物等。

TFA废物可能被转运到的外部场所包括CIRES处置场和INTERMED暂存库。CIRES对TFA废 物的接收标准用IRAS来判定。在废物运往CIRES处置场前，需确定每个废物桶的IRAS值。此外，还需仔细评估TFA废物是否符合CIRES处置场对TFA废物接收标准的其他条件：包括是否是禁止类废物，是否是危险类废物，废物是否包含混凝土、玻璃和泥土，废物是否是金属或矿物。

考虑到氚的存在，ANDRA放射性废物接收标准不能直接应用于ITER废物，废物产生方需详细考虑对废物分类、临时存储和长期暂存（等待氚衰变）这些措施使得废物满足CIRES关于氚的接收标准的可行性。因此，TFA废物流向可能会出现以下几种情况：

如果TFA废物中氚含量超过了CIRES接收标准，但又不满足CSA接收标准。这类废物需先送往INTERMED暂存库暂存（前提是它们符合INTERMED接收标准）。此时，可能需要在HCC中先进行除氚。

如果IRAS<1，废物将在HCC的极低放废物管理区域或SFB区域存放，进行处理和打包后送往CIRES处置场。

如果IRAS>1，但氚在衰变足够长时间，例如50 a后，IRAS数 值 能 小 于1，且 氚 浓 度<15 000 Bq·g-1，则废物将在热室内按照Type A废物处理流程处理和打包，再送往氚废物暂存设施INTERMED存放，以等待氚自然衰变。在达到CIRES接收标准后，将废物运往CIRES处置场处置。INTERMED中的废物也可不经等待氚衰变，在符合CSA接收标准前提下送往CSA处置场。例如，ITER正考虑将热室中的实验包层模块（Test Blanket Module，TBM）废物直接送往CSA处置场。

在ITER设施设计的早期阶段就应预估废物的产生情况，列明设备或部件失效、更换、退役过程中产生废物量及其特征。通过特性鉴定来确定废物状态，其过程包括测量废物剂量率，取样、分析，评估废物来源，建立核素图谱/换算系数（Scaling Factors）以计算IRAS等。取样、分析，评估废物来源时还需对氚活度进行评估。

在ITER设施运行阶段，从放射性区域转移到TFA固体废物处理区域的任何废物，都需在转移前进行鉴定，获得转移许可。TFA废物可用大袋子包装或标准200 L桶封装。废物转移到HCC的路线需要设计相应标准。关于废物的运输，无论何种类型废物，其转移须遵循“危险废物陆路国际转运的欧洲共识”［14］。因此，尽管TFA废物活度很低，将其转移到HCC时须遵守以下要求：①放射性废物转移包装箱的污染释放限值：β和γ的非固定污染<4 Bq·cm-2，α的非固定污染<0.4 Bq·cm-2；②氚释出率需尽可能低（符 合 最 小 化 原 则ALARA，As Low As Reasonably Achievable）；③转移时通过干净区域的时间需尽可能短；④氚释出率不符合要求时，需将整个桶置于低压状态后进行转运。

2.3 不含长寿命核素的中低放废物

Type A废物是满足CSA接收标准的废物［16］。Type A废物活度浓度在10~2×105Bq·g-1之间，所含核素半衰期在100 d~31 a。Type A废物分为固体类和液体类。固体类Type A废物来源于真空室外部件的运行和维护。液体类Type A废物来源复杂，包括真空室冷却系统、氚工厂等，文件ITER_D_RAK7XQ描述了液体类Type A废物的来源情况，详细情况可在ITER官网查询。处置场要求Type A型废物包中氚浓度限值为2×105Bq·g-1。此外，需满足氚总量、氚释出量的相关要求。

Type A废物的管理流程分为以下几种情况。

1）在废物剂量率<100 μSv·h-1的情况下：

如果IRAS>1，且氚以及除了氚以外的放射性核素浓度低于CSA标准，这类Type A废物在热室的Type A废物处理区域处理和包装后，送往CSA处置场。

如果IRAS>1，除了氚以外的放射性核素浓度低于CSA标准，但氚浓度大于CSA标准而低于INTERMED限值，这类Type A废物在热室的Type A废物处理区域处理和包装后送往INTERMED存放。待氚衰变使浓度降低到CSA接收标准后，再送往CSA处置场。若能通过除氚将废物降级为TFA废物，可考虑采取除氚方案。

如果IRAS>1，除了氚以外的放射性核素浓度低于CSA标准，但氚浓度大于INTERMED限值，这类废物将被送到HCC的Type A区域处理。此时，废物又可分为两类进行处理。一是如果废物可燃，在去氚（去氚因子目标为40）后送往CSA处置场。二是如果废物是金属及不可燃废物，则先在HCC中暂存，待达到氚含量要求后送往INTERMED存放，在氚进一步衰变达到要求后送往CSA处置场。

2）在废物剂量率>100 μSv·h-1，或者氚以外的放射性核素浓度高于CSA标准的情况下：

这类废物将被送往HCC的Type B处理区域进一步处理。处理后与CSA限值比较，成为Type A废物的，可送往INTERMED长期存放。如果成为Type A废物且氚含量低于CSA限值的，可送往CSA处置场。仍然是Type B废物的，则在HCC的Type B区域暂存。

根据“危险废物陆路国际转运的欧洲共识”，将Type A废物转移到HCC时须遵守与TFA废物同样要求外，还增加了“如果表面污染水平超过0.4 Bq·cm-2，需重新包装废物”、“避免外部Be污染”两项要求。

2.4 含长寿命核素的中低放废物

Type B废物是中放（活度浓度>2×105Bq·g-1）或含长寿命核素（半衰期大于31 a）的废物［17］。Type B废物将在ITER运行和去活化阶段一直存储在HCC中，其转运到最终处置场的工作将由ITER东道国法国负责。

Type B废物主要来源于面向等离子体部件。它可以是一整块面向等离子体部件、相关废弃物，也可能是从面向等离子体部件产生的粉尘，和热室中B2级处理条件下产生的废物。Type B废物中的主要部分是偏滤器替换物，另一部分来源于第一壁屏蔽层。在ITER运行阶段可能产生1.2×105kg的Type B废物，放射性活度限值为：ACP<2.7×1013Bq·kg-1，T<7.4×1012Bq·kg-1。ACP（Activated Corrosion Products）是活化腐蚀产物。Type B废物的体积和放射性活度评估总结在ITER文件ITER_D_2NHK7C和更新文件ITER_D_P6T4GF中。放射性粉尘、化学品的量也有相应文件评估。

Type B废物处理和存储体系包括对废物的处理工艺和20 a的存储措施。在设计热室时考虑了Type B废物运往场外时所需条件。Type B废物的主要管理流程如下：废物处理前进行缓冲存储（Buffer Storage）、将废物部件从转运舱中取出、对大尺寸部件进行激光切割、去氚前进行取样分析、将减小体积后的废物装入吊舱、进行去氚操作、去氚后进行取样分析、将废物转入不锈钢罐、测量废物中的活化产物、预包装、检查、去污+二次检查（必要时）、存放在存储区或者转移到Type A废物区域（废物降级为Type A废物时）。

在ITER运行阶段，处于预包装状态的Type B废物一直存储在HCC中。在ITER运行和去活化阶段结束后，法国负责设施最终关闭后退役。存放在ITER的Type B废物将移交给法国管理，最终流向由法国负责。预计废物最终包装和运往ANDRA处置场将在2075~2095年间实施。

2.5 纯氚废物

PT废物是不因中子辐照而产生的只被氚污染的放射性废物［18］。可能产生的PT废物在ITER设计阶段即已明确。运行阶段产生的PT废物在鉴定和获得转移授权后转移到PT废物处理区域。除氚以外，其他放射性核素必须在检出限以下，否则废物将被分类为TFA、Type A或Type B废物进行下一步处理。

PT废物来源于氚工厂和燃料供应运行和维护系统。在ITER中，部分与燃料循环有关的废物只会被氚污染。PT废物主要在B14系统运行、维护和去活化阶段产生，氚工厂退役阶段也会产生PT废物。

在ITER运行和去活化的20 a时间里，PT废物会存放在ITER内，期间会对PT废物进行初步整备和包装。最终的整备、包装和运送到CSA处置场可能需要经过50 a衰变后才能进行。运行方负责对产生的PT废物包装、取样分析后，将其存放在HCC中或者氚工厂暂存区。ITER安排了一个氚监测小组，他们通过记录废物来源，取样和分析来评估氚活度。废物产生者负责PT废物的包装，在放射性管理小组检查后将废物运往HCC。ITER内部负责转运PT废物的单位尚未落实。PT废物将在HCC中存放、监控，必要时进行包装。这项工作由放射性废物管理组完成。PT废物在原址进行长时间的衰变后，其转运到最终处置场由法国负责。

如果PT废物数量增加过块，超过HCC存储能力，也可能将废物转运到INTERMED暂存库暂存。设计描述文件ITER_D_2N3U5H给出了PT废物的量。在热室中进行PT废物处理的具体管理规定正在编制中。超出HCC存放能力的多余废物，将通过PCR（Project Change Request）过程管理。

PT废物将由辐射防护小组鉴定和取样。样品被确认为PT废物后，将整个PT废物称重，装入200 L桶或5 m3容器中（直至装满），再运往HCC。一般不会对HCC中的PT废物进行切割和处理，而只进行包装和氚释出率测量。经过一定衰变期后，再次鉴定PT废物，符合处置场废物接收标准后由法国负责运送到ANDRA。

考虑到最终由CSA处置场接收PT废物，ITER废物接收标准参考了ANDRA的CSA处置场废物接收标准。但鉴于PT废物的特殊性，处置场尚未给出PT废物在衰变后的接收标准。不过，PT废物最终包装由法国负责，法国应该会在合适时候制定出PT废物的接收标准。

PT废物转运时具体要求包括TFA废物转运要求的②③④项外，还包括“废物包装运至存储区前，要检查污染水平，达到接收标准后才能运输”、“废物包进入热室存储区后，要检查其状态时，操作者穿戴防护装备进入热室检查。废物包一旦出现问题，可用聚乙烯树脂包覆送回进行进一步清理和再包装”两项要求。

3 对中国聚变工程实验堆放射性废物管理的思考

ITER设施放射性废物管理体系从废物分类、流程设计、氚收集与处理、设施及设备布置、设备功能设计、区域及过渡间（门、通道）控制、局部包容设计等方面，为我们提供了较为详实的参考资料。通过进一步学习、消化、吸收、总结，可为CFETR放射性废物管理提供技术支撑。

3.1 废物分类处理原则

CFETR概念设计阶段，就应基本明确各类废物的处理技术路线、处理工艺流程、需配备的关键设备功能和技术指标。借鉴ITER氚废物管理经验，结合世界上涉氚操作国家的氚废物管理实践，需明确不同氚含量水平废物处理原则。考虑到CFETR产生的含氚废物应进行合理的处理和处置，结合我国放射性废物管理现状和发展趋势，将CFETR的含氚废物进行分类并优化管理方案。

从处理技术经济性、氚废物管理安全性综合优化考虑，建议将CFETR废物按氚含量分为三大类，并分别采用合适的处理工艺：一是放射性活度超过1013Bq·kg-1废物，不论形状必须进行除氚后再进行包装整备等二次处理；二是放射性活度介于1010~1013Bq·kg-1的废物，根据废物性状，评估除氚工艺难度，再确定是除氚后包装整备，还是直接包装整备（多层包装、控制氚释出）；三是对放射性活度水平低于1010Bq·kg-1的废物，直接包装能够满足氚释出率控制要求，不需进行除氚。

我国目前已建成西北、北龙和飞凤山近地表处置场，它们只能接收和暂存中低放废物。针对中放废物的处置，目前还没有出台具体规划和措施。我国高放废物处置处于地下实验室建设阶段，初步选定甘肃北山为重点预选区，高放处置库的建造规划尚待明确。尽管如此，根据国家2017年发布的《放射性废物分类》，所有放射性废物都应进行分类管理。因此，应在符合国家法律法规的要求下，结合目前中国核电站废物分类管理经验，参考ITER氚废物中有关含氚含量和释氚率的数值，制定出符合各项管理规定，又具备实际操作性和安全可行性标准的CFETR氚废物分类管理体系来。当然，对于CFETR含氚废物分类中氚含量的具体限值需进一步研究后确定。

此外，含氚废物暂存是ITER氚废物管理中的一个重要步骤。暂存的目的是让废物中氚自然衰变，以使氚含量和释出率能达到法国废物处置库接收标准。氚的衰变暂存是ITER氚废物管理体系的必要阶段，建议CFETR将研究和建立含氚废物暂存体系作为重要支撑纳入规划中。

3.2 废物处理设施建设

CFETR中废物管理单元建设要充分消化、吸收ITER废物处理设施设计经验。从目前ITER组织提供的放射性废物处理设施概念设计报告来看，设施的安全设计非常有借鉴意义。遗憾的是，当初ITER对废物量及有效管理均考虑不足或不周全，导致要么设施缺乏、要么空间不足等严重问题！这在CFETR设计中可以较好地借鉴。

设施结构及布局设计，包括：利于废物在设施内的转移，各步骤衔接合理，并尽量减少废物在公共区域（通道）的停留时间；废物转运采用垂直提升与水平转移相结合，最大限度节约使用空间；热室设计兼顾了不同废物的处理需求，并充分考虑与其他工艺的衔接；采用静态密封（实体墙、手套箱等）与动态密封（负压控制）相结合方式，合理控制气流走向，以实现氚排放最小化；采用设计了维修室的热室结构，便于热室内设备的操作、维护。

充分认识热室的重要性，功能设计上要充分考虑与其他处理系统、流程的接口。根据ITER概念设计描述文件启示，我国CFETR氚增殖包层和偏滤器等的维护、更换及后续的除氚、整备等工作预计均需在热室内完成。这些大体积、高氚污染、强辐照的废物安全处理，需要热室预留足够的暂存空间，具备功能完善的废物预处理和除氚工艺系统和废物整备包装及检测系统。

氚操作三级包容系统，包括：相对独立的氚操作工艺系统、手套箱和房间氚收集及处理系统，保障CFETR设施运行过程的安全。

设备功能及安全考虑，包括：针对不同废物、不同处理工艺，对工艺步骤进行了详尽分解，反复论证了设备的功能需求；充分考虑了设备的远程操作、维护，部件更换以及整体更换的可行性等。

废物暂存设施的有效容积的设计要留有足够的余量。对于放射性水平较高的氚废物，暂存几十年、甚至上百年仍是不得不考虑，同时也是较为有效的管理手段。ITER设施放射性废物管理中，已遇到暂存库容量不足的问题。对于我国CFETR，同样会面临废物源项评估、除氚工艺有效性与可行性、各阶段氚废物管理衔接是否有效等问题。

此外，地震安全设计应考虑放射性废物包中间储存过程中的倾倒可能，设计专用存放支架。

3.3 存在的问题与挑战

我们建议开展一些前期技术研究工作，包括但不限于以下内容。

3.3.1 包装及处置标准

我国最新发布的《放射性废物分类》，原则上确定了不同放射性活度废物的处置策略，但在中低放废物近地表处置核素筛选时，未将氚核素列入相关控制限值。在特定的废物处置场接收标准制定时，目前仍执行“单个含氚废物包中氚的总活度应不超过1.3×1013Bq，且氚释放率每月不得大于总活度的10-5”的基本规定［19］。对于含氚废物的包装，在遵守行标EJ1186基本要求（废物容器选择及气密性试验、废物包中氚包容量及释氚率）的基础上，可参照美国能源部的标准，进行分类包装，即按照废物含氚量的不同、制定不同包装策略（多重包装）。

因此，参照ITER氚废物管理体系，我国还缺少氚废物处置用容器结构及材质、不同活度氚废物的包装要求、废物包氚释放率测定、处置场氚废物接收等方面的标准及规范，以指导氚废物的分类收集、整备及处置工作的顺利进行。

3.3.2 氚排放限值研究

根据ITER设施初设安全报告（Preliminary Safety Report，RPrS），ITER运行期间氚的年释放量为0.6~2.5 g。因此，在概念设计阶段，为满足此目标管理值，ITER设施非常注重设施布局及工艺过程的连接性、顺畅性和必要的可逆性，并设置了功能庞大的氚包容、除氚系统，以实现ALARA原则（虽然不一定是最优化方案）。具体到CFETR建设，应根据我国具体实际，研究制定优化的氚排放限值，力求既能保障设施运行人员、环境的安全，又不增加不必要的投资。

3.3.3 处理工艺选择与技术评估

放射性废物处理和处置工艺选择应遵循全过程最优化原则，即从废物产生、收集、处理、处置全流程考虑，分析不同工艺路线建设、运营、退役等阶段的效费比和二次废物量，结合国家政策及法律、法规要求，进行方案优选。

根据我国放射性废物近地表处置“单个含氚废物包中氚的总活度应不超过1.3×1013Bq，且氚释放率每月不得大于总活度的10-5”的要求，氚含量高的废物除氚仍是必要的工艺之一。但并不是所有的废物都适合进行除氚处理，因此还需不断完善不同材料除氚效率等数据库，为废物处理技术路线选择提供技术支撑。

3.3.4 CFETR氚废物处理处置方案建议

据文献资料，世界上还没有统一的专为氚废物制订的废物分类和管理标准。根据国际原子能机构（International Atomic Energy Agency，IAEA）关于放射性废物的定义，含氚废物一般不会归入高放废物行列，主要参照极低放、低放和中放废物进行管理。由于ITER建设在法国，法国对氚废物管理进行了比较系统的研究，给CFETR氚废物处理处置提供了一定借鉴。

对于CFETR产生的高水平含氚废物，如氚增殖剂Li4SiO4球床、第一壁材料、钨粉尘等，需尽快开展安全处理技术研究，掌握相应的处理工艺并开展验证。尤其是ITER中缺失、CFETR中大量存在且定期更换的氚增殖材料（包括增殖剂、中子倍增剂、结构材料、屏蔽材料等），由于长期受高通量中子辐照及氚污染，存在量大、嬗变核素和活度水平较高的特点，目前尚缺乏针对这些材料的有效除氚、去污及整备等技术。ITER中水去氚化（Water Detritiation System，WDS）系统负责对氚浓度在3.7×107～1.1×1016Bq·m-3的含氚废液进行除氚处理。根据ITER含氚废液的源项，预计CFETR将需要更大规模的WDS系统，即便采用模块化设计，现有ITER的WDS系统的处理能力也难以满足未来CFETR的运行要求，需尽快部署开展单元和集成技术研究。对氚浓度较低的废物，除氚难度（使氚活度浓度降低）更大，考虑到氚废物贮存120 a后，其中的氚活度可降到初始值的0.1%，因此暂存后处置通常被作为优选方案。因此，除氚和暂存是需要同时考虑的氚废物处理处置方案，针对CFETR含氚废物处理处置需求，提前谋划和启动相关技术和管理方案研究是必要的。

4 结语

ITER进入热核聚变实验阶段后将会产生含氚废物。ITER设计了一整套放射性废物管理和存储体系，用于管理不同类型废物。这套体系的目的是在废物产生、处理、存储阶段优化管理，为废物最终安全转运至处置场提供保障。本文梳理和分析了ITER放射性废物分类原则和各类废物管理的规定和现状。了解和研究ITER放射性废物管理情况，对设计和优化中国聚变工程实验堆的放射性废物管理体系具有重要参考意义。针对中国CFETR放射性废物管理，本文试着从氚废物包装及处置标准、氚排放限值、氚废物处理工艺与技术等方面提出了一些研究建议。

作者贡献声明王绪：实施研究，起草文章；潘社奇、赵庆凯、张海玲、李瑞：实施研究；陈长安：指导；王建强：对文章的知识性内容作批评性审阅。