放射性废物

在核聚变反应堆中，DT 反应产生的 14.1 MeV 中子使结构材料活化，但具有与核裂变反应堆根本不同的废物特性。

与核裂变反应堆的本质区别

在核裂变反应堆中，铀的核裂变产生长寿命的锕系元素（钚、镅等）。这些元素半衰期长达数万年，需要深地质处置和数万年以上的管理。

在核聚变反应堆中不发生核裂变反应，因此不产生锕系元素。燃料的重氢和氚是原子序数 1 的轻元素，结构材料也由铁、钨等比铀轻的元素构成，因此超铀元素的生成在物理学上是不可能的。

放射性废物全部起因于中子辐照引起的结构材料活化，归类为低水平废物。通过使用低活化材料，约 100 年的冷却后衰减到天然铀矿石水平。

14 MeV 中子与材料中的原子核相互作用，通过核嬗变产生放射性核种。主要相互作用是弹性散射、非弹性散射、核反应。

位移损伤（dpa）引起材料特性劣化，产生辐照脆化和肿胀。核聚变反应堆的结构材料在运行期间承受 150-200 dpa 的损伤。

主要活化核种有 Fe-55（半衰期 2.7 年）、Mn-54（312 天）、Co-60（5.27 年），都具有比较短的半衰期。生成长寿俞核种的 Nb、Mo、Ni、Co 被排除在低活化材料之外。

低活化铁素体钢（RAFM 钢）是核聚变反应堆结构材料的第一候选。代表性材料有日本的 F82H 和欧洲的 EUROFER97，用钨置换钼，严格管理杂质。100 年冷却后的放射能控制在传统 316SS 的 1/100。

在使用温度要求更高的情况下，ODS 钢（氧化物弥散强化钢）是候选，在要求极低活化的情况下，钒合金和 SiC/SiC 复合材料是候选。

核聚变反应堆废物可以通过浅地处置应对，不需要深地质处置。通过设置适当的冷却期间，大部分可以降到清除标准以下或可再利用。

1 GWe 核聚变发电厂 40 年运行后的废物量估计约 10,000 吨，100 年冷却后 70% 以上可清除或再利用。处置费用估计约为核裂变反应堆的 1/5。

ITER 已经制定了退役计划，预计从运行结束约 20 年内完成场地修复。