AbstractThe TITAN-I lithium self-cooled and TITAN-II aqueous lithium nitrate solution-cooled fusion reactors are based on the reversed-field-pinch (RFP) toroidal confinement concept and operate at high power density with an 18.1 MW/m2 neutron wall loading. These designs were analyzed to study the activation and waste disposal asepects of such high-power density reactors. It was found that because of the use of V-3Ti-1Si (TITAN-I) and reduced activation ferritic steel (TITAN-II) as structural alloys for the first wall, blanket, reflector, and shield components, all the TITAN components except the divertor collector plates can be classified as shallow-land burial (10CFR61 Class C or better) nuclear waste for disposal, provided that the impurity elements, niobium and molybdenum, can be controlled below about 1 and 0.3 appm levels, respectively. The average annual disposal masses were estimated to be 150 and 96 tonne, respectively, for the 1000 MW electric TITAN-I and TITAN-II reactors. This corresponds to about 11% of the total mass in the fusion power core of both reactors. The divertor collector plates are fabricated with W-Re(26 wt%) alloy because of its low particle sputtering properties. The waste disposal ratings of the divertor collector plates in the TITAN-I and TITAN-II reactors, however, are estimated to be factors of 10 and 2, respectively, higher than allowed for Class C disposal. The annual disposal mass of this non-Class C waste is 0.35 tonne, less than 0.4% of the average annual discharge mass for both TITAN-I and TITAN-II reactors. An additional 74 m3 annual discharge of Class C waste containing 14C may be needed for the TITAN-II reactor because of the use of nitrate salt in the aqueous coolant as the tritium breeder. The conclusions derived from the TITAN reactor study are general, and provide strong indications that Class C waste disposal can be achieved for other high-power density approaches to fusion, for example, the tokamak.
TITAN-Iリチウム自己冷却型核融合炉およびTITAN-II硝酸リチウム水溶液冷却型核融合炉は、反転磁場ピンチ(RFP)トロイダル閉じ込め概念に基づいており、18.1 MW/m²の中性子壁負荷という高出力密度で運転される。これらの設計は、このような高出力密度炉の放射化と廃棄物処分の側面を研究するために解析された。V-3Ti-1Si(TITAN-I)および低放射化フェライト鋼(TITAN-II)を第一壁、ブランケット、反射体、遮蔽体の構造合金として使用することにより、不純物元素であるニオブとモリブデンをそれぞれ約1 appmおよび0.3 appm以下に制御できるならば、ダイバータコレクタ板を除くすべてのTITAN構成要素は、浅地中処分(10CFR61クラスCまたはそれ以上)が可能な核廃棄物として分類できることが判明した。1000 MW電気出力のTITAN-IおよびTITAN-II炉における年間平均廃棄物量は、それぞれ150トンおよび96トンと推定された。これは両炉の核融合出力部の総質量の約11%に相当する。ダイバータコレクタ板は、その低スパッタリング特性のためW-Re(26 wt%)合金で製作される。しかしながら、TITAN-IおよびTITAN-II炉におけるダイバータコレクタ板の廃棄物処分評価は、クラスC処分の許容値よりもそれぞれ10倍および2倍高いと推定される。この非クラスC廃棄物の年間処分量は0.35トンであり、TITAN-IおよびTITAN-II両炉の年間平均排出量の0.4%未満である。TITAN-II炉では、トリチウム増殖材としての硝酸塩水溶液の使用により、14Cを含むクラスC廃棄物の追加年間排出量74 m³が必要となる可能性がある。TITAN炉研究から導かれた結論は一般的であり、例えばトカマクなど他の高出力密度核融合アプローチにおいてもクラスC廃棄物処分が達成可能であることを強く示唆している。