AbstractEnvironmental impacts from tritium and active waste are examined and compared for four heavy-ion-driven inertial confinement fusion (IFC) reactor concept studies. The radiation exposure from tritium emissions during normal routine operation and for accidential release of 10%, of the tritium inventory in the target fabrication is determined and compared with regulatory limits. In normal operation, two of the ICF reactor concepts are, independently of the tritium model applied, always below the regulatory limit. For the 10% tritium release from the target fabrication, only one ICF reactor concept is around the limit for the early off-site dose (5 rem). Active waste from structural material of the reactor chamber and the coolant-breeder qualifies either for the waste classes A to C defined by IOCFR61 or geological disposal by deep geological burial. Chambers with carbon-based structural material (SiC and C-C composites) qualify mainly for waste class A. Stainless steel as a structural material leads to active waste that is at least partly subject to geological storage and the disposal conditions depend strongly on the type of stainless steel. Coolant-breeder media are class C and mixed waste.
環境影響は、トリチウムと放射性廃棄物について、4つの重イオン慣性核融合(ICF)炉概念設計研究を対象に検討・比較される。放射線被曝は、通常運転時のトリチウム放出と、ターゲット製造時のトリチウムインベントリの10%の事故時放出について評価され、規制値と比較される。通常運転時には、適用されるトリチウムモデルに関係なく、4つのICF炉概念のうち2つは常に規制値を下回る。ターゲット製造時の10%トリチウム放出については、4つのICF炉概念のうち1つのみが、早期オフサイト線量(5レム)の規制値付近となる。炉容器構造材料と冷却材増殖材からの放射性廃棄物は、IOC61で定義される廃棄物クラスAからC、または深地層処分による地層処分のいずれかに該当する。炭素系構造材料(SiCおよびC-C複合材)を用いた炉容器は、主に廃棄物クラスAに該当する。ステンレス鋼を構造材料として用いる場合、少なくとも一部が地層処分の対象となる放射性廃棄物を生じ、その処分条件はステンレス鋼の種類に強く依存する。冷却材増殖材は、クラスCおよび混合廃棄物に該当する。