JP2014174155A - テーブルトップ原子炉 - Google Patents

Abstract

【課題】旧来のウラン２３５を燃料とした原子炉は放射性廃棄物やメルトダウンそして燃料自体のピークウランの問題などをも抱えその燃料の長期的供給能力に暗雲が覆ってきた。そこで原料が豊富で局在せず安価な価格で安全性の高い技術革新によるあたらしいグリーン原子炉の発明が渇望されている。
【解決手段】テーブルトップ加速器は小型で価格も手頃な装置でレプトンとハドロンの複合粒子ビームの標的への照射で生成される高速中性子を自在に安定的に制御することで、燃えにくく広く大量にストックされている劣化ウランやまたウランの数倍も埋蔵量があり廃棄物同様の核分裂で燃えにくいトリウムを燃焼させるあたらしい方法を提供するものである。
【選択図】図３

Description

安全で低エネルギーコストで炉からの放射性廃棄物が少なくかつ有効資源の豊富な核燃料と組み合わせた小型テーブルトップ加速器ＴＴＡによる発電システムテーブルトップ原子炉に関する。

地球温暖化問題の防止方策が京都議定書以来緊急に求められているが、なかなか有効な方法は発見されていない。

問題解決方法に関して、使用している既存のエネルギーの消費量を減らす方法を考案するか、新たな温室ガス効果（ＧＨＳ）を排出しないグリーン・エネルギー源を考案するか等の新技術を開発実用化が望まれている。

これまで提案されているエネルギー源としては太陽エネルギー、風力エネルギー、地熱エネルギーまたはバイオマスエネルギーなどがあり、これらはクリーンで再生可能な自然エネルギーとして精力的に開発研究されているが、２０１３年３月の現時点ではいずれもコストパーフォーマンスの点で旧来の化石燃料を上回るものは実現されていない。

原子力発電はウラン原料の精製を別にすれば、二酸化炭素を少しか排出しないとして、近年その価値が再評価されるように時期もあったが、２０１１年、福島第一原発の大規模事故によって全国の原発のほとんどが停止している。従来から指摘されている様々な問題、すなわち原子炉の暴走の危険性や、大量の放射性廃棄物の処分問題とその環境汚染、材料の交換時の作業者の被爆問題、そして原子炉の廃棄処分費の高いコストが未解決のまま重大事故がおきてしまったどころか福島とその近県はおろか、関東地方迄放射能物質で汚染されている。またそもそもウランピーク問題として燃料のウラン資源自身の枯渇も指摘されている。

原子炉発電はその利点として核分裂では二酸化炭素を排出しないことが利点と一般には喧伝されているが、実は燃料のウラン２３５を生成する際に温室ガス効果の高いハロゲナイドコンパウンド（ＨＣ）が放出されるなどの指摘も看過できない。さらに原子力発電所は膨大なトリチウムを海洋や大気に放出していることの問題も指摘されるようになった。加えて再処理工場も膨大なトリチウムを排出しており、どのように解決するかは愁眉の問題であるとの指摘も無視できない。

他のエネルギー源の候補として太陽と同じ機構である核融合発電があげられるが、国際プロジェクトＩＴＥＲとして研究開発がスタートしているもまだその実用化には長い道のりである。また核融合装置が環境に排出するトリチウムも問題が指摘されつつある。

また地球温暖化に関連してエネルギー源の多様化と、よりよい効率の送電法などの必要性から、ＩＴ（Ｉｎｆｏｒｍａｔｉｏｎ ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ）とＤＧ（ｄｉｓｔｒｉｂｕｔｅｄ ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ）等の観点から電力の配電はいままでの集中型から分散型のマイクログリッド発電に向かっており発電システムもその対応が求められている。

本発明で使用されるテーブルトップ加速器技術によればこれらのエネルギー問題とそれに付随した大半の困難な問題を解決できる可能性がでてきた。すなわち、豊富で安価な原料を使い、暴発・暴走（メルトダウン）のリスクが少なく、寿命が長く危険な放射性廃棄物を排出が少なく、二酸化炭素などの温暖化効果温室ガス（ＧＨＧ）も排出しにくいい新しいタイプの小型テーブルトップ原子炉がその可能性を提供する。さらにテーブルトップ加速器は低コストのエネルギーを使ったＬＥＤ人工光により野菜ばかりか穀物などの安価で農薬などの少ない良質な食料生産の工業化を実現する可能性が高い。さらに低コストのエネルギー源の特徴をいかして地球的規模の核兵器拡散問題や飲料水不足問題などの解決にまでその適用範囲は及ぶ。

核融合炉の大型トカマックにおいて核融合反応が短時間持続することは確かに実証されている。しかし実用の核融合実用炉では長時間核融合反応を持続する必要がある。ところが核融合では付随的に大量の中性子が発生し核融合反応を起こすプラズマの容器を短時間で破損してしまう。現時点ではこの問題を解決する炉壁材料の実現の見通しはないため発電する確かな遠望はない。

この炉壁材料の問題を解決するために核融合炉と従来型の原子炉を組み合わせたハイブリッド炉なるものが提案されている。核融合炉で発生する中性子を原子炉の核分裂で必要とする中性子に使おうというアイデアである。しかしながらその場合には原子炉の核分裂反応で増幅される中性子が逆に核融合炉に戻る可能性も否定出来ず、二種類の複雑な炉の相互作用などの新たな問題も懸念され、さらに困難な技術的課題がでてくるのでその実現は困難を極めるであろう。

原料がウランの数倍と豊富で広い地域に分散しているトリウムを燃料とした原子炉は放射性廃棄物の量が少なく、半減期も短く、核兵器に利用されるプルトニウムを排出しないことから、理想のグリーン・エネルギーとして内外で注目されはじめている。実際、米国のオークリッジ研究所では１９５０年代に実証炉が数年間、安全に運転されてきているという実績がある。

しかしながらトリウムは其れ自身では核分裂の着火しないので着火材としてウラン２３５またはプルトニウム２３９などを必要とする。ウラン２３５は資源の価格の高騰や枯渇問題、プルトニウムは兵器転用やテロ問題などがあり、その入手法と厳格な安全管理が問題からくる高い管理費も問題となる。

テーブルトップ加速器のトリウム炉はテーブルトップのサイズの加速器制御において小型未臨界炉での運転を維持できる。外部の中性子テーブルトップ加速器からテーブルトップ原子炉に中性子を入射することで点火と核分裂を維持する。この中性子束を思い通りに制御することで、核分裂反応を思い通りに安定に制御できる。しかし当初のトリウム炉は加速器でなく、ウラン材料との併用でこの中性子を制御していたのでその点で問題があった。

古川和男らは１ＧｅＶの高エネルギーＤＴＬ（Ｄｒｉｆｔ Ｔｕｂｅ Ｌｉｎａｃ）加速器からの陽子ビームを用いて中性子を補給する提案を行った（Ｋ．Ｆｕｒｕｋａｗａ ｅｔ ａｌ．，Ｉｎｔ．Ｃｏｎｆ．Ａｃｃｅｌ．−ｄｒｉｖｅｎ Ｔｒａｎｓｍｕ．Ｔｅｃｈ．Ａｐｐｌ．（Ｌａｓ Ｖｅｇａｓ，Ｊｕｌｙ２５−２９，１９９４））。古川とは独立にＣＥＲＮのカルロ・ルビアはＦＦＡＧ（Ｆｉｘｅｄ Ｆｉｅｌｄ Ａｌｔｅｒｎａｔｉｎｇ Ｇｒａｄｉｅｎｔ Ａｃｃｅｌｅｒａｔｏｒ）の円形加速器からの陽子ビームを特殊な標的に照射することで中性子を補給する方法を考案した。これらを加速器駆動トリウム原子炉（Ａｃｃｅｌｅｒａｔｏｒ Ｄｒｉｖｅｎ Ｔｈｏｒｉｕｍ Ｒｅａｃｔｏｒ，ＡＤＴＲ）と呼ぶ。古川もルビアもいずれもエネルギーが１ＧｅＶ級の高エネルギー陽子を加速して核破砕により中性子を生成する方法をとりテーブルトップ加速器のエネルギー領域とは異なっている。加速器駆動トリウム原子炉では加速器のビーム強度が十分である必要がある。この点でＫＥＫ（高エネルギー加速器研究機構）や京都大学原子炉実験所でのＦＦＡＧ加速器での実験的性能は実際のところ標準的なシンクロトロンの強度よりも低く、必要な性能には十分な運転ができていない。加速器駆動原子炉では使う加速器の種類とエネルギーの選び方が重要である。古川はドリフトチューブライナックをルビアはサイクロトロンに原理が近いＦＦＡＧ円形加速器を提案している。前者は高価すぎて東海のＪＰＡＲＣでも断念した粒子加速器である。

これらの動きとは独立に濃縮ウランを種にして燃えにくい劣化ウランに中性子を反応させる（ｈｔｔｐ：／／ｅｎ．ｗｉｋｉｐｅｄｉａ．ｏｒｇ／ｗｉｋｉ／Ｔｒａｖｅｌｉｎｇ＿ｗａｖｅ＿ｒｅａｃｔｏｒ）方法も提案されている。これもトリウム原子炉と同様に１９５０年代にファインバーグが発案している（Ｓ．Ｍ．Ｆｅｉｎｂｅｒｇ，Ｒｅｃ．ｏｆ Ｐｒｏｃ．Ｓｅｓｓｉｏｎ Ｂ−１０，ＩＣＰＵＡＥ，Ｕｎｉｔｅｄ Ｎａｔｉｏｎｓ，Ｇｅｎｅｖａ，Ｓｗｉｔｚｅｒｌａｎｄ（１９５８））。劣化ウランＵ２３８は天然のウランでは９９．３％含有されていて濃縮ウランＵ２３５の０．７１４％に比べて約１４０倍存在する。仮にウランの埋蔵量が７０年弱としても、全部を燃料に使えるとすれば存在量としては７０００年分にも相当することになる。以来、水素爆弾の発明者エドワードテラーも１９９０年代にＴＷＲを実現しようとしてその研究に携わった（Ｅ．Ｔｅｌｌｅｒ，Ｍ．Ｉｓｈｉｋａｗａ，ａｎｄ Ｌ．Ｗｏｏｄ，Ｌｕｂｂｏｃｋ，Ｔｅｘａｓ，Ｕｎｉｔｅｄ Ｓｔａｔｅｓ（１９９５）．）が世界最大の核兵器研究所で予算も潤沢なローレンスリバモアー研究所でさえ実現にはいたらなかった。また日本では東工大の関本らがＣＡＮＤＬＥという名前で同様の原子炉の提案を行っている（Ｈ．Ｓｅｋｉｍｏｔｏ，Ｋ．Ｒｙｕ，ａｎｄ Ｙ．Ｙｏｓ
ｉｎｇ，１３９，１−１２（２００１））が、卓上の計算のみの研究であるようにみえる。

２００９年２月ＴＥＤ（Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，Ｅｎｔｅｒｔａｉｎｍｅｎｔ，Ｄｅｓｉｇｎ）でビルゲイツが次世代の夢のグリーン・エネルギーエネルギー原子炉候補として自らの出資会社でもあるＩｎｔｅｌｌｅｃｔｕａｌ Ｖｅｎｔｕｒｅｓ社（ｈｔｔｐ：／／ｗｗｗ．ｉｎｔｅｌｌｅｃｔｕａｌｖｅｎｔｕｒｅｓ．ｃｏｍ／特許保持管理会社）のＴｒａｖｅｌｉｎｇ Ｗａｖｅ Ｒｅａｃｔｏｒのコンピューターシミュレーションを紹介したことでＴＷＲへの関心が一気に再燃した。この技術はファインバーグの系譜である。ＴＷＲはいわば劣化ウラン燃料体のマッチ棒の先に濃縮ウランの燐を点火してこれを高速度カメラで撮影・再生するようなものである。ＴＷＲの課題はコンピューターシュミュレーションでのシナリオをどのようにして具体的に実現するかである。直径数メートルで長さ数十メートルの劣化ウラン燃料体を濃縮ウランで着火しこれを１００年くらいのタイムスケールでゆっくりと安定的にしかも自発的に燃焼する条件を設定することは大きな困難が伴い未だに実現されていない。燃えるままにまかせる方式なので、なんらかの乱れで連鎖反応が暴走しないことの保証がないことがＴＷＲの最大の課題である。

大量に保存されている使い道の少ない放射性物質の劣化ウランを燃焼させる案は以前から日本の国家プロジェクトとして提案されている。その代表はプルトニウムの高速増殖炉である。かつて夢の原子炉とも喧伝されたが毒性の高いプルトニウムを燃えにくい劣化ウランで囲み連鎖反応で生成させた高速中性子をプルトニウムに吸収させてプルトニウムを燃焼させる。また核分裂でのもうひとつの高速中性子を劣化ウランに吸収させプルトニウムを生成する、すなわち、プルトニウムを増殖するので増殖炉と呼ぶ。このとき中性子の速度を高速に保持しておく必要があるために、すなわち貴重な高速中性子を減速させないために、冷却水に水をつかえず、空気と反応しやすく極めて扱いにくいナトリウムを使用せざるを得なかった。この技術的困難さのために日本を除くすべての国々でこの方法を断念している。その日本ではというとナトリウムの漏出のもれが起こり計画は頓挫している。

もうひとつの方法は冷却に重水素水を使うカナダの採用したＣＡＮＤＵ（Ｃａｎａｄｉａｎ Ｄｅｕｔｅｒｉｕｍ Ｕｒａｎｉｕｍ）である。天然ウランは燃やせるが重水のコストが高いという弱点がある。さらに重水素から危険で扱いにくいとリチウムが生成されてしまう。欠点が利点を相殺してしまいＣＡＮＤＵ原子炉を普及させにくい。

以上の原子炉に共通の重要な問題点として原子炉の冷却の問題がある。特に高速増殖炉の場合のように冷却溶媒が液体の場合に複雑な細管で構成される熱交換器において一次側の核分裂生成物（原料）が二次冷却側に漏れさらに蒸気タービンまで到達する危険性がある。幸いトリウム原子炉では溶融塩／液体フッ素原料のすぐれた冷却法が開発されてきた。

また地球温暖化問題による社会的要請は多様な電源の開発を要求している。これらのひとつはマイクログリッドシステムの分散型電源がある。そのためには発電規模は従来の発電所よりも小型で安全なグリーン原子炉の開発が有利である。

さらにいままでの原子力発電は安全性が脆弱であるという問題がある。ツナミや温暖化による海面上昇で原子炉がツナミの膨大な運動エネルギーで押し流されたり、あるいは海面下に水没し海洋汚染のリスクが指摘される。また原子力発電所は規模も大きく、国家安全保証上、ミサイルなどで攻撃をうけた場合の危険性がとりわけ高いという問題も指摘されうる。

以上の従来の提案の問題点を纏めると、旧来の原子力発電所についてはその暴走の可能性、多量の廃棄物と放射性物質の寿命の問題、核物質原料のコスト増と資源の分布の偏在、炉システムの構成の複雑さ、冷却法の安全性の課題、放射性副産物、メガ地震やツナミ時の脆弱性、核ミサイル攻撃への脆弱性などがあげられる。また過去に提案されている大型加速器駆動原子炉の場合は、核破砕（スポレーション中性子）機構を使った高エネルギー加速器（１ＧｅＶ，１００ｍＡ以上）の高コスト（数千億円）の問題が大きい。ちなみに古川らの提案予算は研究開発とはいえ２兆円前後と従来の原子力発電施設のコストの数倍である。

以上の考察の結果、燃料として毒性の強いプルトニウムは使用しない、空気中の水分と激しい反応が避けられない危険なナトリウム冷却媒体は使わない、複雑で大型で高価なトカマックは使用しない、ＦＦＡＧなど設計値の性能が実際には出ていない加速器は採用しない、高価な高エネルギーＤＴＬライナックは使用しない、超低速でのスローな反応が要求される安全性の保証されていない″あるがまま″の自発的燃焼構造のＴＷＲ機構は採用しない、冷却に高価な重水は使用しない。海洋汚染の恐れの高い海岸には設置しない。溶融塩のような冷却システムの信頼性の向上を考慮にいれる。中規模以下の信頼できるマイクログリッドでの発電システムの必要性あり。テーブルトップ加速器には以上の要求を満足する必要があると結論される。

熊田らのテーブルトップ加速器では小型のテーブルトップ加速器駆動原子炉のコンセプトを発案する。すなわち原子炉の外部からテーブルトップ小型加速器でビーム強度とエネルギーのコントロールされた重イオンビームと電子ビームで精製する大強度中性子を打ち込むことで原子炉を未臨界の状態で運転しつつその安全と安定性を充分に担保する。この中性子発生源としてはいままで提案されていない、より小型のテーブルトップサイズの加速器を採用することにテーブルトップ加速器の特徴がある。核分裂材料としては劣化ウランまたはトリウムまたはそれらの組み合わせを特徴とする。そして世界ではじめて、大電流電子ビームと高エネルギーハドロンビームを混在した高エネルギービーを中性子標的に供給する。特に新たなテクノロジーの開発を必要とする特殊加速器と新ビームによる中性子の供給と劣化ウランとトリウムの組み合わせがこのテーブルトップ原子炉の特徴である。

熊田の発明による大出力レーザービームをつかった集団加速（電子リング）の原理のＴＴＡ（Ｔａｂｌｅ Ｔｏｐ Ａｃｃｅｌｅｒａｔｏｒ）である（熊田雅之 特願番号２００９−１１８００６）。ＴＴＡは数メートルで数百ＭＥＶ／核子以上の加速効率をもつように設計されているため中性子の発生効率をあげる事が可能である。ＴＴＡは２本の大出力レーザーによって生成された大電流のリングに集団加速原理によって高エネルギーハドロンビーム（核子から構成される粒子）を内在する二種類以上の同時加速と同時照射が可能である。

ＴＴＡは２本の高出力レーザーによって生成された大電流のリングに集団加速原理によって高エネルギーハドロンビーム（核子から構成される粒子）を内在する二種類以上の（マルチビーム）同時加速と同時照射が可能である。このマルチビームＴＴＡ加速器を入射器とした原子炉装置がが改良型の本発明のテーブルトップ原子炉である。

テーブルトップ原子炉では原子炉の原料として低廉で広く豊富に（廃棄貯蔵物として）散在保存していてかつ発生放射能の少ない燃料の一つとして劣化ウランも選ぶことが可能である。劣化ウランの推定埋蔵量（ｋｔＵキロトン）は：ＵＳ７００、ユーロデイフ（仏、伊、スペイン、ベルギー、イランの共同の濃縮事業）１５０、ウレンコ（独、蘭、英）１５、ＮＤＡ（英）２０、ロシア１８０（天然）＋３６５（再処理）、日本１４、中国２５で合計１５００ｋｔｏｎＵである（ｈｔｔｐ：／／ｗｗｗ．ｒｉｓｔ．ｏｒ．ｊｐ／ａｔｏｍｉｃａ／ｄａｔａ／ｆｉｇ＿ｐｉｃｔ．ｐｈｐ？Ｐｉｃｔ＿Ｎｏ＝０４−０２−０１−１１−０１）。エドワードテラーによれば２００２年においては数千トンの石炭エネルギーに相当する劣化ウランの価格は１００円弱だという。ちなみに従来の燃料資源の耐用年数は石油４１年、天然ガス６７年、石油１６４年、ウラン６７年といわれている。これらと比べて劣化ウランで電力なら１０００年は楽にもつと言われているから実用的にはほぼ永久にエネルギーには不自由しないといえる。トリウムの埋蔵量からの寿命と合計すれば、およそ２０００年間以上は楽にエネルギーが充足するといえる。これは人類にとっていままで知られていない朗報といえる。

燃料が劣化ウラン２３８のときの核反応は、
ここでＴＷＡの場合の最初の中性子は燃料体の入り口の濃縮ウランで生成されるが本発明のテーブルトップ加速器駆動炉ではＴＴＡの複合ビームの標的照射から生成される中性子が劣化ウランＵ２３８と核反応をひきおこし、最終的にプルトニウムＰｕ２３９を生成する。このプルトニウムＰｕ２３９は二種の核分裂生成物と平均２．５の中性子を放出する。加速器から供給される中性子はこれが供給している間だけ核反応がおきているように帰還制御により調節する。

テーブルトップ原子炉では劣化ウランに変わる核燃料としてはトリウムも選択される。燃料が天然トリウムＴｈ２３２の場合は加速器からの中性子の供給によりウランＵ２３３が生成されれば核分裂を起こす。すなわち、天然トリウムＴｈ２３２にテーブルトップＴＴＡ加速器からの１．２ＭｅＶ以上のエネルギーの高速中性子ビームを照射しＴｈ２３３を生成する。図１に示すようにＴｈ２３３が中性子が燃料原子一個吸収されるごとに生じる核分裂中性子の指標の中性子増幅率ηは２５ｍｅＶのエネルギーの中性子にたいして２．２５と大きい（ウランＵ２３５では２．０８ではプルトニウムＰｕ２３９ ２．１２）ので熱中性子炉の（中性子）増殖炉となる。上述のトリウム核反応サイクルは図２に示されている。

一般の原子炉では上述の劣化ウランＵ２３８やＵ２３５から生成されプルトニウムＰｕ２３９等の核分裂では遅発中性子の割合が少なく燃料棒の制御などの帰還制御の時間的余裕が少ない。しかしテーブルトップ原子炉では中性子の供給のオン・オフ制御は蓄積された加速器技術を用いて短時間に正確に行えるので、安全性を著しく向上させることが可能となる。これがテーブルトップ加速器駆動炉の特徴である。

トリウムの材料としてはウランの３−５倍の埋蔵量があるといわれている。
その国別の内訳（キロトン）はインド３６０、オーストラリア３００、ノルウエー１７０、アメリカ合衆国１６０、カナダ１００、南アフリカ３５、ブラジル１６、その他９５である。以上に確認された国以外にもモンゴルや海底などあちこちでつぎつぎに大規模な埋蔵量が発見されてきている。

粒子加速器の一番目の選択はニュートロンチューブで燃料部の前方のＵ２３５を点火し後方のトリウムを未臨界の状態で運転する構成とする。２番目の選択は重水素またはトリチウムＴＴＡからの中性子で直接劣化ウランＵ２３８を未臨界で運転する構成とする。三番目の選択は重水素またはトリチウムＴＴＡからの中性子で直接トリウム材料を未臨界で運転する構成とする。第四番目の選択はトリウムを劣化ウランＵ２３８の前方に配置しトリウムを重水素ＲＦＱまたは重水素またはトリチウムＴＴＡからの中性子で点火し後方の劣化ウランＵ２３８を未臨界状態で運転する。

原子炉の熱交換器は材料がＳＵＳ３１６（モリブデンを含む）等の一次側と二次側が対向の細管を使用している場合を考える。一次／二次間の熱の伝送量Ｑは
Ｑ＝ＫＦ（Δｔ_１−Δｔ_２）／Ｉｎ（Δｔ_１／Δｔ_２）
ここでＫ：熱通過率、Ｆ：電熱面積、Δｔ_１：高温流体入口における両流体の温度差：
Δｔ_２：高温流体出口における両流体の温度差である。
熱伝送量Ｑをあげるためには熱通過率と温度差をあげる。つまり熱交換器の材料として高い熱伝導率のものを選び、管の内径を高圧に耐える条件で小さくする事が必要となる。ＳＵＳ３１６は機械的強度は高いが熱伝導度は極めて悪い。溶融塩または鉛／ビスマスなどが考えられるが、特に冷却媒体の種類は問わない。

テーブルトップ原子炉では機械強度と熱伝導率の双方の要求を両立するナノサイズのカーボン粉に高圧を印加してモールドした材料を提供している。

テーブルトップ原子炉を実現する具体的方法を図３で説明する。装置はテーブルトップ加速器１で陽子または重水素または各種イオンを加速して中性子標的２にイオンビーム照射を行い高速中性子を発生させる。たとえば未臨界溶融塩炉のなかでこの熱中性子ビームが炉４内の核分裂物質であるトリウムまたは劣化ウランを点火して核分裂としての熱エネルギーを放出する。

テーブルトップ加速器ではリング状の低エネルギー大電流電子バンチ内部に高エネルギーのハドロンバンチを内在混合したビームを同時に加速した中性子発生標的に照射せしめる。これにより電子とハドロン（核子から構成される素粒子）を共存させることで、単一粒子の場合と比較して、中性子発生の効率が大幅に上昇する。

放出したエネルギーは溶融塩から熱交換器を通して図には示していないタービンに導かれ中性子が加速器から供給している間は核分裂が持続してその間は電力を出力する。

トリウム以外の各種の各分裂物質の中性子増幅率η（Ｅ）の中性子エネルギー依存性を示す。（核分裂性核種が１個の中性子を吸収して核分裂により発生する統計的平均中性子の数）燃料のトリウム２３２は中性子の照射によりトリウム２３３に変換され、さらに中性子により、２ステップで増幅される。 トリウムサイクル テーブルトップ加速器駆動原子炉の概略

１．．．熊田らのテーブルトップ加速器（集団加速ＴＴＡ）
２．．．中性子発生標的
３．．．燃料体（トリウムまたは劣化ウラン）
４．．．溶融塩炉

Claims (1)

1. 熊田らの提案したテーブルトップ原子炉において特殊な２レーザービームによる新集団加速原理をもちいたテーブルトップ加速器からリング状の低エネルギー大電流電子バンチ（ｂｕｎｃｈ）にに高エネルギーのハドロンバンチ（ｂｕｎｃｈ）を内在混合したビームを同時に中性子発生標的に照射せしめる方法。