JP2014500489A - 慣性閉じ込め核融合チャンバ - Google Patents

Abstract

別々のセグメントに分割される核融合チャンバが開示され、セグメントは、互いに取り付けられたときに核融合チャンバを形成する。各セグメントは、セグメントの前壁を横切って並列に配置された１組の管を含み、各管は前壁の後ろにあるプレナム相互間に延びる。流体冷却材が、セグメントを冷却するために、管類を通り、そして１組の管の後ろのブランケットを通ってポンプで送られる。
【選択図】 図５

Description

連邦政府支援による研究・開発下で行われた発明の権利について

[0001]米国政府は、米国エネルギー省とＬａｗｒｅｎｃｅ Ｌｉｖｅｒｍｏｒｅ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｓｅｃｕｒｉｔｙ（ローレンスリバモアナショナルセキュリティ），ＬＬＣとの間の契約番号ＤＥ−ＡＣ５２−０７ＮＡ２７３４４に基づいて、本発明における権利を有する。

関連出願の参照

[0002]本願は、２つの先に提出された米国仮特許出願、すなわち、シリアル番号第６１／４１１，３９０号として２０１０年１１月８日に提出された「プラント可用性から寿命制限構成要素を切り離す慣性閉じ込め核融合発電プラント（Ｉｎｅｒｔｉａｌ Ｃｏｎｆｉｎｅｍｅｎｔ Ｆｕｓｉｏｎ Ｐｏｗｅｒ Ｐｌａｎｔ ｗｈｉｃｈ Ｄｅｃｏｕｐｌｅｓ Ｌｉｆｅ−Ｌｉｍｉｔｅｄ Ｃｏｍｐｏｎｅｎｔｓ ｆｒｏｍ Ｐｌａｎｔ Ａｖａｉｌａｂｉｌｉｔｙ）」という名称の米国仮特許出願、ならびにシリアル番号第６１／４２５，１９８号として同じ名称を有し２０１１年２月１日に提出された米国仮特許出願に関するとともに、同仮特許出願の優先権を主張するものである。これらの仮特許出願はそれぞれ、その全体が参照により本明細書に組み込まれるものとする。

[0003]本発明は、核融合反応（ｆｕｓｉｏｎ ｒｅａｃｔｉｏｎｓ）を用いた発電に関する。詳細には、本発明は、慣性閉じ込め核融合発電プラント（ｉｎｅｒｔｉａｌ ｃｏｎｆｉｎｅｍｅｎｔ ｆｕｓｉｏｎ ｐｏｗｅｒ ｐｌａｎｔ）用の核融合チャンバ（ｆｕｓｉｏｎ ｃｈａｍｂｅｒ）に関する。

[0004]Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｉｎｇｉｔｉｏｎ Ｆａｃｉｌｉｔｙ（国立点火施設）（ＮＩＦ）は、世界最大の最も活力のあるレーザシステムであり、現在、カリフォルニア州リバモア市のＬａｗｒｅｎｃｅ Ｌｉｖｅｍｏｒｅ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ（ローレンスリバモア国立研究所）（ＬＬＮＬ）で運転中である。ＮＩＦの運転の一目標は、研究所において初めて核融合点火を実証することである。初期実験では、点火された自己伝搬性の核融合燃焼波から２０ＭＪオーダの収量（ｙｉｅｌｄｓ）を得ると計算されている。施設の能力は、最終的に最大で１５０〜２００ＭＪの収量が得られうるようにする。ＮＩＦは研究手段として設計されており、重水素−トリチウム（ｄｅｕｔｒｉｕｍ−ｔｒｉｔｉｕｍ）含有のターゲットに対するシングル「ショット」が研究のために実行されるものである。ＮＩＦの説明が、ＭｏｓｅｓらのＦｕｓｉｏｎ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ、第６０巻、１１〜１６頁（２０１１）、およびその中の参照文献に見られる。

[0005]電力、特にクリーンな電力に対する必要性が急速に延びている。ＬＬＮＬでは、Ｌａｓｅｒ Ｉｎｅｒｔｉａｌ−ｃｏｎｆｉｎｅｍｅｎｔ Ｆｕｓｉｏｎ Ｅｎｅｒｇｙ（レーザ慣性閉じ込め核融合エネルギー）（本明細書ではしばしば「ＬＩＦＥ」と称される）として知られているプロジェクトが、米国経済への核融合ベースの発電プラントの２０３０年前の導入に向けて、導入前の商業化準備プラントの形態で稼働している。ＬＩＦＥ技術は、世界中のカーボンフリー発電の拡大の道筋を提供する。ＬＩＦＥ技術は、クリーンなカーボンフリーエネルギーを核拡散の危険性のない安全かつ持続可能な形で提供する。

[0006]ＬＩＦＥ技術、ならびに多くの消費者に分配されるべき電力を発生させるための技術に関する１つの課題が信頼性である。消費者は、消費者の電力供給源が非常に高い信頼性を有することを期待している。その結果、その電力を供給する電力会社は、所要の高信頼性を確保するために電力会社の設備を維持管理する。したがって、核融合電力に関する課題の１つが、核融合反応が起こる長寿命の核融合チャンバが設けられうるようにするが、必要なときに発電プラント全体の最小休止時間で維持管理されかつ交換されうるメカニズムを提供することである。

[0007]本明細書に記述されている技術では、核融合発電プラントには核融合チャンバが設けられ、重水素とトリチウムの燃料を収容するカプセルが核融合チャンバに毎秒多数回導入される。個々の燃料カプセル（すなわち「ターゲット」）がチャンバの中央に達すると、レーザ群がターゲットめがけて発射し、燃料を加熱し圧縮して核融合反応を作り出す。核融合反応からの熱は、チャンバ内を循環する冷却材によって捕捉される。次いで、この熱は電気を発生させるために使用される。

[0008]Ｌａｓｅｒ Ｉｎｅｒｔｉａｌ Ｆｕｓｉｏｎ Ｅｎｅｒｇｙ（レーザ慣性核融合エネルギー）（ＬＥＦＥ）の概念は、純粋な核融合システムとしてもハイブリッド核融合−核分裂システム（ｈｙｂｒｉｄ ｆｕｓｉｏｎ−ｆｉｓｓｉｏｎ ｓｙｓｔｅｍ）としても動作するように設計されている。ここで、本発明者らは純粋な核融合発電プラントに焦点を当てる。しかしながら、説明される概念は、核融合−核分裂ハイブリッド電力生産にも適用可能となりうることは理解されよう。ＬＩＦＥ核融合チャンバのサブシステムは、核融合エネルギーを吸収し、核融合燃料を生産して前のターゲット内で燃焼された核融合燃料を交換し、ターゲットとレーザビームの両方を着火点まで移動できるようにしなければならない。チャンバシステムはまた、イオン、Ｘ線および中性子を含むターゲット放射を軽減するとともに、チャンバシステム自体をリセットして５〜２０Ｈｚでの運転を可能にしなければならない。最後に、チャンバは、妥当な寿命と損傷した構成要素を迅速に交換する能力とを共に含意する高レベルの可用性を提供しなければならない。ここで、本発明者らは、これらの要件を満たす統合設計について説明する。

[0009]商業化前の核融合発電プラントに対する本発明者らの設計は、工学的損益分岐エネルギー生産原価をもたらしかつ完全に統合されたシステム運転を実証する約４００メガワット（ＭＷ）の核融合発電のプラント規模を提供する。ここに記述されている核融合チャンバは複雑な相関する要件を満たす。この要件としては、市販の材料からの製作、核融合反応からの熱出力の捕捉およびバランスオブプラント（ｂａｌａｎｃｅ ｏｆ ｐｌａｎｔ）への伝達、熱効率を求める高温での運転、前のショットからの残留ターゲット破片の除去、総合的なプラント可用性との一貫性を保つための高いシステム可用性、前のターゲット内で燃焼されたトリチウムを交換するためのトリチウムの生産、チャンバ中央への成功したターゲットおよびレーザビーム伝搬の実施可能性、５〜２０Ｈｚ運転での次のショットのためにリセットする能力、などがある。

核融合発電プラントの一部の断面図である。 運転中のチャンバの第１の壁の加熱を示す図である。 ガス充填チャンバを通るレーザビーム伝搬の最小透過損失を示す図である。 真空チャンバ内に配置されたときの核融合チャンバの斜視図である。 核融合チャンバのモジュール性を示す図である。 核融合チャンバの１つのセグメントの半分の斜視図である。 図６に示されている核融合チャンバのセグメントの断面図である。 真空容器内の核融合チャンバと核融合チャンバに冷却材を供給するためのディスコネクトフィッティングとを示す図である。 チャンバのメンテナンスのための時間に伴う残留線量率の低下を示す図である。 核融合チャンバの第１の壁およびブランケットに加えられる熱流束を示す図である。 図１０に示されている構造を通る冷却材流れを示す図である。 図１０に示されている構造を通る別の冷却材流れを示す図である。 ソーラアレイ内の熱流束を示す図である。 図１３に示されている管をより均一に加熱するための技法を示す図である。

[0024]図１は核融合発電プラントの斜視図である。図には、核融合チャンバ１０、周囲の真空容器２０、およびレーザ群３０が示されている。ターゲットインジェクタ４０が、重水素とトリチウム（ＤＴ）の核融合燃料のカプセルを収容したホーラム（ｈｏｈｌｒａｕｍｓ）をチャンバ１０の最上部にある開口部から注入する。ホーラムターゲットがチャンバ１０の中央に達すると、レーザ３０はターゲットめがけて発射する。レーザエネルギーは燃料カプセルを内破させて、カプセル内の水素の核融合反応を開始する。核融合反応は中性子およびエネルギーを発生させ、それによって核融合チャンバ１０の壁中を循環する冷却材の温度を上昇させる。冷却材は熱交換器（図示せず）を通ってポンプで送られ、熱交換器では周知の技術を用いて電気を発生させるために熱が使用される。核融合チャンバ１０の下方にある容器５０が、リサイクルまたはリユースのためにターゲットから未燃焼材料を捕捉する。核融合発電プラント全体の構造のより詳細な説明は、参照により本明細書に組み込まれている（代理人整理番号９１９２０−８２３０９４，ＩＬ−１２３５８）の「プラント可用性から寿命制限構成要素を切り離す慣性閉じ込め核融合発電プラント」という名称の、本発明の譲受人に譲渡された同時係属の米国特許出願明細書に見られる。

[0025]チャンバ設計の重要な態様が間接駆動ターゲットの選定である。上述したように、間接駆動ターゲットは、ＤＴ燃料が入っているカプセルを収容したほぼ円筒形のホーラムからなる。ホーラムは円筒の両端にレーザ入射孔を有しており、レーザビームは、レーザ入射孔を通ってホーラムの壁に衝突して、ＤＴ燃料カプセルを加熱し圧縮するためのＸ線を作り出す。間接駆動ターゲットのより詳細な説明は、参照により本明細書に組み込まれている（代理人整理番号９１９２０−７９２７３１，ＩＬ−１２３５８Ａ）の「核融合発電用の間接駆動ターゲット（Ｉｎｄｉｒｅｃｔ Ｄｒｉｖｅ Ｔａｒｇｅｔｓ Ｆｏｒ Ｆｕｓｉｏｎ Ｐｏｗｅｒ）」という名称の本発明の譲受人に譲渡された同時係属の米国特許出願明細書に見られる。

[0026]間接駆動ターゲットは、最も厄介なターゲット放射からチャンバを保護するための異なる手法を可能にする。直接駆動ターゲットの熱脆弱性は、チャンバにわずか１ｍＴｏｒｒ（０．１３Ｐａ）のガスしか入っていないことを要求しているが、間接駆動ターゲットは熱的に強固であり、チャンバ内により高いガス圧力を収容することができる。チャンバは、キセノンを充填ガスとして１〜６μｇ／ｃｃの密度で使用する。

[0027]チャンバ内のキセノンは、エネルギーの約１０％に相当するイオンターゲット出力を阻止して、イオンターゲット出力がチャンバの第１の壁に達するのを妨げる。本発明者らのシミュレーションから、イオンは半径数デシメートルしかないガスボールの中で止められることが分かる。ターゲット出力の追加の１２％が、控えめに２００ｋｅＶ Ｍａｘｗｅｌｌｉａｎと概算されるＸ線として放出される。これらのＸ線はキセノン中で著しく減衰され、壁の迅速なＸ線加熱は３０〜３５℃（周囲温度５００℃から）である。何百マイクロ秒という時間尺度にわたって、ガスは軟Ｘ線を再放出し、マーシャク波（Ｍａｒｓｈａｋ ｗａｖｅ）がチャンバ壁に到達する。これは、総温度上昇約７０℃で追加熱を引き起こす。第１の壁に蓄えられた熱は逃がされ、第１の壁の温度は、５０〜２００ｍｓ後に起こる次の核融合事象の前に５００℃に戻る。

[0028]図２は、６μｇ／ｃｃのキセノンガスで充填した、核融合収量１３２ＭＪおよびチャンバ半径６メートルを有する第１の壁の時間依存加熱を示す。これらの低温パルスにより地金を第１の壁として使用することができるので、耐熱性外装は不要である。キセノン充填ガスにより、チャンバは市販の材料を利用することができるが、依然として小型であるとともに比較的長い寿命をもつことができる。４００ＭＷの核融合システムで使用する場合、さらに小さい半径３．４ｍの改変ＨＴ９鋼（または類似材料）のチャンバが使用されうる。このようなチャンバでは、第１の壁は、１０原子当たりのはじき出し数（ｄｉｓｐｌａｃｅｍｅｎｔ ｐｅｒ ａｔｏｍ）／全出力運転年（ｆｕｌｌ−ｐｏｗｅｒ−ｙｅａｒ ｏｆ ｏｐｅｒａｔｉｏｎ）（１０ｄｐａ／ｆｐｙ）の損傷率を受けるはずである。２２００ＭＷプラントの場合、１２ＹＷＴもしくは別の酸化物分散強化型フェライト鋼（ＯＤＳ−ＦＳ）で構成された半径６ｍのチャンバが採用されうる。本発明者らの推定では、このようなチャンバは２５ｄｐａ／ｆｐｙを受ける。

[0029]チャンバの運転中、キセノンガスは最初に数ｅＶに加熱されるが、キセノンガスは放射によって約０．５ｅＶの温度まで急速に冷える。そのとき、キセノンの荷電状態はほぼゼロであり、キセノンは放射冷却の観点から「失速する」。残留ターゲット破片からの対流冷却または放射冷却が有意な追冷却をもたらさない限り、次のショット時のガス温度は約６０００Ｋである。

[0030]チャンバ設計におけるもう１つの考慮すべき点が、レーザビームと前のショットから残った残留ターゲット破片との相互作用である。ホーラムが主として鉛であると仮定すると、遷移減衰時間は十分に長い（１〜１０ｎｓ）ので、全ての鉛原子がレーザエネルギーの著しい損失なしに励起されうる。その結果、積極的な「チャンバクリアリング」は必要ない。廃棄または可能なリサイクルのためにターゲット破片を除去するために、ショット当たり約１％のクリアリング比（ｃｌｅａｒｉｎｇ ｒａｔｉｏ）が使用されうる。

[0031]図３は、３つの異なるレーザ波長に対する高温キセノンガスを通るレーザ透過率とターゲットからの距離との関係を示す。図示のように、レーザがピーク強度に達するとターゲット付近での逆制動放射（ｉｎｖｅｒｓｅ Ｂｒｅｍｓｓｔｒａｈｌｕｎｇ）に対して入射３ωレーザの１〜２％だけが失われると予期される。

[0032]図４は核融合チャンバ１０の斜視図であり、真空容器２０の内部に位置するときの核融合チャンバ１０の構成をさらに詳細に示す。核融合チャンバ１０は、以下により詳細に記述されている８〜１２個のセグメントで構成されている。各セグメントは、構造支持枠組１５によって定位置に保持される。真空容器２０内のビームポート２５により、レーザビームは核融合チャンバ１０に達することが可能になる。核融合チャンバ１０のセグメント内の対応するビームポートにより、レーザビームはインジェクタ１８によってチャンバ内に注入されたターゲットに達することが可能になる。

[0033]核融合チャンバ設計の重要な態様としては、核融合チャンバのモジュール性、核融合チャンバにビーム管を連結する必要がない、チャンバを真空バリアにする必要がなくなる、第１の壁とブランケットの両方に対して液体リチウムを一次冷却材として使用する、などがある。

[0034]図５に示されているように、チャンバは多数の同一部分１００からなる。各部分１００は、工場で組み立てられ、従来の運送設備を使用して発電プラントの敷地に向けて出荷される。図１に関連して上記に参照されている本発明者らの同時係属出願に記述されている現地のメンテナンス設備内には、モジュール式のチャンバ部分は共通支持フレーム内に取り付けられる。次いで、完全に組み立てられたチャンバおよびフレームは、真空容器内に据え付けるために、好ましくは１組のレールを経由して輸送される。据付けには、独立して配管されているチャンバの各４分の１部分に８本の冷却用の入口管および出口管を連結するだけでよい。連結については、以下でさらに説明する。

[0035]図６は、核融合チャンバ１０の半セグメント１００の斜視図である。図示のように、半セグメント１００は、並列配置された複数の管１１０からなる第１の壁を有し、管１１０は基礎構造を覆い、リチウム冷却材が管１１０を通じて循環される。セグメント内のビームポート開口部１２０も図示されている。リチウムが、最初に、完全なチャンバの４分の１に冷却材を供給するプレナムに送られる。冷却材が、最初に第１の壁の管に送られ、第１の壁の管において冷却材は最高熱流束を受ける。リチウムは、第１の壁の管から出ると、ブランケット入口ポート１３０内へ循環される。ブランケットに存在する冷却材は、このようにポート１４０を通過する。完全なチャンバの４つの４分の１部分は独立して配管され（２〜３個のモジュールが４分の１部分にグループ化される）、したがって、チャンバ据付け中に合計８か所の冷却用連結が行われる。

[0036]レーザビームがチャンバ中央に達するのを可能にするために、合計約５％の立体角となる４８個の開口部１２０が設けられる。ビームポートにおいて、第１の壁の管は半径方向外向きに経路を定められ、次いで、第１の壁の管はブランケットの裏面に巻き付く。追加の開口部が、ターゲット注入システムおよび破片クリアリング／真空ポンプ／ターゲット捕獲システムとのインタフェースとして、それぞれチャンバの最上部および底部に設けられる。

[0037]図７は、セグメント１００の中間点を通る断面図である。第１の壁の管類１１０は基礎構造１５０とともに示されている。液体リチウム冷却材が、セグメント１００の管類の全てに結合されているプレナム１６０を通って管類１１０に入る。液体リチウムが管類１１０を通過した後で、セグメントの他方の側にある類似のプレナム（図示せず）が液体リチウムを集める。リチウムが第１の壁の管類１１０から出ると、リチウムは、冷却材を追加熱するために基礎構造１５０内へ再循環されうる。代替実施例では、リチウムの全てが再循環されるので、セグメント１００の冷却ループは１つしか必要ない。所望であれば、第１の壁の管類１１０および基礎構造１５０は、様々な冷却要件を満たしかつ／または別の冷却材の使用を可能にするために、独立して配管することができる。

[0038]基礎構造１５０の冷却は、最も冷たい冷却材が構造材料に送出されるように設計されている。このことは、「表皮冷却（ｓｋｉｎ ｃｏｏｌｉｎｇ）」を用いて、冷却材が最上部のところでブランケットに入り、より小さい冷却チャネルを通って高速で下方へ流れることによって達成される。冷却材は、冷却材がブランケットの底部に達したときに向きを変え、次いで、バルク領域１７０を通ってより低い速度で上方へ流れる。表皮領域内で低温かつ高速であると、最も効果的な冷却をもたらす。ブランケットの冷却材は、ポート１３０（図６参照）から導入され、類似のポート１４０（同じく図６参照）から取り出される。

[0039]４７０℃で第１の壁の管に入った冷却材は第１の壁から出て、約５１０℃で基礎構造（ブランケット）に入る。冷却材は、ブランケットの底部において約５５０℃に達する。裸鋼を用いると、冷却材は、ブランケットの最上部において５７５℃の出口温度に加熱する。非構造断熱パネルを使用することによりさらに高い温度が達成されうる。例えば、タングステンは、１３００℃を超える温度まで液体リチウムに適合する。本発明者らの設計は裸鋼を使用しており、リチウムを５７５℃の出口温度で供給する。しかしながら、材料の適切な選定により、将来の核融合チャンバ設計はさらに高い温度を許容するであろう。

[0040]核融合チャンバは、ＡＳＭＥ配管コード（ＡＳＭＥ ｐｉｐｉｎｇ ｃｏｄｅ）に従って設計されている。具体的には、チャンバは、所与の材料の最大引張強さの３分の１、所与の材料の降伏強さの３分の２、所与の材料のクリープ破断強さの３分の２、および１０００時間当たり０．０１％のクリープ速度になるように設計されている。温度依存性はこのような評価に使用される。

[0041]本発明者らの計算は、ＨＴ９鋼のチャンバが半径２．７メートルと小さくすることができることを示しているが、損傷率を１０ｄｐａ／ｆｐｙに制限するために半径３．４メートルが選定された。これにより少なくとも１年のチャンバ寿命が可能になる。Ｆｅ−１２Ｃｒ−３Ｗ−０．４Ｔｉ−０．２５Ｙ_２Ｏ_３などの酸化物分散強化（ＯＤＳ）鋼によって示される優れた温度強度は、約６ｍのチャンバ半径で約８倍の核融合発電を可能にする。

[0042]図８は、真空容器２０内部の定位置にある完成した核融合チャンバ１０を示す。ビームポート２５は、ターゲットインジェクタ４０とともに示されている。既に真空チャンバ内にある配管と核融合チャンバ１０との間の冷却用連結が、図に示されているように、一体型ボール弁１９０を有する機械的に駆動される油圧カプラを使用して行われる。この技術は、商業化が可能であり、高温を用いるリチウム冷却材、耐食材料、モリブデン、ＴＺＭなどのモリブデン合金、ならびにその他の材料に適している。これらの冷却流体連結は高中性子束の領域の十分外側で行われるが、中性子放射化がこの種の材料の使用に限定するものではない。

[0043]チャンバの据付けには、４８個のレーザビームポートに対して開閉されるべきいかなる連結も必要としない。レーザ自体はチャンバの中央まで伝搬するが、ビーム管は真空容器の壁のところで止まる。

[0044]液体リチウムは、核融合チャンバ内の第１の壁とブランケットの両方に対する一次冷却材である。液体リチウムの利点には、液体リチウムが低密度であり、結果として静水圧力および静水圧応力が低いこと、が含まれる。リチウムは、冷却材が比較的純粋な状態で保たれる限り（例えば、１００ｗｐｐｍ未満の窒素）、良好な熱伝達性および優れた腐食特性を有する。

[0045]リチウムはわずか１８１℃で融解するので、「フリーズアップ」でチャンバの運転が中断されても、鉛−リチウムまたは溶融塩冷却材の場合ほど問題ではない。リチウムは、リチウムの融解温度と任意の元素の沸点との間に最大の開きがある。リチウムの低い粘度および密度ならびに高い比熱は、ポンプ能力に対する要求を減らす。リチウムは、優れたトリチウム増殖能力を提供する低放射化冷却材である。健康および安全、経済、照射スエリング、サプライチェーン、ならびに一般大衆の認識の問題を有するベリリウムを必要とせずに、十分なトリチウムが生産されうる。リチウムの優れたトリチウム増殖能力はまた、拡散問題をもつ同位体濃縮を不要にする。

[0046]リチウムに伴うより困難な問題が、トリチウムに対する火災危険および溶解度である。火災危険に関係しているリスクは、全ての液体金属系と同様であり、液体リチウムの冷却管および熱交換器の近くで水を避けること、液体リチウムに曝されうるコンクリート表面上に鋼製ライナを使用すること、漏れが生じた場合にリチウムと空気が反応するのを回避するために不活性ガスを使用すること、などの予防、検出および緩和特性によって低減される。

[0047]トリチウムに関して、核融合中性子はリチウム冷却材中でトリチウムを増殖する。トリチウムインベントリを安全性の観点から許容できるレベルに維持するには、既知のトリチウム回収プロセスが使用されうる。Ａｒｇｏｎｎｅ Ｎａｔｉｏｎａｌ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ（アルゴンヌ国立研究所）で開発されたこのようなプロセスの１つは、最初に、液体リチウムをフッ化リチウム、塩化リチウムおよび臭化リチウムの共融混合物などの溶融リチウム塩に接触させることにより機能する。続いてリチウムおよび塩が遠心力で分離され、トリチウムは、塩の電気分解に続いてガスとして除去される。本発明者らの推定では、リチウムの全流量処理（ｆｕｌｌ ｆｌｏｗ ｐｒｏｃｅｓｓｉｎｇ）は、核融合チャンバおよび周囲の冷却材ループのトリチウム含有量を約１００重量十億分率（ｗｐｐｂ）に制限することができる。このプロセスでは、リチウムループ内の総リチウムインベントリはわずか約５０グラムと予期される。

[0048]ここに記述されている核融合チャンバは、ベリリウムもしくはリチウム同位体濃縮を用いずに、核融合チャンバ自体に燃料を供給するのに十分なトリチウムを生産する。本発明者らのシステムは、１．５９のトリチウム増殖比（ＴＢＲ）および１．１０のチャンバエネルギー利得を有する。「チャンバエネルギー利得」は、核加熱（中性子および中性子誘導のガンマ線）、Ｘ線加熱および破片加熱の和と全ての核融合反応から放出される初期エネルギー１７．６ＭｅＶとの比と定義される。過去の研究から、余剰ＴＢＲが追加のエネルギー利得と交換されうることが分かっている。進行中の作業は、ビームポートに対する浸透率、ターゲットインジェクションおよびポンピングを含んで、ＴＢＲを１．０５に低減しながら１．２３と高いチャンバエネルギー利得を達成している。ＴＢＲとチャンバエネルギー利得との間の正確な交換は、ケースバイケースで行われ、新しいプラントおよび追加のファクタをスタートアップするために余剰トリチウムの必要性に依存する。

[0049]上述した１２ＹＷＴなどの機械的に合金化された酸化物分散強化型フェライト鋼、および類似材料は、これらの材料の日常メンテナンスに遠隔装置を使用できるようにする許容残留線量率を有する。図９は、長期の定常運転に続いて、ブランケットの背面でリチウム冷却材が排出された後の残留線量率を示す。数時間以内に、^５６Ｍｎが^５６Ｍｎの２．６時間の半減期で崩壊するので、残留線量率は１０^４Ｇｙ（グレイ）／時未満にまで低下する。^１８７Ｗは^１８７Ｗの半減期２４時間で崩壊するので、さらに１桁の減少が約１０日間の崩壊で達成される。約４日間の崩壊を超えて、^５４Ｍｎ（半減期３１２日）は残留線量率を実証している。改良型ＨＴ９の線量率曲線は、図９に示されている曲線によく似ている。

[0050]前の説明では、特定の冷却材流れがチャンバセグメントに関して記述されている。次に、本発明者らは、この冷却材流れを、チャンバセグメントにかかる応力を低減するのに役立つ態様で与えるための代替手法について説明する。

[0051]高表面熱流束、特に一方向から大部分が入射する表面熱流束を受ける構造は、熱流束により近い表面と熱流束から最も遠い表面との間で高い熱機械的応力を受ける。これらの応力は、かかるシステムを、許容熱流束、許容動作温度、および耐用寿命に関して制限することができる。この種の応力を低減すると、操作窓、入手可能な材料が広がり、構成要素の寿命が延びる。

[0052]重水素−トリチウム核融合からのエネルギーの約２０％が、第１の壁に表面熱として現れる短距離粒子（Ｘ線およびイオン）の形で放出される。エネルギーの残り８０％は、中性子の熱を体積に関して蓄積する高エネルギー中性子の形で放出される、すなわち、第１の壁を通り、第１の壁の後にある冷却材または他の構造内にとどまる。

[0053]図１０に、核融合チャンバ壁の様々な領域を概略的な形態で示す。具体的には、核融合チャンバは、典型的には第１の壁２００およびブランケット２１０からなり、ブランケット２１０は、第１の壁に隣接する部分とブランケットの後壁に接している部分とに分割されている。ここで、第１の壁は半円形断面を有する管類からなるが、以下の考察は、例えば図７に示されているように、円形断面にも同等に適用可能である。第１の壁はトリチウム増殖に寄与することができるが、核融合チャンバの第１の壁２００の主要機能は、短距離反応生成物から生じる高表面加熱を軽減することである。種々の核融合チャンバ設計における第１の壁の熱流束は、０．５ＭＷ／ｍ^２という低い値から１０ＭＷ／ｍ^２を超える値までかなりの幅がある。加えて、高エネルギー中性子は、第１の壁とブランケットの両方の中に高エネルギー中性子のエネルギーを体積に関して蓄積する。典型的な核融合ブランケットは、このエネルギーの大部分を吸収するために、約１メートルの厚みである。

[0054]図１０は、表面熱流束および体積熱流束も示している。破線矢印で示されている表面熱流束は、表面熱流束がこのような短距離で蓄積するために高加熱をもたらす。対照的に、実線矢印で示されている体積熱流束は、チャンバの比較的厚い領域にわたって蓄積する。選択加熱は高い熱応力につながる。この選択加熱を打ち消す１つの手段が、チャンバ内の温度を慎重に制御することである。このことは、特定温度プロファイルが確立されることを可能にする、冷却材がシステムの中を移動する道筋を指定することによって達成することができる。ここで、本発明者らは、同じ冷却材がチャンバの全ての領域内で使用されることを前提としているが、制御は異なる冷却材を使用して達成することができる。

[0055]図１１は、構造材料が受ける温度を下げる流れパターンとともに、チャンバ内のいたるところに単一冷却材を使用した場合を示す。温度を下げることにより、より高い許容応力を達成することができる。この流れ形状では、冷却材は、最初に第１の壁２００に送出され、管類中を循環する。このことは、第１の壁の構造材料の温度をできるだけ低く保つのに役立ち、それによって許容応力をできるだけ大きくすることができる。例えば、冷却材は、４２５℃の温度で第１の壁の領域に入り、４５５℃の出口温度で第１の壁を出ることができる。（もちろん、第１の壁の温度は４２５℃よりかなり高い。）

[0056]次に、冷却材は、図１１に示されているように領域２１０ｂ内へ循環される。この領域は比較的小さく、したがって冷却材は高流速を維持する。このことは、冷却材自体の加熱を制限するとともに、構造材料から熱を効果的に除去する。このことは、構造材料の温度を最低にし、したがって許容応力を最大にする。領域２１０ｂ内での加熱後、冷却材は領域２１０ａ内へ循環される。この領域は比較的容積が大きいので、低い流速および長い滞留時間をもたらす。冷却材の加熱の大半は領域２１０ａ内で起こる。この実施例では、冷却材は、４７５℃で領域２１０ａに入り、５７５℃で領域２１０ａから出ることができる。

[0056]別の流れオプションが図１２に示されている。この場合は、構造材料をできる限り低い温度に保つのではなく、冷却材は温度勾配を最小限に抑えるように経路を定められる。これが熱応力を発生させる温度勾配である。したがって、第１の流れオプションは許容応力を増大させたが、この第２のオプションは、代わりに応力自体を制限するように機能する。最終的に、これは、許容応力と工学的安全率を決定する応力自体との比率である。図１２に示されている流れオプションでは、冷却材はこの場合も最初に第１の壁を経由して移動するが、次いで、冷却材はブランケットの後部（領域２１０ａ）を通って送られ、そこで冷却材は顕著な加熱を受ける。次いで、この熱くなった冷却材はセクション２１０ｂへ前方に運ばれる。最も熱い冷却材を、構造材料を第１の壁の後部と共有しているブランケットの一部に送出することにより、この構造材料はより高い温度で作動する。このことは、第１の壁とブランケットの前部との間の温度不整合を低減し、それによって機械的応力を低減する。

[0057]上述したように、一方向から入射する高熱流束を受けるシステムでは、熱応力の大半は、対向表面が能動的に加熱されないことから生じる。したがって、材料の厚みによる大きな温度勾配が存在し、この温度勾配は、それに対応して大きな熱応力を誘導する。しかしながら、ここに記述されているように背面を加熱することによりかかる応力を低減することが可能である。

[0058]図１３は、冷却材の循環が熱応力を低減するために使用されうる別の適用例を示す。太陽熱発電プラントは、一連のヘリオスタットを通じて太陽エネルギーを収集する。このエネルギーは、ヘリオスタットから中央レシーバ塔へ反射されうる。多くの設計では、レシーバ構造を冷却するとともに熱を熱交換器に送出するために冷却材を循環させる管ベースのレシーバ２５０を使用している。これらの管ベースのレシーバの設計では、核融合チャンバの第１の壁内で予期されるものと同様の表面熱流束を受ける。０．４〜１ＭＷ／ｍ^２またはそれ以上の表面熱流束が一般的である。核融合第１の壁の場合のように、このような高い熱流束は、顕著な熱変形および／または熱応力を引き起こす可能性がある。これらの応力に対して十分な安全率を確保すると、レシーバの設計が制限され、メンテナンスレジメン（ｍａｉｎｔｅｎａｎｃｅ ｒｅｇｉｍｅｎ）のかなりの部分が決定づけられる。上に示されているように、熱流の慎重な管理が、熱応力を低減し、設計および運転における付加的な自由度を与えることができる。

[0059]図１３に、レシーバ管の回収中に入射する表面熱流束に関する上面図および正面図を示す。核融合第１の壁の場合のように、一方の側が強く加熱され、他方の側は加熱されない。上述の核融合シナリオは体積加熱期間を含んでいるが、これは太陽熱の状況には当てはまらず、選択加熱をさらに厳しいものにする。

[0060]図１４は、離れて広げられている３つのレシーバ管の群に対する高表面加熱応力の解決法を示す。管相互間に空隙を設けることの利点は、管の後／間に反射面を追加できることである。これらの面は、入射放射線の一部を管の背面上へ反射する。反射体は、従来設計のもの、例えば、ガラスもしくは金属の基板または反射格子に付着した多層誘電体とすることができる。背面を加熱すると選択加熱を低減し、それによって管２５０における熱応力を低減する。これらの反射体は、太陽熱プラントに必要な反射体の総面積の比較的わずかな部分を構成し、したがってコストを著しく増大させることはない。

[0061]別の変形例では、反射面の代わりに吸収性高温材料を使用する。この種の材料は、入ってくる表面熱流束を吸収し、放射加熱が効率的となる温度に達する。この材料からの放射放出はレシーバ管の背面を加熱する。

[0062]本発明者らは、商業化前の核融合プラント用の核融合チャンバについて説明してきた。このプラントは、核融合発電システムの完全な統合を実証するとともに、後続の設計強化に向けた材料選定を支援するために材料試験プラットホームを提供する。本発明者らのチャンバは、間接駆動ターゲットに適合しており、直接駆動概念を悩ませるチャンバのイオン損傷の問題の解決法を提供する。ターゲット注入とレーザビーム伝搬は共に、適切な高Ｚチャンバのガス密度と合致する。イオン損傷を回避し、第１の壁での熱パルス発生を低減することにより、ガスで保護されるチャンバは、耐熱性外装が必要になるのを回避し、入手可能な材料から作製されうる小型の維持可能なチャンバを提供する。

[0063]本発明者らの工場組立てのモジュール式チャンバの設計は、コストを低減し、メンテナンスを促進し、厳しい環境に対する材料選定に伴うリスクを減らす。機関ベイ内の連結部を最小限にすることによる迅速なメンテナンスが、材料の性能および残存性に伴う不確実性を大幅に軽減する。このことはプラントの可用性を増大させる。チャンバは液体リチウムで冷却される。実証済みのコンパクトなトリチウム回収技術は低放射線障害をもたらす。リチウムのタングステンとの高温互換性は、将来のより高い効率の可能性を提供する。

[0064]前述では、本発明者らの発明の好ましい実施形態による例示的な核融合チャンバを説明してきた。多くの設計詳細、設計温度、およびその他のパラメータが、本発明を詳細に説明するために提供されてきた。本発明の範囲は、添付の特許請求の範囲によって定義される。

Claims (11)

1. 複数のセグメントを備える核融合チャンバであって、
   前記複数のセグメントが、互いに取り付けられたときに当該核融合チャンバを形成し、
   前記セグメントのそれぞれが、
   該セグメントの前壁を横切って並列に配置された１組の管であって、前記管のそれぞれが、前記前壁の後ろに配置された第１のプレナムから前記前壁の後ろに配置された第２のプレナムまで延び、前記プレナムが前記管類を冷却するための流体冷却材の供給部に結合されるようになっている、１組の管と、
   前記１組の管の後ろに配置されかつ前記流体冷却材を受け入れるためにも中に通路を含んでいるブランケット領域と、
   を含む、核融合チャンバ。
2. 前記セグメントのそれぞれが、レーザビームが該セグメントを通って当該核融合チャンバの中央領域まで通過できるようにするために、少なくとも２つの開口部をさらに含む、請求項１に記載の核融合チャンバ。
3. 前記セグメントのそれぞれが、当該核融合チャンバを形成するように該セグメントを定位置に支持するために、支持構造をさらに含む、請求項２に記載の核融合チャンバ。
4. 前記セグメントのそれぞれが球体の縦部分（ｌｏｎｇｉｔｕｄｉｎａｌ ｐｏｒｔｉｏｎ）を備え、前記縦部分が前記球体の一方の極から前記球体の他方の極まで延びる、請求項１に記載の核融合チャンバ。
5. 前記セグメントが、前記球体の北の極から前記球体の南の極まで延びる縦部分である、請求項４に記載の核融合チャンバ。
6. 前記第１のプレナムおよび前記第２のプレナムのそれぞれが、前記ブランケット領域の後ろに配置され、前記セグメントの上部から前記セグメントの下部まで延びる、請求項５に記載の核融合チャンバ。
7. 前記ブランケット領域のそれぞれが、
   該ブランケット領域を形成する構造に隣接する該ブランケット領域内の第１組の通路と、
   該ブランケット領域を形成する前記構造の内部にある該ブランケット領域内の第２組の通路と、
   を含み、
   前記流体冷却材が前記第１組の通路の中を流れ、次いで前記第２組の通路の中を流れる、請求項６に記載の核融合チャンバ。
8. 前記セグメントのそれぞれが、前記ブランケット領域向けの前記流体冷却材を受け入れるためのポートを含み、前記ポートが前記第１組の通路および前記第２組の通路に結合される、請求項７に記載の核融合チャンバ。
9. 前記ポートが、前記セグメントのそれぞれの前記北の極の部分の近くに位置し、冷却材が、前記第１組の通路を通って下方へ流れ、次いで前記第２組の通路を通って上方へ流れる、請求項８に記載の核融合チャンバ。
10. ８つのセグメントが当該核融合チャンバを構成する、請求項９に記載の核融合チャンバ。
11. 前記流体冷却材が液体リチウムを含む、請求項１に記載の核融合チャンバ。

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