JP2017223698A - 小規模な非汚染物質排出核反応炉内の中性子を低減する方法、装置およびシステム - Google Patents

Abstract

【課題】ジュウテリウム−ヘリウム−３（Ｄ−^３Ｈｅ）が燃料として与えられ安定した状態の小さい原子炉からの中性子の生成を低減するシステムおよび方法を提供する。
【解決手段】原子炉は、逆転磁界配位（ＲＦＣ）磁気閉じ込めスキームと、プラズマを加熱するための周期的な共通ストリームの活性イオンビームを生成する奇数パリティ回転磁場（ＲＭＦｏ）と、を採用する。これは、効率的にプラズマ（５６）を加熱し維持する無線周波数（ＲＦ）加熱を通じて達成される。この方法の使用は、原子炉構成要素に対するダメージおよび原子炉構成要素の活性化を低減し、そうすることによって、核物質およびトリチウム増殖技術のテストプログラムの両方にとっての要求を和らげ、原子炉の電力および推進応用の発展を促進する。
【選択図】図５

Description

本発明は、プラズマ物理に関し、特に、電力を生成する目的で核融合を容易にするため
のプラズマ閉じ込め方法および装置に関する。

核融合反応炉は、ジュウテリウム、トリテリウムおよびヘリウムなどの原子の粒子の融
合から電力を生成するために提案されている。

一般的に、融合において、早く動く重い粒子を生成するために、軽い核結合は、莫大な
エネルギー量を含む。この過程は、正電荷の原子核を拒絶するクーロン力が克服されるよ
うな、何億から何十億ケルビンの温度でのみ起こる。反応性または融合速度は、温度の関
数である。

実用的な原子炉のための最も重要な核融合反応は、次の通りである。

Ｄ＋Ｔ→α（３．６ ＭｅＶ）＋ｎ（１４．１ ＭｅＶ） … 式１
Ｄ＋^３Ｈｅ→^４Ｈｅ （３．７ＭｅＶ）＋ｐ（１４．７ＭｅＶ） … 式２
Ｄ＋Ｄ→^３Ｈｅ（０．８ＭｅＶ）＋ｎ（２．５ＭｅＶ） … 式３
ここで、Ｄはジュウテリウム、Ｔはトリチウム、αはヘリウム原子核であり、ｎは中性
子、ｐは陽子、^３Ｈｅおよび^４Ｈｅは、それぞれヘリウム−３およびヘリウム−４である
。各生成物質の関連する運動エネルギーは丸括弧で示される。

Ｄ−Ｔ反応は、中性子内でそのほとんどのエネルギーを生成し、これは、核分裂反応炉
内のように、作用する液体を加熱するための中性子放射を用いることによってのみ、電気
エネルギーが生成されることを意味する。温度制限のため、変換効率は、たった約３０％
である。最も低い温度におけるＤ−Ｔ燃料混合の平均は、たった５〜１０ｋｅＶ（１ｋｅ
Ｖ＝１１６０万Ｋで、温度を表すより便利な単位である）の正味出力を生成するものであ
る。しかしながら、この反応において遊離した活動的な中性子は、原子炉構成要素の電気
的、機械的および熱的特性を低下し、また多くの材料を放射能にさらす中性子束として、
原子炉の構造物にとって著しい脅威であることを意味する。これらの活動的な中性子の一
部は、希少物質であるトリチウムを増殖するために使用される。したがって、Ｄ−Ｔ燃料
混合は、放射線障害、材料放射化および燃料の入手可能性の著しい課題を引き起こす。Ｄ
−Ｔ原子炉の続行には、中性子線から原子炉構成要素および人を守るための数メートル相
当の遮蔽と共に、核材料およびトリチウム増殖の実質的な研究および発展が必要である。

多量のジュウテリウムがトリチウムの増殖を未然に防ぐので、Ｄ−Ｄ核融合反応はとて
も魅力的である。さらに、生成された中性子は、Ｄ−Ｔから生成されるのと比べて、生成
エネルギーの単位当りで、数としてはより少なく、エネルギーとしてはより低い。Ｄ−Ｄ
核融合反応の娘製品の選択的処理によって（促進および崩壊を形成する^３Ｈｅを燃焼する
がプラズマが融合する前にＴをプラズマから除去する、Ｈｅ−触媒Ｄ−Ｄ融合と呼ばれる
技術）、生成されるエネルギー単位で、中性子の生成がＤ−Ｔレベルの７％まで低減され
る。

比較的少ない中性子を生成し、なんの増殖も必要としないので、Ｄ−^３Ｈｅ反応は、非
中性子的（ａｎｅｕｔｒｏｎｉｃ）と言われる。荷電反応生成物からのエネルギーは、Ｄ
−Ｔよりも高効率で電力に直接変換される。しかし、Ｄ−Ｔと同等の反応性を得るために
は、５０〜１００ｋｅＶのより高い温度が必要である。両方の反応は、Ｄ−^３Ｈｅ原子炉
にとって中性子反応の唯一の源であるＤ−Ｄ側反応を認める。中性子の生成を低減する公
知の方法は、Ｄ：^３ＨＥの反応物質濃度比を、１：１から１：９に低める。これは、１０
０ｋｅＶイオンを伴う熱プラズマにおいて、生成されるエネルギー単位で、中性子生成を
Ｄ−Ｔの２．６％から０．５％に降下させる。これは、必要な中性子遮断レベルを１メー
トル以下まで下げる。しかし、低いＤ濃度は、４．５の係数まで、電力密度を下げ、経済
に不利な影響を与える。

他の魅力的な非中性子的燃料は、陽子−ボロン−１１であるが、Ｐ−^１１Ｂ融合に必要
な２００ｋｅＶより大きいプラズマ温度で、生成される燃料電力は、高いプラズマ温度を
維持するのに必要な電力よりも少ないと見積もられるので、実行可能性には多くの疑いが
ある。

燃料源に加え、核融合炉は、加熱処理、閉じ込め方法およびエネルギー変換システムを
組み込む必要がある。

核融合炉は、広く磁気閉じ込めを用いるものと、慣性閉じ込めを用いるものとに分類で
きる。前者では、外部コイルからの磁場またはプラズマ電流によって生成された磁場が、
融合を実行させるホットプラズマを閉じ込める。慣性閉じ込めでは、反対に、外部粒子ビ
ームまたはレーザーが融合を生成するための反応剤を圧縮する。

多数の磁気形状が核融合炉のために提案されている。トカマクが最も広く用いられてい
る構造である一方、他のトポロジーは、ステラレーター、双極子、テータピンチ、磁気ミ
ラーおよび逆転磁界配位を含む。これらの形状を比較する臨界パラメーターは、磁気圧力
対プラズマ圧力の比であるβである。ステラレーターおよびトカマクは、より大きく、よ
り重く、より効果な磁気コイルが必要な低β装置である。逆転磁界配位および双極子は、
βに近い統一感を有し、これによってより安価でより複雑ではない。高いβは、非中性子
的燃料が高温、高圧を必要とするので、それらを燃焼するために非常に重要である。

国際熱核融合実験炉（ＩＴＥＲ）が現在のトカマク研究の頂点である。それは、Ｄ−Ｔ
を燃焼するように設計されており、１０〜３０ｋｅＶのプラズマ温度を必要とする。それ
は、プラズマ加熱のためにエネルギービームの射出を用い、２．８メートルの最小プラズ
マ次元を必要とする。ＩＴＥＲの合計次元は、高さ３０メートル、直径３０メートルであ
る。高く活動的な中性子を電流に変換し、放射線障害および３０％の最小効率となる傾向
がある。しかし、非中性子的Ｄ−^３ＨＥは、必要なプラズマ温度を達成するためには、さ
らにより大きなトカマク型の原子炉を必要とする。

したがって、プラズマ加熱方法は、原子炉設計に重要な考慮事項である。衝突ビーム、
誘導電流および電波は、全てプラズマ加熱に提案され、実験装置において使用された。

トロイダル（ドーナツ状）原子炉を加熱するための衝突ビームの使用が、ジャスビー（
米国特許４０６５３５１号）によって開示されている。これは、Ｄ−^３Ｈｅのような高度
な非中性子的燃料の非実用性を証明している。

ハシ（米国特許出願公開２００８／００９５２９３号）は、熱核融合装置のための、Ｃ
ピンチ構造を開示する。環または循環する電流が形成されるプラズマリングまたはプラズ
マ構造を引き起こす他の構成内に配置されるアーク点を越えて、多数のキャパシターが放
電する位置に、プラズマリング生成装置が提供される。プラズマを加熱する新規性がある
方法ではあるが、固有のプラズマ閉じ込め問題を解決するものではない。

モンコースト等（米国特許６６１１１０６号）は、融合生成物のエネルギーを電力に直
接変換するプラズマ−電力生成システムを開示する。外的に与えられた磁場を調整するこ
とによって生成されるエネルギー井戸の深くにプラズマ電子が電気的に閉じ込められる一
方、プラズマイオンは、ＦＲＣ内に磁気的に閉じ込められる。この構成では、イオンは、
衝突して核力によってイオンが共に融合されるように、適正な密度および温度を有しなけ
ればならず、それゆえ、管状ビームの形成において表れる融合生成物を形成する。エネル
ギーは、逆サイクロトロン変換器の電極を通過してらせん運動し、融合生成物イオンから
取り除かれる。

ロストカー等（米国特許７０１５６４６号）およびロストカー等（米国特許７１２６２
８４号）は、プラズマを含め、逆転磁界配位（ＦＲＣ）磁化トポロジーを形成するシステ
ムおよび方法を開示する。プラズマイオンは、ＦＲＣ内の非断熱の安定した電子軌道に磁
気的に含まれる。モンコーストのように、電子はエネルギー井戸の深くに電気的に含まれ
、外的に与えられた磁場を調整することによって生成される。電子の同時の静電気閉じ込
めおよびイオンの磁気的閉じ込めは、特異な輸送を防止し、電子およびイオンの両方の古
典閉じ込めを促進する。さらに、この閉じ込めシステムおよび方法に用いられる融合燃料
プラズマは、中性子燃料にだけ限定されず、先進燃料も先進的に含まれる。

米国特許出願公開２００８／００９５２９３号公報 米国特許７０１５６４６号 米国特許７１２６２８４号

ロストカーの６４６特許、ロストカーの２８４特許およびモンコーストは、静電気およ
び磁気閉じ込めを開示する。閉じ込め方法が詳細に説明される一方、加熱方法は提案され
ていない。

引用特許は、プラズマ加熱、および非中性子的燃料の燃焼のための小さいサイズのＦＲ
Ｃ原子炉における安定した閉じ込めについては対処しない。他のＦＲＣは、電子を加熱し
、プラズマ電流を駆動するための証明された方法を欠いている。ＲＦによって動く回転磁
場（ＲＭＦ）は、小さなプラズマを加熱可能である。しかし、偶数パリティ構造（ＲＭＦ
ｅ：回転磁場、偶数パリティ）は、エネルギー閉じ込めに乏しく、より大きなＦＲＣを必
要とする結果を示した。

改良された逆転磁場配位核融合炉システムを開示する。

改良された逆転磁場配位核融合炉システムを開示する。核融合炉システムは、反応チャ
ンバーと、核融合反応のために反応チャンバーに燃料を注入する注入システムと、を含む
。複数の無線周波数（ＲＦ）アンテナが、燃料イオンのプラズマに融合を起こさせるのに
十分な温度まで燃料を加熱可能な奇数パリティ回転磁場を生成するように構成される。オ
ープンフィールド部およびクローズドフィールド部を含む磁場ならびにトロイダル電流は
、磁場の大きさがゼロである空白行の周りのプラズマの範囲内で生成される。超伝導フラ
ックスが、奇数パリティ回転磁場が誘発される反応チャンバー周囲に、螺旋状に形成され
る。誘発された電流は、プラズマを閉じ込める閉じ込め場を生成する。直接エネルギー変
換システムは、プラズマ中の融合反応からの複数の生成物からエネルギーを抽出する。一
方、間接エネルギー変更システムも、配置されてもよい。

逆転磁場配位核融合炉システムから電力を生成する方法を開示する。当該方法は、プラ
ズマチャンバー内にイオン化された燃料プラズマを注入することを含む。無線周波数アン
テナは、プラズマ内において周期的な共通ストリーミングイオンビームを生成することに
よってプラズマを加熱する、奇数パリティ回転磁場を生成する。奇数パリティ回転磁場の
影響は、イオン化された燃料に融合反応を十分に起こすために、プラズマを加熱するもの
である。融合反応の生成物のエネルギーは、直接および／または間接的に電力に変換され
る。

ＲＭＦ_ｏの座標系におけるＤ^＋軌道のシミュレーションを示す図である。 可溶ペアの反応性、対、重心系エネルギーを示す図である。 ＦＲＣの磁気形状を示す図である。 開示されるシナリオの反応コアの物理的レイアウトを示す図である。 開示されるシナリオのエネルギーの流れの概略を示す図である。

以下の記述では、説明の目的で、本発明の完全な理解を提供するために、特定の数、材
料および構造が述べられる。しかしながら、本発明はそのような特定の数等がなくても実
施されることは、当業者にとって明らかである。いつくかの例では、開示されるシナリオ
を曖昧にしないように、公知の構造が省略または簡略化されている。さらに、明細書中に
おいて「ある実施形態」または「一つの実施形態」と言及される場合、特定の特性、構造
または特徴が少なくとも一つの実施形態に含まれることを意味する。明細書の様々な場所
における「一つの実施形態内において」という言いまわしは、同じ実施形態の全てに言及
する必要はない。

詳細な説明において、本発明を図示する異なる図に従って、同じ参照番号は、同じ構成
要素を表すために使用される。

開示するシナリオは、Ｄ−^３Ｈｅを燃料とするＦＲＣにおける中性子の生成を低減する
一方で、出力密度を向上する。開示するシナリオは、従来のＦＲＣシステムよりも安定し
た代替物を利用し、Ｄ−^３Ｈｅプラズマの中性子生成を１パーセント未満に低減でき、そ
の一方で、高いＤ：^３Ｈｅの割合を維持するので、高出力密度を達成できる。奇数パリテ
ィＲＭＦ（ＲＭＦ_ｏ）加熱により、定常状態ＦＲＣ装置に、周期的な、ビーム状の高エネ
ルギーイオンエネルギー分布を生成する。

Ｄ−^３Ｈｅ混合燃料を燃焼するためのＦＲＣ原子炉にとって、プラズマイオンは５０ｋ
ｅＶより高く加熱されなくてはならない。活動的な中性子ビームの投入が用いられる場合
、プラズマは、中性子ビームのエネルギーを吸収するために、直径４メートルより大きく
なくてはならない。そのような大きな原子炉は、１ギガワットの範囲の電力を生成する。
その一方、ＲＦ加熱に伴って、電力はより短い距離で吸収できる。ＲＦ加熱は、原子炉の
サイズを、容積で約１００、半径で約１０の因子で低減でき、直径で０．５メートルまで
低減できる。より小さい容積は、比較的低い電力、小さい電力システムに適当な１０ＭＷ
近くに変換する。

逆転磁界配位が次の手段によって、円筒形容器内に生成される。イオン化されたガス内
において、軸方向磁場がプラズマ生成方位電流に適用される。これらの電流は、それから
、磁場自体をサポートする働きをする。そして、応用場の方向が反転される。イオン化さ
れたガス中の電流は、プラズマの中心の周りの領域内に最初の電場を維持するために継続
し、磁力線は、自己矛盾のない構造に自身を「治す」。応用場に対し逆方向または反転し
たプラズマ内の球状領域となる。

活動的なイオンビーム
融合反応横断面σ_ｉｊは、衝突核（種ｉ、ｊ）の重心（ＣＭ）エネルギーＥ_ＣＭの相対
速度に依存する。温度Ｔ_ｔｈの熱プラズマにおいて、温度Ｔ_ｔｈに匹敵する平均ＣＭエネ
ルギーを伴う衝突が発生する。Ｄ−Ｔにとって、６Ｔ_ｔｈ近くのエネルギーを有する粒子
からほとんどの融合事象が生まれる。熱プラズマにとって、エネルギー−平均融合反応速
度＜σｖ＞_ｉｊは、各燃料混合により異なる温度にピークがあり、Ｄ−Ｔでは６０ｋｅＶ
、Ｄ−^３Ｈｅでは２５０ｋｅＶ、ｐ−^１１Ｂでは６００ｋｅＶ、Ｄ−Ｄでは１ＭｅＶであ
る。しかし、核融合電力Ｐ_ｆは〜ｎ^２＜σｖ＞_ｉｊでありβは〜ｎＴ／Ｂ^２であるので、
βの融合−装置−特性の限界が、＜σｖ＞_ｉｊ〜Ｔ^２の温度で生成される熱プラズマのた
めの最大Ｐ_ｆとなり、すなわち、ピークＴ_ｐよりも相当下回る。同じ方程式が、Ｐ_ｆ〜β
^２Ｂ^４を示し、大きな利益がより高いβおよびＢから得られる。

ビーム−ターゲット間の相互作用を促進することによって、正味の融合電力利得のため
のプラズマ−パラメーター要求を緩和すること、すなわち、高く、ほぼ単一であり、反応
性のピークに近いエネルギーＥ_ｂを有するごく少量の一つの反応種を使って（他の種が比
較的安定している一方で）、プラズマを形成することが長く望まれてきた。エネルギーＥ
_ｂを有する平行および等方性速度分布の両方のビーム状が考慮された。活動的なビーム状
分布のために、ビーム内の粒子ペアは、低いＣＭエネルギーを有する。低いＣＭエネルギ
ーは、横の温度Ｔ_⊥＜＜Ｅ_ｂによって特徴付けられ、ビーム中の融合反応が不定期に起き
る。しかしながら、ビームが反対方向のビームや可溶性の種のほぼ静電気の集合体と衝突
する場合、Ｅ_ｂがＥ_ｐにおけるσｖピークに向かって上昇すれば、増大する核融合電力が
生成されうる。三つの可溶性ペアの核融合反応速度対ＣＭエネルギー（対温度ではない）
は、図２に示す通りである。ピークの下で、Ｄ−Ｔ２４およびＤ‐^３Ｈｅ２０ペアは、Ｅ
_ＣＭに対する速度で、Ｄ−Ｄ２２が見せるのよりもきわめて強い増加を見せる。０．２Ｅ
_ｐ＜Ｅ＜０．８Ｅ_ｐの範囲において、σｖが増えると、Ｄ−Ｔ２４およびＤ‐^３Ｈｅ２０
にとってのＥ_ＣＭ ^４が増え、βによって抑制される二−構成要素プラズマにおいて、より
高い核融合電力を可能とする。

プラズマを通過するビーム粒子は、プラズマの電子およびイオンの両方に対してエネル
ギーを損失する。活性粒子の射出により形成されるビームは、継続してエネルギーを失い
、σｖにおけるピーク付近にだけ一時的に存在する。定量的に、ビーム粒子の融合可能性
は、Ｅ_ｐ付近の射出エネルギーからバルクプラズマ温度まで落ちるように、１パーセント
以下である。遅いが断熱的なプラズマ圧縮は、バルクプラズマに対してビーム損失エネル
ギーを埋め合わせるための一度だけの手段である。プラズマ電子に対するビームのエネル
ギー損失を許容可能なレベルに低減するためには、^３Ｈｅプラズマにおける６００ｋｅＶ
のＤビーム循環で、最小電子温度Ｔ_ｅが、Ｔ_ｅ＞Ｅ_ｂ／２０〜３０ｋｅＶである必要があ
る。

βリミットは、ビーム密度ｎ_ｂがバルクプラズマ密度ｎ_ｅよりもかなり低いことを必要
とする。ｎ_ｂＥ_ｂ〜ｎ_ｅ（Ｔ_ｅ＋Ｔ_ｉ）を有するプラズマ（ここでＴ_ｉはバルクプラズマ
のイオン温度）は、電力生成を十分に向上し、ビームを生成しプラズマを維持するのに必
要だったのよりも大きなエネルギーを生成するビームによって、核融合イベントが生み出
す。

中性ビーム加熱Ｄ−Ｔを燃料とし、圧縮により動作されるトカマクは、理想的には、ビ
ーム−改良融合−電力生成を実行するのに適しているようである。重要な改良は、二構成
要素の複数の選択（たとえば、ビーム加熱からＲＦ加熱に、Ｄ−ＴからＤ‐^３Ｈｅ燃料に
、単一圧縮から迅速、周期的、ＲＦ加速の減速に、トカマク形状からＦＲＣ形状に、とい
った）を変更することによって、すなわち、二構成要素コンセプトにおいて得られうるこ
とを断言する。

我々が探す包括的な改良は、Ｄ−Ｔの電力密度に相当する以上の電力密度での正味の電
力生成を維持したままで、中性子生成におけるサイズを減少することである。燃料として
のＤ‐^３Ｈｅの選択は、トリチウムを増殖するための中性子の必要性をなくし、そうする
ことによって、核のための多大な長期のＲ＆Ｄプログラム（たとえば材料テストおよびト
リチウムの増殖）の必要性もなくし、さらに原子炉の放射線に伴う制限を和らげる。

同じプラズマ温度で、Ｄ‐^３ＨｅはＤ−Ｔよりも１０倍低い＜σ＞を有し、トカマクと
比べてＦＲＣのβが１０−ｆｏｌｄ高いので、同じプラズマ温度で同じかそれよりも大き
い核融合電力密度を達成できる。加えて、同じ磁気技術により、線形ＦＲＣにおいて、ド
ーナツ型トカマクよりも５０％高い磁場力を得ることが可能である。

後述のように、ここに開示されるシナリオのアプローチによって得られる効果は、プラ
ズマ中に安定状態で、周期的かつ平行な共通に伝搬される二つの種のイオンビーム（それ
ぞれ異なるピークエネルギーを有する）を生成するための新規なＲＦプラズマ加熱技術の
能力に起因する。Ｄ^＋イオンは、^３Ｈｅ^＋２の半分のピークエネルギーを有する。二つの
ビーム間のＣＭエネルギーは、Ｅ_ｐ／３くらいであり、時間平均のビーム密度は、ｎ_ｅ／
１０くらいである。これは、Ｄの効果温度をＴ_⊥に低減するが、平均エネルギーＥ_ａｖに
基づく温度で見積もられる値よりもＤ‐^３Ｈｅ融合速度を向上する。

ライダー（プラズマ１０３９の四つの物理特性、１９９７年）は、融合断面に散乱させ
る９０°クーロン−スピッツァーの大きい速度が、各イオン種で異なるイオン温度を維持
するのを難しくすると指摘する。周期的加速とその後の各イオンの減速を引き起こすため
に、ＦＲＣに新規のＲＦを適用する方法を後述する。これは、指摘を解消するためにライ
ダーによって提案される電力の高い再循環である。

ＦＲＣにおけるＲＦ生成イオンビーム
ＲＭＦ_ｏによるイオン加熱は、Ｏポイントゼロライン付近、プラズマの磁気軸の中央付
近で最も高く、この位置で時変方位角電場を生成する。これは、周期的に、イオンを加速
してベータトロン軌道１２に入れ、それからサイクロトロン軌道１４に戻す。ＲＭ_Ｆｏ’
のω_ＲＭＦおよび振幅特性を選択することは、イオンをそれぞれ増大させ（ｐｕｍｐ ｕ
ｐ）、その後、バルク温度に戻す。これは、伝統的な方法であり、ライダーによって導き
出された再循環エネルギーの基準を後述のように満たす。Ｄ‐^３Ｈｅプラズマでは、ＲＭ
Ｆ_ｏ加速されたイオンの軌道は、ＦＲＣのＯポイントゼロライン１０に近い二つのベータ
トロン軌道ストリーム：Ｄストリーム１２および^３Ｈｅストリームを形成すると予想され
る。ジュウテリウムストリームイオンは、^３Ｈｅイオンの半分のピークエネルギーを有し
、それらの間に非ゼロ相対速度を生じさせる。各ビームの横方向温度勾配は、ビームのピ
ークエネルギーよりもかなり低く、それゆえ、ジュウテリウムイオンは、^３Ｈｅとの場合
と比べて、質量エネルギーの中心からかなり低いところで、相互に衝突する；したがって
、Ｄ−Ｄ中性子の生成速度が落ち、ｆ_ｐが低減される。

エネルギー依存融合速度における格差から、さらなる低減が得られうる。あるシナリオ
では、バルクプラズマが７０ｋｅＶの平均エネルギーを有し、ＲＭＦ_ｏが^３Ｈｅを約１０
０ｋｅＶ（２０，ａ）まで増加させ、そして、Ｄ^＋を約５０ｋｅＶ（２２，ｂ）まで増加
させ、Ｄ−Ｔ反応度が抑制される（２４）。したがって、いくつかの効果、たとえば、中
心にピークがあるベータトロン軌道、低い横方向ビーム温度、Ｄから^３Ｈｅへの低減され
た速度、ＲＭＦ_ｏの加熱されたＤ−^３Ｈｅを燃料とするＦＲＣに対してｆ_ｐを０．２％未
満に低減するための高い^３Ｈｅエネルギー合成などが得られる。

これらの効果に加えて、Ｄ−^３Ｈｅ融合は、Ｄ−Ｔを燃焼することによって生成される
エネルギーの１／６しか有さず、大きなトカマクに比べて小さいＦＲＣ（２５ｃｍ対１０
ｍ）にとって体積比の割により大きな表面（∝１／半径）を有する中性子を生成し、ウォ
ール上の中性子電力負荷のさらなる２４０−ｆｏｌｄ低減を得る。結局、開示されたシナ
リオにおける遮蔽への要求、すなわち、小さく、きれいな原子炉という要求は、Ｄ−Ｔが
燃料とされるより大きな融合エンジンよりもかなり小さい。

図３にＦＲＣのｒ−ｚ断面が概略的に示される。磁気軸上では、主軸３１からＯポイン
ト４０までの半径ｒ_ｏの円は、ＦＲＣの中央平面内で、ｚ＝０の位置で、磁場の大きさ｜
Ｂ｜はゼロである。このゼロラインは、ベータトロン軌道と呼ばれる特別なタイプの急速
循環荷電粒子軌道を可能とし、図１に示すように、その軌道の曲率は、ゼロにクロスする
ように方向を反転する。ＦＲＣプラズマに適用される奇数パリティ無線周波数回転磁場（
ＲＭＦ_Ｏ）は、電子およびイオンの両方を加熱でき、そうすることによって、それらの軌
道を断続ベータトロン軌道（ＰＢＯ）と呼ばれる形に進め、図１に示すように、早いベー
タトロン軌道が遅く漂流する（ｃｏｕｎｔｅｒ−ｄｒｉｆｔｉｎｇ）サイクロトロン軌道
により終結される。ＲＭＦ_Ｏ加熱されたプラズマでは、ベータトロン断片の軌道は、一定
のエネルギーを有さない。中断点から中断点まで行く間に、粒子エネルギーが急激に増大
し、そして、同様に急激に減少する。この加速／減速パターンは、ＲＭＦ_Ｏ期間に一回、
周期的に迅速に繰り返す。ＦＲＣの反対側から反対方向を指し示すＲＭＦ_Ｏの（回転）方
位磁場ε_Φを発生する。

効果的に、サイクロトロン断片の軌道は、さらに、ベータトロン断片よりも、ゼロライ
ンから半径方向に除去される。これらのサイクロトロン軌道は、図１に示すように、かな
り内側かかなり外側のＲ_Ｏである。この粒子軌道のプロットでは、主軸に沿って見て、Ｒ
ＭＦ_Ｏ角速度ω_ＲＭＦで回転する座標系においてトレースされる。

ベータトロン断片は、サイクロトロン軌道によって生成される角空間Φ_ＰＢＯの三日月
形状内にある。この閉鎖された性質は、ＰＢＯがω_ＲＭＦｒ_ｏの時間平均方位速度を有す
ることを示す。空間的隔離は、遅いサイクロトロン断片を伴う早いベータトロン断片の影
響の頻度を低減する。半径方向の分離は、サイクロトロンによって実行されるε_ΦｘＢ_Ｚ
（Ｂ_Ｚは、ＦＲＣの軸方向電場である）半径方向の漂流による。ＰＢＯ粒子のピーク方位
角エネルギーの値ＷΦ｜_ｍａｘは、ほぼζω_ＲＭＦＢ_ＲＭＦｒ_ｏΦ_ＰＢＯに比例する。こ
こでζは粒子の電荷である。したがって、^３Ｈｅ^＋２は、Ｄ^＋の二倍のエネルギーを有す
るが、^３Ｈｅのより大きな質量のせいで、そのピーク方位角速度は、Ｄよりもたった１５
％高いだけである。

およそ１／３の粒子が最大８０％以内の速度になる。ベータトロン軌道粒子の半径方向
の方位角エネルギーの割合はＷ_ｒ／Ｗ_Φは、ＲＭＦｏの位相に関連するその初期位置およ
びイオンの速度による。ある実施形態では、一つのＰＢＯで、Ｗ_ｒ／Ｗ_Φ｜_ｍａｘは１／
２である。他の実施形態では、Ｗ_ｒ／Ｗ_Φ｜_ｍａｘは１／３が普通であるが、シミュレー
ションによれば値は小さくて１／２００、大きくて１／１である。衝突位置におけるＷ_ｒ
／Ｗ_Φの値は、半径方向の偏位が△ｒ_ＰＢＯであって衝突が起こるＲＭＦフレーム内のＰ
ＢＯ三日月形状の方位角範囲Φ_ＰＢＯに依存する。

シミュレーションのセットを試験すれば、ＰＢＯの横断によるＤ^＋−^３Ｈｅ^＋２の衝突
のＥ_ｃｍを見積もれる。Ｂ_ａ＝１００ｋＧおよびＢ_ＲＭＦ＝０．４ｋＧで半径２５ｃｍの
ＦＲＣでは、Ｄ^＋および^３Ｈｅ^＋２によって得られる最大エネルギーは、それぞれ０．４
ＭｅＶおよび０．８ＭｅＶである。長期軌跡シミュレーションは、粒子分布関数の生成を
可能とする。２Ｅ_ａｖ／３の定義からＴａｖが〜１２０ｋｅＶであることがわかる。軌跡
からのベータトロン断片の排除は、Ｔａｖを〜５６ｋｅＶまで低める。これらの考察から
、Ｄ−Ｄ衝突でＥ_ｃｍが〜１４０ｋｅＶである一方、ビーム状のＤ−^３ＨｅはＥ_ｃｍが２
４０ＫＥｖであると考えられる。実施形態では、Ｄ−^３Ｈｅの融合速度は、背景にあるプ
ラズマ温度のため、上記の２の係数によって増加され、その一方で０．７の係数によって
Ｄ−Ｄにより生成される中性子が減少される。１０ＭＷ／ｍ^３より大きい電力密度、合計
で〜０．４％の中性子チャネルにおける電力、〜１ＭＷ／ｍ^２の壁負荷で、約５ＭＷの融
合電力が生成される。

循環電力：ライダー基準
ライダー（プラズマの四つの物理特性 １０３９、１９９７年）は、マクスウェル分布
からかけ離れた粒子分布を維持するために、融合電力よりも極めて高いレベルの循環電力
、たとえば上述の改良された融合電力を生成するＰＢＯが要求されることを指摘する。Ｒ
ＭＦ_Ｏ方法は、高い循環電力を有し、そのアンテナ回路で約１００の電気Ｑとして測定さ
れる。５ＭＷの正味の融合電力を生成するＦＲＣ／ＲＭＦ原子炉に見積もられる２ＭＷの
吸収されるＲＦ電力のため、アンテナとＲＦタンクの間の循環電力は２００ＭＷである。
ビームが改良されたＤ−^３Ｈｅでは、ライダーは、ビーム状のイオン分布を維持するため
には、必要な融合電力に対する循環電力の割合は２０を超えるはずであると評価した。開
示されるシナリオは、彼の基準を満たした。

ＰＢＯのベータトロン断片に入るイオンの瞬間加速度からの見積もりと比べて、循環電
力のレベルは劣っている。Ｅ_ａｖが〜３００ｋｅＶの加速度は、１ｍｓで約１０％のイオ
ンに起こる。ｎ_ｉが２×１０^１４ｃｍ^３の２５ｃｍの原子炉で、粒子を加速するために必
要な瞬間的な電力は、６Ｐ_ｉで〜０．１Ｖ、ｎ_ｉ Ｅ_ａｖ ω_ＲＭＦで〜４×１０^１２Ｗ
である。しかしながら、同時に、イオンは減速され、ＲＭＦアンテナにほぼ同じ量の電力
を返す。これは、ガス粒子がまれに互いに衝突するほど弱い、ガスを保持するコンテナー
に似ている。コンテナーの一つの壁は、外向きの力を認識する（反対の壁は反対の方向の
力を認識する）。正味のエネルギーは、コンテナー内のガスを維持するのに消耗されない
。

単一のＲＭＦ期間では、１ｍｓのｃａ、２×１０^１４ｃｍ^−３のＤ^＋密度のプラズマで
３００ｋｅＶ近くのエネルギーを伴う^３Ｈｅ^＋２イオンは、融合の可能性が１０^−７で、
９０°分散が起こる可能性が１０^−５である。分散されたイオンが三日月の外に移動した
ら、ＲＭＦからエネルギーを得たり、ＲＭＦにエネルギーを取られたりすることはなくな
る。その代わり、融合する可能性があるが、それよりは低温度の背景プラズマを加熱する
、二成分方法における「古典的な」加熱イオンのような振る舞いをする。この冷却軌道に
従って、三日月の中にもう一度入ることができる。できない場合、これらのイオンは、周
期的に電子にエネルギーを失って、上述の通り、最小温度より高く維持される助けとなる
。一度平均プラズマエネルギー近くまで冷却されると、これらのイオンは、もう一度ＰＢ
Ｏに投入される。

図３にＦＲＣ配列を示す。場生成コイル３０は線形のオープンフィールド領域（ＯＦＲ
）３２を形成する。名祖の逆磁場領域は、区分線３４によってＯＦＲから分割され、クロ
ーズドポロイダル場領域（ＣＦＲ）３６を形成する。渦電流３８は、Ｏポイントゼロライ
ン４０が中心であり、ＣＦＲの軸によって形成される。

図４に、ＦＲＣ原子炉装置が示される。この図は、原子炉コアの重要な部分を示す。燃
料が注入され４２、コアチャンバーによって拡散される。燃料は、ＦＲＣに入る前にイオ
ン化される。ＲＭＦ_Ｏフィールド４４の逆行性成分がＲＦアンテナ４６によって生成され
る。ＲＭＦ_Ｏの方向は、中央平面の両側で反対であり、それゆえ、奇数パリティと呼ばれ
る。プラズマの周りに配置されるアンテナによる波形の位相整合の結果、回転磁場が形成
される。ＲＭＦ導波路およびアンテナが示される４６。無線周波数導波路としては多くの
種類が考えられ、よく知られた技術である。アンテナは、高周波を伝播する導波路のため
のポートである。軸方向磁束コイル４８は、パッシブ超伝導コイルであり、その中で回転
プラズマが磁気的に当該プラズマを閉じ込めるための電流を誘導する。これらのコイルは
、磁気圧力を提供する一方、外部コイルからＲＭＦ_Ｏがプラズマを貫通できるようにする
。図４は、プラズマ５０の内部構造を示す。プラズマ５０の内部構造は、逆転磁界配位に
よって規定される。中性子を反射するため、減衰させるため、吸収するための放射線遮蔽
、制動放射およびシンクロトロン放射が５２に示される。

エネルギーの流れを図５に示す。図は、どのようにエネルギーおよび粒子が原子炉に流
入および流出するかを示す。種１（ｎ_１）の燃料原子は、５４に由来し、プラズマ５６に
入る。第２燃料原子（ｎ_２）は、５８に由来し、プラズマ５６に入る。核融合反応５６は
、反応物質を融合産物に変換し、電力を生成する。当該反応は、Ｄ−Ｄ側の反応から、制
動放射ｘ線、シンクロトロン放射およびいくらかの中性子も生成する。イオン生成物は、
スクレイプオフ層６０を通り抜け、直接変換システム６２を介して電気に変換され、電力
が電力バス６４に送られるところでシステムから出る。融合側の反応で生成される中性子
は、遮蔽壁６６にぶつかる。プラズマ５６は、電力バス６４に電力供給されるＲＭＦ_Ｏ
ＲＦ加熱システム６８によって加熱され、加熱エンジン７０または直接変換システム６２
の一方によって生成される。超伝導コイル７２は、冷却システム７６によって冷却される
。冷却システム７６も電力バス６４から電力が供給される。電力は廃熱から生成され、ｘ
線は加熱エンジン７０から生成される。この電力は、プラズマを加熱したり、入ってくる
ガスをイオン化したり、または送電線に伝達されたりすることで、再循環できる。遮蔽壁
６６は、中性子束、反射してプラズマ内に戻されないシンクロトロン放射光、制動放射を
吸収する。冷却システム７６は、超伝導コイル７２を冷却し、廃熱を除去する。廃熱の合
成のうちたった少しの一部だけが、冷却システム７６によって除去される。正味の電力は
、電力バス７８から入手できる。この電力は、送電線に伝達される。

ここのシナリオは、特定の実施形態により説明されたが、これらの実施形態は単にシナ
リオの原理および適用を示すものである。したがって、数々の多くの変形を説明した実施
形態に加えることが可能であり、特許請求の範囲で定義されここで開示されたシナリオの
技術的思想の範囲から逸脱しない範囲で他の変形例が考えられる。

Claims (3)

1. 逆転磁場配位の反応チャンバーと、
   核融合反応のために反応チャンバーにジュウテリウムおよびヘリウム−３の燃料を注入
   する注入システムと、
   燃料イオンのプラズマに融合を起こさせるのに十分な温度まで燃料を加熱可能な奇数パ
   リティ回転磁場を生成するように構成される、複数の無線周波数（ＲＦ）アンテナと、
   応用軸磁場によって電流が誘導され、誘導された電流がプラズマを閉じ込める閉じ込め
   磁場を生成する、反応チャンバーの周りの複数の超伝導フラックスコイルと、
   プラズマ内の核融合反応からの複数の生成物からエネルギーを抽出する直接エネルギー
   変換システムと、
   を有する逆転磁場配位核融合炉システム。
2. 加熱エンジンおよび高温熱交換器を使った核融合反応によって生成された制動放射およ
   びシンクロトロン放射から電力を抽出する請求項１に記載の逆転磁場配位核融合炉システ
   ム。
3. 逆転磁場配位核融合炉システムから電力を生成する方法であって、
   逆転磁場配位のプラズマチャンバー内にイオン化されたジュウテリウムおよびヘリウム
   −３の燃料プラズマを注入する工程と、
   燃料イオンを加速してそれらを周期的な共通ストリーミングイオンビームに形成する方
   位角の電場を、プラズマ内に生成することによって、当該プラズマを加熱する、奇数パリ
   ティ回転磁場を生成する工程と、
   を含み、
   前記プラズマは、イオン化された燃料に核融合反応を起こすように十分に加熱され、核
   融合反応の複数の生成物のエネルギーを電流に直接変換する、逆転磁場配位核融合炉シス
   テムから電力を生成する方法。