JPS5925194B2 - 核融合エネルギ−装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は、核融合エネルギー発生装置、特に磁気密閉型
の核融合炉を使用したエネルギー発生装置に関する。

一般の核融合エネルギー発生装置においては、原子カニ
業の第２２巻第８号に記されているように、プラズマを
封止するブランケットの外周にポロイダルコイルとトロ
イダルコイルとが設けられる。

このためにこれらコイルで所定の強さの磁場をプラズマ
領域で得るためにはブランケットが介在するために大型
のコイルを使用しなければならず、したがって、装置全
体が大型になり、かつ高価になる欠点がある。

したがって、この発明の目的は、コイルとプラズマとを
一体化してコアを形成し、このコアの一部（要部）をブ
ランケットで囲繞すると共に、ブランケットから分離可
能にすることにより、小型で安価となり、しかもコアの
修理、取換えが容易な核融合エネルギー発生装置を提供
することである。

以下、添付図面を参照して本発明の実施例を詳述する。

第１図は、本発明に係る核融合エネルギー装置のモジュ
ール１の１実施例を示す。

核融合エネルギーコア２はブランケット４を構成する２
つのはまぐり形状の域４ａと４ｂ内に収納されている。

ブランケット４は、核融合反応の結果核融合エネルギー
コアから放射される放射線を吸収する。

ブランケット４の機能は、核融合反応で生ずる中性子の
放射エネルギーを吸収する。

これらの中性子は、ブランケット・アセンブリ内の中性
子増倍管として組込まれた分裂プレートで分裂を生じ、
又は中性子減速及び中性子捕獲反応によって簡単に熱を
生じるために用いられる。

このような熱エネルギーは、導管８を通る冷却材によっ
て抽出される。

この導管８は、ブランケット域４ａを貫通して示されて
いる。

導管８は、実際にはブランケット４の域４ａと４ｂを通
過する複数のキャビティ、すなイっち導管であり、そし
て最大の熱エネルギー量を吸収するためブランケットの
大部分の域を覆う多数の根幹型である。

流体導管８は、熱交換手段１０及びポンプ手段を通る。

ブランケット材料は、例えば既知のグラファイト、弗化
物塩、ベリリウムなどである。

冷却材は、冷却／加熱抽出機能を行う水、油などである
。

熱交換手段１ｏは、熱／電力発生装置に連結される。

また、第１図には、ブランケット４を通過し核融合エネ
ルギーコア２内に入る導管１４と、付随した熱交換手段
１２及びポンプ手段が示されている。

この導管１４を流れる冷却材は、核融合エネルギーコア
２内の磁気密閉を形成するために使用される界磁コイル
を冷却する作用をする。

必要と・される熱交換手段とポンプ手段の数に相応して
複数の又は１つの導管が磁場コイルを冷却するために設
けられている。

冷却材の流れは、電力を生ずるため熱／電力変換装置の
利用のため熱交換手段１２に熱エネルギーを与える。

導管１４に設けられた冷却材／熱抽出システムと熱交換
手段１２はブランケット４に使用される冷却材／熱抽出
システムから分離独立している。

核融合エネルギーのコイルの内の温度は、例えは銅又は
アルミニウムからなるコイル材の融解温度以下に保たれ
なけれは′ならない。

しかしながら、ブランケット４内の熱の温度は、そのよ
うな範囲になく、かくしてブランケット内の冷却材は、
核融合エネルギーコアの導管１４を通過する冷却材より
かなり高い温度に加熱される。

従って、より高い温度の冷却材と付随した熱／電気交換
装置はより低い温度の冷却材と付随した該装置に比べよ
り高い熱／電気転換率で作動することができる。

トロイダル型の核融合エネルギーコアの場合、冷却材は
典−型的にトロイダル型磁界コイルに設けられているが
、もし望むならば他の磁界コイル、例えば抵抗加熱コイ
ル垂直界磁又は補助加熱コイルに設けてもよい。

さらに、導管１４によって示されたと同じ冷却手段と熱
交換・ポンプ手段１２とは核融合エネルギーコアの他の
域例えば後述されるようなトロイダル型シェルとトロイ
ダル型コイルとの間の域に設けてもよい。

核融合エネルギーコア２とブランケット４から熱エネル
ギーを得るため及び冷却するためのさらに他の手段は、
導管１６と一緒に熱交換手段とポンプ手段１５に設けら
れている。

この実施例において、モジュール１への流体の流入は、
ブランケット域４ａと４ｂ間を通り、そして核融合エネ
ルギーコア２によって加熱される。

この核融合コア２は、ブランケット４内より高温に加熱
される冷却材を予熱する。

この場合、単一の冷却材が、単−熱／電気交換ユニット
に使用される。

ブランケット４は、トリチウム増殖域１７を備えており
、そしてこの増殖域１７には、後のり。

Ｔ融合反応の際、トリチウムを増殖させる中性子を捕獲
するために利用されるリチウムが含まれている。

導管２０を備えた熱交換・ポンプ手段１８は、リチウム
増殖域１７を冷却するために使用され、一方リチウム又
はベリリウムの溶融フッ化塩は、例えば１己冷却と同様
トリチウム増殖のために用いられる。

適当なトリチウム抽出装置２２は、連続的にトリチウム
を抽出するため導管２０に連結されている。

電気制御手段２４は、複数の出力導線２６を介して核融
合エネルギーコア内の種々の界磁コイルを駆動するため
の電流を供給するために用いられる。

トロイダル型又はトカマク型装置の場合、導線２６は、
抵抗加熱交王器補助加熱コイル、垂直コイルなどと同様
トロイダル磁場に必要な電流を供給するために用いられ
る。

核融合エネルギーコア２は、プラズマを収納するため密
閉域２８を備えている。

トロイダル型核融合エネルギーコアが用いられる実施例
において、密閉域２８は、プラズマガスを含む簡単なト
ロイダル型シェル又は真空キャビティである。

真空ポンプ３０を用いることによって密閉域２８を真空
にするための手段が設けられている。

ガス送給手段３２は、密閉域２８に可融性燃料又はガス
を供給するために用いられる。

このガス送給手段３２は、例えばり、Ｔガスの供給源と
、ガス密閉域２８内への流れを制御するために遠隔操作
できるバルブ手段とからなる。

各核融合エネルギーコア２は、また既知のプラズマ位置
、密度及び温度を測定するために測定部分３３を備えて
いる。

上述した核融合エネルギーコア２は、トカマク型であり
、そして必要とされるトロイダル型磁場コイル及び抵抗
加熱コイルとを備えている。

しかしながら、他の核融合エネルギーコア、例えばステ
ラレータは磁気密閉手段を使用する。

これは、特にり、Ｔ核融合反応プロセスを使用するトカ
マク型核融合炉の特殊な実施例である。

しかしながら、他の核融合反応プロセス、例えばり、Ｄ
又はＤ ＋ Ｈｅ ”がり、Ｔと同時に使用することも
できる。

また、本発明の特徴は、核融合エネルギーコア２がブラ
ンケット４から取外することかできることにある。

核融合エネルギーコアで得られる高温及び高磁場は、実
際の大型核融合炉にこれまで取入れられると思われた第
１の壁負荷よりはるかに高い放射フラックスを生ずる。

核融合エネルギーコアの第１の壁が高い放射フラックス
を生ずる結果、核融合エネルギーコアは、比較的に短時
間に劣化する。

このような状況下で、本発明は、全体の核融合エネルギ
ーコアを取り換えるための手段を提供する。

特殊な作動パラメーターに依存して、取り換えは、数週
間から数カ月の間隔で必要とされる。

しかしながら、比較的に小型の核融合エネルギーコア２
は、取り外し及びその後の配設及び／又は再生、／再ザ
イクル及び同じブランケット４を使用する新しい核融合
エネルギーコアの取り換えにとって経済的である。

この結果、ブランケット域４ａと４ｂは別々に作られ、
核融合エネルギーコア２がそこたら取り出される。

トカマク型の核融合エネルギーコアの場合、核コアの銅
及び他の材料が再び利用されることができるように核融
合エネルギーコア２を再加工することができる。

典型的な従来の構造において、Ｄ、Ｔ反応を仮定した場
合核融合エネルギーコアは、半径的１ｍ、高さ約１ｍで
ある。

各ブランケット域は、典型的な厚さ１ｍを有する。

実際には、ブランケットの正確な厚さ及び形状は、幾分
任意であってよく、核融合エネルギーコアで発生した中
性子の捕獲のため十分な厚さを有するように設計されて
いれはよい。

さらに、ブランケット・シェルの第１の皺は高原子番号
の材料もしくはｎ ＋ ２１反応をしてブランケットの
中性子の増殖を高めるような他の材料から作られており
、かくして単一のＴ−増殖設計が可能となる。

第２Ａ図に示されるように、複数のモジュール１□・・
・・・・１ｎｌは、各々相当するブランケット４□・・
・・・・４ｎとコア２、・・・２ｎを有し、かつエネル
ギー発生システムを形成するため一緒に配設されている
、この場合、相当する冷却材導管８′１・・・８’ｎは
、別別に少なくとも１つ以上の熱交換・ポンプ手段に連
結されている。

他の配設に第２Ｂ図に示されており、救国において複数
のモジュール１／１．１／２・・・１′ｎは、冷却材導
管８／／、 、 ｇ／／２・・・８〃ｎに直列に接続さ
れて示されている。

このような直列配置において、システムバイパス手段９
は、個々の核融合エネルギーコアの置換の際、モジュー
ル１′の残りのアセンブリがいてでも取り外せるように
配設されている。

第２Ａ図及び第２Ｂ図において、矢印の分類された８′
１；８′２他、８〃１，８〃２他は第１図に示されたよ
うな分離又は一体のシステムであるかを問わずブランケ
ット冷却材／熱抽出システムと相当する核融合エネルギ
ーコア冷却材／熱抽出システムを表わすために用いられ
る。

第２Ｂ図において核融合エネルギーコア及びプラングツ
ｌ−起材／熱抽出システムは、別々の複数のブランケッ
ト及び核融合エネルギーコア冷却材／熱抽出システムと
直列に連結されている。

これらの形状において、１つのモジュールから逃げる中
性子か、隣接のモジュールから捕えられるように一緒に
モジュール１を密接に包まれることが好ましい。

これによって、全体の効率が増加する。

第２Ｃ図は、本発明の他の実施例を示し、複数の核融合
エネルギーコアが単一ブランケット３４によって囲繞さ
れている。

第３図は、核融合反応室を備えた電力発生システムを示
す。

この反応室は、第２Ａ図に支されたようなモジュール１
〃の整列からなる。

該整列の各モジュールは、電力をそれぞれ個々の核融合
エネルギーコアと、ガス送給及び真空ポンプ手段に供給
するため第１図に従って電源、ガス送給及び真空ユニッ
トに連結されている。

まれ、モジュール１〃の各々には熱交換手段と導管が相
互に連結されており、これらは、第１図の要素８，１０
゜１２及び１４に従って核融合エネルギーコア用の熱抽
出手段と４却手段を与えると同様にブランケットユニッ
トから熱を抽出するように接続されている。

低温の熱交換手段４２ａは核融合エネルギーコア冷却液
／熱抽出システムの一部を形成し、かつ各核融合エネル
ギーコアに送給する導管に接続されている。

図示を簡略化するために、ただ１つの接続線が示されて
いる。

低温コンデンサ４４ａは、低温熱交換及びポンプ手段４
２ａとタービン４６の１段に連結されている。

高温熱交換及びポンプ手段４２ｂは、モジュール１〃用
のブランケット冷却ｉ／熱抽出システムの一部を形成し
、そして各ブランケットに送給するための導管に接続さ
れている。

また、救国を簡単にするためにただ１つのこのような導
管だけが示されている。

高温熱交換及びポンプ手段４２ｂは、高温コンデンサー
４４ｂ、及びタービンの２段に接続されている。

このタービン４６は発電機４８を駆動する。

この発電機４８は、第３図に示され複数のユニットと同
様なユニットによって送給されるグリッドに電気エネル
ギーを供給する。

電気交換にかわって、又は加えて、核融合エネルギーシ
ステムを備えている船に推進エネルギーを与えるための
タービン４６に使用してもよい。

貴重な金属を再循環し、放射性汚染物を処理し、及び／
又は付加の又は置換えの核融合エネルギーコアを製造す
るために核融合エネルギーコアを操作し、移動し、又は
再配置することができるように遠隔操作手段が、その相
当するブランケットからある与えられた核融合エネルギ
ーコアを取外すために設けられている。

この遠隔装置手段は、遠隔バンドル手段５１と再循環及
び配置手植５２とからなっている。

遠隔バンドル５１は、核融合エネルギーコア２に送給す
る種々の導管及びケーブルを連結及びこの連結を外すた
めのオーバーヘッド・クレーン手段からなる。

制御室５４は、モニター及び制御手段５６、及び作業は
用のオフィスを設けている。

モニター及び制御手段５６は全体の出力発生プラントの
操作特にモジュール１に付・随して示された第１図の各
々の種々の要素を監視及び制御する。

さらに、プラズマ位置、温度、及び密度が各モジュール
１〃の測定部分（第１図の符号３３）を介して監視され
る。

単一モジュール１の拡大平面図は、第４図に示さ４ｚで
いる。

核図で、核融合エネルギーコア２は断面図で示されてい
る。

ブランケットは核融合エネルギーコアを囲繞する２つの
域４ａと４ｂからなっている。

このブランケット域４ａと４ｂもまた断面図で示されて
いるが、必ずしも互いに同じ平面に沿っている必要はな
い。

ブランケット域４ａは核融合エネルギーコア２から放射
する中性子によって生じ、かつ囲繞するブランケット４
で吸収される熱エネルギーを除去するための中枢整列の
導管を示している。

第４図で特別に示されてはないが健ブランケット域４ｂ
は、同様に冷却／熱エネルギー抽出液体を運ぶための導
管の整列を備えている。

ブランケットは共通に使用される固体のブランケット材
にかわって液体の材料からなる。

この液体は、中性子吸収媒体及びそれ自身冷却材／熱抽
出手段として作用するように循環することが好ましい。

すなイつち、この流体は導管を介して熱交換手段に送給
される。

核融合エネルギーコア２は、トカマク型原子炉として好
ましい実施例に示されている。

この原子炉内でプラズマは、例えはアルミニウム、ステ
ンレス鋼、ニオブ、モリブデンなどが作られたトカマク
型シェル１００のキャビティ域１０１内に収容されてい
る。

このシェルは、はぼ１〜数朋の厚さであり、また内部保
護のためべＩＪ ＩＪウム、カーバイト、グラファイト
又は酸化アルミニウムで被覆されている。

同様に囲繞する導体からシェルを絶縁するためシェルの
外側の絶縁層は、酸化アルミニウムなどで被覆されてい
る。

一連の電流搬送導体、すζイっちディスクコイル１０２
は、トロイダル型磁場を確立するためトロイダル型シェ
ル１００のまわりに配設されている。

複数のラセン状溝１０３が冷却流体の流路としてディス
ク・コイル１０２に形成されている。

この溝１０３はディスク・コイル１０２の円囲に形成さ
れたチャンネル１０３ａと連通している。

ディスク・コイル１０２に近隣して通過する冷却材は、
第１図に示すような熱交換手段に連通され電力の発生の
ために使用される熱エネルギーを除去する。

ディスク・コイル１０２とシェル１００との間に、シェ
ル１００の長さに沿って、かつ囲りに冷却流体の通路用
に冷却チャンネル１０４が配設されている。

従って、冷却チャンネル１０４は流体でラセン状溝１０
３と周囲チャンネル１０３ａと連通している。

複数の支持体１０５が冷却チャンネル１０４中にシェル
１００を支持しており、この支持体はトロイダル型シェ
ルを囲繞する小さなボタンのような要素、すなわちリブ
部材の形をしている。

シェル１００（第１の壁）の囲りの冷却チャンネル１０
４は、制御された温度にシェルを維持するために利用さ
れる。

このチャンネル１０４の幅は、典型的に１〜数朋である
。

外方リブ１０８と上部及び底部支持部材１１０に抗して
緊張状態にコイル１０２を保持する支持手段１０６が、
ディスク・フィル１０２を囲繞している。

従って、支持手段１０６は、発生した磁場によってもた
らされる強い力からディスク・コイル１０２とシェル１
００を支持する。

支持手段１０６は、例えば鋼から作られ、そして一体の
トロイダル型ユニット又は各々ディスク・コイルの複数
の支持体からなる。

もし、この支持手段が２つもしくはそれ以上のディスク
・コイルを一体して作られるならば、絶縁手段が、ディ
スク・コイルの短絡を防ぐためこのディスク・コイル１
０２と支持手段１０６との間に設けられている。

外方リブ１０８と同様支持部材１１０はアルミニウム等
から作られており、そして典型的に例えば酸化アルミニ
ウムから作られた絶縁手段１１２によって支持手段１０
６から絶縁されている。

支持部材１１０は、例えばセラミックから作られた中心
負荷相持部材１１４と同様支持手段１０６の周囲でシー
ルされたジヨイント１１６によって一緒に支持されてい
る。

核融合エネルギーコア２は、空気コア又は飽和鉄コア変
圧器の形状をとる抵抗加熱コイル１２０を備えている。

第４図に示された全てのコイルは抵抗加熱のために利用
される。

付加の補助加熱及び垂直な界磁コイルは以下に記載する
第５図に示されている。

第４図のモジュール１には流体導管１２４゜１２５ １
２６．１２７のような種々の冷却材導管が設けられてい
る。

流体導管１２４と１２５は、それぞれシェル１ｏｏ＝デ
イスク・コイル１０２とに付随した流入及び流出導管で
ある。

流体は核融合エネルギーコア２内に入り、そしてディス
ク・コイル１０２のチャンネル１０３ａと溝１０３内及
びシェル１００に近接し、かつ外部の冷却チャンネル１
０４内を循環する。

流体導管１２６と１２７はそれぞれ流入及び流出導管で
あり、もし望むなら垂直及び補助の加熱コイルと同様抵
抗加熱コイルに付随されている。

従って導管１２４゜１２５．１２６と１２７は第１図及
び第３図に示されるような核融合エネルギーコア冷却材
熱抽出システムの部分を形成する。

核融合エネルギーコアの置換えのため、ブランケット４
からの核融合エネルギーコア２の取出しを容易にするた
め、導管１２４〜１２７は核融合エネルギーコア２に連
結する前方で、連結手段１２８によって相互に接続され
ている。

連結手段１２８は熱交換及びポンプ手段に導ひかれる外
部導管から核融合エネルギーコア内に収納された流体導
管区間を容易に分離するのを助ける。

この結果、核融合エネルギーコアがブランケット４から
分離される時、連結手段１２８で流体導管の区間を離す
ことだけが必要である。

機能上、同様な連結手段１２８′が核融合エネルギーコ
アの抵抗加熱コイル１２０に接続された導線１２９に設
げられている。

例えは、重水素とトリチウムとの等混合の可融性ガスが
燃料入口導管１３４を介してシェル１００のキャビティ
域１０１内に送給される。

第１図のバルブ手段３２は、可融性燃料のプラズマ・キ
ャビティ域１０１内への流れを調節するため燃料導管１
３４に連結されている。

抽出燃料導管１３６は第１図のポンプ手段３０に連結さ
れ、かつ以下に記載されるようにガス浄化操作の間にプ
ラズマを抽出するために設けられている。

導管１３４と１３６は、キャビティ域１０１に連結する
ため小さなノズル手段を備えている。

連結手段１２８は、また示されるように導管１３４と１
３６を備えている。

第４図は、またｌ−ＩＪチウムを送給するために使用さ
れるリチウムを収納する域１３２を冷却するためブラン
ケット４の域４ｂ内の特殊な流体通路１３０を示してい
る。

トリチウムは後のり、Ｔ核融合反応用の核融合エネルギ
ーコアに使用される。

この域１３２は、例えばリチウム合金からなる。

中性子モニター１３３は核融合エネルギーコア２とブラ
ンケット４古の間に設置され、プラズマ内の反応率を測
定するための手段を備える。

もちろん、核融合反応率はプラズマ温度又は密度で表示
できる。

プラズマ温度は、例えば第１図の測定部分３３を介して
レーザー干渉計技術を利用することによって慣用の方法
で決定される。

第４図の核融合エネルギーコアの全体の大きさは、通常
のトカマク設計のものと比較してかなり小さい。

核融合エネルギーコア２の大きい方の半径は約５０ｃＩ
ｒＬ１そして小さい方の半径は約２０ｃＩｒＬである。

ディスク・コイル１０２の半径方向の厚さは約１０ｃｒ
ｆＬ、そして各コイルは厚さ２〜３ｃＩｒＬである。

特殊なコイルは、第５，５Ａ及び５Ｂ図に示されており
、放射状溝の形の冷却溝１０３′を使用し、核溝は第４
図と第６図に示されているラセン状溝にかえて使用して
もよい。

ディスク・コイルの１部はトロイダル型シェル１００の
まわりディスク・コイルと整列して外方に曲げられる。

ディスク・コイル１０２はプラズマ・シェル１００のま
わりに配設され、そしてトロイダル磁場を生ずる完全な
コイルを形成するため互いに近接して設られている。

このようなディスク・コイルは１７６個有り、２２組の
コイル群の各コイル群につき８個の別々のコイルがある
ようにモジュール群に連続に接続又は接続して使用され
る。

このような配置において、群コイル群は、１つの完全な
ターンを備え、そして全複数のコイルを通して連続の電
流通路を形成するように次のコイル群に電気的に接続さ
れている。

第６図は、第４図に示された核融合エネルギーコアの部
分拡大断面図を示し、流体導管１２４゜１２６及び１３
４は、すでに第４図に関してすでに記載されている。

種々のフィールドコイルは、オーミック・コンタクトコ
イル（ＯＨコイル）１２０に加えて第６図で示されてい
る。

例えば、フィールド・コイル１４２は、プラズマを位置
決めするための垂直磁界（ＶＦ）を形成するために使用
され、そしてコイル１４４はもし望むならば補助加熱コ
イルよして使用してもよい。

もちろん、プラズマの補助加熱は、ＶＦコイル１４２の
リプル電流やマイクロ波などのような他の手段によって
なされることもできる。

第７図は、ディスク・コイル１０２さ支持手段１０６を
示す核融合エネルギーコアの第６図の線７−１の断面図
を示す。

抵抗加熱コイルと導管は図示を簡略化するため示されて
いない。

第７図は、一体支持手段１０６′を備えたディスク・コ
イル１０２を示す。

この支持手段１０６′は、ディスク・コイル１０２が明
らかに見えるように破断じて示されている。

各ディスク・コイル１０２は、くさび形状に作られ、そ
して薄いセラミック・ディスク状の絶縁手段１５２によ
って分離されている。

一方、この絶縁手段１５２は、ディスク・コイル１０２
上に絶縁被覆によって設けられている。

第７Ａ図は、分離支持手段１０６を備えたディスク・コ
イル１０２を示し、１つのこのような支持手段１０６は
、各ディスク・コイル１０２に付随して設けられている
。

第８図は核融合エネルギーコア２が遠隔操作手段５１の
一部を形成するオーバーヘッド・クレーン１６０によっ
てブランケット域４ａと４ｂから離間されているモジュ
ール１の側面図である。

ブランケット域４ａと４ｂは、核融合エネルギーコアの
除去のためブランケット域を分離するために離間して操
作できるトロ’Ｊ−１６８のような手段に担持されてい
る。

図示を容易にするために、種種の流体導管、ガス及び真
空送給ライン及び電気接続線は図示されていない。

クレーン１６０は支持手段１１０から核融合エネルギー
コア２を持上げ、そして加工処理のための処理手段５２
（第３図）とリサイクルに作用する。

次に、新しい、もしくは再加工された核融合エネルギー
コア２は、オーバーヘッド・クレーン１６０と流体導管
を介して支持手段１７０に設置され、電気結線と同様ガ
ス送給及び真空ラインは遠隔操作手段５１を介して新し
い融合エネルギーコアに接続される。

本発明による装置は、一般の核融合反応に適用できる。

以下、本発明の好ましい具体例をり、Ｔ反応を用いて記
載する。

本発明はこの具体例に限定されない。

Ｄ、Ｔ反応は、３．５ ＭｅＶのα粒子上、はぼ１４、
１ ＭｅＶの中性子を生じる。

α粒子は、これらの連動エネルギーをプラズマに移行し
、そして荷電粒子のα粒子によってプラズマは加熱され
る。

しかしながら、中性子はプラズマ・シェル１００を逃げ
、そしてプラズマを囲繞する構造物すなわちブランケッ
トと同様第１の壁（シェル）、トロイダル状コイル、Ｏ
Ｈ、ＶＨ１補助コイルにそれらの運動エネルギーを蓄積
する。

核融合エネルギーコアの操作において、第１にα粒子加
熱で制動輻射損失に打勝つに十分なプラズマ温度及び密
度域を得ることが必要である。

比較的低密度の持続時間を達成することは容易であり、
この結果：、低密度のり、Ｔガスは燃料導管１３４の手
段によって核融合エネルギーコアのシェル１００のキャ
ビティ域１０１内に導入される。

このガス密度は、例えば１ｄ当りほぼ１０１５粒子のよ
うな比較的に低く維持される。

プラズマを加熱及び密閉するために、トロイダル状フィ
ールドコイルは、ＯＨ。

ＶＦと補助加熱コイルと同様に励磁される。

冷却材流体は、望ましい操作温度に全てのコイルを維持
するために循環される。

第９Ａ図及び第９Ｂ図は、時間と、プラズマ内の温度及
びプラズマの密度との関係のそれぞれグラフを示す。

第９Ｃ図は時間とトロイダル状磁場との関係を示す。

これらグラフは、核融合エネルギーコアの操作の５つの
段階を示し、第１段で、ガスはプラズマ１００内に送給
され、第２段で熱融合点火が本発明の新規な概念を用い
て達成され、第３段で、プラズマ温度と密度が実際の出
力発生持続時間まで増加され、第４段で「燃焼」期間が
出力発生持続時間に維持され、そして第５段でプラズマ
を除去し、そして新しいガス送給サイクルが出発するた
めガス浄化がなされる。

上述した５つの段階はスケールなして図示されている。

これらグラフは、操作の１サイクルを示し時間ｔ５がｔ
二〇と実質的に同じである。

予加熱の第１段で、浄化サイクルの後キャビティ１０１
内のガスの初期密度は、■ｄ当り一≧ＩＯ６粒子のオー
ダーになる。

ガスはキャビティ域１０１内に送給され、そして密度は
１ｄ当りｎ１ミ１０１３になる。

この期間の間に、プラズマ放電の開始は、通常の方法、
例えば、もし望むならばＲＦ場によって捕捉される変圧
器によって生ずるトロイダル状電界を介してなされる。

プラズマの密度は、中性子、Ｄ。Ｔガスをキャビティ内
へ送給することによって増加される。

しかしながら、プラズマ密度は、まだ比較的に低く、そ
して小型のプラズマ・キャビティ（最大径が約５０ＣＩ
ｎ、アスペクト比が約２，５）と、高磁場力（約１５０
キロガウス）とに組合された低密度（約１０１３〜１０
１５個／＝）はプラズマの温度を高くするような、抵抗
加熱を可能とする。

この抵抗加熱の効果は、安定したプラズマ状態のために
、ポロイダル磁場は、アスペクト比に反比例し、かな安
全率で割ったトロイダル磁場力に比例するときに得られ
る。

かくして、従来の大きな装置のより低いトロイダル磁場
に比べより強いトロイダル磁場を得ることができる。

さらに、巨視的な不安定に対して安全率が小さければ小
さなアスペクト比のトロイダル装置が期待されうる。

Ｄ、Ｔ混合は、密度が１ｄ当りｎ２’；１０１５粒子の
オーダになるまでキャビティ内に送給される。

燃料投入の割合は時間ｔ１でプラズマ温度が、はぼＴに
４−６ＫｅＶになるように抵抗（コイル１２０）及び／
又は補助（コイル１４４）加熱を介してプラズマ温度で
安定した増加が得られるように制御される。

このような温度Ｔ１で、α粒子加熱は制動輻射損失に打
勝つに十分である。

この結果、時間ｔ１の後第２段の間で、例えば抵抗及び
／又は補助加熱のような付加加熱及び／又は過剰のα粒
子加熱は、プラズマ温度をＴ１上に上昇するのに使用さ
れる。

しかしながら、この時、付加のり、Ｔ燃料ガスは、抵抗
及び／又は補助加熱及び／又は過度のα粒子加熱がより
高い密度の［ホットＪ（ｈｏｔ）ｊプラズマを達するよ
うに導入する「コールド（ｃｏｌｄ月ガス全ガスするた
めに使用される。

かくして、第２段は「加熱段階」である。

第９Ａ図はプラズマ温度が第２段の間はぼ一定であるこ
とを示しているが、このような状態は絶対に必要ではな
いが、燃料入力の最大割合と一致している。

一般に、燃料入力割合が大きくなればなるほど、プラズ
マ温度の増加割合は小さくなる。

プラズマ温度は時間の漸減関数ではない。

第２段の後者の間、プラズマ温度は、α粒子の生成割合
が０２となり、そしてプラズマ密度が増加しているので
、増加しはじめる。

さらに、反応割合はほぼこの温度範囲のＴ３の温度に依
存するから、温度の上昇は反応割合を高める。

かくして、Ｔ１よりわずかに上のプラズマ温度で、かつ
密度ｎ３ミ８ｎ２のＴ２では、α粒子加熱は、制動輻射
損失のみならず熱伝導損失に打勝つに十分でない。

熱核反応の点火温度はα粒子の荷電粒子加熱が制動輻射
、サイクロトン、などの全ての輻射及びイオン及び電子
の粒子の熱伝導工程からのエネルギー損失に等しい・黒
度として定義できる。

輻射損失にとって大きな要因は、制動輻射であり、サイ
クロトン放射は大きな要因ではない。

点火の後、抵抗又は補助加熱のような付加のエネルギー
投入は、さらに温度を上昇し、この結果、α粒子の反応
割合は高くなる。

実際において、第１段と第２段との間の燃料の制御さ１
ｔた送給は、α粒子加熱をして融合出力コアを熱核反応
の発火温度持続期間を向−ヒするのを可能にする。

第３段で点火が起った後、さらに可融性ガスが核融合エ
ネルギーコアを最適の粒子エネルギー持続期間にもたら
すためキャビティ１０１内に送給される。

この持続期間では、温度′ｒ２で１． ＯＫｅＶのオー
ダが、そして１−当り１０１６粒子のオーダの密度ｎ４
が得られる。

粒子エネルギ一段階は第４段、すなわち「燃焼１期間の
開始である。

この燃料期間は１０秒続く。

最適なエネルギー生成燃焼段階での適当な制御はプラズ
マ密度と温度を監視及び可融性燃料のキャビティ１０１
への流入を制御することによってなされる。

第５段は、キャビティ域１０１を空にし、そしてスパッ
タ成形物から不純物の域を浄化するため・燃焼段階の後
に起る。

時間表示は次のようであるが、これに限定されるもので
はない。

ｔｌご１００−３００ｍｓ 、 ｔ２Ｅ ８秒。ｔ３ミ
１秒、 Ｔ４．Ｅｌ ０〜６０秒、 ｔ５ＥＩＯ−７０
秒。

第９図に示されているように、トロイダル状磁場は、エ
ネルギーを維持するため点火の後減少される。

この磁場の強さの表示値はＢ２：１５０キロガウス、Ｂ
１？１００キロガウスである。

新しい燃料の付加は、Ｄ、Ｔガス混合の注入又は送給に
関して論じられているが、プラズマ密度を制御可能に高
めるには球状の固体燃料をプラズマ内に注入によっても
資される。

ここで論じられたプラズマ温度さ密度は、プラズマの断
面の平均値である。

燃料密度を変えるためには、又はこれに付加して、核融
合エネルギーコア２は、米国特許第３８３１１０１号及
び本文中に記載した電子ビーム噴射を用いるような粒子
ビーム噴射によって出力生成期間内に持ち込まれる。

実際に、第３図の各核融合エネルギーコア２は、段階１
〜４を循環し、そしてプラズマ・キャビティ１０１内の
残存ガスが吐出され、そして新しいガス混合物が第１段
の開始で導入されるような段階５で終イつる。

エネルギーは第３図の制御手段５６とモニターと電力供
給ユニット４０によって連続的な方法で各核融合エネル
ギーコア２に転換される。

例えば、３０秒の全サイクル時間のうち燃焼時間２５秒
である２０の核融合エネルギーコアユニットがあると仮
定する。

エネルギーシステム用の制御手段は、第１の核融合エネ
ルギーコアと付随した段階ｌを開始するためユニットｌ
を作動する。

はぼ１．５秒後、（３０／２０ ）エネルギーが、ユニ
ット１にエネルギーを継続する間ユニット２に供給され
る。

３秒間全てのユニットが３０秒サイクルで駆動されるま
でユニット３は、ユニット１と２などにエネルギーを継
続する間に交換される。

このように、平均エネルギーが発電機４８によって供給
される。

もちろん核融合エネルギーコアの全てが同時に置き換え
られる必要はない。

従って、ある与えらイｔた核融合出力コアの取り換えが
必要とされるが、取り換え作業が簡単で、しかも小型で
あるため、このような取換えは比較的短時間でなされ、
他の融合出力コアの操業停止を必要としない。

この結果、このような取換えは発電プラントの全出力に
影響を与えない。

本発明は、上記した好ましい実施例）こ限らず、本発明
の範囲内で種々の変形及び改良も可能である。

【図面の簡単な説明】

第１図は、種々の燃料／熱／電気の相互連結と共に主要
構成部材を示す単一モジュールの図的ブロック図、第２
Ａ図、第２Ｂ図、第２Ｃ図は複数のモジュールの異なる
熱輸送の実施例の配列図、第３図は、本発明に係る電力
発生プラントのブロック図、第４図は、本発明に係るモ
ジュールの上部断面図、第５図は、本発明の核融合エネ
ルギーコアに使用されるディスク・コイルの平面図、第
５Ａ図は、第５図のディスク・コイルの側面図、第５Ｂ
図は、第５図の５Ｂ−５Ｂ線のディスクコイルの部分側
面図、第６図は、第４図と同様の核融合エネルギーコア
の拡大断面図、第７図は、第６図の７〜７線のトロイダ
ル・シェルのセグメントとディスク・コイルの断面図、
第７Ａ図は、本発明に係るトロイダル・シェル及びディ
スク・コイルの他の実施例の断面図、第８図は、囲繞す
るブランケットからの核融合エネルギーコアの取除を示
す本発明のモジュールの側面図、第９Ａ図、第９Ｂ図、
第９Ｃ図は、本発明の一連の操作を示す時間と温度、密
度、磁場のそれぞれの関係のグラフである。 １・・・・・・モジュール、２・・−・・・核融合エネ
ルギーコア、４．４ａ、４ｂ・・・・・・ブランケット
、８・・・・・・冷却材導管、１０・・・・・・熱交換
手段、１６・・・・・・リチウム増殖域、１γ・・・・
・・トリチウム増泊域、２２・・・・・・トリチウム抽
出装置、２４・・・・・・電気制御手段、２８・・−・
・・プラズマ密閉手段、３２・・・−・−ガス送給手段
、１００・・・・・・シェル、１０１・・・・・・キャ
ビティ、１０２・・・・・・ディスク・コイル、１０６
，１１０・・・−・・支持手段、１２０・・・・・・抵
抗加熱コイル、１４２・・・・・・フィールド・コイル
。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 核融合プラズマを収容するための密閉トロイダル域
   と、上記プラズマを上記トロイダル域の中に封じ込める
   トロイダル磁場形成手段と、上記プラズマを抵抗で加熱
   する変圧器手段を有したボロイダル磁場形成手段とを備
   えたトカマク原子炉型の少くとも１個の核融合エネルギ
   ーコアと、上記核融合エネルギーコアの少くとも一部を
   囲繞するブランケット手段と、 上記プラズマを形成するために、上記トロイダル域の中
   に核融合燃料を送給する核燃料送給手段と、 上記少くとも１個の核融合エネルギーコアと上記ブラン
   ケット手段とに接続されて、熱エネルギーを抽出する流
   体輸送手段とを具備し、 上記核融合エネルギーコアは、別の核融合エネルギーコ
   アと交換できるように、上記ブランケット手段から分離
   可能に設けられていることを特徴とする核融合エネルギ
   ー発生装置。 ２ 前記抽出された熱エネルギーを機械エネルギーに変
   換する手段を有していることを特徴とする特許請求の範
   囲第１項記載の核融合エネルギー発生装置。 ３ 前記抽出された熱エネルギーを電気エネルギーに変
   換する手段を有していることを特徴とする特許請求の範
   囲第１項記載の核融合エネルギー発生装置。 ４ 前記送給手段は、所定のレベルまでプラズマの温度
   と圧力とを高める荷電粒子による核反応の加熱を果すよ
   うに、前記核融合燃料の供給量を制御してプラズマの密
   度を変化させる手段を有していることを特徴とする特許
   請求の範囲第１項ないし第３項のいずれか１項記載の核
   融合エネルギー発生装置。 ５ 前記核融合燃料は、重水素とトリチウムの混合物で
   あり、また前記荷電粒子による核反応の加熱は、α粒子
   によい核反応により得られる加熱からなることを特徴と
   する特許請求の範囲第４項記載の核融合エネルギー発生
   装置 ６ 熱エネルギーを抽出するための前記手段は、前記プ
   ラズマ密閉手段と前記ブランケット手段の両方に連結さ
   れ、かつ熱エネルギーを前記プラズマ密閉手段から抽出
   するための一方の流体輸送手段と、熱エネルギーを前記
   ブランケット手段から抽出するための他方の流体移送手
   段とを有していることを特徴とする特許請求の範囲第１
   項、第２項又は第３項記載の核融合エネルギー発生装置
   。 Ｉ 熱エネルギーを抽出するための前記手段は、前記プ
   ラズマ密閉手段と前記ブランケット手段の両方に連結さ
   れ、かつ前記プラズマ密閉手段と前記ブランケット手段
   の両方から熱エネルギーを抽出するための単一の流体輸
   送手段を有していることを特徴とする特許請求の範囲第
   １項、第２項又は第３項記載の核融合エネルギー発生装
   置。 ８ 前記トロイダル域は最大径５０ｃｒｒＬ、最小径２
   ０ＣＴＬであることを特徴とする特許請求の範囲第１項
   記載の核融合エネルギー発生装置。 ９ ＠記トロイダル域は最大径５０に７７１、最小径２
   ０（１１７７１であることを特徴とする特許請求の範囲
   第４項記載の核融合エネルギー発生装置。 １０ 前記トロイダル磁場形成手段は、１００〜１５０
   キロガウスの磁場力を有していることを特徴とする特許
   請求の範囲第１項又は第８項記載の核融合エネルギー発
   生装置。 １１ 前記トロイダル域は、はぼ２５のアスペクト比
   を有していることを特徴とする特許請求の範囲第１項又
   は第４項記載の核融合エネルギー発生装置。 １２ 前記トロイダル磁場を形成する前記手段は、冷却
   流体の通路用の溝を有する複数のディスク・コイルから
   なり、また前記流体輸送手段は、前記トロイダル域から
   熱エネルギーを抽出するため連結され、また前記ディス
   ク・コイルの前記溝は、前記流体輸送手段と流体で連通
   していることを特徴とする特許請求の範囲第１項又は第
   ４項記載の核融合１ネルギ一発生装置。