WO2023162286A1 - 発電システム及び発電方法 - Google Patents

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WO2023162286A1
WO2023162286A1 PCT/JP2022/025532 JP2022025532W WO2023162286A1 WO 2023162286 A1 WO2023162286 A1 WO 2023162286A1 JP 2022025532 W JP2022025532 W JP 2022025532W WO 2023162286 A1 WO2023162286 A1 WO 2023162286A1
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nuclear
power generation
muon
fusion
generation system
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PCT/JP2022/025532
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元泰 佐藤
厚夫 飯吉
康志 木野
信二 岡田
美治 棚橋
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学校法人中部大学
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21B—FUSION REACTORS
    • G21B3/00—Low temperature nuclear fusion reactors, e.g. alleged cold fusion reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
    • G21G1/02—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes in nuclear reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a thorium power generation system and power generation method using muon catalytic nuclear fusion.
  • Non-Patent Document 1 nuclear reactors using neutrons from nuclear fission reactions and nuclear fusion systems using nuclear fusion reactions (for example, Non-Patent Document 1) have been proposed as power generation systems using nuclear reactions.
  • Nuclear fission reactors have the problem of accumulation of radioactive waste, which is difficult to solve, while nuclear fusion has the problems of long development times, large equipment sizes, and high prices.
  • uranium-235 The nuclear fission of uranium-235 generates various fissile materials, and their disposal has become an issue.
  • radioactive elements called minor actinides are highly radioactive substances, and many of them have half-lives of tens of thousands of years or more. It is essential to develop nuclear reactors that do not emit radioactive waste such as minor actinides.
  • long-lived fission products LLFPs
  • Such radioactive waste has accumulated over the past 50 years, and its lifespan and volume reduction are required.
  • the thorium-232 ( 232 Th) series nuclear reaction is 232 Th + n ⁇ 233 Pa ⁇ 233 U ⁇ It is a nuclear fission reaction by thermal neutrons. This can greatly reduce the nuclear waste problem. It cannot produce 239 Pu (Plutonium 239) that can be used for weapons, and is limited to civilian use. (Non-Patent Document 1)
  • thorium-232 Since thorium-232 does not spontaneously dissociate, an external trigger neutron must be injected to initiate the nuclear reaction.
  • the advantage is that the thorium reactor is subcritical, so it is highly safe.
  • the disadvantage is that the nuclear fission chain must be started by mixing uranium 235, etc., which spontaneously separates (decays) into the fuel. is.
  • the dilemma is that the inclusion of uranium-235 negates the advantage of the thorium reaction, which is that it does not produce radioactive waste.
  • the fission of uranium-235 produces an average of 2.4 neutrons that collide with another uranium-235 and magnify the reaction in a linear fashion.
  • the state in which one neutron collides with another uranium-235 and causes the next nuclear fission is called supercritical.
  • uranium fuel for nuclear reactors is refined to contain less than 7% 235 in non-fissionable uranium 238.
  • 2.4 - 1 1.4 neutrons are absorbed by uranium-238, etc.
  • a neutron absorber such as boron is charged into the uranium fuel and controlled to keep the critical state stable.
  • the fission nucleus splits according to more diverse decay time sequences, so there is a considerable time delay rather than 2.4 neutrons being generated at the same time.
  • Neutrons generated with this time delay are called delayed neutrons.
  • Nuclear reactors have a theoretical likelihood of delayed neutrons, and can be controlled to maintain a critical state with time to spare.
  • Non-Patent Documents 1 and 3 A method has been proposed in which thorium-232 is irradiated with fusion neutrons, transmuted into uranium-233, and then undergoes nuclear fission.
  • Non-Patent Documents 1 and 3 nuclear fission, as nuclear fusion, magnetic fusion (Patent Document 2) that confines high temperature plasma with magnetism, implosion by high power laser (Patent Document 3), or hybrid fusion fast nuclear fission reactor (Patent Document 4), etc., and various hybrid methods of nuclear fusion and nuclear fission have been devised (Patent Documents 2 to 4).
  • the size of the nuclear fusion reactor is about the size of a chicken egg for deuterium/tritium, and about the size of a softball ball for deuterium/deuterium reaction.
  • Patent document 2 The size of the nuclear fusion reactor is about the size of a chicken egg for deuterium/tritium, and about the size of a softball ball for deuterium/deuterium reaction.
  • Non-Patent Document 4 A light water reactor type thorium reactor underwent detailed operational tests for five years from 1976 at a nuclear reactor in Shippingport, USA (Non-Patent Document 4). Based on this result, research was conducted on the parameters necessary for energy consumption and multiplication, and based on individual data, we were able to estimate the necessary amount of fusion neutrons.
  • the Shippingport reactor operated with thorium-232 as the parent nucleus.
  • the uranium-233 in the blanket fission, and the neutrons transmute the thorium-232 to thorium-233.
  • the uranium-233 consumed by nuclear fission is converted to thorium-233 by neutron absorption and nuclear transmutation of thorium-232 to compensate for the loss of uranium-233 and sustain the conversion reaction.
  • the output is adjusted by the loading depth of the seed blanket.
  • This furnace set has an operating record of an electric output of 900,000 kWh.
  • Neutrons from the natural decay of uranium-233 maintain the reaction cycle.
  • the required number of fusion neutrons was empirically calculated based on the number of neutrons generated in the seed blanket.
  • Neutron flux is estimated as follows.
  • the half-life of uranium-233 is 160,000 years. Assume linear decay to 1/e in 160,000 years.
  • the muon fusion reactor and the thorium series nuclear fission reactor composite reactor can shorten the research and development time, reduce the development cost, and generate 1/200-1/100,000 of the minor actinide and plutonium compared to the single fusion reactor. , is a long-term energy source with the smallest environmental load and minimal nuclear waste, and is the most suitable basic technology for the 2050 problem.
  • the fusion reaction cross section is as small as 1-5 barn in conventional magnetic nuclear fusion using thermal equilibrium, complete ionization, and ultra-high temperature plasma.
  • the necessary relative energy of deuterium and tritium must be as high as 20-100 keV. Therefore, in order to float and confine high-temperature plasma in a vacuum for more than one second, a huge magnetic field facility and a vacuum vessel are required.
  • the nuclear fusion reaction releases a large amount of energy, and it is necessary to extract this energy effectively and cool the equipment. Magnetic fusion requires a large facility and a special cooling method such as molten salt.
  • Non-Patent Document 1 the concept of a multi-purpose small muon catalytic nuclear fusion reactor/neutron source capable of continuous operation has been proposed.
  • Patent Document 2 The feasibility of fusion is emerging (Non-Patent Document 2).
  • the present invention provides a "power generation system and power generation method" using a new nuclear reactor that combines means for steadily generating muon catalytic nuclear fusion and a nuclear reactor that uses thorium decay series as fuel. With the goal.
  • a muon catalytic nuclear fusion system that causes muon catalytic nuclear fusion, and a nuclear fuel is irradiated with neutrons generated by the muon catalytic nuclear fusion in the muon catalytic nuclear fusion system to generate electricity.
  • a nuclear reactor power generation system wherein the muon catalytic nuclear fusion system and the atomic A technical means is used that is arranged through a structural partition that separates the reactor power generation system.
  • the nuclear fuel is thorium 232 ( 232 Th), thorium oxide ( 232 ThO 2 ), or a mixture of thorium 232 and thorium oxide. , using the technical means.
  • the nuclear reactor power generation system is provided surrounding the nuclear fusion core, and fast neutrons emitted by muon catalytic nuclear fusion is provided with a fuel holding means for holding nuclear fuel that causes a nuclear fission reaction by irradiating the nuclear fuel.
  • the fuel holding means is configured as an assembly of fuel tubules for enclosing pellet-shaped nuclear fuel. use.
  • long-lived fission products (long-lived fission products) are placed in the pressurized water reactor.
  • the muon catalytic nuclear fusion system includes muon generating means for generating muons, A gas supply means for circulating and supplying hydrogen gas or a mixed gas of deuterium and tritium; A shock wave generator for generating oblique shock waves by colliding raw material gas accelerated to sonic speed is provided, and the raw material gas is supplied into the Laval nozzle by the gas supply means and accelerated to supersonic speed by the Laval nozzle.
  • the technical means of generating electricity by nuclear fission reaction by irradiating nuclear fuel arranged inside a pressurized water reactor of a nuclear reactor with neutrons generated by muon catalytic nuclear fusion is used. .
  • a technical means of controlling the nuclear fission reaction by controlling neutrons generated by muon catalytic nuclear fusion is used.
  • fusion neutrons of 14.1 MeV generated by muon catalytic fusion of deuterium and tritium are emitted to thorium-232, which is the nuclear raw material of the nuclear power generation system, and , thorium-232 initiates the decay sequence primarily by the (n,2n) and (n,3n) reactions, which are the new reaction sequences shown in FIG.
  • the deuterium-deuterium fusion reaction has only a classical reaction path because the neutron energy is 2.4 MeV.
  • the use of deuterium/tritium fusion neutrons has higher reaction efficiency. In either case, start-up of the thorium reactor will be possible.
  • muon fusion power can be electrically controlled. Muon fusion can be stopped instantly when it must be stopped, so it has a fail-safe function and does not require control rod insertion, making it a highly reliable power generation method. .
  • FIG. 1 shows nuclear transmutation pathways by neutrons in a Thorium-232 nuclear reactor.
  • 1 is a schematic diagram showing a combination configuration of a thorium-232 nuclear fission reactor with muon-catalyzed nuclear fusion as a reactor core.
  • F1 indicates a circulation furnace for deuterium or deuterium-tritium
  • F2 indicates a pressurized light water flow path.
  • 1 is a schematic diagram of the configuration of a muon-catalyzed nuclear fusion system
  • FIG. 3(A) is a schematic diagram showing the main system configuration
  • FIG. 3(B) is an enlarged view schematically showing the shock wave generator.
  • 1 is an explanatory diagram schematically showing an internal structure and an overall structure of a power generation system
  • FIG. FIG. 5 is a schematic diagram of the AA cross section of FIG. 4;
  • the power generation system S includes a muon catalyst fusion system S1 and a nuclear reactor power generation system S2.
  • traffic between the nuclear fusion reactor structure S1 of the muon catalytic nuclear fusion system S1 and the reactor structure of the nuclear reactor power generation system S2 is separated via a structural partition wall 20, which is the tube wall of the gas flow path. and fusion neutrons pass through the structural partition wall 20 and are integrally formed so as to be irradiated from the muon catalyst fusion system S1 to the nuclear reactor power generation system S2.
  • the muon catalytic nuclear fusion system S1 For the muon catalytic nuclear fusion system S1, the configuration of Table W2019/16802a proposed by the applicant can be adopted. As shown in FIG. 3, the muon catalytic nuclear fusion system S1 includes muon generation means 1, gas supply means, Laval nozzle 2, shock wave generator 3, muon injection hole 4, and fusion reactor core G forming means.
  • the muon generating means 1 generates muons necessary for muon catalytic nuclear fusion reaction and introduces them into the core G of the nuclear fusion reactor.
  • the muon generator 1 includes a proton accelerator and a muon generator (not shown) that generates pions by bombarding a target such as Be with protons and generating muons by natural decay of the pions.
  • a proton accelerator having a known configuration can be used.
  • the muon injection hole 4 is connected to a position where the muon beam N1 can be injected into the fusion reactor core G formed by the later-described shock wave generator 3 of the Laval nozzle 2 and made up of a high-density gas target held in the air.
  • the gas supply means circulates and supplies deuterium gas or a mixed gas of deuterium and tritium, which is the raw material gas that is the target of the nuclear fusion reaction, and may adopt a known configuration for circulating and supplying gas. can.
  • the gas supply means includes incidental equipment such as a circulating gas heat exchanger 5, a circulating gas loop 6, a high-pressure compressor 7, various tanks, and piping.
  • the Laval nozzle 2 accelerates the material gas supplied from the gas supply means to supersonic speed.
  • the Laval nozzle 2 is connected to the high-pressure compressor 7 on the upstream side, and is connected to a tubular straightening section 2a through which the raw material gas passes at subsonic speed, a throat section 2b having a reduced diameter with respect to the straightening section 2a, and the throat section 2b. and a tube-shaped reaction portion 2c formed to have a diameter larger than that of the throat portion 2b, through which the material gas passes at supersonic speed, and to cause a nuclear fusion reaction.
  • the Laval nozzle 2 becomes part of the structural partition wall 20 between the nuclear power generation system S2 and the muon catalytic nuclear fusion system S1.
  • the shock wave generator 3 is provided in the reaction portion 2c of the Laval nozzle 2, and is for generating oblique shock waves by colliding the material gas accelerated to supersonic speed.
  • the shock wave generator 3 is arranged opposite to the supersonic airflow, generates oblique shock waves by the collision of the supersonic airflow, converges the oblique shock waves on the central axis of the Laval nozzle 2, and produces a high-density fusion core G hold in the air.
  • the fusion reactor core G is an ultra-high density gas of 10 22 /cm 3 , preferably 4 ⁇ 10 22 /cm 3 and a temperature of 300-900K.
  • the shock wave generator 3 may be constructed so as to be aerodynamically balanced with the dynamic pressure of the upstream airflow, oblique shock waves, Mach shock waves, and reflected waves. It can be configured as plate-like members having inclined surfaces facing each other, or as a plurality of small projections arranged in a circle as shown in FIG.
  • the shock wave generator 3 is composed of small protrusions, the downstream end of the shock wave generator 3 can be separated from the nuclear fusion generating part (nuclear fusion reactor core G), so that it is protected from a large amount of neutron rays and heat flux. can be protected.
  • the nuclear reactor power generation system S2 includes a pressurized water reactor vessel 10, a structural partition wall 20, a fuel holding means 30, and a power generation means 40. As shown in FIG.
  • the Laval nozzle 2 is arranged along the central axis inside the reaction vessel 10 .
  • the pressurized water reactor 10 is partitioned from the muon catalytic nuclear fusion system S1 (Laval nozzle 2) via a structural partition wall 20, and is arranged so as to surround the nuclear fusion core.
  • a structural bulkhead 20 separates the circulating wind tunnel system, in which deuterium-tritium gas flows at supersonic speed, from the nuclear reactor filled with light or heavy water.
  • the structural partition wall 20 is made of a special steel developed for nuclear fusion (for example, reduced activation ferric steel) that is less likely to be degraded by neutrons and embrittled by hydrogen.
  • the fuel holding means 30 has a cylindrical overall appearance and is arranged coaxially with the Laval nozzle 2 so as to surround the nuclear fusion core G in which muon catalytic nuclear fusion occurs.
  • the fuel holding means 30 is a blanket module provided surrounding the structural partition wall 20, and holds nuclear fuel that is irradiated with fast neutrons emitted by muon-catalyzed nuclear fusion and undergoes a nuclear fission reaction.
  • the fuel holding means 30 functions as a neutron moderator and a shielding material, and also functions as a converter of neutron energy into heat.
  • the fuel holding means 30 is configured as an assembly of fuel rods 31, and a large number of fuel rods 31 are arranged concentrically.
  • a nuclear fuel having thorium-232 as a parent nucleus is molded into, for example, a pellet shape and enclosed in the fuel tubule 31 .
  • the fuel capillary tube 31 is surrounded by a pressurized water jacket 41 filled with pressurized light water. This pressurized water jacket 41 recovers the energy released by nuclear fission.
  • the fuel capillary tube 31 is preferably made of stainless steel or low-activation ferritic steel, which is highly resistant to neutron irradiation.
  • the neutron energy decreases in proportion to the distance from the center in the radial direction.
  • Neutrons in the fuel holding means 30 near the outer periphery are attenuated to the energy region of thermal neutrons.
  • Uranium-233 efficiently undergoes nuclear fission by thermal neutrons, so the outer circumference becomes hotter.
  • Thorium-232 is converted to uranium-233 according to the reaction sequence of FIG.
  • the theoretical neutron multiplication factor of uranium-233 is 2.38. This is higher than uranium-235 and plutonium-239 in the thermal neutron energy region.
  • Shipping port pressurized light water breeder data reports a breeding rate of 1.02. The biggest deviation from the theoretical value is the absorption of neutrons by light water (neutron poisoning).
  • the rate at which the generated neutrons are consumed inside the fuel pellet is increased. Reduce poison.
  • the cooling water temperature can be increased to improve the Rankine cycle efficiency of the reactor.
  • ThO 2 thorium oxide powder is compacted and sintered to produce nuclear fuel pellets.
  • ThO 2 has a high melting point and a sintering temperature of 2000°C or higher.
  • it is difficult to sinter thick ceramics having a diameter of 25 mm or more at high temperature the problem can be solved by applying a microwave sintering technique as proposed in Japanese Patent Application Laid-Open No. 2003-277157.
  • Thorium-232 ( 232 Th) pellets or mixed pellets of thorium-232 and thorium oxide can also be used as nuclear fuel.
  • the power generating means 40 has a known configuration provided in a pressurized water reactor by nuclear fission, and includes a pressurized water jacket 41, a pressurizer 42, a steam generator 43, a steam turbine, a generator, a condenser, etc.
  • a water supply pump 45 and the like are provided.
  • a tubule in which LLFP oxide or the like is mixed and sealed in addition to nuclear fuel, or in which only LLFP is sealed can be used.
  • the fuel thin tube 31 corresponds to the LLFP holding means.
  • LLFP can be irradiated with neutrons to shorten its lifetime and reduce its mass at the same time.
  • the arrangement of the fuel holding means 30 (bleeder block) can maximize neutron breeding and fissionable material breeding by the nuclear fission reactor.
  • the fuel tubule 31 enclosing the LLFP is preferably arranged from the inner circumference of the fuel holding means 30 to several steps of the outer radius 2 ⁇ 3.
  • the number ratio of the LLFP-filled fuel tubes 31 and the thorium-filled fuel tubes 31 is in a trade-off relationship with the power generation amount.
  • the fuel tubule 31 constituting the fuel holding means 30 is heated to 600° C. or higher and cooled by the circulating pressurized primary water of the pressurized water jacket 41 .
  • This high-temperature heat source heats the pressurized water in the pressurized water jacket 41 to 500° C. or higher, guides the high-temperature primary water to the steam generator 43 to generate high-temperature steam, and passes the steam generator 43 through the steam supply pipe 43a to generate the power generator.
  • Steam is supplied to 44 and turbine power generation can be performed by the power generation device 44 .
  • a secondary loop is formed by adding the water pipe 43b to this.
  • the circulating pressurized primary water is circulated by the water supply pump 45 .
  • helium gas can be heated and used for direct hydrogen production at high temperature.
  • the nuclear reactor power generation system S2 can be operated using neutrons generated in the muon catalyst fusion system S1. Fusion neutrons of 14.1 MeV generated by muon-catalyzed nuclear fusion are radiated to thorium-232, which is the nuclear raw material of the nuclear reactor power generation system. It allows the reactor to start the decay series. As a result, it is possible to construct a hybrid power generation system that combines nuclear fusion and nuclear fission, and it is possible to generate a reactor output that exceeds the energy of fusion neutrons, and at the same time, it is highly efficient and does not generate radioactive waste. A safe small subcritical reactor becomes possible.
  • muon fusion power can be electrically controlled. Since the muon fusion is stopped instantly when it has to be stopped, there is no need to insert control rods, so the power generation method can be made highly reliable as a fail-safe.
  • the LLFP-encapsulated fuel tubules are arranged between the thorium-encapsulated tubules, and the (n,2n) reaction, etc., shortens the life and reduces the weight at the same time as power generation. It is also possible to reduce the volume of LLFP that has been accumulated in nuclear reactors up to now.
  • the muon catalytic fusion system S1 can also handle a DD fusion reaction using deuterium gas as a raw material gas.

Abstract

【課題】ミュオン触媒核融合を定常的に発生する手段とトリウム崩壊系列を燃料とした原子炉を組み合わせた新しい原子炉による「発電システム及び発電方法」を提供する。 【解決手段】 発電システムＳは、ミュオン触媒核融合システムＳ１と、原子炉発電システムＳ２と、を備えている。ミュオン触媒核融合システムＳ１は、ガス流路の管壁である構造隔壁２０を介して、ミュオン触媒核融合システムＳ１の核融合炉構造Ｓ１と原子炉発電システムＳ２の原子炉構造との交通が分離され、且つ、核融合中性子が、構造隔壁２０を透過して、ミュオン触媒核融合システムＳ１から原子炉発電システムＳ２に照射されるように、一体的に形成されている。

Description

発電システム及び発電方法
本発明は、ミュオン触媒核融合を利用したトリウム発電システム及び発電方法に関する。
炭素源を燃焼させルエネルギー源の使用を、2050年までに、ゼロにするという社会的な要請がある。従来、核反応を利用した発電システムとして、核分裂反応による中性子を利用する原子炉や核融合反応を利用した核融合システム（例えば、非特許文献１）が提案されてきた。核分裂炉は、放射性廃棄物の累積という、解決が困難な欠陥があり、核融合には、開発期間の長期化、装置の大型化、高価格化という問題がある。
これまでの実用化された原子炉は、ウラン235を用いてきた。ウラン235の核分裂により、様々な核分裂物質が発生し、その処理が課題になってきた。特にマイナーアクチノイドと呼ばれる放射性元素は強い放射性物質で、半減期も数万年以上のものが多い。このマイナーアクチノイド等の放射性廃棄物を出さない、原子炉の開発が必須になっている。また、寿命が100万年を越える長寿命核分裂生成物（Long Lived Fission Products:LLFP）も発生する。この様な放射性廃棄物は、過去50年間に蓄積されており、その短寿命化、減容化が求められている。
トリウム232(232Th)系列の原子核反応は、
　　　　　　232Th + n →　233Pa　→　233U　→　熱中性子による核分裂反応
であり、マイナーアクチノイド等の発生がウラン235系列の核分裂の1/1000－1/100000以下である。これは、核廃棄物の問題を大幅に軽減できる。兵器利用が可能な239Pu(プルトニウム239)を生成できず民生利用に限定される。(非特許文献１)
トリウム232は、自発核分離しないため、原子核反応を開始させるためには、外部からトリガーとなる中性子を入射しなければならない。長所としては、トリウム原子炉は、未臨界であるので安全性が高く、短所としては、自発核分離（崩壊）するウラン235等を燃料中に混入させて、核分裂連鎖を起動しなければならないことである。ウラン235を混入することは、トリウム反応の長所である、放射性廃棄物の生成を伴わないという長所を減殺するというジレンマがある。
ウラン235の分裂では、平均して2.4個の中性子が発生し、別のウラン235に衝突してねずみ算式に反応を拡大する。１個の中性子が別のウラン235に衝突し次の核分裂を起こす状態を超臨界と云う。超臨界状態を避けるために、原子炉用ウラン燃料は、核分裂しないウラン238の中に235を７％以下の濃度までしか含まないように精製されている。発生した中性子のうち2.4個－1個＝1.4個の中性子は、ウラン238等に吸収される。微調整手段として、原子炉では、ウラン燃料中にボロンのような中性子吸収体を装入し臨界状態を安定に保つように制御する。実際の反応では、分裂核がさらに多様な崩壊時系列に従って分裂するため、同時に2.4個の中性子が発生するのではなく、相当な時間遅れがある。この時間遅れを伴って発生する中性子を遅発中性子と云う。原子炉には、遅発中性子という原理的な尤度が備わっており、時間的余裕を持って、臨界状態を保つ様に制御ができる。
核融合中性子をトリウム232に照射して、ウラン233に核変換し、さらに核分裂を進める方法が提案されている(非特許文献１、３)。トリウム232－ウラン235系列の核分裂に対し、核融合として、高温プラズマを磁気で閉じ込める磁気核融合(特許文献２)や大出力レーザーによる爆縮(特許文献３)あるいはハイブリッド核融合高速核分裂炉(特許文献４)等を、核融合と核分裂の様々なハイブリッド手法が考案されている(特許文献２―４)。しかし、核融合研究は、ＩＴＥＲが成功しても、実用化には、まだ多くの課題があり、2050年には対応出来ないと考えられる。また、現時点でも大きい磁気核融合装置が、ますます巨大化、設備の高価格化、電力価格の高騰が懸念される。同様に、レーザーやその他のビーム高エネルギービームを用いた方法は、未だ、原理実証の初期段階にある。
再表２０１９／１６８０３０号公報 特開２００８－２７５５７２号公報 ＣＮ　１０５９７６８７２公報 国際公開ＷＯ／２００９／１０８３３１号公報
Wallace Manhaimer,"Fusion breeding for mid-century, sustainable, carbon free power", Heliyon, 2020, PMID 32984613 Takuma Yamashita, Yasushi Kino, Shinji Okada, Motoyasu Sato, "Roles of resonant muonic molecule in new kinetics model and muon catalyzed fusion in compressed gas,　Scientific Reports, (2022), to be published. A. N. Shmelev, G. G. Kulikov, V. A. Kurnaev, G. H. Salahutdinov, E. G. Kulikov, and V. A. Apse , "Hybrid Fusion-Fission Reactor with a Thorium Blanket: Its Potential in the Fuel Cycle of Nuclear Reactors" PHYSICS OF ATOMIC NUCLEI Vol. 78 No. 10 2015 G. L. Olson,R. K. McCardell D. B. Illum," Fuel Summary Report: Shippingport Light Water Breeder Reactor", Idaho National Engineering and Environmental Laboratory Bechtel BWXT Idaho, LLC., (2002) INEEL/EXT-98-00799 Rev. 2 Satoshi Chiba, Toshio Wakabayashi, Yoshiaki Tachi, Naoyuki Takaki, Atsunori Terashima, Shin Okumura & Tadashi Yoshida, "Method to Reduce Long-lived Fission Products by Nuclear Transmutations with Fast Spectrum Reactors" Scientific REPORTS | 7: 13961 |(2917), Fig.1
近年、核融合による中性子源として、多用途・小型な資源としてミュオン触媒核融合の可能性が浮上してきている。核融合反応部の寸法は、重水素・三重水素に於いて鶏卵大、重水素・重水素反応でソフトボール球程度であり、ＩＴＥＲ等のプラズマ体積1000m3に比べて、極めて小型である（非特許文献２）。
軽水炉型のトリウム原子炉は、1976年から5カ年間、米国のシッピングポートの原子炉で、詳細な運転試験が実施された(非特許文献４)。この成果に基づいて、エネルギー消費と増殖に必要な諸元について、研究が行われ、個のデータを基に、我々は必要な核融合中性子量を推算することができた。シッピングポート原子炉は、トリウム232を親核として運転した。トリウム2322を9.6トン、ウラン233を0.11トン架装した円筒状のスタンダードブランケットの中心軸上に、5.2トンのトリウム232を親核として0.2トンのウラン233を含む原子燃料を架装したシードブランケットを装入する。ブランケット中のウラン233が核分裂し、その中性子で、トリウム232を更にトリウム233に核変換する。つまり、核分裂で消費されたウラン233をトリウム232の中性子吸収や核変換でトリウム233に変換し、ウラン233の減量を補い、変換反応を持続させる。出力はシードブランケットの装入深さによって調整する。この炉組で、電気出力90万kWhの運転実績を残した。
ウラン233の自然崩壊による中性子が反応サイクルを維持している。この中性子を全て、ミュオン核融合中性子に置きかえた新しい原子炉を発明した。 必要な核融合中性子数は、シードブランケットの中で発生している中性子の数を基準に、経験的に算出した。中性子フラックスは、次の様に見積もられる。ウラン233の半減期は16万年である。16万年で1/eに線形的に減衰すると仮定する。シードブランケット中のウラン233は、200kg、つまり、200kg/0.233kg＝858molである。16万年は約5x1012秒。平均の崩壊数は6x1023mol-1x 856 mol x（1‐1/e）/ 5x1012s = 6.5x1013s-1である。この中性子によって、90万kWhの発電量が作り出される。シードブランケットの入っていたスタンダードブランケットの内部空間に、ミュオン触媒中性子源を装入することを考える。重水素・三重水素ミュオン触媒核融合源から、14.1MeV中性子が毎秒6.5ｘ1013個、照射される。
次ぎに、この中性子を発生させるために必要な、フレッシュなミュオンの数を計算する。図1に示されているように14.1MeVの中性子は、(n,2n) (n,3n)反応による中性子増倍がある。少なくともトリウム233の分裂エネルギー約５ＭｅＶに比べて、およそ２倍の効果がある。1980年代に行われたミュオン触媒核融合実験の結果からフレッシュミュオン1個で、100個の中性子ができる。よって、約90万kWhのトリウム原子炉を運転するために必要な3x1012s-1の中性子は、3x1011s-1のフレッシュミュオンが必要である。もし、10万kWhの中規模発電であれば、3x1010ｓ-1のフレッシュミュオンでよい。ミュオン１個の生成には、約5GeVのエネルギーが必要である。核融合中性子の発生に必要な電力は、5 GeV x 1.6 x10-19 (J/eV)x 3 x1010 (s-1)= 24J/s＝２４Ｗである。もし、重水素・重水素核融合ならば、中性子の発生効率は1/100に下がり、中性子のエネルギーが2.4MeVしかないため、(n,2n)反応も起きない。フレッシュミュオンの数は6.5x1013s-1必要である。ミュオン核融合炉とトリウム系列核分裂炉複合炉は、単独の核融合炉に比較して、研究開発時間の短縮、開発コストの低減、マイナーアクチノイドおよびプルトニウムの発生が1/200‐1/100,000であり、最も自然環境負荷が小さき、核廃棄物が少ない長期のエネルギー源であり、2050年問題に関する最適な基盤技術であろう。
核分裂反応による中性子を利用する原子炉では、高レベル放射性廃棄物の処理が問題となる。高レベル放射性廃棄物の処理方法としては、ガラス固化体とした後の地層処分が検討されてきたが、地層処分場選定に理解が得られにくい等の問題があった。また、極めて長い半減期（例えば、数百万年）の物質を後世に残すことに対する倫理上の問題も指摘されている。
また、従来の熱平衡・完全電離・超高温プラズマを使う磁気核融合では、核融合反応断面積は、1-5barnと小さい。このように、反応の起きにくい系を使うために、必要な重水素・三重水素の相対エネルギーは20-100keVと大きなエネルギーが必要である。そこで、高温のプラズマを1秒間以上、真空中に浮かせて閉じ込めておくため、巨大な磁場設備と真空容器などが必要である。また、核融合反応では大きなエネルギーが放出されるが、これを有効に取り出し機器を冷却する必要がある。磁気核融合では、設備の大型化と溶融塩などの特別な冷却方法が必要である。近年、ミュオン触媒核融合に関して、連続運転が可能な多目的・小型ミュオン触媒核融合炉/中性子源の概念が打ち出され(特許文献１)、更に最新の量子計算法を駆使した理論研究によって、ミュオン核融合の実現性が浮上してきている (非特許文献２)。
以上の状況を元に、本発明は、ミュオン触媒核融合を定常的に発生する手段とトリウム崩壊系列を燃料とした原子炉を組み合わせた新しい原子炉による「発電システム及び発電方法」を提供することを目的とする。
上記目的を達成するため、請求項１に記載の発明では、ミュオン触媒核融合を起こすミュオン触媒核融合システムと、前記ミュオン触媒核融合システムにおけるミュオン触媒核融合により生じる中性子を核燃料に照射して発電を行う原子炉発電システムと、を備えた発電システムであって、前記原子炉発電システムの加圧水型反応容器が、ミュオン触媒核融合が生じる核融合炉心を囲むように、ミュオン触媒核融合システムと原子炉発電システムと区画する構造隔壁を介して配置されている、という技術的手段を用いる。
請求項２に記載の発明では、請求項１に記載の発電システムにおいて、前記核燃料は、トリウム232（232Th）、酸化トリウム(232ThO2)、または、トリウム232と酸化トリウムとの混合物である、という技術的手段を用いる。
請求項３に記載の発明では、請求項１または請求項２に記載の発電システムにおいて、前記原子炉発電システムは、前記核融合炉心を取り囲んで設けられ、ミュオン触媒核融合により放出される高速中性子を照射して核分裂反応を生じる核燃料を保持する燃料保持手段を備えた、という技術的手段を用いる。
請求項４に記載の発明では、請求項３に記載の発電システムにおいて、前記燃料保持手段は、ペレット状に成形した核燃料を封入する燃料細管の集合体として構成されている、という技術的手段を用いる。
請求項５に記載の発明では、請求項１ないし請求項４のいずれか１つに記載の発電システムにおいて、前記加圧水型反応容器内に、長寿命核分裂生成物長寿命核分裂生成物（Long Lived Fission Products）を配置するLLFP保持手段を備えた、という技術的手段を用いる。
請求項６に記載の発明では、請求項１ないし請求項５のいずれか１つに記載の発電システムにおいて、前記ミュオン触媒核融合システムは、ミュオンを発生させるミュオン発生手段と、原料ガスである重水素ガスまたは重水素・三重水素混合ガスを循環供給するガス供給手段と、前記ガス供給手段から供給される原料ガスを加速し超音速とするラバールノズルと、を備え、前記ラバールノズルの内部には、超音速に加速された原料ガスを衝突させて斜め衝撃波を発生させるための衝撃波発生器が備えられており、前記ガス供給手段により前記ラバールノズル内に供給され、前記ラバールノズルにより超音速に加速された原料ガスを前記衝撃波発生器に衝突させて斜め衝撃波を発生させ、斜め衝撃波を前記ラバールノズルの中心軸上に収束させて高密度のガス標的を空中に保持し、前記高密度のガス標的に前記ミュオン発生手段によりミュオンを導入して核融合反応を生じさせる、という技術的手段を用いる。
請求項７に記載の発明では、ミュオン触媒核融合により生じる中性子を、原子炉の加圧水型反応容器の内部に配置した核燃料に照射して核分裂反応により発電を行う発電方法、という技術的手段を用いる。
請求項８に記載の発明では、請求項７に記載の発電方法において、ミュオン触媒核融合により生じる中性子を制御することにより、核分裂反応を制御する、という技術的手段を用いる。
本発明の発電システム及び発電方法によれば、原子炉発電システムの核原料であるトリウム232に、重水素・三重水素によるミュオン触媒核融合により生じた14.1 MeV の核融合中性子が放射され、炉内において、トリウム232は、主に、図１に示す新しい反応系列である（n,2n）及び(n,3n)反応によって、崩壊系列を開始する。また、重水素・重水素による核融合反応では、中性子エネルギーが2.4MeVであるため、古典的反応経路だけになる。重水素・三重水素核融合中性子利用の方が、反応効率はたくなる。いずれの場合も、トリウム原子炉の起動が可能になる。これにより、核融合と核分裂とを組み合わせた複合型の発電システムを構築することができ、核融合中性子のエネルギーを上回る原子炉出力を発生させることができるとともに、放射性廃棄物を発生しない高効率で安全な小型の未臨界型原子炉が可能になる。
原子炉の制御において、制御棒またはその他の機械式の制御構造に代わって、電気的にミュオン核融合出力により制御することができる。停止をしなければならない場合に、瞬時にミュオン核融合を停止できるため、フェールセーフの機能が備わっており、制御棒を装入する必要がないので、信頼性の高い発電方法とすることができる。
LLFPを原子炉内に配置し、高速中性子を照射することにより、LLFPの短寿命化を図ることもできる。
トリウム232原子炉の中性子による原子核変換経路を示す図である。 ミュオン触媒核融合を炉芯とするトリウム232核分裂炉の組み合わせ構成を示す模式図である。図中Ｆ１は、重水素または重水素三重水素の循環炉を、Ｆ２は加圧軽水流路をそれぞれ示す。 ミュオン触媒核融合システムの構成の模式図である。図３（Ａ）は、主なシステム構成を示す模式図であり、図３（Ｂ）は、衝撃波発生装置を模式的に示した拡大図である。 発電システムの内部構造及び全体構造を模式的に示す説明図である。 図４のＡ－Ａ断面の模式図である。
（発電システムの構成）
本発明の発電システムＳについて図２－５を参照して説明する。
図２に示すように、発電システムＳは、ミュオン触媒核融合システムＳ１と、原子炉発電システムＳ２と、を備えている。ミュオン触媒核融合システムＳ１は、ガス流路の管壁である構造隔壁２０を介して、ミュオン触媒核融合システムＳ１の核融合炉構造Ｓ１と原子炉発電システムＳ２の原子炉構造との交通が分離され、且つ、核融合中性子が、構造隔壁２０を透過して、ミュオン触媒核融合システムＳ１から原子炉発電システムＳ２に照射されるように、一体的に形成されている。
ミュオン触媒核融合システムＳ１については、出願人が提案している再表Ｗ２０１９／１６８０２ａの構成を採用することができる。図３に示すように、ミュオン触媒核融合システムＳ１は、ミュオン発生手段１、ガス供給手段、ラバールノズル２、衝撃波発生器３、ミュオン入射孔４及び核融合炉芯Ｇの形成手段を備えている。
ミュオン発生手段１は、ミュオン触媒核融合反応に必要なミュオンを発生させ、核融合炉芯Ｇ内に導入するものである。
ミュオン発生手段１は、陽子加速器と、陽子をＢｅなどの標的に当てパイオンを発生させ、パイオンの自然崩壊によりミュオンを発生させるミュオン発生部（図示せず）を備えている。陽子加速器は、公知の構成のものを使用することができる。
ミュオン入射孔４は、ラバールノズル２の後述する衝撃波発生器３により形成され空中に保持される高密度のガス標的からなる核融合炉芯ＧにミュオンビームＮ１を入射可能な位置に接続されている。
ガス供給手段は、核融合反応の標的となる原料ガスである重水素ガスまたは重水素・三重水素混合ガスを循環供給するものであり、ガスを循環供給するための公知の構成を採用することができる。本発明では、ガス供給手段は、循環ガス熱交換器５、循環ガスループ６、高圧コンプレッサー７、その他、各種タンク、配管などの付帯設備を備えている。
ラバールノズル２は、ガス供給手段から供給される原料ガスを加速し超音速とする。ラバールノズル２は、高圧コンプレッサー７と上流側で接続され、原料ガスが亜音速で通過する管状の整流部２ａと、整流部２ａに対して縮径されたスロート部２ｂと、スロート部２ｂに接続されてスロート部２ｂより大きな径に形成されており、原料ガスが超音速で通過し、核融合反応が生じさせるための管状の反応部２ｃと、から構成される。ここで、ラバールノズル２は、原子炉発電システムＳ２とミュオン触媒核融合システムＳ１との構造隔壁２０の一部となる。
衝撃波発生器３は、ラバールノズル２の反応部２ｃ内に設けられ、超音速に加速された原料ガスを衝突させて斜め衝撃波を発生させるためのものである。衝撃波発生器３は、超音速気流に相対して配置され、超音速気流の衝突により斜め衝撃波を発生させるとともに、斜め衝撃波をラバールノズル２の中心軸上に収束させて高密度の核融合炉芯Gを空中に保持する。核融合炉芯Ｇは、1022/cm3 望ましくは4x1022/cm3 の超高密度の気体で、温度は300-900Kである。
衝撃波発生器３は、上流側の気流の動圧、斜め衝撃波、マッハ衝撃波、反射波で空力的に釣り合いがとれるように構成されていればよく、例えば、図１に示すような下流に向かって傾斜面を有して対向する板状部材や図３に示すような円周状に配置された複数の小突起などとして構成することができる。衝撃波発生器３を小突起で構成した場合には、衝撃波発生器３の下流端部を核融合発生部（核融合炉芯Ｇ）から離間させることができるので、多大な中性子線と熱フラックスから保護することができる。
原子炉発電システムＳ２は、加圧水型の反応容器１０、構造隔壁２０、燃料保持手段３０、発電手段４０を備えている。
ラバールノズル２は、反応容器１０の内部の中心軸に沿って配置されている。加圧水型反応容器１０は構造隔壁２０を介してミュオン触媒核融合システムＳ１（ラバールノズル２）と区画され、核融合炉心を囲むように配置されている。
構造隔壁２０は、重水素・三重水素ガスが超音速で流れる循環風洞系統と軽水または重水で満たされた原子炉を分離する。本実施形態では、構造隔壁２０は、中性子による劣化及び水素による脆化が少ない核融合用に開発された特殊鋼(例えば、reduced activation ferric steel：低放射化フェライト鋼)が用いられる。
燃料保持手段３０は、全体の外観が円筒状に形成されており、ミュオン触媒核融合が生じる核融合炉心Ｇを取り囲むように、ラバールノズル２と同軸となるように配置されている。
核融合によって発生した高速中性子は、核燃料であるトリウム232からウラン233への核変換を効率よく進めるために、燃料保持手段（ブランケットモジュール）中のトリウム232に直接に照射することが望ましい。燃料保持手段３０は、構造隔壁２０を取り囲んで設けられたブランケットモジュールであり、ミュオン触媒核融合により放出される高速中性子を照射して核分裂反応を生じる核燃料を保持する。燃料保持手段３０は、中性子の減速と遮蔽材の機能を担うと同時に、中性子エネルギーの熱への変換器としての機能を併せ持つ。
本実施形態では、燃料保持手段３０は、燃料細管(fuel rod)３１の集合体として構成されており、多数の燃料細管３１が同心円状に配列されている。燃料細管３１には、核燃料として、トリウム232を親核とする核燃料が、例えばペレット状に成形され封入されている。燃料細管３１は、加圧軽水を満たした加圧水ジャケット４１で囲まれている。この加圧水ジャケット４１により核分裂で放出されるエネルギーを回収する。燃料細管３１は、中性子照射に耐性が高い、ステンレスまたは低放射化フェライト鋼を用いて作製することが好ましい。
ここで、中性子のエネルギーは、半径方向に中心からの距離に比例して減少する。外周に近い燃料保持手段３０中の中性子は熱中性子のエネルギー領域まで減衰している。ウラン233は、熱中性子によって、効率よく核分裂を生じるため、外周部の方が高温になる。
トリウム232は、図１の反応系列に従いウラン233に変換される。ウラン233の中性子増倍率の理論値は2.38である。これは、熱中性子のエネルギー領域でウラン235やプルトニウム２３９よりも高い。Shipping　portの加圧軽水増殖炉のデータでは、増殖率は1.02と報告されている。理論値との乖離は、軽水による中性子の吸収 (中性子被毒)の影響が最も大きい。 本発明では、燃料細管である燃料細管３１の直径を大きく取り、燃料棒の表面積/体積比を小さくすることで、燃料ペレット内部で、発生した中性子が消費される率を高め、軽水による中性子被毒を軽減する。同時に、冷却水温度を高くして、原子炉のランキンサイクル効率を向上させることができる。
上記目的のため、トリウムの酸化物（ThO2）粉末を成形・焼結して核燃料用ペレットを製作する。ThO2は融点が高く、焼結温度が2000℃以上になる。直径が25ｍｍ以上の厚肉のセラミックス高温焼結は困難であるが、特開２００３－２７７１５７号公報で提案されているようなマイクロ波焼結技術を適用することによって解決する。
核燃料として、トリウム232（232Th）ペレットやトリウム232と酸化トリウムとを混合したペレットを用いることもできる。
発電手段４０は、核分裂による加圧水型軽水炉が備えている公知の構成であり、加圧水ジャケット４１、加圧器４２、蒸気発生器４３、蒸気タービン、発電機、復水器などを備えた発電装置４４、給水ポンプ４５などを備えている。
燃料細管３１には、核燃料の他に、LLFPの酸化物等を混ぜて封入し、又は、LLFPのみを封入した細管を用いることもできる。このとき、燃料細管３１がLLFP保持手段に相当する。これにより、LLFPに中性子を照射して、短寿命化、減量を同時に行うこともできる。燃料保持手段３０（ブリーダーブロック）の配置により、核分裂炉による中性子増殖と核分裂物質の増殖を極大化することができる。
LLFPを封入した燃料細管３１は、燃料保持手段３０の内周から数段外側半径２／３までに配置することが好ましい。LLFPを封入した燃料細管３１とトリウムを封入した燃料細管３１の本数比は、発電量とのトレードオフ運御関係にある。(非特許文献５) 
（発電方法）
次に、発電システムＳによる発電方法を示す。
ミュオン触媒核融合システムＳ１において、核融合炉心Ｇで発生し等方的に放出された14.1MeVの高速中性子は燃料保持手段３０での核分裂反応を誘起する。
燃料保持手段３０を構成する燃料細管３１は、600℃以上まで加熱され、加圧水ジャケット４１の循環加圧1次水により冷却される。この高温の熱源は、加圧水ジャケット４１の加圧水を500℃以上に加熱し、この高温の一次水を蒸気発生器４３に導いて高温水蒸気を発生させ、蒸気発生器４３から蒸気供給管４３ａを通じて発電装置４４に蒸気が供給され、発電装置４４によりタービン発電を行うことができる。これに水配管４３ｂを加えて２次ループが形成される。循環加圧1次水は給水ポンプ４５により循環される。
循環ガス熱交換器５では、ヘリウムガスを加熱し、高温の直接水素製造に用いることができる。
（実施形態の効果）
本発明の発電システムＳ及び発電方法によれば、ミュオン触媒核融合システムＳ１で発生する中性子を利用して原子炉発電システムＳ２を稼働させることができる。ミュオン触媒核融合により生じた14.1 MeV の核融合中性子が原子炉発電システムの核原料であるトリウム232に放射され、炉内において、トリウム232が(n,2n)及び(n,3n)反応によって、崩壊系列を開始する原子炉が可能になる。これにより、核融合と核分裂とを組み合わせた複合型の発電システムを構築することができ、核融合中性子のエネルギーを上回る原子炉出力を発生させることができるとともに、放射性廃棄物を発生しない高効率で安全な小型の未臨界型原子炉が可能になる。
原子炉の制御において、制御棒またはその他の機械式の制御構造に代わって、電気的にミュオン核融合出力により制御することができる。停止をしなければならない場合に、瞬時にミュオン核融合を停止するため、制御棒を装入する必要がないので、フェールセーフとして信頼性を高い発電方法とすることができる。
LLFPを封入した燃料細管を、トリウム封入細管の間に適宜に配置し、(n,2n)反応等によって、短寿命化、減量化を発電と同時に行う。現在までの原子炉で貯まってきたLLFPの減量減容化を進める事もできる。
（その他の実施形態）
ミュオン触媒核融合システムＳ１では、原料ガスとして重水素ガスを用いたＤＤ核融合反応を取り扱うこともできる。
１…ミュオン発生手段
２…ラバールノズル
２ａ…整流部
２ｂ…スロート部
２ｃ…反応部
３…衝撃波発生器
４…ミュオン入射孔
５…循環ガス熱交換器
６…循環ガスループ
７…高圧コンプレッサー
１０…反応容器
２０…構造隔壁
３０…燃料保持手段（ブランケットモジュール）
３１…燃料細管　　　
４０…発電手段
４１…加圧水ジャケット
４２…加圧器
４３…蒸気発生器
４３ａ…蒸気供給管
４３ｂ…水配管
４４…発電装置、
４５…給水ポンプ
Ｓ…発電システム
Ｇ…核融合炉心
Ｎ１…ミュオンビーム
Ｓ１…ミュオン触媒核融合システム
Ｓ２…原子炉発電システム

 

Claims (8)

  1. ミュオン触媒核融合を起こすミュオン触媒核融合システムと、前記ミュオン触媒核融合システムにおけるミュオン触媒核融合により生じる中性子を核燃料に照射して発電を行う原子炉発電システムと、を備えた発電システムであって、
    前記原子炉発電システムの加圧水型反応容器が、ミュオン触媒核融合が生じる核融合炉心を囲むように、ミュオン触媒核融合システムと原子炉発電システムと区画する構造隔壁を介して配置されていることを特徴とする発電システム。
  2. 前記核燃料は、トリウム232（232Th）、酸化トリウム(232ThO2)、または、トリウム232と酸化トリウムとの混合物であることを特徴とする請求項１に記載の発電システム。
  3. 前記原子炉発電システムは、前記核融合炉心を取り囲んで設けられ、ミュオン触媒核融合により放出される高速中性子を照射して核分裂反応を生じる核燃料を保持する燃料保持手段を備えたことを特徴とする請求項１または請求項２に記載の発電システム。
  4. 前記燃料保持手段は、
    ペレット状に成形した核燃料を封入する燃料細管の集合体として構成されていることを特徴とする請求項３に記載の発電システム。
  5. 前記加圧水型反応容器内に、長寿命核分裂生成物長寿命核分裂生成物（Long Lived Fission Products）を配置するLLFP保持手段を備えたことを特徴とする請求項１ないし請求項４のいずれか１つに記載の発電システム。
  6. 前記ミュオン触媒核融合システムは、
    ミュオンを発生させるミュオン発生手段と、
    原料ガスである重水素ガスまたは重水素・三重水素混合ガスを循環供給するガス供給手段と、　
    前記ガス供給手段から供給される原料ガスを加速し超音速とするラバールノズルと、
    を備え、
    前記ラバールノズルの内部には、超音速に加速された原料ガスを衝突させて斜め衝撃波を発生させるための衝撃波発生器が備えられており、
    前記ガス供給手段により前記ラバールノズル内に供給され、前記ラバールノズルにより超音速に加速された原料ガスを前記衝撃波発生器に衝突させて斜め衝撃波を発生させ、
    斜め衝撃波を前記ラバールノズルの中心軸上に収束させて高密度のガス標的を空中に保持し、
    前記高密度のガス標的に前記ミュオン発生手段によりミュオンを導入して核融合反応を生じさせる
    ことを特徴とする請求項１ないし請求項５のいずれか１つに記載の発電システム。
  7. ミュオン触媒核融合により生じる中性子を、原子炉の加圧水型反応容器の内部に配置した核燃料に照射して核分裂反応により発電を行う発電方法。
  8. ミュオン触媒核融合により生じる中性子を制御することにより、核分裂反応を制御することを特徴とする請求項７に記載の発電方法。

     
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