(57)【要約】中性子源又はエネルギー源として使用される高効率コンパクト核融合炉が記載される。炉はトロイダルプラズマチャンバ及びプラズマ閉じ込めシステムを含み、これらは、当該チャンバ内にプラズマを閉じ込める磁場を生成するべく構成される。プラズマ閉じ込めシステムは、閉じ込められたプラズマの大半径が１．５ｍ以下となるように構成される。トロイダル磁場は５Ｔ以下となるように動作され、プラズマ電流は５ＭＡ以下である。それにもかかわらず、生成されるα粒子はプラズマの中に閉じ込められる。
2017514120.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
コンパクト核融合炉であって、
トリチウム及びジュウテリウムイオンを含むプラズマが閉じ込められるトロイダルプラズマチャンバと、
前記プラズマを前記プラズマチャンバ内に閉じ込める磁場を生成するべく構成されたプラズマ閉じ込めシステムと
を含み、
前記プラズマ閉じ込めシステムは、前記閉じ込められるプラズマの大半径が１．５ｍ以下、好ましくは１．２ｍ以下、好ましくは１．０ｍ以下、好ましくは０．８ｍ以下、より好ましくは０．６ｍ以下となるように構成され、
前記磁場は使用中、５Ｔ以下、好ましくは４Ｔ以下、好ましくは３Ｔ以下、より好ましくは２Ｔ以下のトロイダル成分を含み、
プラズマ電流は、５ＭＡ以下、好ましくは４ＭＡ以下、好ましくは３ＭＡ以下、より好ましくは２ＭＡ以下、より好ましくは１ＭＡ以下であり、
アスペクト比は、２．５以下、好ましくは２．２未満、より好ましくは２．０未満、より好ましくは１．８未満、より好ましくは１．７未満であり、
前記炉において生成されるα粒子であって前記プラズマ内に閉じ込められるα粒子の割合は、０．４以上、好ましくは０．５以上、より好ましくは０．６以上、より好ましくは０．７以上、より好ましくは０．８、より好ましくは０．９以上である核融合炉。
【請求項２】
前記プラズマにおけるトリチウムイオン対ジュウテリウムイオンの比は、少なくとも約２５：７５、好ましくは少なくとも約４０：６０、より好ましくは少なくとも約５０である請求項１の核融合炉。
【請求項３】
前記プラズマ閉じ込めシステムは、好ましくは使用時に８０Ｋまで、より好ましくは３０Ｋ以下まで、より好ましくは４Ｋ以下まで冷却される高温超伝導体を含む材料から作られたトロイダル磁場磁石を含む請求項１又は２の核融合炉。
【請求項４】
中性ビームが、前記ビームにおける粒子間核融合反応を最適化するべく選択された異なる方向から前記プラズマの中に向けられることと、
前記炉が、前記プラズマへのパワーが１００ＭＷ未満、好ましくは１０ＭＷ未満、より好ましくは６ＭＷ未満、より好ましくは３ＭＷ未満、より好ましくは１ＭＷ未満、より好ましくは５００ｋＷ未満となるように構成されることと、
前記炉が、核融合エネルギーの利得因子がＱｅｎｇ＞１、より好ましくはＱｅｎｇ＞３、より好ましくはＱｅｎｇ＞１０、より好ましくはＱｅｎｇ＞１５、より好ましくはＱｅｎｇ＞２０で動作するべく構成され、かつ、高効率中性子源又はエネルギー源のいずれかとして動作されることと、
前記プラズマが、１０秒を超え、好ましくは１００秒を超え、より好ましくは１０００秒を超え、より好ましくは１００００秒を超えて定常状態に維持可能であることと、
前記プラズマ電流が誘導なしで駆動されることと
の特徴の一以上をさらに含む請求項１から３のいずれか一項の核融合炉。
【請求項５】
マージング圧縮と、
前記プラズマ電流を増大させるプラズマリングを振動電流が生成するための磁気ポンピングと、
前記トロイダルチャンバの中心コアに配置された一以上のソレノイドの、オプションとして引き込み可能ソレノイドの、のアクティベーションと、
ジャイロトロン又は他のＲＦ源によるＲＦ電流立ち上げとの一以上の動作を使用して前記プラズマを立ち上げるべく構成され、
オプションとして、
前記一以上のソレノイドのアクティベーションと、
ＲＦ電流駆動と、
前記プラズマをその成長に合わせて閉じ込めるのに必要なポロイダル磁場の急増が、前記プラズマ電流を所望動作値までランプアップさせるのにほぼ十分な磁束を投入するようなプラズマ加熱と
の一以上を使用して前記プラズマ電流をランプアップするべく構成される請求項４の核融合炉。
【請求項６】
前記トロイダル磁場磁石が作られる材料は、中性子遮蔽のための大きな空間を許容するべく、ＨＴＳ製材料内での約９０ミクロン未満の組み合わされた厚さを有する非ＨＴＳ層又は約１ミクロンを超える厚さを有するＨＴＳ層をオプションとして含むことにより、増加された電流密度を与えるべく構成される、請求項１から５のいずれか一項に記載の核融合炉。
【請求項７】
前記プラズマ閉じ込めシステムは、前記プラズマにおいて生成されたα粒子が閉じ込められるように構成される請求項１から６のずれか一項の核融合炉。
【請求項８】
磁場圧力に対するプラズマ圧力の比であるベータが、５％超過、好ましくは１０％超過、より好ましくは２０％超過、より好ましくは３０％超過である請求項１から７のずれか一項の核融合炉。
【請求項９】
前記プラズマエネルギー閉じ込め時間は、従来の予測よりも少なくとも１０％大きく、好ましくは５０％大きく、より好ましくは１００％大きく、より好ましくは２倍大きく、より好ましくは５倍大きく、より好ましくは１０倍大きい請求項１から８のずれか一項の核融合炉。
【請求項１０】
前記プラズマチャンバの壁の単位面積当たりの負荷を低減するべく最適化されたダイバータをさらに含み、
オプションとして、前記ダイバータの表面の一部又はすべてがリチウム被覆される請求項１から９のずれか一項の核融合炉。
【請求項１１】
前記プラズマに面する壁の一部又はすべてがリチウム被覆される請求項１から１０のいずれか一項の核融合炉。
【請求項１２】
請求項１から１１のいずれか一項に記載の核融合炉を複数含む発電所。
【請求項１３】
トロイダルプラズマチャンバを含む核融合炉を動作させることによって中性子又はエネルギーを生成する方法であって、
プラズマチャンバにおいて、トリチウム及びジュウテリウムイオンを含むプラズマを立ち上げることと、
５Ｔ以下、好ましくは４Ｔ以下、好ましくは３Ｔ以下、より好ましくは２Ｔ以下のトロイダル成分を有する磁場を生成することと、
前記プラズマを、大半径が１．５ｍ以下、好ましくは１．２ｍ以下、好ましくは０．８ｍ以下、好ましくは０．８ｍ以下、より好ましくは０．６ｍ以下、かつ、アスペクト比が２．５以下、好ましくは２．２未満、より好ましくは２．０未満、より好ましくは１．８未満、より好ましくは１．７未満で閉じ込めることと、
プラズマ電流を５ＭＡ以下、好ましくは４ＭＡ以下、好ましくは３ＭＡ以下、より好ましくは２ＭＡ以下、より好ましくは１ＭＡ以下で動作させることと、
中性子及び他のエネルギー粒子を放出することと、
前記プラズマを、前記炉において生成されるα粒子の比率が０．４以上、好ましくは０．５以上、より好ましくは０．６以上、より好ましくは０．７以上、より好ましくは０．８、より好ましくは０．９以上となるように閉じ込めることとを含む方法。
【請求項１４】
前記プラズマにおけるトリチウムイオン対ジュウテリウムイオンの比が、少なくとも約２５：７５、好ましくは少なくとも約４０：６０、より好ましくは少なくとも約５０：５０である請求項１３の方法。
【請求項１５】
前記プラズマは、核融合エネルギー利得因子がＱｅｎｇ＞１、より好ましくはＱｅｎｇ＞３、より好ましくはＱｅｎｇ＞１０、より好ましくはＱｅｎｇ＞１５、より好ましくはＱｅｎｇ＞２０で動作する請求項１３又は１４の方法。
【請求項１６】
少なくとも１０秒、好ましくは少なくとも１００秒、より好ましくは少なくとも１０００秒、より好ましくは少なくとも１００００秒の間、プラズマを定常状態に維持することをさらに含む請求項１３、１４又は１５の方法。
【請求項１７】
前記中性子は、少なくとも３×１０１７中性子／秒、好ましくは少なくとも１０１８中性子／秒、より好ましくは少なくとも１０１９中性子／秒、より好ましくは少なくとも１０２０中性子／秒の速度で生成される請求項１３から１６の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本願は、高トロイダル磁場で動作するコンパクト核融合炉に関する。詳しくは、本発明は、排他的にというわけではないが、エネルギー源として又は高効率中性子源としての使用に適した球状トカマク炉に関する。
【背景技術】
【０００２】
核融合パワーを生成するという課題は非常に複雑である。トカマク以外の多くの代替的装置が提案されているが、いずれも依然として、ＪＥＴのような現在動作中の最良のトカマクに匹敵する結果をもたらすまで至っていない。
【０００３】
世界的な核融合研究は、建設史上最大かつ最高価（１５兆ユーロ）のトカマクであるＩＴＥＲの建設開始後新たなフェーズに入っている。商業核融合炉の成功へのルートには、長パルス、安定動作が、経済的に発電するのに必要な高効率とともに要求される。これら３つの条件は、同時に達成することが特に難しい。計画されるプログラムには、理論的かつ技術的研究のみならず、ＩＴＥＲ及び他の核融合施設での実験的研究の長年の継続が必要となる。広く認識されていることだが、このルートを経て開発される商業核融合炉は２０５０年以前には建設されない。
【０００４】
従来型トカマクは、経済的な発電（すなわち入力パワーをはるかに超える出力パワー）に必要な核融合反応を得るべく、エネルギー閉じ込め時間（これはプラズマ体積にほぼ比例する）が十分に大きくなり得るように巨大とする必要がある（例えばＩＴＥＲのように）。その結果プラズマは、熱核融合発生に十分な程度ホットとなり得る。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特表２０１４−５２９７４４号公報
【特許文献２】特表２０１３−５３３４７３号公報
【発明の概要】
【０００６】
本発明の第１側面によれば、エネルギー源又は高効率中性子源として使用するためのコンパクト核融合炉が与えられる。炉は、トリチウムイオンを含むプラズマが閉じ込められたトロイダルプラズマチャンバと、当該プラズマチャンバの中にプラズマを閉じ込めるための磁場を生成するべく構成されたプラズマ閉じ込めシステムとを含む。プラズマ閉じ込めシステムは、閉じ込められるプラズマの大半径が１．５ｍ以下、好ましくは１．２ｍ以下、好ましくは１．０ｍ以下、より好ましくは０．８ｍ以下、より好ましくは０．６ｍ以下となるように構成される。磁場は使用中、５Ｔ以下、好ましくは４Ｔ以下、好ましくは３Ｔ以下、より好ましくは２Ｔ以下のトロイダル成分を含む。プラズマ電流は、５ＭＡ以下、好ましくは４ＭＡ以下、好ましくは３ＭＡ以下、より好ましくは２ＭＡ以下、より好ましくは１ＭＡ以下である。アスペクト比は、２．５以下、好ましくは２．２未満、より好ましくは２．０未満、より好ましくは１．８未満、より好ましくは１．７未満である。すなわち炉は球状トカマクであり得る。プラズマ内に閉じ込められる生成されたα粒子の割合は、０．４以上、好ましくは０．５以上、より好ましくは０．６以上、より好ましくは０．７以上、より好ましくは０．８、より好ましくは０．９以上である。実際のところ、一実施形態において、生成されたα粒子の実質的にすべてをプラズマに閉じ込めることができる。
【０００７】
すなわち、近似的に２ＭＡもの低いプラズマ電流であっても、高い割合のα粒子を、中程度に高い磁場の球状トカマクに閉じ込めることができる。わかることだが、かかるα粒子は、プラズマを加熱し、核融合条件を高利得装置において維持するのに有用である。
【０００８】
プラズマ内のトリチウムイオン対ジュウテリウムイオンの比は、少なくとも約２５：７５、好ましくは少なくとも約４０：６０、より好ましくは少なくとも約５０：５０である。
【０００９】
プラズマ閉じ込めシステムは、使用時に好ましくは近似的に８０Ｋまで（窒素の沸騰温度は７７Ｋである）、より好ましくは３０Ｋ以下まで、より好ましくは４Ｋ以下まで冷却される高温超伝導体を含む材料から作られた高トロイダル磁場磁石を含み得る。
【００１０】
炉は、プラズマへのパワー投入が、１００ＭＷ未満、好ましくは１０ＭＷ未満、より好ましくは６ＭＷ未満、より好ましくは３ＭＷ未満、より好ましくは１ＭＷ未満、より好ましくは５００ｋＷ未満となるように構成される。すなわち、好ましい実施形態において、炉は低エネルギー炉である。しかしながら、炉は、好ましくは、核融合エネルギーの利得因子がＱｅｎｇ＞１、より好ましくはＱｅｎｇ＞３、より好ましくはＱｅｎｇ＞１０、より好ましくはＱｅｎｇ＞１５、より好ましくはＱｅｎｇ＞２０で動作するべく構成され、かつ、高効率の中性子源又はエネルギー源のいずれかとして動作される。
【００１１】
小型核融合装置のための従前の設計は通常、壁負荷の問題を抱えている。すなわち、プラズマチャンバ壁を通り抜ける中性子束又はプラズマ熱の分散の問題である。プラズマへの１０ＭＷ以下、好ましくは６ＭＷ以下、より好ましくは３ＭＷ、より好ましくは１ＭＷ以下という低パワー入力をオプションとして使用することにより、既存の材料及び技術によっても装置は実現可能となる。
【００１２】
中性子生成は、一以上の中性ビームをプラズマの中に向けることにより向上させることができる。中性子ビームは、２００ｋｅＶ未満、好ましくは１３０ｋｅＶ未満、より好ましくは８０ｋｅＶ未満、より好ましくは４０ｋｅＶ未満のエネルギーを有し得る。複数の中性ビームが、ビーム内の粒子と熱プラズマとの核融合反応を最適化するべく選択された方向からプラズマの中に向けられて衝突ビームを含み得る。
【００１３】
一実施形態では、プラズマは、１０秒を超え、好ましくは１００秒を超え、より好ましくは１０００秒を超え、より好ましくは１００００秒を超えて定常状態に維持可能である。実際のところプラズマは、数年まで連続して定常状態に維持可能であり得る。特に、プラズマエネルギー閉じ込め時間は、従来の予測よりも少なくとも１０％大きく、好ましくは５０％大きく、より好ましくは１００％大きく、より好ましくは２倍大きく、より好ましくは５倍大きく、より好ましくは１０倍大きくなり得る。このことは、中性子又はエネルギー生成の有用性を劇的に増加させる。放出される中性子の総数及びエネルギーの総量が長パルスによって増加するからである。かかる長パルスを達成するべく、誘導なしで、例えば中性ビーム又はＲＦ電流駆動を使用することにより、プラズマ電流を駆動することができる。ＲＦ電流駆動は、当該電流を駆動する任意の電磁波技術を含む。これは、電子バーンスタイン波、低域混成、イオンサイクロトロン共鳴及び電子サイクロトロン共鳴、並びにこれらの任意の組み合わせを含む。低エネルギー中性ビームは、電流を駆動する運動量の伝達が高効率（単位エネルギー入力当たり）であり得る。さらに、磁場圧力に対するプラズマ圧力の比は５％超過、好ましくは１０％超過、より好ましくは２０％超過、より好ましくは３０％超過となり得る。
【００１４】
ＨＴＳ磁石の使用が、プラズマを定常状態に維持することに役立つ。これは、超伝導体であることにより、磁石内の抵抗による加熱効果が存在せず、かつ、ＨＴＳ磁石に対する電流供給が抵抗性磁石に対する電力供給よりも安定するからである。
【００１５】
プラズマの立ち上げには、マージング圧縮、若しくはプラズマ電流を増大させるプラズマリングを振動電流が生成するための磁気ポンピング、若しくはトロイダルチャンバの中心コアに配置される一以上のソレノイド（引き込み可能でもよい）のアクティベーション、及び／又はジャイロトロン若しくは他の適切な高周波生成器によるＲＦ電流立ち上げが使用される。プラズマ電流のランプアップには、ソレノイドのアクティベーション、ＲＦ電流駆動、及び／又は、プラズマをその成長に合わせて閉じ込めるのに必要なポロイダル磁場の急増が、プラズマ電流を所望動作値までランプアップさせるのにほぼ十分な磁束を投入するようなプラズマ加熱が使用される。引き込み可能なソレノイドが使用される場合、当該ソレノイドはオプションとして、予め冷却された高温超伝導ソレノイドを含む。プラズマ電流は、ＲＦ電流駆動及び／又は中性ビーム入射を使用して維持される。
【００１６】
中性子による損傷を低減又はなくすべく中心柱のまわりには遮蔽が設けられる。ＨＴＳ製材料は、例えばＨＴＳ製材料内におけるＨＴＳ層の厚さを増加させることによって、中性子損傷に対する耐性を向上させるべく構成される。
【００１７】
ＨＴＳ製材料は、例えば、大きな遮蔽用空間が許容されるようにＨＴＳ製材料内における非ＨＴＳ層の厚さを低減すること又はＨＴＳ層の厚さを増加させることによって、電流密度を増加させるべく構成される。
【００１８】
中心柱は、ベリリウム、アルミニウム又は他の非ＨＴＳ材料を含む。これらは、中性子束とは無関係に受容可能レベルの構造的完全性及び伝導性を維持する。ベリリウム、アルミニウム又は他の非ＨＴＳ材料は、その抵抗を低減するべくオプションとして極低温で冷却され、かつ、中心柱から離れたトロイダル磁石の残りの部分を形成するＨＴＳ材料に接合される。
【００１９】
中心柱の内側部分がＨＴＳから作られ、外側部分はベリリウム、アルミニウム又は他の非ＨＴＳ材料から作られる。非ＨＴＳ材料は、中性子からＨＴＳへの損傷に対する遮蔽を与える。ベリリウム、アルミニウム又は他の非ＨＴＳ材料は、その抵抗を低減するべくオプションとして極低温で冷却され、かつ、中心柱から離れたトロイダル磁石の残りの部分を形成するＨＴＳ材料に接合される。ＨＴＳ材料は、中性子損傷に対する耐性を向上させ及び／又は電流密度を向上させるべく構成される。
【００２０】
炉から放出される中性子は、とりわけ、電気の生成、熱の生成、医療等の用途の同位体形成、がん治療、水素生成（例えば高温電気分解による）、核廃棄物の処理、リチウムの中性子ボンバードメントによるトリチウム製造、核分裂燃料の増殖、中性子分光法、材料とコンポーネントの試験、及び／又は科学的研究を目的として使用され得る。
【００２１】
従来型核融合炉では、プラズマにおいて生成されたα粒子が保持される。ここに記載される本発明は従来型核融合炉よりもはるかに小型であるが、高磁場ゆえにα粒子が依然として閉じ込められてプラズマ加熱に著しく貢献する。実際のところ、α粒子は、これまで理解されていたものよりもかなり低いプラズマ電流において閉じ込めることができる。
【００２２】
炉が稼働している間、オプションとして、トーラス中心にソレノイドが存在しないようにする必要がある。高い中性子フルエンスによる損傷を受けるからである。
【００２３】
本発明の特徴は、高温超伝導体（ＨＴＳ）が、主要トロイダル磁場磁石において（及びオプションとして他の磁石において）使用され、コンパクト球状トカマクにおいて低運転コストで高磁場を得ることができる点にある。高磁場、小型サイズ、及び低アスペクト比（これは安定性改善及びエネルギー閉じ込めの改善を与える）の組み合わせにより、従前の設計よりもはるかに小型スケールで核融合エネルギーを実現可能にすることができる。
【００２４】
ＨＴＳクライオスタットは、液体冷凍剤あり又はなしで設計することができる。冷凍剤は、必要な温度及び冷却パワーに応じてＨｅ、Ｈ２、Ｎｅ又はＮ２を含む分子又は化合物の範囲であり得る。クライオスタットは、トカマク及びトロイダル磁場コイルの構造強度及び剛性を高めるように設計することもできる。
【００２５】
ＨＴＳは、必要な構造的特性及び工学技術的電流密度を与える基板、スタビライザ、バッファ及び上層の範囲にあるテープ又はワイヤの形態にあるＹＢＣＯ又は（Ｒｅ）ＢＣＯ（ここでＲｅは希土類元素）の材料範囲から製造することができる。
【００２６】
核融合炉は、プラズマチャンバ壁の単位面積当たりの負荷を低減するべく最適化されたダイバータ板、並びに／又は、プラズマの排出プルームを配向させ、当該排出プルームの占有面積を大きな半径まで拡張させ、及び／若しくは当該排出面積全体の接触領域を掃引させるべく構成されるダイバータコイルを含む。ダイバータの一以上は液体リチウムで被覆される。真空チャンバ壁も液体リチウムで被覆される。
【００２７】
炉はまた、放出される中性子束を（個別の中性子エネルギーを犠牲にして）増加させるべく構成される増倍ブランケットを含む。束密度の局所的増加をもたらすべく及び／又はポロイダルコイル等のトカマクコンポーネントを大規模な中性子照射から保護するように中性子を炉の外に向けるべく、リフレクタブランケットを設けることができる。
【００２８】
炉はまた、核融合・核分裂混成炉を形成する核分裂物質又は燃料親物質（例えばトリウム）の未臨界ブランケットを含む。この構成において、核融合により生成される多量の中性子が、核分裂反応を開始かつ持続させ及び／又は燃料親同位体を核分裂同位体に変換する。この構成は、新たな核燃料を増殖させ、核廃棄物を破壊し、及び／又はエネルギーを生成するべく使用することができる。
【００２９】
本発明はまた、上述のような複数の核融合炉を含む発電所も与える。
【００３０】
本発明の他側面によれば、トロイダルプラズマチャンバを含む核融合炉を動作させることによって中性子又はエネルギーを生成する方法が与えられる。方法は、当該プラズマチャンバ内で、トリチウムイオンを含むプラズマを立ち上げることと、５Ｔ以下、好ましくは４Ｔ以下、好ましくは３Ｔ以下、より好ましくは２Ｔ以下のトロイダル成分を有する磁場を生成することと、中性子及び他のエネルギー粒子を放出することとを含む。プラズマは、大半径が１．５ｍ以下、好ましくは１．２ｍ以下、好ましくは１．０ｍ以下、好ましくは０．８ｍ以下、より好ましくは０．６ｍ以下で閉じ込められる。プラズマ電流は、５ＭＡ以下、好ましくは４ＭＡ以下、好ましくは３ＭＡ以下、より好ましくは２ＭＡ以下、より好ましくは１ＭＡ以下である。アスペクト比は、２．５以下、好ましくは２．２未満、より好ましくは２．０未満、より好ましくは１．８未満、より好ましくは１．７未満である。炉内で生成されてプラズマ内に閉じ込められたα粒子の割合は、０．４以上、好ましくは０．５以上、より好ましくは０．６以上、より好ましくは０．７以上、より好ましくは０．８、より好ましくは０．９以上である。
【図面の簡単な説明】
【００３１】
本発明のいくつかの好ましい実施形態が、例示のみによって及び添付図面を参照して以下に記載される。
【００３２】
【図１】従来型及び球状トカマクの磁力線挙動を例示する。
【図２】従来型銅磁石を有する球状トカマクの１／２断面図である。
【図３】一例のＨＴＳ材料の構造を示す。
【図４】中性子ボンバードメントに対して弾力性を与えるための中心柱の限られた中性子遮蔽及び異なる構成のＨＴＳトロイダル磁場磁石を有する球状トカマクの１／４断面図を示す。
【図５】図５Ａ及び５Ｂは、ＳＴＣＦＮＳにおける１００ｋＶビーム入射により生成される高速イオンの軌跡のシミュレーションを示す。
【図６】低アスペクト比コンパクト炉における、旋回中心近似を使用したアルファ粒子閉じ込めのプラズマ電流への依存性を示す。
【図７】小半径を同じままにしてのアスペクト比及び延伸によるアルファ閉じ込めの変化を示す。
【図８】図８Ａ〜８Ｅは、アルファ粒子の異なる誕生箇所に対する、Ｒ／ａ＝０．５／０．３ｍ、ｋ＝２．７５、Ｉｐ／Ｂｔ＝５ＭＡ／５ＴのＳＴＦＮＳのアルファ粒子軌道を示す。
【図９】図９Ａ及び９Ｂは、ＳＴパイロットプラントにおけるアルファ閉じ込め割合及び壁負荷を示す。
【図１０】図１０Ａ及び１０Ｂは、４ＭＡ及び６ＭＡのプラズマ電流でのコンパクトＳＴ炉におけるアルファパワー付与を示す。
【図１１】３ＭＡ、４ＭＡ及び６ＭＡのプラズマ電流に対するコンパクトＳＴ炉におけるアルファパワー付与の完全ジャイロ軌道シミュレーションを示す。
【図１２】図１２Ａ及び１２Ｂは、シミュレーションに使用されたＴＦＴＲジオメトリ、及び喪失アルファ粒子壁負荷の正規化されたポロイダル分布を示す。
【図１３】コンパクトＳＴ炉における喪失アルファ壁負荷の正規化されたポロイダル分布を示す。
【図１４】図１４Ａ〜１４Ｄは、ＳＴＰＰ、ＩＴＥＲ及びコンパクトＳＴパイロットプラントに対する、経時的に灰が蓄積する態様及び核融合パワーの低減結果を示す。
【発明を実施するための形態】
【００３３】
本願は、トカマクの非常にコンパクトな形態に基づき、かつ、驚くべき低いプラズマ電流でのアルファ閉じ込めの最適化を含む一定範囲の革新的な特徴を用いる。「高効率コンパクト核融合炉」（ＥＣＦＲ）は、コンパクトな核融合発電プラントを与えることを意図する。
【００３４】
核融合中性子は、ジュウテリウム・トリチウム（Ｄ−Ｔ）又はジュウテリウム・ジュウテリウム（Ｄ−Ｄ）プラズマが、当該原子核がともに融合する程度まで非常にホットとなって高エネルギー中性子を放出する場合に生成される。現在のところ、これを達成する最も有望な方法は、トカマクを使用することである。従来型トカマクの核融合へのアプローチ（ＩＴＥＲにより実施されている）において、プラズマは、このプロセスを最適化するべく長い閉じ込め時間、高温及び高密度を有する必要がある。
【００３５】
トカマクは、核融合が生じ得るホットな安定プラズマを生成するべく、強いトロイダル磁場ＢＴ、高いプラズマ電流Ｉｐ、並びに通常は大きなプラズマ体積及び著しい補助加熱を特徴とする。補助加熱（例えば高エネルギーのＨ、Ｄ又はＴの数十メガワットの中性ビーム入射による）は、核融合が生じ及び／又はプラズマ電流を維持するのに必要な十分高い値にまで温度を増加させる必要がある。
【００３６】
問題なのは、一般に必要とされる大型サイズ、大きな磁場及び高いプラズマ電流ゆえに建設コスト及び維持コストが非常に高くなり、磁石システム及びプラズマ双方に存在する当該大きな貯蔵エネルギーに対処するべく、工学技術に非常な忍耐力が必要となることである。プラズマは、「ディスラプション」、すなわちメガアンペア電流が猛烈な不安定性において数千分の１秒でゼロまで低減すること、を引き起こす傾向がある。
【００３７】
この状況は、従来型トカマクのドーナツ状トーラスをその限界にまで収縮させ、芯のあるリンゴの外観を有する「球状」トカマク（ＳＴ）とすることによって改善することができる。Ｃｕｌｈａｍにおける当該概念の最初の実現が、膨大な効率増加を実証した。ホットなプラズマを閉じ込めるのに必要な磁場を１０分の１まで低減することができる。加えて、プラズマ安定性が改善され、建設コストも低減される。
【００３８】
ＳＴの欠点は、中心柱の限られた空間により、中性子環境にある中心巻線を保護するべく必要な実質的遮蔽の設置が禁じられることにある。これにより、従来型トロイダル磁場巻線及び従来型中心ソレノイド（プラズマ電流を誘導かつ維持するべく使用される）が実用的でなくなる。ＳＴに基づく発電プラントが（限られた遮蔽を伴う中実の銅中心ポストであって毎年又は中性子による損傷時に変更される中心ポストを使用して）設計されているが、当該プラントは、暖められた銅の相対的に高い抵抗に起因する中心柱での高エネルギー散逸を有するので、発電を経済的にするべく大きな装置が要求される。
【００３９】
重要な因子は、トロイダル磁場ＢＴの強度である。トカマクにおける熱核融合による核融合パワーはＢＴの４乗に比例するので、トカマクは、これが課す著しい応力及び当該磁石に必要な著しい電気コストに整合する最大限に可能なＢＴを使用するべく設計される。こうしたコストを最小限にするべく、ＩＴＥＲのような長パルスの現代的な装置は、液体ヘリウムによって冷却されるＬＴＳ磁石を特徴とする。
【００４０】
高磁場アプローチの現行の制限は、現在はロシア・イタリア合同プロジェクトとして開発されている中型サイズのＩＧＮＩＴＯＲプロジェクトによって例示されている。ＩＧＮＩＴＯＲは、鋼支持構造物による従来型銅磁石によって得られるプラズマ大半径（１．４３ｍ）で〜１３テスラかつ中心スタック周縁で〜２０Ｔという、その非常に高い磁場ＢＴゆえに、大規模な補助加熱を必要とせずに短パルス点火を達成すると予測されている。
【００４１】
ＳＴアプローチの欠点は、中心柱における低減された空間ゆえに、その中のトロイダル磁場磁石が限られたサイズとなり、その結果、現在のところ、１テスラ未満という相対的に低いトロイダル磁場のみがＳＴにおいて達成されているにすぎない。この問題は、ＥＣＦＲにおいて高温超伝導磁石の使用により克服される。
【００４２】
核融合への小型スケールアプローチは、非特許文献１によって最初に提案された効果を使用する。高エネルギー中性ビームを小さな単なる「暖かい」プラズマに入射させることによっても著しい核融合パワーが生成される。この効果をＳＴと組み合わせたものが、ＢＴ＝１．５テスラを有する「超コンパクト中性子源」（ＳＣＦＮＳ）（非特許文献２）のための我々の設計の基礎である。
【００４３】
Ｄ−Ｔ核融合により動作するＳＣＦＮＳによって生成されるパワー（Ｐｆｕｓ）が１〜２ＭＷと推定される一方、ＮＢＩの投入パワー（ＰＮＢＩ）〜６ＭＷである。したがって、Ｑｅｎｇ（Ｐｆｕｓ／Ｐｔｏｔａｌ）〜０．０５であるが、ＮＢＩの６ＭＷをもたらすには約１８ＭＷの電気が必要なので、Ｑ（Ｐｆｕｓ／ＰＮＢＩ）〜０．２５となる。さらに約１０ＭＷが銅磁石における散逸で失われる。核融合による正味の電力生成にはＱｅｎｇ＞１とする必要がある。それにもかかわらず、ＳＣＦＮＳは、小型装置に対する著しい核融合パワーを生成する。１４ＭｅＶの中性子は、電力入力から核融合パワー出力への低変換効率を補償する多くの価値あるアプリケーションを有し得る。
【００４４】
これまでずっと、この小型スケールアプローチは、経済的な核融合エネルギー発電プラントをもたらし得ないと考えられてきた。これは、入力中性ビーム入射（ＮＢＩ）パワーが相対的に大きく、かつ、磁場が、プラズマ内の核融合反応により生成されたホットな荷電アルファ粒子を閉じ込めるには十分ではなく、ひいては得られる自己加熱を失うからである。これは、核融合パワー生成を目標とする従来型トカマク設計の鍵となる特徴である。しかしながら、最近の技術進歩により、このような小型ＳＴも、以下に述べるように高磁場を達成することができる。
【００４５】
高温超伝導体
【００４６】
最近の高温超伝導体（ＨＴＳ）の進歩は、核融合に対して幅広い影響を与えている。従来型低温超伝導体（ＬＴＳ）磁石が液体ヘリウム範囲（〜４Ｋ）の温度を使用する一方、ＨＴＳは、便宜かつ容易に類似の結果を与え、７７Ｋ又はこれよりさらに高い液体窒素温度を達成することができる。
【００４７】
それでも、ＨＴＳの利点は、コスト及び利便性をはるかに超えている。ＨＴＳが７７Ｋ未満の低温で現実に動作される場合、電流搬送能力が大きく増加し、かつ、はるかに高い磁場において伝導体が動作し得る。実際のところ、オックスフォード・インストゥルメンツが最近、ほぼ２３ＴをもたらすＨＴＳ磁石を実証した。これは、ＬＴＳが最大で達成する２０Ｔを超える（実際には、ＨＴＳコアをＬＴＳ外側材の中に挿入することによって行われた）。
【００４８】
高い最大磁場、増加した電流搬送能力、及び低減された冷却複雑性を組み合わせることが意味するのは、非常に高いトロイダル磁場のＨＴＳ磁石が、球状トカマクコアの限られた空間において可能になるということである。例えば、中心柱の周縁において（図２が示すように）３０Ｔが実現可能である場合、ＳＣＦＮＳのようなアスペクト比１．６６であるＳＴの大半径において１２Ｔが得られる。ＳＣＦＮＳのようなビーム駆動装置における核融合パワーが近似的にＢＴの３乗に比例することが観測されている（非特許文献３）。これが示唆するのは、既存のＳＣＦＮＳ設計のための１．５Ｔからここに記載される高磁場バージョンのための１２ＴまでＢＴを増加させることによって、核融合パワーが近似的に１２／１．５の３乗だけ、すなわち５１２だけ増加するということである。したがって、Ｑｆｕｓ〜１２８、Ｑｅｎｇ〜３８となり、しかも、すべて小型装置においてである！付加的な利点は、こうした高磁場において、荷電アルファ粒子核融合反応がプラズマ内に残り、著しい自己加熱を与え、及び炉の効率をさらに増加させることである。非特許文献１は、Ｑｆｕｓ〜３付近での理想的なビーム・プラズマ核融合の効率には基本的な限界が存在することを示した。このため、依然として小型装置から高効率中性子源が得られるが、エネルギー生成に対する実現可能なアプローチとはいえない。しかしながら、ここで企図される高磁場において、我々は、中性ビーム加熱の必要性なしに、高度な閉じ込め、高いプラズマ温度、及びそれゆえのビームプラズマ核融合と熱核融合、可能であれば純粋な熱核融合、との組み合わせを得ている。
【００４９】
最大の達成可能熱核融合パワーは、トロイダル磁場の４乗に比例することが周知である（非特許文献５）。実際には、β２ＢＴ４Ｖに比例する。ここで、βは正規化されたプラズマ圧力であり、Ｖは体積である。β制限は、球状トカマクにおいては従来型の低アスペクト比トカマクよりも４倍から５倍高い。その結果、ＢＴが１２Ｔ以上もの高さにあってかつ高プラズマ圧力が得られる場合、小型球状トカマクであっても高い熱核融合パワーが可能となる。例えば、ＩＴＥＲは、トロイダル磁場５．５Ｔにより核融合パワー５００ＭＷを生成することが期待されている。２倍のトロイダル磁場及び４倍高いβを有する球状トカマクは、同じパワーを１／２５６の体積で生成することができる。
【００５０】
高温超伝導技術は急速に進歩を続けている。第１世代のＨＴＳ材料すなわちＢＳＣＣＯは、急速にＹＢＣＯに取って代わられている。基本的に高い臨界磁場及び臨界電流を有する新しいＨＴＳ材料の発見と同様に、ＹＢＣＯ（又はより一般には（Ｒｅ）ＢＣＯ（ここでＲｅは希土類原子））のような既存の材料の工学技術的性能も急速に改善されている。その結果、ＨＴＳ製磁石は、ますます小さな伝導体によってますます高磁場を達成できるようになっている。本明細書では、ＨＴＳ材料が、低磁場における約３０Ｋを超える温度で超伝導特性を有する任意の材料を含むものと理解される。
【００５１】
強力な高エネルギー中性子ボンバードメントのもとでのＨＴＳの性能はまだ知られてないが、数か月又は数年の運転を有効に維持するべく１０ｃｍを超える遮蔽が必要になるという懸念が存在する。かかる量の遮蔽は大きすぎるので、小型球状トカマクの中心柱まわりに収容することができない。高電流が中心柱を貫通できるようにするべく、いくつかの代替手段が利用される。
【００５２】
図３は、標準のＨＴＳテープ５００のコンポーネントの概略的な例示である。かかるテープ５００は一般には近似的に１００ミクロン厚であり、近似的に５０ミクロン厚の電解研磨されたハステロイ基板５０１を含む。ハステロイ基板５０１の上には、ＩＢＡＤ又はマグネトロンスパッタリングによって、それぞれが近似的に０．２ミクロン厚である一連のバッファスタック層５０２が堆積される。エピタキシャル（ＲＥ）ＢＣＯ−ＨＴＳ層５０３（ＭＯＣＶＤによって堆積される）が、バッファ層を覆い、かつ、典型的には１ミクロン厚である。ＨＴＳ層上にはスパッタリングによって２ミクロンの銀層５０４が堆積され、当該テープの両側面に２０ミクロンの銅スタビライザ層５０５が電気めっきされる。テープにおける電流を増加させるべく、ＨＴＳ層の厚さは、１ミクロン付近から４ミクロンと２０ミクロンとの間まで増加される。これにより、電流の搬送が２から５倍増加し（非特許文献２０）、かつ、中性子への耐性が４から２０倍増加する。上述のように、全体的なテープ厚は通常１００ミクロンなので、これが唯一の変化であれば、テープ厚の増加は２０％未満となる。
【００５３】
他のアプローチは、銅５０５及びハステロイ５０１層（又はテープにおける他の伝導／支持非ＨＴＳ層）の厚さを低減することである。こうした非ＨＴＳ層の厚さを有することで、テープにおける電流密度が近似的に倍増するので、遮蔽のための空間を大きくすることができる。
【００５４】
第３のアプローチは、ＨＴＳの代わりに、極低温に冷却されたベリリウム又はアルミニウムの中心柱を球状トカマクに使用することである。これは、図６のオプションＢに示される。ベリリウム又はアルミニウムには望ましくない抵抗損失が存在するが、当該損失は、理想的には３０Ｋ以下まで冷却することにより、かつ、ベリリウム又はアルミニウムの中心柱をトロイダル磁場コイルのＨＴＳ外側アームに接続することにより最小限にすることができる。ベリリウム又はアルミニウムが選択されるのは、温度３０Ｋにおいて低抵抗性だからであり、かつ、高エネルギー中性子による損傷に耐性があるからである。このような特性又は類似の特性を有する他の元素又は材料も使用することができる。
【００５５】
第４の手段は、外側の極低温に冷却されたベリリウム又はアルミニウムの中心柱とＨＴＳ製の内側部分との組み合わせを使用することである。これはまた、図６のオプションＣに示される。ベリリウム又はアルミニウムの外側により、ＨＴＳの所定の遮蔽が与えられる。理想的には３０Ｋ以下までの冷却、及びベリリウム又はアルミニウム／ＨＴＳの中心柱をトロイダル磁場コイルのＨＴＳ外側アームに接続することは、抵抗損失を最小限にするべく依然として必要である。
【００５６】
これらの技術、例えば第１、第２及び第４手段、の組み合わせが使用され得る。
【００５７】
高効率ＳＴ核融合中性子又はエネルギー源を実用的にするべく、以下の問題を解決することが望ましい。すなわち、
・従来型中心ソレノイドなしでのプラズマ電流の立ち上げ、
・要求される値までのプラズマ電流のランプアップ、
・低パワー入力による長時間のプラズマ電流の維持、
・低パワー入力で中性子を生成するためのプラズマの加熱、
・プラズマ内のアルファ粒子の閉じ込め、
・プラズマからダイバータ領域への熱負荷が許容可能であることの保証、
・中性子損傷から自身を保護する一方、エネルギー生成目的又は科学的な及び他のアプリケーション目的で中性子のフルエンスを生成することができる構造の設計
である。
【００５８】
ＳＴに基づく核融合装置の従前の研究
【００５９】
本装置を詳細に記載する前に、球状トカマクに基づく核融合装置の従前の研究を考慮しておくことが役に立つ。
【００６０】
非特許文献５は、大半径Ｒ〜０．７ｍ（プラズマ電流Ｉｐ〜１０ＭＡ、中心トロイダル磁場ＢＴｏ〜２．８Ｔ）のパイロットプラントを含む球状トカマク（ＳＴ）ファミリーを記載する。これは、著しい出力（４００ＭＷ）を有する。楽観的に高いＨ因子（従来型トカマクのスケーリング則に対するエネルギー閉じ込め増加）は〜７であり、βＮ（効率の尺度すなわち必要な磁場圧力に対する閉じ込めプラズマ圧力の比）は〜６２％であり、壁負荷は８ＭＷ／ｍ２であり（半径Ｒｏ＋２ａにおいて仮定される壁）、これらは経済的に発電するべく設計される。
【００６１】
非特許文献６は、試験核融合炉コンポーネントを試験するのに十分な中性子フルエンスを与えるべく設計された、同様の中程度サイズのＳＴ（適度なＨ因子〜１．３、βＮ〜２．６、及び壁負荷（Ｒｏ＋２ａ）〜０．７５ＭＷ／ｍ２においてＲ〜０．７ｍ、Ｉｐ〜１０．３ＭＡ、ＢＴｏ〜３Ｔ、核融合出力〜４０ＭＷ）に基づくコンポーネント試験施設（ＣＴＦ）を考えた。
【００６２】
非特許文献７は、非特許文献６の作業を拡張し、再びＡ〜１．６のＣＴＦを提案した。これは、毎年１ｋｇ未満のトリチウムを消費するように設計され、特に、コンポーネント及び材料を試験することによって核融合パワーへの野心的アプローチを促した。当該装置は、Ｒ〜０．７５ｍ、Ｉｐ〜８ＭＡ、ＢＴｏ〜２．８、Ｈ〜１．３、ＰＮＢＩ〜６０ＭＷ、及び、その約２５％がビーム・プラズマ相互作用（以下でさらに述べる）からもたらされる収率Ｐｆｕｓ〜５０ＭＷを有する。
【００６３】
非特許文献８、非特許文献７の設計を進展させた。サイズをＲ＝０．８５ｍ、ａ＝０．５５ｍまでわずかに増加させ、電流及び磁場を６．５ＭＡ及び２．５Ｔまでわずかに減少させ、再びＨ＝１．３を仮定し、ＰＮＢＩ＝４４ＭＷ及びＰｆｕｓ＝３５ＭＷを有する。
【００６４】
非特許文献９は、非特許文献７のＣＴＦのＤＩＮＡコードシミュレーションを与えた。ＮＢＩエネルギー（４０ｋｅＶにおいて６ＭＷ及び１５０ｋｅＶにおいて４４ＭＷ）の異なる混合を使用することにより、電流をランプアップさせ、７０％（５０％と対比）という大きなトリチウム割合による補助を受けて同じ核融合出力（５０ＭＷ）ではあるが相当に低いプラズマ電流（８ＭＡと対比して５．５ＭＡ）が得られることが見出された。トリチウムは稀少かつ高価であるが、大きなトリチウム割合を使用して同じ中性子出力ではあるが低いプラズマ圧力（それゆえプラズマ安定性が改善される）を得るというオプションは魅力的である。
【００６５】
非特許文献１０は、Ｒ＝１．２ｍ、Ａ＝１．５、ｋ＝３．０７、Ｂｔ＝１．１から２．２Ｔ、Ｉｐ＝３．４から８．２ＭＡ、加熱パワー１５から３１ＭＷ、ブートストラップ（自己駆動電流）割合〜０．５、Ｑ（投入パワーからの核融合パワー比）＝０．５から２．５、Ｐｆｕｓ＝７．５から７５ＭＷを有する大きなＣＴＦを提案した。このＣＴＦはまた、トリチウム増殖というオプションを有する。
【００６６】
非特許文献１２は、「多機能コンパクトトカマク炉概念」を研究した。これは、大半径Ｒｏ＝１．２（ＭＡＳＴ及びＮＳＴＸよりも５０％程度大きい）の装置であって、Ａ＝１．６、Ｉｐ＝５ＭＡ、ＢＴｏ＝３．５Ｔを有し、及び、５ＭＷから４０ＭＷの補助加熱パワー範囲に対して核融合利得（Ｑ）〜１が得られた。興味深いことに、低パワーにおいて、最大Ｑ〜１の利得がかなり低い密度で生じる一方で、ブートストラップ電流が密度に対してほぼ直線的に増加する。その結果、当該高性能オプションは、最大の自己駆動電流という利点を有する。しかしながら、この研究は、ビーム・プラズマ相互作用によって与えられる付加的な中性子生成を考慮しなかった。
【００６７】
より最近では、非特許文献１１が、重要なダイバータ熱負荷問題を解決するべく「スーパーＸ」ダイバータを使用した１００ＭＷの核融合出力を有する大きな核融合中性子源（Ｒｏ＝１．３５ｍ、アスペクト比１．８、ＢＴｏ＝３．１Ｔ、Ｉｐ＝１０から１４ＭＡ）を提案した。この装置は、ＣＴＦとして又は核融合・核分裂混成の基礎として使用するべく設計されている。
【００６８】
上記研究はすべて、電流駆動及びα粒子加熱を伴う加熱に対してＮＢＩを用いる（なお、α粒子は、上記研究において用いられた高プラズマ電流では即時損失が低い）。十分に理解された技術（例えば銅巻線）及びアスペクト比１．４〜１．６が使用される（当該アスペクト比においては十分なトリチウムが中心柱ブランケットの必要なしで供給できる）。
【００６９】
最近では、小型かつ低パワーのコンパクト核融合中性子源が提案されている。これは、１から２ＭＷという、そう大きくはない核融合出力を有する。その要件の厳しさは、上記研究よりも、特に、コスト効率のよい発電を保証するべく安定性限界に近くかつ高壁負荷での長パルス運転を必要とする非特許文献５の研究よりも著しく少ない。非特許文献６及び７は、十分なコンポーネント試験を与えかつ高プラズマ電流で動作するべく、長周期の高中性子束を必要とする。これら最近の提案では、物理学的限界及び工学技術に対する要求がかなり低減されているが、有用な核融合パワーを得られるようにする必要がある。
【００７０】
２つの最近の研究が特に関連する。非特許文献１３は、小型施設の必要性に具体的に対処した。これは、核融合パワー１０ＭＷまで発展する一方で、補助加熱と電流駆動パワーの合計が１５ＭＷ未満、かつ、パワー消費の合計が３０ＭＷであることを要求する。非特許文献１３は、非特許文献５の範囲の最小（Ｒｏ〜０．５ｍ）部材を、Ｉｐ〜３ＭＡ、核融合パワー〜１ＭＷに対応する中性子フルエンス〜３×１０１７ｎ／ｓを伴うＢＴｏ〜１．３５Ｔ、及び中性子負荷０．１ＭＷ／ｍ２という極めて低減された条件下で再評価した。モデル化は、中性子生成が、ビーム・オン・プラズマ効果により２倍を超過することを示す。最初のパイロット装置にとって重要なのは、建設コストが２億ポンド未満と推定されたことである。
【００７１】
したがって、高プラズマ電流での運転よりむしろ、著しいＮＢＩ補助加熱を用いることによって、非特許文献１が注目したＮＢＩのビーム・オン・プラズマ相互作用からの著しい中性子生成を享受することができる。この効果は、入射されたビームが熱トカマクプラズマにおいて減速するときに生じ、ここで考慮されるＳＴプラズマにおいて有効となる。
【００７２】
非特許文献２は、ビーム・プラズマ核融合概念を展開し、１から２ＭＷの核融合パワー（ビーム・プラズマ核融合によって支配される）を有する小型球状トカマク（ＳＣＦＮＳ（超コンパクトＦＮＳ））を提案する。ＳＣＦＮＳは、パラメータＲ〜０．５ｍ、Ｉｐ＝１．５ＭＡ（非特許文献１３の設計の半分）及びＢＴ＝１．５Ｔを有する。〜６ＭＷにすぎない中性ビームパワーで十分にプラズマ電流を維持し、かつ、核融合パワーを与える。この低い投入パワーにより、壁及びダイバータの付加が許容可能値まで低減されるので、ＩＴＥＲに対して開発された技術を利用することができる。
【００７３】
球状トカマクは、従来型トカマクの低アスペクト比バージョンを代表し、かつ、本発明の重要なコンポーネントである。
【００７４】
球状トカマク（ＳＴ）の概念は、最初に非特許文献１４により、その後、非特許文献１５により導入された。同時に、小型かつ低アスペクト比のトカマクＧＵＴＴＡが、ロシアのＩｏｆｆｅ研究所において建設かつ運転され、ＳＴ概念のいくつかの独特な特徴が確認された。球状トカマクの主要な利点（すなわち、高いベータ、高度の自然延伸、改善された安定性、及び向上した閉じ込めすなわちＨモード）の最初の実証は、ＳＴＡＲＴ装置（非特許文献１６）であった。これは、Ｃｕｌｈａｍ研究所において１９９０年から１９９８年まで運転された。ＳＴＡＲＴは、小型トカマクであったが、正規化プラズマ圧力βｔ〜４０％（これは依然トカマクの記録である）を達成した。ＳＴにおいては、プラズマ柱のアスペクト比Ａが従来型トカマクアスペクト比範囲（Ａ≒３から４）に対して実質的に低減される場合、プラズマ安定性の著しい改善を与える。この１０年間で運転された１５を超える小型及び中型サイズのＳＴにおいて確認された単純な構造、優れた結果及び高い信頼性の組み合わせが、核融合研究の次のステップとしてＳＴへの強力な動機をもたらし、この高性能及び小型サイズによってＳＴは、建設コスト及びトリチウム消費双方において経済的となっている（Ｄ−Ｔ運転が望ましい場合）。
【００７５】
図１（非特許文献１０の著者からの提供による）は、アスペクト比低減の効果を例示する。この図は、従来型トカマク３１及び球状トカマク３２における周縁磁力線を示す。従来型トカマク３１において、磁力線は、好ましい曲率の領域（内側の高磁場の安定領域）及び好ましくない曲率の磁場（外側の不安定領域）において同等の長さを有する。球状トカマク３２において、内側の安定領域にある磁力線経路は、外側の不安定領域よりも著しく長く、当該磁力線は一般に、トロイダル磁場が最高となるプラズマ柱の中心コアに巻きつく。磁気トラップにおける粒子の動きは当該磁力線に拘束されるので、アスペクト比減少の最も直接的な結果は、プラズマ柱の電磁流体力学的（ＭＨＤ）安定性の増加となる。この改善されたＭＨＤ安定性により、プラズマ電流の著しい増加又はトロイダル磁場強度の減少のいずれかが許容される。この特徴は、とりわけ、ＵＫＡＥＡのＣｕｌｈａｍにおけるＳＴＡＲＴという成功したＳＴ実験（非特許文献１６）において開拓された。この図は、ＳＴＡＲＴトカマクにおけるプラズマ３３を示す。非常に鮮明なプラズマ周縁が、ＳＴプラズマにおいて得ることができる非常に良好な閉じ込め特性（Ｈモード）を実証している。
【００７６】
加えて、高速粒子物理学のシミュレーションによれば、アルファ粒子閉じ込めを制御することによって、エネルギー及び中性子生成のためにコンパクト高磁場ＳＴが最適化され得ることが示されている。低電流かつ低パワーの場合、コンパクトＳＴ核融合中性子源にとって典型的なのは、アルファ粒子の喪失によって第１壁の著しい加熱及びエロージョンがもたらされることである。アルファ粒子閉じ込めは主にポロイダル磁場に依存するので、コンパクトＳＴパイロットプラントにおける効率的な加熱にとって、最小プラズマ電流の最適化が重要となる。ＳＴ炉に関連する高電流かつ高パワーの場合、アルファ粒子が喪失されずに主要プラズマ加熱を与えるときに核融合炉における希釈の問題が重要な役割を果たすことが知られている。しかしながら、Ｈｅ灰の蓄積は、コンパクト低パワーＳＴ炉において著しく低減される。
【００７７】
近年のシミュレーションによれば、アルファ粒子をＳＴ炉に閉じ込めるのに必要なプラズマ電流は、従前に実現されていたものよりも低い。コードＮＦＲＥＹＡ（非特許文献２２〜２４）におけるモンテカルロ法は、疑似衝突技術を使用する。疑似及び現実双方の衝突の平均自由行程長は、現実衝突に対する最小自由行程長λｍｉｎとなる。疑似衝突の導入により、プラズマを、一定減衰長の媒体として扱うことができる。疑似衝突による平均自由行程長λｐｓｅｕｄｏは、合計プラズマ体積において以下の式によって定義される。
【数１】
2017514120.tif 000003
ここで、λｃｈｅｘ及びλｉｏｎは、電子及びイオンによる電荷交換及び衝突イオン化に起因する局所的な平均自由行程長である。プラズマ中心では通常λ＝λｍｉｎなので、Ｐ＝１／λｐｓｅｕｄｏ＝０となり、Ｐはプラズマ境界に向かって増加する。プラズマ境界の近傍において、中心におけるのと同じ平均自由行程長を維持するには、疑似衝突を加える必要がある。現実の衝突数は、付与曲線に依存する。電荷交換、電子及びイオンのイオン化断面積は非特許文献２５より得られる。
【００７８】
フォッカー・プランク方程式は、小散乱プロセスのみが重要であるとの仮定のもとボルツマン方程式から得られる（非特許文献２６）。相互作用粒子の逆二乗力の場合、ローゼンブルースポテンシャルを導入することができる（非特許文献２７）。非特許文献２８における近似と、非特許文献２９に提案される拡張を使用して、高速粒子の分布関数ｆの時間進展に対する偏微分方程式を以下の式のように得ることができる。
【数２】
2017514120.tif 000004
特徴時間は減速時間τｓである（非特許文献２９）。項Ｔｃｅｘ、Ｔｄｉｆｆ、Ｔｐｉｔｃｈ、Ｔｄｒａｇ、Ｔｓｏｕｒｃｅは、速度空間においてｆに適用される２次までの微分演算子である。これらは、電荷交換、エネルギー拡散、ピッチ角散乱、並びに電子による抗力（Ｔｄｒａｇｅ）及びイオンによる抗力（Ｔｄｒａｇｉ）を説明する。Ｔｓｏｕｒｃｅは、速度空間における源を説明する（非特許文献５の式２２）。これはδ関数δ（ｖ−ｖ０）であり（ｖは速度ベクトルの絶対値、ｖ０はビーム速度）、角度分布は入射ジオメトリに由来する（非特許文献２２）。アルファ粒子の場合、角度分布は等方性となる。フォッカー・プランク方程式を近似する有限微分方程式を解くべく強陰的解法「ＳＩＰ法」（非特許文献３０）が使用される。
【００７９】
ＳＴジオメトリは、完全軌道及びドリフト軌道双方の旋回中心喪失アプローチにおいて高速イオンの喪失に影響を与えることが示される。自己一貫輸送シミュレーションを容易にするには、旋回中心アプローチが有益でありかつ計算時間の節約となるので、このアプローチの限界を理解することが重要である。典型的には、炉性能の予測を目的としてシステムコードにおいて簡単な分析公式が使用される。一例は、Ｉｐ＝１．５ＭＡ、Ｂｔ＝１．５Ｔ、Ｒ／ａ＝０．５／０．３ｍ、ｋ＝２．７５のＳＴＣＦＮＳ（非特許文献３１）において１００ｋＶビームの入射により生成された高速イオンの軌跡が図５Ａ及び５Ｂに表される。図５Ａは完全ジャイロ軌道シミュレーションを示し、図５Ｂは旋回中心近似を示す。直線は入射方向を示す。表１は、中性ビームパワーＰＮＢＩ＝１０ＭＷ及びｎｅ＝１．５×１０２０ｍ−３（他の詳細は非特許文献２２に記載されている）での、この装置の３つのビームエネルギー成分ｈ１ｍａｘ、ｈ２ｍａｘ及びｈ３ｍａｘに対する完全軌道及び旋回中心シミュレーションの高速イオン付与の比較結果を示す。
【表１】
2017514120.tif 000005
【００８０】
わかるのは、主要成分ｈ１の差がわずか約１５％ということである。これは、主要パワーが第１成分を介して付与されるので、最初の２行のＣＦＮＳの場合の仮推定に対して単純な旋回中心モデルが正当であることを示す（非特許文献２２）。アスペクト比の役割を例示するべく、Ｒ／ａ＝１．５／０．３ｍの高アスペクト比のトカマクに対してもシミュレーションが行われた。すなわち、第３及び４行であり、他のパラメータはＳＴＣＦＮＳと同じである。高アスペクト比ではあるが依然としてコンパクトな装置にとって、この差はかなり著しく、完全ジャイロ軌道モデルの使用が推奨されるべきである。なお、この差は、軌道半径が装置断面積よりもかなり小さな場合の大きな装置にとってはかなり小さくなるので、完全軌道シミュレーションの必要性は、コンパクト装置の小さなポロイダル断面積に関連することとなる。
【００８１】
しかしながら、アルファ粒子の研究に対しては、極めて異なる結果となるようである。典型的に仮定されるのは、３．７ＭｅＶのアルファ粒子を閉じ込めるべく、５〜６ＭＡ程度のプラズマ電流が必要とされる場合である。簡単な公式（非特許文献１２）を使用するシミュレーションが、プラズマ電流がこのレベル未満に低減される場合にアルファ閉じ込めの鋭い低減を示す。この挙動は、装置ジオメトリ及びプラズマパラメータにそれほど依存するわけではない。図６は、Ｒ０＝０．８ｍ、Ａ＝１．６、ｋ＝２．５の低アスペクト比コンパクト炉におけるアルファ粒子閉じ込めのプラズマ電流への依存性を例示する（非特許文献１２）。ここでは、第１軌道喪失モデルの漸近的表現が使用されており、破線は、測定可能であるが有意ではない圧力プロファイルの広がりの変化を示す。図７は、小半径を同じままとしたときのアスペクト比及び延伸の変化の結果を示す。再びであるが、プラズマ電流に伴う閉じ込めの鋭い低減が見られる。
【００８２】
これらの結果は、約６００００粒子を使用したモンテカルロコードの旋回軌道及び完全ジャイロ軌道モデルによって得られた結果と比較することができる。アルファ軌道の通常の誕生点及び速度空間への強い依存性を例示するべく、図８Ａ〜１０Ｅに、アルファ粒子の異なる誕生箇所、すなわちアルファ粒子が閉じ込められ（図８Ａ〜８Ｃ）又は閉じ込められない（図８Ｄ、８Ｅ）場合の、シミュレーション結果を示す。プラズマは、高速イオン研究（Ｒ／ａ＝０．５／０．３ｍ、ｋ＝２．７５、Ｉｐ／Ｂｔ＝１．５ＭＡ／１．５Ｔ）のために使用されたものと同じパラメータのＳＴＣＦＮＳのプラズマである。しかしながら、重要なのは、アルファ粒子が良好に閉じ込められた場合の高電流に対する詳細な分析を行うことである。
【００８３】
図９Ａは、Ｒ／ａ＝０．６／０．４ｍ、ｋ＝３、Ｂｔ＝５ＴのコンパクトＳＴパイロット炉に対する完全ジャイロ軌道モデル（実線）及び旋回中心近似（破線）の、アルファ閉じ込めの比較を示す。完全軌道の場合、閉じ込めの低減はそれほど鋭くはない。これは、（８ＭＡもの）大電流においては、旋回中心粒子とは対照的なジャイロ粒子が、円筒状体積を占めるからである。この体積は、ラーモア半径を特徴とし、境界がすでにラーモア半径の距離で接触する。すなわち、旋回中心粒子よりも多くの喪失がもたらされる。低電流（３ＭＡ）では、対称軸近傍の旋回中心ドリフトは、当該近似に起因して過大評価される。すなわち、ジャイロ粒子よりも多くの旋回中心粒子が失われる。図９Ｂは、同じＳＴに対するアルファ壁負荷を例示する。三角形はピーク負荷を表し、正方形は全負荷を表す。
【００８４】
これらの研究の結論は、コンパクトＳＴにおける喪失及び付与曲線を計算するには、プラズマ電流への依存性がそれほど鋭くないことを示す完全軌道モデルを使用すべきということである。これは非常に有望である。プラズマ電流のなんらかの低減が、コンパクトＳＴ炉の経済性を向上させるからである。
【００８５】
上述したアプローチを使用して、コンパクトＳＴ炉におけるアルファパワーの付与及び喪失を計算することができる。図１０Ａ及び１０Ｂは、上述したコンパクトＳＴ炉における正規化されたアルファパワー付与曲線を表す。図１０ＡにおいてＩｐ＝４ＭＡであり、図１０ＢにおいてＩｐ＝６ＭＡであり、ジャイロ軌道モデルは線１０１、１０２、１０３、１０４により示され、旋回中心近似は線１２５、１２６、１２７、１２８により示される。下側の曲線（点）は、熱核線源曲線を示す。磁気軸の予想される差とは別に、双方の方法が、４ＭＡ及び６ＭＡ双方に対して同様の曲線を与える。
【００８６】
図１１は、Ｉｐ＝３ＭＡ、４ＭＡ及び６ＭＡのコンパクトＳＴ炉におけるアルファパワー付与の完全ジャイロ軌道シミュレーションの結果を示す。４及び６ＭＡに対する付与曲線は実際には非常に近く、非常に有望である。しかしながら、わかることだが、プラズマ電流の低減は、核融合パワーの低減だけではなく、喪失アルファ粒子に起因する壁負荷の著しい増加ももたらす。壁負荷の計算は極めて複雑である。というのは、負荷、特に負荷のポロイダル分布は、容器の現実のジオメトリ、及び壁とプラズマとの間のギャップに依存するからである。これは、旋回中心モデルが使用される場合に一層複雑となる。図１０Ｂからわかるように、旋回中心モデルは、壁負荷を著しく過剰評価する。これは、図９Ａに示される喪失の過剰評価に整合する。明らかなことだが、「ジャイロ」閉じ込めの弱い電流依存性は、「ジャイロ」負荷の弱い負荷依存性へと移行する。同様に、旋回中心負荷の強い依存性は、対応する閉じ込めに由来する。旋回中心近似は、正確な完全軌道モデルとのかなりの差を与えるので、コンパクトＳＴ装置に対しては注意して使用するべきである。
【００８７】
上記シミュレーションにおいて使用されたモンテカルロ及びフォッカー・プランク双方のコードが、実験データ及び他のコード（参考のため非特許文献５を参照のこと）によって評価されたが、アルファ壁負荷の実験データは非常に限られている。ツールを評価するべくＴＦＴＲのデータ（非特許文献３２）が使用された。図１２Ａは、シミュレーションにおいて使用されたＴＦＴＲジオメトリを示し、図１２Ｂは、ｎｄ＝ｎｔ＝１．６×１０２０／ｍ３、Ｔｉ０＝１０ｋｅＶ、Ｒ／ａ＝２．４８／０．８５ｍ、Ｂｔ＝５．２Ｔ、Ｉｐｌ＝５ＭＡ、壁半径１．１０ｍという典型的なＴＦＴＲのＤＴ実験条件（非特許文献３２）でのアルファ粒子壁負荷の正規化されたポロイダル分布を示す。このシミュレーションにおける最大壁負荷の、１１７°まわりの局所的負荷が１×１０１５ｎ／ｍ２であった一方、非特許文献３２は９．２×１０１４ｎ／ｍ２を与え、これは、良好な一致としてとらえることができる。
【００８８】
コンパクトＳＴ炉における壁負荷の分布を、その後、推定することができる。図１３は、核融合パワー〜６０ＭＷの典型的なプラズマパラメータ（非特許文献２１）に対して完全ジャイロ軌道シミュレーションを使用した、コンパクトＳＴ炉における喪失アルファ壁負荷の正規化されたポロイダル分布を示す。Ｉｐ＝４ＭＡの低プラズマ電流の場合が特に顕著である。ＴＦＴＲの場合に関しては、Ｘ＝０．２〜０．３での小さなピークが、共に駆動されるアルファ粒子に由来し、Ｘ＝０．７（ポロイダル角θ＝１０６°に対応）での大きなピークは対向して駆動されるアルファ粒子に由来する。ピーク負荷は０．８ＭＷ／ｍ２であり、合計負荷は２．６２ＭＷである。これは許容可能であるが、無視できる壁負荷ではなく、壁冷却（又は加熱）構成の詳細計算においては考慮するべきである。運転としては、炉の壁温度が、材料の中性子及び熱負荷の束縛によって決定されるが（例えば３００〜４００℃の範囲）、低パワー炉においては、壁の余分な冷却又は余分な加熱が必要となるか否かが明らかではない。
【００８９】
最後に、大きいが依然としてコンパクトなＳＴ炉（Ｒ０＝１ｍ、ＢＴ＝５Ｔ）（非特許文献２１）におけるヘリウム灰蓄積を計算し、ＩＴＥＲ（非特許文献３３）及びＳＴＰＰ（非特許文献６、７）の装置と比較することができる。これは、アルファ閉じ込め時間（τα）が、エネルギー閉じ込め時間（τＥ）よりも所定の因子Ｒだけ大きく、かつ、放出の間中、密度がグリーンワルド限界の所定割合で固定されると仮定することによって行うことができる。Ｈｅ灰蓄積はこの場合、以下の初期値問題を解くことによってモデル化することができる。
【数３】
2017514120.tif 000006
ここで、四角かっこは、プラズマ体積にわたる積分を表し、初期条件は、プラズマに灰が存在しないことである。右側の第１項は、灰が核融合反応によってもたらされる速度を表し、第２項は灰が失われる速度を表す。典型的に、Ｒ（Ｒ＝τα／τＥ）は、近似的に４であることがわかっているが（非特許文献７）、この不確定性が３〜５というＲの範囲であることを表す。わかることだが、結果的な灰は、ＤＴ燃料を希釈することによって炉の核融合出力を低減させる。
【００９０】
図１４Ａ〜１４Ｄは、ＳＴＰＰ、ＩＴＥＲ及びコンパクトＳＴパイロットプラントに対する、経時的に灰が蓄積する態様及び核融合パワーの低減結果を示す。図１４ＡはＨｅ灰の蓄積を示し、図１４Ｂは核融合パワーを示し、図１４Ｃは、灰が存在しない場合と比較しての核融合パワーの減少を示し、図１４Ｄは希釈を示す。表２は、アルファ蓄積の計算に使用された装置の主要パラメータを示す。
【表２】
2017514120.tif 000007
【００９１】
図１４Ａ〜１４Ｄのプロットの厚さは、アルファ粒子閉じ込め時間（Ｒ）の変化を表す。これらのプロットからわかるのは、近似的に４０秒の後に３つの装置すべてが、灰の生成速度が灰の喪失速度と等しくなる定常状態動作に達する。表３は、３つの装置に対するこの定常状態動作をまとめ、灰の存在ゆえに核融合パワーのパーセンテージが低下することを示す。
【表３】
2017514120.tif 000008
【００９２】
わかることだが、希釈は、大きくかつ高いパワーのＳＴＰＰ炉において著しい役割を果たし（Ｒ＝４で約２０％だけ核融合出力が低下）、ＩＴＥＲにおいて中くらいの役割を果たし（約１２％の低下）、コンパクト高磁場ＳＴ炉において無視できる役割を果たす（約５％の低下）。
【００９３】
コンパクトＳＴ炉における計算された低希釈は、かかる小装置における相対的に低い閉じ込めに関連する。しかしながら、効率（Ｈ因子、ベータ、Ｑｆｕｓ）は依然として、コンパクトＳＴ炉を魅力的にするのに十分良好となり得る。灰蓄積の問題は、ＩＴＥＲ、ＤＥＭＯ及び核融合発電プラントにとって重大な問題である。
【００９４】
すなわち、コンパクトＳＴ炉におけるアルファ粒子閉じ込めの完全軌道シミュレーションは、アルファ閉じ込めに必要なプラズマ電流が低減される。この低減は非常に重要である。というのは、ソレノイドレスＳＴ炉における電流駆動に必要な補助パワーを低減し得るからである。これにより、エネルギー生成の経済性を著しく向上させることができる。付与曲線の計算が、可能であれば旋回中心モデルによって行うことができる一方、完全ジャイロ軌道モデルは、アルファ壁付与に必要である。アルファ粒子からの壁負荷は無視できないが、コンパクトＳＴ炉においては許容可能である。灰によるＤＴ希釈は、コンパクト炉においては無視できる役割を果たしているようだが、大きなＳＴ発電プラントにおいては重要となる。
【００９５】
ＥＣＦＲの主要パラメータ
【００９６】
ＥＣＦＲ装置は、延伸プラズマ及びダブルヌルダイバータを有する長パルス球状トカマクである。その設計目的は、ジュウテリウム・ジュウテリウム（ＤＤ）に進み、及び、その後所望により、相当な中性子フルエンスがもたらされるであろうジュウテリウム・トリチウム（ＤＴ）混合に進む前に、水素（放射能の問題なしに最適化及び任意の必要な修正ができる）においてルーチン定常状態運転を実証することにある。この設計は、試験目的での中性子出力制御を可能とするオプションとしての特徴（とりわけ、遮蔽／中性子リフレクタ及び重水ブランケット）を組み入れる。
【００９７】
標準運転により、ほとんどの工学技術要件について「準定常状態」として決定される１０００秒よりも長い燃焼長さに対し、著しいＤ−Ｔ核融合パワーが生成される。約２００ｋｅＶまでのエネルギーの中性ビームを入射することにより、主要な補助パワー源が得られ、かつ、電流駆動の補助が可能となる。ＲＦ加熱及び電流駆動も考慮される。
【００９８】
スタートアップ及びランプアップ
【００９９】
既存のトカマクにおいては、プラズマ電流は、大きな中心ソレノイドを使用した変圧器作用によって立ち上げられる。大きな中心ソレノイドを使用せずに、ＥＣＦＲのプラズマ電流のスタートアップ及びランプアップを得ることが計画されている。これは、最終設計において、大きな中性子フルエンスが、巻線保護に必要な大規模遮蔽のための空間が不十分であるがゆえにその使用を禁止し得るからである。本発明においては、広い範囲の技術が使用される。
【０１００】
球状トカマクの大きな利点は、（低アスペクト比及び高延伸の）プラズマのインダクタンスが低いことにより、大きなプラズマ電流が容易に得られることにある。すなわち、プラズマを拘束するのに必要な、増加する垂直磁場からの入力束も、低アスペクト比において著しい（非特許文献１７）。
【０１０１】
ＭＡＳＴの実験では、（垂直磁場ランプにより補助される）２８ＧＨｚかつ１００ｋＷのジャイロトロンを０．７Ａ／ワットの効率で使用することによりスタートアップが実証されている（非特許文献１８）。ＥＣＦＲに適合するジャイロトロンは、〜１ＭＷのパワーを有し、かつ、〜７００ｋＡのスタートアップ電流を生成すると予測されている。
【０１０２】
代替的スキームが、小型遮蔽によるミネラル絶縁を使用して作られた小型ソレノイド（又は一対の上側／下側ソレノイド）を使用する（又はＤ−Ｔ運転が開始する前に引っ込められるよう設計される）。かかるコイルは、ＭＡＳＴ又はＮＳＴＸに対して使用されたものと同等のソレノイドとして近似的に２５％の電圧・秒出力を有することが期待される。０．５ＭＡオーダの立ち上げ電流が期待される。双方のスキームの組み合わせが特に効率的となる。
【０１０３】
「引き込み可能ソレノイド」概念という新規な開発が、ＨＴＳ由来のソレノイド巻線を使用し、これを当該トカマクの外側にある液体窒素の円筒において冷却し、これを中心管に挿入する一方、依然超伝導が当該電流を通過させて立ち上げプラズマをもたらし、その後、Ｄ−Ｔ運転前に当該ソレノイドが引っ込められる。ＨＴＳを使用する利点は、低い電源要件、及び被支持ＨＴＳ巻線が許容し得る高い応力を含む。
【０１０４】
この立ち上げプラズマ電流は、低エネルギーＮＢＩビームにとって適切な標的であり、当該ビームが生成する加熱及び電流駆動は、動作レベルまでの電流ランプアップを与える。
【０１０５】
加熱及び電流駆動
【０１０６】
上述のように、建設コスト、維持コストを最小化するべく、及び、ダイバータ熱負荷を許容可能レベルに維持するべく、最小補助加熱及び最小電流駆動において著しい中性子フルエンスを得ることが望ましい。
【０１０７】
ＣＣＦＥのＭＡＳＴ及びプリンストンのＮＳＴＸ双方に対する最近の結果から導出された最近のエネルギー閉じ込めスケーリングは、ＳＴにおけるエネルギー閉じ込めが、従来型トカマクに対してものよりも磁場に強い依存性を有し、かつ、プラズマ電流に低い依存性を有することを示唆する。これにより、エネルギー閉じ込めは、この設計の高磁場に対して改善される。
【０１０８】
ＮＢＩ法及び所定範囲の無線周波数（ＲＦ）法を含む様々な加熱（及び電流駆動）の方法が適切である。ＮＢＩは、最も広く使用されているスキームであり、プラズマへの容易な入射というる利点を有し、ほとんどのＲＦ法よりもプラズマパラメータに対する感受性が少ない。
【０１０９】
ＮＢＩは、最も一般的に使用される電流駆動方法でもある。その効率は、多くのパラメータ、すなわちビームエネルギー、入射角、プラズマ密度、に依存する。典型的には１ＭＷのＮＢＩが、０．１ＭＡのプラズマ電流を駆動する。ＮＢＩのコストはＭＷ当たり約３百万ポンドであってこれが主要なコストである。潜在的に役立つ特徴は、ホットな高エネルギープラズマにおいて生成される自己駆動「ブートストラップ」電流である。これは、可能であれば必要な電流の半分を占め得る。しかしながら、ブートストラップ電流が密度とともに増加する一方、ＮＢＩ電流駆動は高密度において低減するので、慎重な最適化が必要とされる。
【０１１０】
ダイバータへの熱負荷
【０１１１】
加熱又は電流駆動生成のいずれかを目的としてプラズマの中にポンピングされるエネルギーの一部は、ダイバータコイルによって局所的なダイバータ衝撃点に向けられるプラズマ周縁にあるスクレイプ・オフ層（ＳＯＬ）に沿って現れる。ここで単位面積当たりのパワーが、すべての核融合装置において重要な関心事となり、通常であれば、小さな中性子源又はエネルギー源に受容可能とはならない。しかしながら、本提案におけるプラズマ電流は非常に小さいので、投入パワーが大幅に低減される（他設計における数十ＭＷに対し数ＭＷオーダである）。これに対応して、ダイバータ負荷が低減される。単位面積当たりの当該負荷をさらに低減するべく付加的な方法が使用される。これは、衝撃点掃引、ＳＴＡＲＴにおいて観測された特徴である「天然ダイバータ」の使用、排出プルームを配向させるダイバータコイルの使用（非特許文献１９が提唱している）、非特許文献１１が提唱している「スーパーＸ」ダイバータにおいてのような、占有面積を可能であれば大半径まで拡張することの組み合わせによる。この後者は通常、ダイバータ制御コイルに大電流を必要とする。当該コイルは、保護のため当該中性子源からある程度は除去する必要がある。しかしながら、この要求は、ここでは扱いやすい。必要なのは非常に低いプラズマ電流だからである。例えば閉じたリチウム流ループにおいて、当該容器からガスをポンピングするためにも使用される標的面積全体に液体リチウムの流れを使用することにより、さらなる利点が得られる。
【０１１２】
本装置の一般的概要
【０１１３】
中性子源としての使用に適した従来型銅磁石を有する球状トカマクの断面が図２に示される。トカマクの主要コンポーネントは、トロイダル磁場磁石（ＴＦ）４１、オプションとしての小型中心ソレノイド（ＣＳ）４２、及びプラズマをトロイダル真空容器４４の内側で磁気的に閉じ込め、形成及び制御するポロイダル磁場（ＰＦ）コイル４３である。Ｄ字形状ＴＦコイル４１に作用する中心力は、これらのコイルが、その直線セクションによって形成されるアーチ状部分に嵌まり込むことによって反作用を受ける。ＴＦコイル４１の外側部分及び外部ＰＦコイルが、ブランケット（Ｄ２Ｏであり得る）及び遮蔽４５によって中性子束から保護される。ＴＦコイルの中心部分、中心ソレノイド及びダイバータコイルは遮蔽のみによって保護される。
【０１１４】
真空容器４４は二重壁であり、プラズマに面するタイルを有するハニカム構造を含み、下部ポート及び他の構造を介して直接支持される。容器に統合されるのは、オプションとしての中性子リフレクタ４６である。これは、高速中性子の閉じ込めを与える。当該高速中性子は、中性子束の１０倍までの増倍を、ポートを介して外側ブランケットへ与える。ここでは、中性子を、標的の照射若しくは他の高速中性子アプリケーションに使用するか、又は、強力な低速中性子源を与えるべく低エネルギーまで熱運動化することができる。かかるアセンブリとする理由は、トカマクの構造における低速中性子の相互作用及び捕獲を回避するためである。外側容器は、他タイプのブランケット（Ｐｂ、塩等）による将来的な交換又は異なる試験及び研究目的で将来的に他要素を含めるためのオプションを有するＤ２Ｏを閉じ込める。外側遮蔽は、ＴＦコイル及びＰＦコイル並びに他のすべての外側構造を中性子照射から保護する。磁石システム（ＴＦ、ＰＦ）は、重力サポートにより支持される。その一つが各ＴＦコイルの下にある。ポートは、中性ビーム入射４７のために及びアクセス４８のために設けられる。
【０１１５】
外側容器の内側において、内部コンポーネント（及びその冷却システム）はまた、Ｄ２Ｏに加え、プラズマからの放射熱及び中性子を吸収し、当該外側構造及び磁石コイルを過剰な中性子照射から保護する。内部コンポーネント及び容器に付与された熱は、冷却水システムを使用して環境に放出される。特別の構成が用いられて容器内のプラズマに面する表面がベーキングされ、その結果、トラップされた不純物及び燃料ガスを放出させることによって清浄化される。
【０１１６】
トカマク燃料供給システムは、水素、ジュウテリウム、及びトリチウムの燃料ガス又は固体ペレット、並びに気体又は固体の形態をとる不純物を入射するべく設計される。プラズマのスタートアップ中、低密度の気体燃料が、ガス入射システムにより真空容器チャンバ内に導入される。プラズマは、プラズマ電流がランプアップされるにつれて電子サイクロトロン加熱及びＥＢＷ補助立ち上げから進展し、可能であれば、小さな単数若しくは複数の引き込み可能ソレノイド及び／又は「マージング圧縮」スキーム（ＳＴＡＲＴ及びＭＡＳＴにおいて使用されるような）からの磁束とともに、延伸ダイバータ構成にまで至る。ＳＴ概念の主要な利点は、プラズマが非常に低いインダクタンスを有することにある。それゆえ、必要に応じて大プラズマ電流が容易に得られる。すなわち、プラズマを拘束するのに必要な増加垂直磁場からの束投入が著しくなる（非特許文献１８）。簡単な内部大半径伝導体が生成するプラズマリングのシーケンスを加えることも、当該電流のランプアップに用いることができる。
【０１１７】
電流フラットトップに到達した後、付加的加熱を伴う引き続いてのプラズマ燃料供給（ガス又はペレット）が、ＭＷ範囲の核融合パワーを有するＤ−Ｔ燃焼をもたらす。加熱システムからの非誘導電流駆動により、燃焼持続時間が約１０００秒を十分に超えることが企図され、当該システムは定常状態運転のために設計される。診断センサからのフィードバックに基づくＰＦシステム、ポンピング、燃料供給（Ｈ、Ｄ、Ｔ、及び、必要に応じてＨｅ、並びに、Ｎ２、Ｎｅ及びＡｒのような不純物）、及び加熱システムによって、統合プラズマ制御が与えられる。
【０１１８】
補助加熱及び電流駆動システムのパワーを低減し、引き続いての電流のランプダウン及びプラズマ終了により、パルスを終了させることができる。加熱及び電流駆動システム並びに冷却システムは、長パルス動作のために設計されるが、当該パルス持続時間は、プラズマに面するコンポーネントのホットスポットの進展及び当該プラズマ内の不純物増加により決定することができる。
【０１１９】
上記概要のアプローチにより、正味のパワー生成を目的とする従前の設計よりもはるかに小さく、これに対応して低い建設及び運転コスト（既存設計の１／５から１／１５の体積、磁場エネルギー及びトリチウム消費が１０から１００倍低い）を有する高効率コンパクト核融合炉（ＥＣＦＲ）の設計が可能となる。ＥＣＦＲは、定常状態運転、プラズマ制御、トリチウム運転等のような従前は未試験であった領域を評価する一方、科学的研究、材料試験、医療等のアプリケーションのための同位体生成等にとって理想的な少なくとも１ＭＷの核融合中性子を生成するのに理想的な最初の装置である。ＥＣＦＲは、正味のエネルギーを長期間にわたって生成することができる。このようにしてこれは、核融合技術の有用な実証をはるかに超え得るので、核融合発電所の最初の実現可能な実証となり得る。
【０１２０】
この設計は、新しくかつ確立された技術の新規な組み合わせによって可能となる。当該技術は、プラズマ立ち上げと、プラズマ電流のランプアップと、相対的に低い電流、磁場及び補助加熱において中性子生成を向上させる鍵となる方法と、改善されたエネルギー閉じ込めの使用と、中性子エネルギーを制御可能かつチューニング可能に変える手段と、定常状態運転をもたらす効率的な手段と、排出熱負荷に対処する方法と、コイル巻線保護及び中性子出力制御双方に対する遮蔽及びオプションのリフレクタを特徴とする特別な建設方法と、小さな球状トカマクにおける例外的に高いトロイダル磁場とをカバーする広範囲にわたる。
【０１２１】
エネルギー又は中性子源としての使用に適したＨＴＳ磁石を有する球状トカマクの１／４断面図が図４Ａに示される。図２に示される主要コンポーネントに加え、このトカマクの重要な特徴は、ＨＴＳ又はベリリウム若しくはアルミニウムいずれかであり得る中心柱６１、中心柱の冷却を可能とする熱絶縁及び冷却チャネル６２、ＨＴＳ製外側取り付けコイル６４への中性子損傷を防止する遮蔽６３、ＨＴＳを冷却するクライオスタット６５、並びに遮蔽６３の内側又は外側に存在し得る真空容器６６である。
【０１２２】
中心柱６１に対してはいくつかのオプションが存在する。一つのオプションは、中性子遮蔽あり又はなしのＨＴＳを含む。図４Ｂに示される他のオプションは、ベリリウム、アルミニウム又は他の非ＨＴＳ材料の内側部分６１、冷却材チャネル６２ａ、真空絶縁体６２ｂ及び熱絶縁体６２ｃである。さらなるオプションは図４Ｃに示されており、内側部分６１ｂがＨＴＳ製であり、かつ、外側部分６１ｃが、中性子からのＨＴＳへの損傷に対する所定の遮蔽を与えるベリリウム、アルミニウム又は他の非ＨＴＳ材料製である組み合わせによって形成される。球状トカマクにおける空間上の制約に応じて、付加的な中性子遮蔽を各オプションに加えることができる。
【０１２３】
プラズマ立ち上げ：方法は、マージング圧縮と、プラズマ電流を増大させるプラズマリングを振動電流が生成するための磁気ポンピングと、引き込み可能ソレノイド又はかかるソレノイドの対の使用と、ジャイロトロンによるＲＦ電流立ち上げとを含む。
【０１２４】
電流ランプアップ：方法は、予め冷却された高温超伝導体ソレノイドであり得る単数又は複数の引き込み可能ソレノイドと、ＲＦ電流駆動と、成長するプラズマを閉じ込めるのに必要なポロイダル磁場の急増が、プラズマ電流を所望動作値までランプアップさせるのにほぼ十分な磁束を投入するべく、プラズマを加熱することによりもたらされる効率的な駆動とを含む。
【０１２５】
向上した中性子生成：従来型核融合装置においては、ほぼすべての中性子生成がプラズマの中心最高温度領域の熱核融合から生じる。対照的に、ＳＣＦＮＳ超コンパクト中性子源においては、ほとんどの中性子生成は、一以上の中性ビームとプラズマとの相互作用に由来する。提案のＥＣＦＲ装置においては、トロイダル磁場の高い値によって高プラズマ温度が得られ、かつ、中性子出力が熱とビーム・熱核融合との混合となる。新たなモデル化によって示されるのは、高度に延伸したプラズマ（ＳＴ本来の特徴）を通って最適角で向けられる場合のＮＢＩビームの相対的に長い経路によってかつトリチウム割合を最適化することによって、中性子生成がさらに向上されるということである。トリチウム割合は、加熱及び電流駆動と同様に燃料補給も与えるジュウテリウム又はトリチウムいずれかの中性ビームを使用することで最適化することができる。
【０１２６】
可変中性子エネルギー：従来型核融合装置において、中性子エネルギーは、Ｄ−Ｔ核融合に対しては１４ＭｅＶに、Ｄ−Ｄ核融合に対しては２．５ＭｅＶに固定される。提案の装置の一つのバージョンでは、イオンサイクロトロン共鳴加熱（ＩＣＲＨ）を誘導するべく構成されたアンテナが、トロイダルチャンバの内側に取り付けられる。このＩＣＲＨシステムはまた、放出される中性子のエネルギーを数ＭｅＶだけ、制御可能かつチューニング可能に増加させるべく構成し得る。
【０１２７】
好ましい閉じ込めスケーリング：最近の研究は、ＳＴにおけるエネルギー閉じ込めが、従来型トカマクに対して導出されたＩＴＥＲスケーリングよりも磁場依存性が強く、プラズマ電流依存性が低いことを提案する。この予測は、ＥＣＦＲの高磁場及び相対的に低いプラズマ電流に対して非常に有望である。
【０１２８】
建設上の特徴：低電圧トロイダル磁場コイルセグメントが、高強度と相対的に高い抵抗とを組み合わせるステンレス鋼によって絶縁され得る。ＴＦシステムが、ＣＣＦＥのＶｏｓｓが開発したフェルト金属摺動ジョイントの高デューティーバージョンを利用して取り付け解除可能である。当該装置自体が、ＰＦコイル及び外部ＴＦコイルを低エネルギー中性子から保護し並びに中性子の主要ストリームを研究及び処理タスクに向けるべく、重水タンクと（例えばＢｅ又はＰｂの）遮蔽／リフレクタ層との組み合わせを特徴とする。
【０１２９】
磁場を遮蔽する鉄管を通して正イオンビームをプラズマの中に直接打ち込むことも可能である。
【０１３０】
わかることだが、ここに記載されたコンパクト核融合炉は、大型トカマクよりもはるかに大きな単位プラズマ体積当たりの表面積を有する。一般に、コスト及び実装困難性がプラズマ体積に対して少なくとも直線的に比例する一方、エネルギー出力（これは受容可能な損傷レベルによって制限されるとみなし得る）は表面積に対して直線的に比例する。加えて、「一つ（又はいくつか）しかない」装置のコストが、「たくさんある」装置のコストよりも高くなることは周知である。したがって、多くの小型核融合炉が、一つの大型核融合炉よりも単位正味パワー出力当たり安価となる可能性は高いと思われる。
【０１３１】
すなわち、コンパクトかつ低アスペクト比のトカマクは、高核融合パワー利得を達成するべく大きくする必要がないことが明らかであり、実際のところ、合計パワーが低くても高い利得を達成することができる。かかる利得を達成するべく、プラズマにおけるトリチウムの有意な比率が有用となり、好ましくは少なくとも２５％（すなわち２５：７５の比率のトリチウムイオン：ジュウテリウムイオン）であるが、３０％、４０％若しくは５０％もの又はそれ以上の高い比率が一層高いパワーをもたらし得る。以前は、かかる高比率のトリチウムから生成されるα粒子を小さなトカマクに閉じ込めることは不可能と信じられていた。しかしながら、本発明者は今や、１ＭＡもの低いプラズマ電流でも、（プラズマの自己加熱を許容する）中程度の磁場の低アスペクト比トカマクにおいてアルファ粒子のほとんどを閉じ込めるのに十分であることに気づいており、コンパクト核融合発電プラントの性能は、以下の２つの理由により、予測をはるかに超え得る。第１に、エネルギー閉じ込めスケーリングの近年の再評価によれば、球状トカマクのような高ベータ装置が、従来型ＩＴＥＲスケーリングにより提案されるものよりも大きなエネルギー利得を与えることが示されている。第２に、さらに一層著しいことだが、中程度に高い磁場と、球状トカマク発電プラントの低アスペクト比との組み合わせにおいて、擾乱が抑制され得る。本発明は、経済的な核融合パワーを求める研究に大きな突破口を形成し得る。特異的な擾乱が、大きな体積への主要な駆動力となっており、新たな開発が一緒になってコンパクトかつ高利得の核融合パワーモジュールの概念を実現可能にするからである。高プラズマ電流での小さな球状トカマクにおけるアルファ閉じ込めは従来型トカマクよりも劣るが、低プラズマ電流においては良好となる。これを達成する特徴の組み合わせは、高磁場、小サイズ、低アスペクト比及び低プラズマ電流であり、低プラズマ電流で動作するが十分なアルファ粒子を閉じ込め得る能力によって高いＱを可能とし、これは以前は実現可能とは考えられていなかった。
【０１３２】
上記実施形態からの変形も依然として本発明の範囲内にあることがわかる。
【０１３３】
参考文献
【０１３４】
【非特許文献１】Jassby D L ‘Optimisation of Fusion Power Density in the Two Energy Component Tokamak Reactor’ Nuclear Fusion 1975 Vol 15 p453
【非特許文献２】A. Sykes et al, ‘Fusion for Neutrons - a realizable fusion neutron source’, Proc of 24th IEEE Symposium on Fusion Enginering, Chicago 2011 Invited Paper SO2B-1
【非特許文献３】M.Valovic et al, Nuclear Fusion 51 (2011) 073045
【非特許文献４】C Hellesen et al, Nuclear Fusion 50 (2010) 022001
【非特許文献５】R D Stambaugh et al, ‘The Spherical Tokamak Path to Fusion Power’, Fusion Technology Vol 33 P1 (1998)
【非特許文献６】T C Hender et al, ‘Spherical Tokamak Volume Neutron Source’, Fusion Engineering and Design 45 (1990) p265
【非特許文献７】H R Wilson et al ‘The Physics Basis of a Spherical Tokamak Component Test Facility Proc. 31st EPS Conf 2004
【非特許文献８】G M Voss et al, ‘Conceptual design of a Component Test Facility based on the Spherical Tokamak’, FED 83 (2008) p1648
【非特許文献９】A Dnestrovskij et al, Plasma Devices and Operations, 15, 2007, p1
【非特許文献１０】Y-K M Peng et al 2005 Plasma Phys. Control. Fusion 47 B263
【非特許文献１１】M. Kotschenreuther, P. Valanju, S. Mahajan, L.J. Zheng, L.D. Pearlstein, R.H. Bulmer, J. Canik and R. Maingi ‘The super X divertor (SXD) and a compact fusion neutron source (CFNS)’ Nucl. Fusion 50 (2010) 035003 (8pp)
【非特許文献１２】R M O Galvao et al, ‘Physics and Engineering Basis of a Multi-functional Compact Tokamak Reactor Concept’, in Fusion Energy 2008, (Proc. 22nd Int. Conference Geneva, 2008) (Vienna: IAEA) CD-ROM file [FT/P3-20] and http://www-naweb.iaea.org/napc/physics/FEC/FEC2008/html/index.htm
【非特許文献１３】B V Kuteev et al, ‘Plasma and Current Drive parameter options for a low-power Fusion Neutron Source’ 23rd IEEE/NPSS Symposium on Fusion Engineering, 2009. SOFE 2009.
【非特許文献１４】D L Jassby, Comments Plasma Phys. Controlled Fusion, 3 (1978) 151
【非特許文献１５】Y-K.M. Peng and D.J. Strickler, Nucl. Fusion 26, 769 (1986).
【非特許文献１６】M Gryaznevich et al, Phys. Rev. Letters, 80, (1998) 3972
【非特許文献１７】O. Mitarai and Y. Takase, Plasma current ramp-up by the outer vertical field coils in a spherical tokamak reactor, Fusion Sci. Technol. 43 (2003),
【非特許文献１８】V. Shevchenko, Nuclear Fusion Vol 50 (2010) p22004
【非特許文献１９】Y-K M Peng and J B Hicks,: proceedings of the 16th Symposium on Fusion Technology, London, U.K., 3-7 September 1990, Vol 2 p1288
【非特許文献２０】V. Selvamanickam, “2G HTS Wire for High Magnetic Field Applications,” HTS4Fusion Conductor Workshop, May 26-27, 2011, Karlsruhe, Germany.
【非特許文献２１】M Gryaznevich, A Sykes, A E Costley, J Hugill, G Smith and D Kingham. Proc. 40th EPS Conference, Helsinki, 1-5 July 2013, Europhysics Conferences Abstracts, Vol.37F (2013) P2.111
【非特許文献２２】A Nikolai and M Gryaznevich, Plasma Phys. Control. Fusion 54 (2012) 085006
【非特許文献２３】R. H. Fowler, J. A. Holmes, J. A. Rome "NFREYA - A Monte Carlo Beam Deposition Code for Noncircular Tokamak Plasmas" Report ORNL/TM-6845 (1979)
【非特許文献２４】G. G. Lister, D. E. Post, R. Goldston, Computer Simulations of Neutral Injection into Tokamaks Using Monte Carlo Techniques, 303, Third Symposium of Plasma Heating in Toroidal Devices, Varenna, Italy, 1976
【非特許文献２５】R. L. Freeman, and E. M. Jones, Analytic expressions for selected cross - sections and Maxwellian rate coefficients,  CLM - R 137, Culham Laboratory, Abingdon, U. K., 1974
【非特許文献２６】F. H. Holt, R. E. Haskell, Foundations of Plasma Dynamics, The MacMillan Company, New York (1965).
【非特許文献２７】M. N. Rosenbluth, W. M. MacDonald, D. L. Judd, Phys. Rev. 107 (1957) 1
【非特許文献２８】J. G. Cordey, M. J. Houghton, Nucl. Fus. 13 (1973) 215
【非特許文献２９】R. H. Fowler, J. D. Callen, J. A. Rome, J. Smith, “FIFPC, A Fast Ion Fokker - Planck Code” Report ORNL/TM- 5487
【非特許文献３０】H. L. Stone, SIAM J. Numer. Anal. 5, (1968) 530
【非特許文献３１】B.V. Kuteev, et al. Nucl. Fusion 51 (2011) 073013
【非特許文献３２】L M Hively, G.H. Miley, Nuclear Fusion 17 (1977) 5
【非特許文献３３】V I Afanasyev, et al., Plasma Phys. Control. Fusion, 55 (2013)
【図１】
2017514120.tif 000009
【図２】
2017514120.tif 000010
【図３】
2017514120.tif 000011
【図４】
2017514120.tif 000012
【図５Ａ】
2017514120.tif 000013
【図５Ｂ】
2017514120.tif 000014
【図６】
2017514120.tif 000015
【図７】
2017514120.tif 000016
【図８Ａ】
2017514120.tif 000017
【図８Ｂ】
2017514120.tif 000018
【図８Ｃ】
2017514120.tif 000019
【図８Ｄ】
2017514120.tif 000020
【図８Ｅ】
2017514120.tif 000021
【図９】
2017514120.tif 000022
【図１０】
2017514120.tif 000023
【図１１】
2017514120.tif 000024
【図１２Ａ】
2017514120.tif 000025
【図１２Ｂ】
2017514120.tif 000026
【図１３】
2017514120.tif 000027
【図１４】
2017514120.tif 000028
【国際調査報告】
2017514120.tif 000029
2017514120.tif 000030
2017514120.tif 000031