(57)【要約】【課題】ハイブリッド核融合−核分裂原子炉の構成要素の交換を簡略化すること【解決手段】核分裂原子炉のコアに挿入したり、このコアから取り除いたりすることができ、よって中性子フラックスが照射された材料の交換を可能にし、機能停止時間を短縮できる交換可能な核融合コアおよび充分なエネルギーを有する高速中性子の充分なフラックスを提供し、核分裂から超ウラン廃棄物を変換し、改良された各燃料サイクルで使用できるようにし、核廃棄物の放射性毒性の量および核廃棄物の廃棄のリスクおよびコストを効果的に低減し、核エネルギーのコストを低減すると共に、エネルギーソースとしての許容度を高める改良された核融合原子炉のためのハイブリッド原子炉、方法およびデバイスが開示されている。この要約書は、検索ツールとして使用するものであり、発明を限定するものではない。【選択図】図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
中心軸のまわりの壁によって囲まれた第１チャンバを備え、前記第１チャンバは、中心軸に対して４ｍ以下の外側半径を有し、前記第１チャンバは、高パワー密度中性子ソースを囲む、交換可能な核融合コアと、
前記交換可能な核融合コアの少なくとも一部に実質的に隣接する核分裂可能な材料の１つ以上の層を囲み、更に中性子吸収材料および中性子反射材料も囲む第２チャンバとを備え、
前記高パワー密度中性子ソースから前記核分裂可能な材料に提供される中性子が、前記核分裂可能な材料内の核分裂反応を高めるようになっている原子炉。
【請求項２】
前記高パワー密度中性子ソースは、トロイダルプラズマ核融合デバイスであって、このトロイダルプラズマ核融合デバイスは、
中心軸のまわりのトロイダルチャンバを備え、閉じたトロイダル磁気表面上に実質的に留まる磁力線によって前記トロイダルチャンバ内にトロイダルコアプラズマが実質的に閉じ込められ、前記閉じた磁気表面は、前記コアプラズマ内および前記トロイダルチャンバに実質的に隣接する電流搬送導線内の電流によって形成され、前記トロイダルコアプラズマは、１つ以上のダイバータ板に交差する開いた磁力線の領域によって実質的に囲まれており、前記コアプラズマと、開いた磁力線の前記領域とを分離する磁気表面を含むセパラトリックスとを更に備え、前記コアプラズマから前記セパラトリックスを横断して、開いた磁力線の前記領域内に流れる粒子およびエネルギーが前記開いた磁力線に沿って前記ダイバータ板に向くよう、前記セパラトリックスは、前記ダイバータ板に交差し、
前記セパラトリックスは、赤道平面からゼロでない垂直距離を有する少なくとも１つのスタグネーションポイントを含み、前記赤道平面は、前記中心軸に対して直角であり、前記コアプラズマ内の最大メジャー半径にあるポイントを通過し、前記垂直距離は、プラズママイナー半径よりも長く、前記ダイバータ板は、前記プラズママイナー半径と対応するダイバータ板に最も近いピークポイントのメジャー半径の合計よりも大である外側ダイバータメジャー半径を有する、請求項１に記載の原子炉。
【請求項３】
任意のポイントのメジャー半径は、前記中心軸からの垂直距離であり、前記中心軸に対して直角であり、前記コアプラズマ内の最大メジャー半径にあるポイントを通過する前記赤道平面は、前記トロイダルチャンバを上部領域と下部領域とに分割し、
前記コアプラズマは、外側プラズマメジャー半径と内側プラズマメジャー半径とを有し、前記外側プラズマメジャー半径は、中心軸から最も遠い前記コアプラズマ内のポイントのメジャー半径であり、前記内側プラズマメジャー半径は、前記中心軸に最も近い前記コアプラズマ内のポイントのメジャー半径であり、
前記外側プラズマメジャー半径と前記内側プラズマメジャー半径の合計の半分は、プラズマメジャー半分であり、前記外側プラズマメジャー半径と前記内側プラズマメジャー半径との差の半分は、プラズママイナー半径であり、
前記赤道平面から最も遠い前記コアプラズマの前記上部領域内のポイントは、上部ピークポイントであり、前記赤道平面から最も遠い前記コアプラズマの前記下部領域内のポイントは、下部ピークポイントであり、
前記セパラトリックスと前記ダイバータ板との交点の最大メジャー半径は、外側ダイバータメジャー半径であり、
前記セパラトリックスは、１つ以上のスタグネーションポイントを有し、前記各スタグネーションは、前記磁気表面を含む磁界のポロイダル成分が約ゼロとなり、前記中心軸を含む任意の平面内の方向がポロイダル方向となるポイントとなっている、請求項２に記載の原子炉。
【請求項４】
前記高パワー密度中性子ソースは、コアプラズマメジャー半径に対する全加熱パワーの比が約５メガワット／メートル以上であるコアプラズマを含むコンパクトな核融合中性子ソースである、請求項１に記載の原子炉。
【請求項５】
前記高パワー密度中性子ソースは、約３メートル以下のコアプラズマメジャー半径を有するトカマクである、請求項１に記載の原子炉。
【請求項６】
前記交換可能な核融合コアは、円筒形であり、核分裂可能な材料の１つ以上を囲む第２チャンバ内に嵌合している、請求項１に記載の原子炉。
【請求項７】
前記第２チャンバは、高速原子炉の少なくとも一部を含む、請求項１に記載の原子炉。
【請求項８】
前記高速原子炉は、金属製冷却材によって冷却される、請求項７に記載の原子炉。
【請求項９】
前記高速原子炉は、溶融塩によって冷却される、請求項７に記載の原子炉。
【請求項１０】
前記高速原子炉は、超臨界水または重水によって冷却される、請求項７に記載の原子炉。
【請求項１１】
前記第２チャンバは、熱スペクトラム原子炉の少なくとも一部を含む、請求項１に記載の原子炉。
【請求項１２】
前記熱スペクトル原子炉は、軽水型原子炉（ＬＷＲ）である、請求項１１に記載の原子炉。
【請求項１３】
原子炉内に交換可能な核融合コアを設置する方法であって、
中心軸のまわりの壁によって囲まれた第１チャンバを含み、この第１チャンバ内に高パワー密度中性子ソースが収容されている交換可能な核融合コアを設けるステップと、
前記交換可能な核融合コアを第２チャンバ内に設置するステップとを備え、前記第２チャンバは、前記交換可能な核融合コアの少なくとも一部に実質的に隣接する核分裂可能な材料も含み、
前記高パワー密度中性子ソースからの中性子が前記核分裂可能な材料内での核分裂反応を高めるよう、前記第２チャンバ内に中性子吸収材料および中性子反射材料を設置するステップを更に含む方法。
【請求項１４】
前記第２チャンバから前記交換可能な核融合コアを除くステップと、
前記除かれた交換可能な核融合コアを交換するように、前記第２チャンバ内に第２の交換可能な核融合コアを設置するステップを更に含む、請求項１３に記載の方法。
【請求項１５】
前記高パワー密度中性子ソースは、コンパクトな核融合中性子ソースであり、このコンパクトな核融合中性子ソースは、トロイダル核融合プラズマと外側ダイバータ板メジャー半径を有する少なくとも１つのダイバータ板を有し、前記外側ダイバータメジャー半径は、核融合プラズママイナー半径と対応するダイバータ板に最も近いピークポイントのメジャー半径との合計よりも大である、請求項１３に記載の方法。
【請求項１６】
前記高パワー密度中性子ソースは、コアプラズマメジャー半径に対する全加熱パワーの比が約５メガワット／メートル以上であるコアプラズマを含むコンパクトな核融合中性子ソースである、請求項１３に記載の方法。
【請求項１７】
前記高パワー密度中性子ソースは、約３メートル以下のコアプラズマメジャー半径を有するトカマクである、請求項１３に記載の方法。
【請求項１８】
前記核分裂可能な材料の少なくとも一部は、核廃棄物を含む、請求項１３に記載の方法。
【請求項１９】
前記核分裂可能な材料の少なくとも一部は、超ウラン（ＴＲＵ）元素を含む、請求項１３に記載の方法。
【請求項２０】
前記核分裂可能な材料の少なくとも一部は、熱スペクトラム原子炉内のエキストラ燃焼サイクルを含む予備的燃焼を使用して、核原子炉廃棄物内の核分裂の容易な元素を変換した後に残る核分裂の困難なＴＲＵ核廃棄物を含む、請求項１３に記載の方法。
【請求項２１】
前記核原子炉廃棄物内の核分裂の容易な元素は、ＰＵ239を含む、請求項２０に記載の方法。
【請求項２２】
前記核分裂可能な材料の少なくとも一部は、熱スペクトラム原子炉内のエキストラ燃焼サイクルを含む予備的燃焼に残る、核分裂の困難なＴＲＵ核廃棄物を含み、前記予備的燃焼は、元の核廃棄物を核分裂の困難なＴＲＵ廃棄物に減少させ、ＴＲＵの重量は元の核廃棄物の重量と比較して約２５％以下となる、請求項１３に記載の方法。
【請求項２３】
前記核分裂可能な材料の少なくとも一部は、低グレードの原子炉燃料を構成する、核分裂の困難なＴＲＵ核廃棄物を含み、前記低グレードの核燃料は、熱スペクトラム原子炉用燃料としては不適当であるか、または高速スペクトラム核分裂原子炉の安定な稼働には不適当である、請求項１３に記載の方法。
【請求項２４】
前記熱スペクトラム原子炉は、軽水型原子炉（ＬＷＲ）である、請求項２３に記載の方法。
【請求項２５】
前記高パワー密度中性子ソースからの中性子は、前記核分裂可能な材料の量を低減する、請求項１３に記載の方法。
【請求項２６】
前記高パワー密度中性子ソースからの中性子は、前記核分裂可能な材料内の核融合反応のレートを高め、前記核分裂可能な材料を、この核分裂可能な材料よりもより安定な材料に変換するか、または前記核分裂可能な材料よりも放射性半減期がより短い材料に変化する、請求項１３に記載の方法。
【請求項２７】
前記高パワー密度中性子ソースを使用して、前記核分裂可能な材料の放射性毒性レベルを低下させる、請求項１３に記載の方法。
【請求項２８】
前記核分裂可能な材料の前記低下した放射性毒性は、かかる材料の廃棄および長時間の閉じ込めを容易にする、請求項２７に記載の方法。
【請求項２９】
前記核分裂可能な材料は、第１の放射性毒性レベルを有し、前記コンパクトな核融合中性子ソースからの中性子は、前記核分裂可能な材料の核分裂反応のレートを高めると共に、第２の放射性毒性レベルを有する材料に前記核分裂可能な材料を変換する、請求項１３に記載の方法。
【請求項３０】
前記第２の放射性毒性レベルは、前記第１の放射性毒性レベル未満である、請求項２９に記載の方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、米国エネルギー省により授与された奨励番号第DE-FG02-04ER54742および第DE-FG02-04ER54754として米国政府の支持のもとで行われたものである。米国政府は、本発明について所定の権利を有する。
【背景技術】
【０００２】
人類に対する潜在的に災害となる問題が、全地球的な警告として強調されている。この問題により、地球温暖化ガスを発生せず、比較的短期間のスケールで炭素に基づくエネルギー供給量のかなりの部分に変わることができるエネルギー源の必要性が生じている。妥当な時間、必要なエネルギー量を供給するのに、現在の技術を利用する原子核（分裂）パワーが地球的課題に挑戦できる１つの戦略として次第に大きく提案されてきている。
【０００３】
更新可能なエネルギー源も提案されているが、現在の開発状態および間欠的である性質により、これらエネルギー源から供給できる混合エネルギーの割合が制限されている。現在の所、原子核分裂からのパワーは、石炭、石油およびガス火力発電所のかなりの部分、すなわち地球温暖化ガスの要因のうちの最大の単一グループと置き換わることのできる、最も有望なものとなっている。原子力（分裂）パワーには、その成長および受け入れを妨げる課題がある。これら課題のうちの最大のものの１つは、核廃棄物の安全性および効率的な廃棄にある。
【０００４】
核分裂廃棄物の、より問題となる元素のうちの１つは、超ウラン（ＴＲＵ）である。核廃棄物処分場、例えばユッカマウンテンプロジェクトに対する深刻な多くの反対は、将来、数十万年にもわたって生物圏に極めて寿命の長い（半減期が１０万年以上のアイソトープ）超ウランが放出されることに関連している。比較的安価な熱スペクトル原子炉では、一部の廃棄物の処分を行うことが可能となっている。熱中性子は、核廃棄物の全体量を低減するが、長寿命の超ウランの多くを含む重要な少量成分には影響しない。これら元素は、埋め立て処分をするには極めて問題がある。
【０００５】
寿命の長い超ウランを分解するには、より費用のかかる、別の方法が必要である。純粋な核分裂の間、高速核分裂原子炉、すなわち高速中性子スペクトルを有する核分裂原子炉では、第２の減少が生じる。しかしながら、連鎖反応を維持するのに十分な量の、容易に核分裂可能な物質が必要であることの他に、高速核分裂原子炉を使用するという欠点が依然として存在する。更に、長寿命超ウランを破壊するのに使用した場合の高速分裂原子炉は、安定性に限界がある。
【０００６】
原子核分裂単独では、上記各廃棄物の課題を安価に解決できないが、核融合と組み合わせた核分裂は、この課題に対するより良好な解決案を提供できる。核融合は、原子力によって軽い元素が、より重い元素に組み合わされ、その結果エネルギーの放出を生じさせることから誘導される１つのエネルギー源となっている。核融合の際に２つの軽い原子核（例えば重水素およびトリチウム（三重水素））が１つの新しい原子核（例えばヘリウム）に結合し、プロセス中に莫大なエネルギーと別の粒子（例えば重水素とトリチウムの融合の場合には中性子）を放出する。核融合は、核分裂よりも中性子の多いエネルギー源である。核融合は、太陽および星における華々しく成功しているエネルギー源であるが、地球上で核融合を実用化して利用するには、核融合を持続するために、プラズマ（帯電イオンと電子とから成るガス）またはイオン化したガスを核融合反応が生じるのに十分な期間、核融合炉内に閉じ込め、何百万℃に加熱しなければならないという技術的な問題がある。核融合の背景となっている科学は、十分に進歩しており、１００年以上もの核物理および電磁気学並びに運動力学の理論に基づくが、現在の技術的な制約が、まだ核融合の実用的利用を極めて課題のあるものにしている。核融合炉に対する１つのアプローチは、プラズマを閉じ込め、よって制御された態様で融合エネルギーを放出するのに、強力な磁場を使用することである。今日まで、制御された核融合を達成するための最も成功したアプローチは、トカマクと称されるドーナツ形状、すなわちトロイダル形状の磁気構造を利用することである。原則的にトカマクは、上記２ステッププロセスのうちの第２ステップにおいて必要とされる高速中性子源として使用できるが、核融合炉の現在の技術は、トカマクのパワー密度をこの目的のために極めて低い（５分の１以下の）比率に制限している。
【０００７】
現在のトカマク技術を使用することにより、核融合反応を発生するためのプラズマの閉じ込めを、核融合炉の真空チャンバ内で形成された磁場（すなわち磁気ボトル）により達成できる。プラズマは電離されているので、プラズマ粒子は、磁力線（磁界線または磁場線とも称される）を中心とする小さい軌道内をジャイロ運動する性質がある。すなわち基本的には、磁力線に沿って極めて自由に移動しながら、磁力線に引き寄せられる。このことは、適正に設計された磁場コンフィギュレーション（ときどき磁気ボトルとも称される）を使用することにより、真空チャンバ内にバルクプラズマを浮遊させるのに使用できる。プラズマ内で電流をドライブし、プラズマの近くに電流を運ぶコイルまたは導線を設置することにより、入れ子状のトロイダル磁気表面の一組を形成し、チャンバ内にプラズマを磁気的に閉じ込めることができる。これら磁気表面上の磁力線は、真空チャンバの壁のような任意の材料の物体に接触しないので、粒子を壁に接触させることなく、磁気ボトル内、すなわち閉じた磁気表面を含む磁気ボトル内に長時間、極めて高温のプラズマを理想的に浮遊された状態に維持できる。しかしながら、現実的には粒子が相互に衝突したり、またはプラズマ内で乱れが生じる結果として、プラズマの粒子およびエネルギーが磁気表面に垂直な方向に、磁気的閉じ込め部から極めて低速で逃げてしまう。プラズマの粒子およびエネルギーが良好に閉じ込められるように、このような低速のプラズマの損失を減少させることが、プラズマ閉じ込め研究の基本的な焦点となっている。
【０００８】
閉じられた磁気表面、すなわち「コアプラズマ」を含む磁気ボトルの境界は、リミター（例えば図６を参照すると６１０）と称される材料物体またはセパラトリックス（例えば図６を参照すると６３０）と称されるトロイダル磁気表面のいずれかによって構成される。これら材料物体または磁気表面の外側において、磁力線は開となっている。すなわちこれら磁力線はダイバータターゲット（例えば図６を参照すると６２０）と称される材料物体上で終端する。コアプラズマから低速で逃げる粒子およびエネルギーは、主にリミターまたはダイバータターゲットのいずれかの狭い面積に入射し、不純物を発生する。リミターは、プラズマ境界に直交しているが、ダイバータターゲットをより遠くに配置できるので、ダイバータを使用することにより、かかる不純物からコアプラズマを良好にアイソレートできる。ダイバータの発明以来、プラズマ動作の好ましいモードは、セパラトリックスおよびダイバータを設けることであった。その理由は、かかる動作はコア内のプラズマ粒子およびエネルギーを良好に閉じ込めることができるＨモードと称される作動モードを可能にすることが分かったからである。
【０００９】
粒子は、磁力線に沿っては極めて高速で移動するが、磁力線を横断するのは極めて低速なので、セパラトリックスを大きく横断する前に、開いた磁力線に沿って短時間でダイバータターゲットに達してしまう。これによってダイバータ板の狭い表面に入射する粒子およびエネルギーの高い「スクレイプオフフラックス」により、必然的に狭い「スクレイプオフ層」が形成される。ダイバータが取り扱うことのできる最大「スクレイプオフフラックス」は、磁気ボトル内で維持できる最大パワー密度を制限する。
【００１０】
高い「スクレイプオフフラックス」は、多数の課題を生じさせる。熱および粒子フラックスの他に、ダイバータ板は、核融合で生じた中性子の大フラックスにも耐えなければならない。これら中性子は、重要な多くの材料の性質を劣化させ、ダイバータ板を頻繁に取り替えない場合、ダイバータ板が高熱フラックスおよび中性子フラックスの双方を処理することが極めて困難となる。損傷した構成部品を定期的に交換することは極めて時間の無駄であり、核融合反応をシャットオフしなければならない。更に、不純物がダイバータ板に達する前にエネルギーを放射させるよう、不純物を注入することにより、「スクレイプオフフラックス」を低減しようとする試みは働かない。その理由は、プラズマから出るパワー密度は高くなるので、このことはプラズマの閉じ込めを深刻に劣化させ、その結果、コアプラズマ内の核融合反応レートを深刻に低下させるからである。中性子フラックスは、原子炉の構成要素も劣化させる。
【００１１】
ダイバータ上での中性子および熱フラックスを低下させ、よってダイバータの構成部品に対する損傷を緩和するには、デバイス内のパワー密度を低減するよう、原子炉を単に大きくすればよい。しかしながら、このアプローチは、原子炉のコストを大幅に高め、よってこの原子炉で発生するエネルギーのコストは、パワーまたは中性子を発生する他の方法と経済的に競合できないレベルまで高くなってしまう。
【００１２】
高レベルの「スクレイプオフフラックス」は、核融合−核分裂ハイブリッド応用例を含む多くの核融合の応用例に対する臨界的な障害となる。例えばエネルギーを発生する他の方法と経済的に競合できるようにするサイズの核融合原子炉では、現在の技術に基づくダイバータの設計に対し、高い「スクレイプオフフラックス」は、許容できない。本願で全体を参考例として援用し、本願の一部となす、コッツェンロイターを発明者とし、２００８年８月２５日に出願された米国特許出願第12/197,736号には、高スクレイプオフフラックスによって生じる課題を取り扱い、コンパクトなハイパワー密度の核融合中性子源を可能にする１つの方法が記載されている。更に、改良されたハイブリッドの核融合−核分裂原子炉を使用することにより、核廃棄物を減少させ、改良された核燃料サイクルを提供するシステムおよび方法が、コッツェンロイター外を発明者とし、２００８年１０月１０日に出願された米国特許出願第12/249,303号に記載されている。
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【００１３】
従って、ハイブリッド核融合−核分裂原子炉の構成要素の交換を簡略化し、スピードアップし、中性子の照射によって生じた原子炉の構成要素のオフライン時間を最小にすると共に、その劣化を緩和する設計の改良が依然として求められている。一部がこれまでに記載されているこれらニーズおよびその他のニーズは、本願に記載の実施形態によって満たすことができる。
【課題を解決するための手段】
【００１４】
プラズマまたは核融合プラズマを収納するための実施形態、交換可能な核融合中性子ソース、およびオプションとして磁気的に閉じ込められたプラズマを含むトカマクが、本願には開示されており、ここで、前記核融合中性子ソースの少なくとも一部に核分裂可能な材料の層が実質的に隣接している。開示された実施形態を使って前記核分裂可能な材料を核分裂させるための方法および各燃料サイクルも開示されている。本願に記載する種々の実施形態は、核分裂可能な材料を低減することを望む応用例で有効となり得る。
【００１５】
１つの特徴では原子炉が開示されている。この原子炉の一実施形態は、交換可能な核融合コア（炉心）を含む。この交換可能な核融合コアは、中心軸のまわりの壁によって囲まれた第１チャンバを更に含む。一実施形態では、第１チャンバは、中心軸に対して約４ｍ以下の外側半径を有し、第１チャンバは、高パワー密度中性子ソースを囲んでいる。交換可能な核融合コアを核分裂可能な材料、例えば燃料棒または核廃棄物によって実質的に囲むことができる。一実施形態では、原子炉は、交換可能な核融合コアの少なくとも一部に実質的に隣接する核分裂可能な材料の１つ以上の層を囲む第２チャンバを更に含む。この第２チャンバは、中性子吸収材料および中性子反射材料も含むことができる。高パワー密度中性子ソースから核分裂可能な材料に提供される中性子は、核分裂可能な材料における核分裂反応を高める。
【００１６】
別の特徴では、原子炉内に交換可能な核融合コアを設置する方法が開示されている。この方法の一実施形態は、中心軸のまわりの壁によって囲まれた第１チャンバから構成された交換可能な核融合コアを設けるステップを含む。この交換可能な核融合コアは、第２チャンバ内に設置される。第２チャンバは、交換可能な核融合コアの少なくとも一部に実質的に隣接する核分裂可能な材料も含む。高パワー密度中性子ソースからの中性子は、核分裂可能な材料内の核分裂反応を高めるように、第２チャンバにも中性子吸収材料および中性子反射材料を設置できる。
【００１７】
一実施形態では、上記方法は、第２チャンバから交換可能な核融合コアを除くステップと、除かれた交換可能な核融合コアを取り換えるように第２チャンバ内に第２の交換可能な核融合コアを設置するステップを含むことができる。
【００１８】
以下の記載の一部には別の利点について記載し、更にこの記載から、利点の一部が明らかとなるか、または実施によりそれらの利点が理解できよう。特許請求の範囲に記載した要素およびそれらの組み合わせにより、別の利点について認識でき、得ることができよう。これまでの一般的な説明および下記の詳細な説明の双方は、単なる例示で、説明だけのものであり、請求項に記載した発明を限定するものではないと理解すべきである。
本明細書で援用し、明細書の一部をなす、必ずしも寸法どおりには描かれていない添付図面は、いくつかの図面を示すものであり、詳細な説明と共に本発明の原理を説明するよう働く。
【図面の簡単な説明】
【００１９】
【図１】開示する実施形態の横断面図を示す。
【図２Ａ】図１に示された開示する実施形態の三次元の図を示す。
【図２Ｂ】図１に示された開示する実施形態の三次元の図を示す。
【図２Ｃ】原子炉内に交換可能な核融合炉を設置する方法の実施形態を示す。
【図３】ＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭにより発生される開示される実施形態の横断面図を示す。
【図４】中心軸まわりの容器を示す。
【図５Ａ】開示される実施形態を使用し、核分裂可能な材料を転換するための方法のフローチャートを示す。
【図５Ｂ】開示される実施形態を使用し、核分裂可能な材料を転換するための方法のフローチャートを示す。
【図５Ｃ】開示される実施形態を使用し、核分裂可能な材料を転換するための方法のフローチャートを示す。
【図５Ｄ】開示される実施形態を使用し、核分裂可能な材料を転換するための方法のフローチャートを示す。
【図５Ｅ】開示される実施形態を使用し、核分裂可能な材料を転換するための方法のフローチャートを示す。
【図６】リミターとダイバータとを含む従来技術の磁気閉じ込めコンフィギュレーションを示す。
【図７】コッツェンロイター外著論文「熱負荷、新規なダイバータ、および各融合炉について」、フィジックスプラズマ１４、７２５０２／１〜２５ページ（２００６年）に記載されているようなＸダイバータを含む従来の磁気閉じ込めコッツェンロイターを示す。
【図８】開示されるダイバータの一実施形態を含むトカマクの変形略図を示す。
【図９Ａ】一実施形態におけるＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態の上部領域を示す。
【図９Ｂ】ダイバータコイルが２つの異なるダイバータコイルに分割されている、一実施形態におけるＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態の上部領域を示す。
【図９Ｃ】ダイバータコイルが４つの異なるダイバータコイルに分割されている、一実施形態におけるＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態の上部領域を示す。
【図１０】開示される核融合開発設備（ＦＤＦ）に基づく原子炉の、ＦＤＦに基づく実施形態の図を示す
【図１１】Ｃｕコイルを有する部品テスト設備（ＣＴＦ）のための、一実施形態におけるＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態の上部領域を示す。
【図１２】Ｓｌｉｍ−ＣＳ、すなわち超伝導コイルを有する縮小サイズの中心ソレノイド（ＣＳ）に基づく原子炉のための、一実施形態におけるＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態の上部領域を示す。
【図１３】（点線で境界が記載された抽出可能なセクションの内部に適合するモジュラーコイルを使用する）ＡＲＩＥＳ（高度原子炉技術革新および評価研究）に基づく原子炉のための、一実施形態におけるＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態の上部領域を示す。
【図１４Ａ】国立大パワー高度トーラス実験（ＮＨＴＸ）に基づく実施形態を示す。
【図１４Ｂ】開示されたＮＨＴＸに基づく原子炉のためのＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態を示す。
【図１５Ａ】標準ＮＨＴＸコンフィギュレーション（従来技術）を示す。
【図１５Ｂ】開示されるダイバータコンフィギュレーションの一実施形態に基づく原子炉のためのＳＯＬＰＳ（スクレイプオフ層のプラズマシミュレーション）計算を示す。
【図１５Ｃ】開示されるＮＨＴＸに基づく実施形態における、ＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態の上部領域を示す。
【図１６】本願に記載の実施形態を利用して得ることができる大パワー密度プラズマサイズと比較したＩＴＥＲ（国際熱核実験原子炉）プラズマのサイズの横断面プロットを示す。
【図１７】プラズマのＸポイント上の同じプラズマの動きの、より大きい効果と比較した、開示されるダイバータのためのダイバータ衝突ポイントの位置でのプラズマの動きの縮小効果を示すグラフである。
【発明を実施するための形態】
【００２０】
本願に記載のデバイス、システムおよび方法は、次の詳細な説明およびそれに含まれる実施例および図面、並びにこれより前の説明および次の説明を参照することにより、より容易に理解できよう。
【００２１】
本システム、物品、デバイスおよび／または方法を開示し、説明する前に、本発明は、当然ながら変更できる特定のシステム、特定のデバイスおよび特定の方法に本発明は限定されないと理解すべきである。更に、本願で使用する用語は、特定の実施形態だけを説明するためのものでなく、また限定するものでもないことも理解すべきである。
【００２２】
本発明の次の説明は、現在知られている最良の実施形態において、本発明を実施可能に教示するものとして記載したものである。この目的のため、当業者であれば、本発明の有益な結果を得ながら、本願に記載の発明の種々の特徴について多くの変更を行うことができることも認識でき、かつ理解できよう。本発明の実施形態の他の特徴を利用することなく、本発明の実施形態の特徴の一部を選択することにより、本発明の所望する利点を得ることができることも明らかとなろう。従って、当業者であれば、本発明について多くの変形および適合を行うことが可能であり、所定の状況ではそのような変形および適合が望ましいこともあり、更に本発明の一部となっていることが認識できよう。従って、次の説明は本発明の原理を説明するものとして記載したものであり、発明を限定するものではない。
【００２３】
本発明を実施したり、テストする際には、本願に記載した方法および材料に類似または均等な方法および材料を使用できるが、次に、これら方法および材料の例について説明する。
【００２４】
本願全体にわたり、種々の刊行物を参考とする。特に明記しない限り、本発明が関連する技術状態をより完全に記述するよう、これら刊行物全体における開示を参考例として本願に援用する。これら参考例に基づくという意味で記述されている、参考例に含まれる資料に関し、本願では開示されている参考例を別々にかつ特別に援用する。本発明の日付は、従来の発明のために、かかる刊行物よりも先行しないとの自認したものと見なすべきでない。更に、本願に記載されている刊行物の日付が実際の刊行日と異なっていることがあり、この実際の刊行日は別個に確認する必要がある場合がある。
【００２５】
本明細書および添付した特許請求の範囲で使用するような単一形態「１つの」、「ある」および「その」は、文脈が反対のことを明瞭に規定しない限り、複数の対象を含む。従って、例えば「１つのダイバータ板」、「１つの原子炉」または「１つの粒子」なる記載は、かかるダイバータ板、原子炉または粒子などが２つ以上組み合わされていることも意味する。
【００２６】
本願では、ある特定の「およそ（ほぼ、約、概ね）」の値から別の特定の「およそ（ほぼ、約、概ね）」の値までのように、あるレンジを表記できる。かかる１つのレンジが表記されたとき、別の実施形態はこの１つの特定の値から、および／または別の特定の値までを含む。同様に、先行詞「約」を使用することにより、値が近似値として表記されているとき、この特定の値は別の実施形態をなすと理解できよう。更に、これらレンジの各々の端部ポイントは、他の端部ポイントに対し、かつ他の端部ポイントとは別個に、重要であることも理解できよう。本願で開示する値は、多数あり、各値は、本願では値自身の他に特定の値に「約」を付して開示されていることも理解できよう。例えば値「１０」を開示する場合、「約１０」も開示される。ある値が開示されているとき、当業者であれば適当に理解できるように、「この値以下」、「この値以上」およびこれら値の間の可能なレンジも含まれることも理解できよう。例えば、値「１０」が開示されている場合、「１０以下」だけでなく「１０以上」も開示されている。本願全体にわたり、多数の異なるフォーマットでデータが記載されており、このデータは、終了ポイントおよび開始ポイント、並びにこれらデータポイントの任意の組み合わせに対するレンジも示すことも理解できよう。例えば、特定のデータポイント「１０」および特定のデータポイント「１５」が開示されている場合、１０および１５より大、１０および１５以上、１０および１５未満、１０および１５以下、および１０および１５に等しい値だけでなく、１０から１５の間も開示されていると見なされる。２つの特定の単位の間の各単位も開示されていると理解できよう。例えば１０および１５が開示されている場合、１１、１２、１３および１４も開示されている。
【００２７】
本願で使用するように、「オプションの」または「オプションとして」なる用語は、後に記述する特徴が存在し得ること、または存在しないこと、または後に記述する事象または状況が生じ得ること、または生じないこと、および前記事象または状況が生じる場合および前記事象または状況が生じない場合を記載が含むことを意味する。例えば開示する実施形態が、オプションとして核融合プラズマを含むことができる場合、核融合プラズマは存在していてもよいし、存在していなくてもよい。
【００２８】
本願で使用する場合の「例示した」なる用語は、「〜の一例」を意味し、好ましい実施形態もしくは理想的な実施形態を伝えるものではない。更に、本願で使用する「〜のような」または「例えば」なるフレーズは、いかなる意味においても限定的なものではなく、単に説明のためのものであり、記載したアイテムがこの記載によってカバーされるものの例であることを示すように使用したものである。
【００２９】
本願で使用するような「交換可能な」なる用語は、ある構成要素を別の構成要素に置換する能力を意味する。１つの特徴では、「交換可能な構成要素」とは、別の主要な構成要素を移動、破壊または他の方法で大幅に変更しなくても置換できる構成要素を意味する。一部の特徴では、交換には若干の電気的な調節、流体圧の調節または機械的調節を必要とする場合があるが、かかる調節はデバイスへの大きな変更とは見なされない。当技術分野で知られているものとは異なり、例えば小サイズ、形状および高パワー密度を含むモジュラー特性により、開示されている核融合中性子ソースの交換可能性を便宜的に促進できると理解すべきである。
【００３０】
組成物を調製するために使用すべき成分だけでなく、本願で開示する方法で使用すべき組成物自体も開示されている。本願では、これら材料およびその他の材料も開示されており、これら材料のうちの組み合わせ、サブセット、相互作用、グループなどが開示されるとき、これら化合物の種々の各組み合わせおよび総合的な組み合わせ、およびこれら化合物の置換の特定の基準を明示的に開示できないが、各々を特別に考え、本願に記載する。例えば特定の化合物が開示され、記載され、化合物を含む多数の分子とすることができる多数の変形例が記載されている場合、特に逆のことが示されない限り、化合物および可能な変形例の各組み合わせおよび置換のいずれも、すべて特別に考えつくことができる。従って、あるクラスの成分Ａ、ＢおよびＣだけでなく、あるクラスの成分Ｄ、ＥおよびＦも開示され、更に、組み合わせ成分Ａ〜Ｄの一例も開示されている場合、各々が個々に記載されていなくても、各々を個々に、かつ集合的に考えつくことができる。すなわち組み合わせＡ〜Ｅ、Ａ〜Ｆ、Ｂ〜Ｄ、Ｂ〜Ｅ、Ｂ〜Ｆ、Ｃ〜Ｄ、Ｃ〜ＥおよびＣ〜Ｆも開示されているものと見なすことができる。従って、例えばＡ〜Ｅ、Ｂ〜ＦおよびＣ〜Ｆのサブグループも開示されているものと見なされる。この概念は、組成物を製造し、使用する方法におけるステップを含む（これらステップだけに限定されない）本願のすべての要素にも当てはまる。従って、実行できる種々の追加ステップが存在する場合、本発明の任意の特定の実施形態またはこれら実施形態の組み合わせと共に、これら追加ステップの各々を実施できることも理解できよう。
【００３１】
本願に開示された組成物は、所定の機能を有すると理解できよう。本願には、開示された機能を奏するための所定の構造的条件が開示されており、開示された構造に関連する同じ機能を奏することができる構造が種々存在すること、およびこれら構造は、一般に同じ結果を得ることができると理解できよう。
【００３２】
プラズマまたは核融合プラズマ、核融合中性子源およびトカマクを収納するための容器が開示されており、この容器では、内部にオプションとして反応性プラズマが存在でき、この容器内では前記プラズマの少なくとも一部、または前記プラズマを閉じ込めるためのチャンバに、核分裂可能な材料の層が実質的に隣接する。反応性プラズマが存在する開示された実施形態を使用する、核分裂可能な材料を核分裂させるための方法も開示されている。
【００３３】
一例として、開示された実施形態は、図１および図２および２Ｂに示されるような一般的構造を有することができ、図１は、開示された原子炉１００の半分の横断面図となっている。図１に示されるように、開示された実施形態は、中心軸線２５０を中心として壁１７０によって実質的に囲まれたトロイダルチャンバを含むことができる。このチャンバの壁は、中心軸線２５０に最も近い内側半径２４０と、中心軸線２５０から最も遠い外側半径２３０とを有する。トロイダルチャンバは、オプションとしてコアプラズマ１６０を含むことができ、このコアプラズマ１６０は、存在するときに、コアプラズマに対して閉じた磁気表面１８０および開いた磁力線２６０により、前記トロイダルチャンバ内に収納できる。このコアプラズマは、核融合反応により高速（約１千４００万電子ボルト）の中性子を発生でき、この中性子は帯電していないので、所定の軌跡を通ってコアプラズマから離間できる。これら中性子は、存在するときに、前記コアプラズマ１６０の少なくとも一部に実質的に隣接する核分裂可能な材料１５０の層に衝突できる。原子炉を中性子からインシュレートするために、原子炉の一部はＰｂセクション２９０を含むことができる。更に、核分裂可能な材料１５０の層をＰｂシース１１０が実質的に囲むことができる。トロイダル磁場（ＴＦ）コイル２８０および２２０だけでなく、ポロイダル磁場（ＰＦ）コイル１２０、１４０、１９０および２１０（これらだけに限定されない）も含む電流搬送導線により誘導される電流によって、開いた磁力線および閉じた磁力線１８０を発生できる。開いた磁力線２６０と閉じた磁力線１８０との間にメイン境界、すなわちセパラトリックス２７０が存在できる。すなわち開いた磁気ドリフト軌跡と閉じた磁気ドリフト軌跡との間に境界が存在できる。開いた磁力線２６０により、１つ以上のダイバータ板１３０および２００へ、閉じた磁気表面１８０を横断する粒子、熱および／またはエネルギー（すなわち交差磁場フラックス）を向けることができる。
【００３４】
一実施形態では、ハイブリッド核融合−核分裂原子炉１００を形成するよう、核分裂原子炉内のユニットとして核融合コア２９０を設置したり、置き換えたりすることができる。同様に、交換、メンテナンスまたは他の任意の目的のために、原子炉１００から核融合コア２９０を除くことができる。１つの特徴では、この交換可能な核融合コア２９０をバッテリーと称すことができる。取り外しまたは交換プロセス中にパワー、冷却材、真空などの補助的接続を切断または他の方法で切り離し、再接続することができる。
【００３５】
核融合コア２９０は、原子炉１００のための高利用率を維持するために、原子炉の構成要素の急速な交換を促進する。原子炉内部の高レベルの放射性構成要素を現場でメンテナンスすることは困難であり、危険であり、かつ時間のかかるものとなり得る。核融合コア２９０を１つのユニットとして置換することにより、これら課題の多くを解消できる。例えばコアプラズマに露出される核融合中性子ソースの構成要素は、最終的に交換を必要とする。一般に、かかる置換は２年毎に約１回行われると予想される。例えば１〜２ＭＷ年／ｍ２の中性子フラックスからの総中性子照射量は、約１年〜２年の間で約２０ｄｐａに達する。この損傷レベルを超えるスチール構成要素の存続性および耐久性は、現在研究中である。従来のハイブリッドの核融合−核分裂原子炉では、かかる交換は約４〜６カ月かかると推定されるが、開示された核融合コア２９０の一実施形態を、ハイブリッドの核融合−核分裂原子炉が使用した場合、交換には約１カ月しかかからないと推定できる。
【００３６】
１つの特徴では、核融合コア２９０は円筒形であり、核分裂可能材料の周辺の環状ブランケット内に嵌合するが、本発明の種々の実施形態の範囲内で他の形状を想到することもできる。核分裂可能な材料は、核廃棄材料または核燃料棒とすることができる。一実施形態では、最近のほとんどの核分裂原子炉の設計で使用されるような直線状の冷却材パス、および長い直線状の燃料棒（および必要である場合に制御棒）と共に、核分裂可能な材料内に核融合コア２９０を置くことができる。
【００３７】
更に一実施形態では、ＴＦコイル磁界の外側に核分裂可能な材料が置かれる。このような配置によって、核分裂可能な材料内に、より小さく、ほぼ垂直状の磁界だけが残る。これら残留磁界は、ほとんど冷却材の流れパターンに従うので、冷却材の流れ内の磁気流体力学的圧力低下を最小にするが、このような構造にしなかった場合、冷却材が通過するような問題が生じる。冷却材として、（ナトリウムまたは鉛合金のような）液体金属を使用することによって、磁気流体力学的な圧力の低下に関連する問題が更に増加する。
【００３８】
１つの特徴では、原子炉１００が開示されている。一実施形態は、交換可能な核融合コア２９０を含む。この交換可能な核融合コア２９０は、中心軸２２６のまわりの壁２２４によって囲まれた第１チャンバ２２２を更に含む。一実施形態では、第１チャンバ２２２は、中心軸２２６に対して約４ｍ以下の外側半径を有し、第１チャンバ２２２は、高パワー密度中性子ソースを囲んでいる。原子炉１００は、交換可能な核融合コア２９０の少なくとも一部に実質的に隣接する核分裂可能な材料１５０の１つ以上の層を囲む第２チャンバ２２８を更に含む。この第２チャンバ２２８は、中性子吸収材料および中性子反射材料も含むことができる。原子炉１００では、高パワー密度中性子ソースから核分裂可能な材料に中性子が提供され、核分裂可能な材料１５０における核分裂反応を高める。
【００３９】
図２Ｃは、原子炉内に交換可能な核融合コアを設置する方法の一実施形態を示す。この方法は、中心軸２２６のまわりの壁２２４によって囲まれた第１チャンバ２２２から構成された交換可能な核融合コア２９０を設けるステップ２３０を含み、第１チャンバ２２２には高パワー密度の中性子ソースが含まれる。ステップ２３２では、第２チャンバ２２８内にこの交換可能な核融合コアを設置する。第２チャンバは、交換可能な核融合コア２９０の少なくとも一部に実質的に隣接する核分裂可能な材料１５０も含む。１つの特徴では、高パワー密度中性子ソースからの中性子が、核分裂可能な材料１５０内の核分裂反応を高めるように、第２チャンバ２２８にも中性子吸収材料および中性子反射材料を設置できる。更に一実施形態では、図２Ｃのプロセスは第２チャンバからの交換可能な核融合コアを除くステップと、除かれた交換可能な核融合コアに置き換えるために第２チャンバ内に第２の交換可能な核融合コアを設置するステップとを更に含むことができる。
【００４０】
１つの特徴によれば、核分裂可能な材料の層内で１つ以上の核分裂反応が生じるように、コアプラズマを、各融合プラズマから中性子線を放出する核融合プラズマとすることができる。１つの特徴では、核分裂材料のかかる反応は前記核分裂可能な材料を、これら核分裂可能な材料に対してより安定な材料、または核分裂可能な材料よりも放射能半減期がより短い材料に転換できる。
【００４１】
別の特徴では、核分裂可能な材料の層を含む開示された実施形態は、核分裂可能な材料の層内に核廃棄物を含むことができる。一般的に核廃棄物は、核分裂を生じることができる任意の廃棄物とし得る。１つの特徴では、核廃棄物は、放射性とし得る。別の特徴では、核廃棄物は、原子炉の廃棄物とすることができ、廃棄できない場合、この原子炉の廃棄物は、核貯蔵所、例えばユッカマウンテンに貯蔵されることになる。核廃棄物を地質的な貯蔵所に貯蔵することは、約９６０億ドルのコストがかかると推定されているので、１つの特徴によれば、開示された実施形態は核廃棄物の量を低減することにより、地質的（埋め立て）貯蔵のコストを軽減できる。
【００４２】
１つの特徴では、原子炉から生じた核廃棄物を、開示する実施形態内に入れる前に、１つ以上の軽水原子炉（ＬＷＲ）または他の原子炉に通過させることができる。従って、１つの特徴では、核廃棄物は開示する実施形態と共に使用する前に一部を転換できる。本願で使用する「転換された」なる用語は、ある化学的元素すなわちアイソトープを核反応により別の化学的元素すなわちアイソトープに変換することを意味する。
【００４３】
１つの特徴では、分裂可能な材料の層は、超ウラン元素を含むことができる。超ウラニウム元素としても知られる超ウラン元素は、元素番号が９２よりも大きい元素である。超ウラン元素の例として、ネプチウム（Ｎｐ）、プルトニウム（Ｐｕ）、アメリシウム（Ａｍ）、キュリウム（Ｃｍ）、バークリウム（Ｂｋ）、カリホルニウム（Ｃｆ）、アインスタイニウム（Ｅｓ）、フェルミウム（Ｆｍ）、メンデレビウム（Ｍｄ）、ノーベリウム（Ｎｏ）、ローレンシウム（Ｌｒ）、ラザホルジウム（Ｒｆ）、ダブニウム（Ｄｂ）、シーボーギウム（Ｓｇ）、ボーリウム（Ｂｈ）、ハッシウム（Ｈｓ）、マイトネリウム（Ｍｔ）、ダームスタチウム（Ｄｓ）、レントゲニウム（Ｒｇ）、ウンウンビウム、ウンウントリウム、ウンウンカディウム、ウンウンペンチウム、ウンウンヘキシウム、ウンウンオクチウムがある。これら元素を、核分裂の困難なＴＲＵ核廃棄物と称すことができ、残りの核分裂可能な元素を分裂容易な元素と称すことができる。
【００４４】
別の特徴では、核分裂可能な材料、例えば超ウラン元素の放射性毒性レベルを低減するのに、ここに開示する核融合中性子線源を使用できる。本願で使用する「放射性毒性」とは、放射性物質が生体に吸収された後の潜在的な毒性を意味する。一般に、比較的半減期の短い元素は、超ウラン元素を含む放射性毒性のある、例えば原子核材料である。放射性崩壊の結果、残りの合計質量が減少し、この減少量は、方程式Ｅ＝ｍｃ2に従ってエネルギー（崩壊エネルギー）に変換される。
【００４５】
開示した実施形態は、分解可能な材料の層を含む。１つの特徴では、核分裂可能な材料の層内の核分裂可能な材料、例えば超ウラン元素の量を低減するのに、開示する実施形態を利用できる。１つの特徴では、核分裂可能な材料の層内の核廃棄生成物の量を低減するのに、開示する核融合中性子を使用できる。従って、１つの特徴では、前記核廃棄生成物の放射性毒性レベルを低減するのに、核融合中性子源を使用できる。前記核分裂可能な材料の核分裂反応は、前記核分裂可能な材料を、この核分裂可能な材料より安定な材料、または核分裂可能なよりも放射能半減期が短い材料に転換できる。
【００４６】
開示する実施形態は、例えば図３に示されるような磁気的幾何学的形状およびコイルとダイバータのコンフィギュレーションを有することができ、図３は、ＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭコンピュータプログラムによって発生されるトロイダル原子炉のセクションの横断面図である。このＣＯＲＩＳＩＣＡ  ＴＭとは、磁気核融合炉内の物理プロセスをシミュレートするために、カリフォルニア州リバモアのローレンスリバモア国立研究所によって開発されたソフトウェアである。この実施形態では、プラズマ３１０は、閉じた磁気表面３４０によって主にプラズマ３１０を閉じ込めることができ、前記閉じた磁気表面を越えてスクレイプオフ層（ＳＯＬ）３００が存在する。プラズマ３１０を中心とする閉じた磁気表面３４０（すなわちトロイダル磁場）は、実質的にトロイダル構造体の中心を実質的に通過するトロイダル磁場（ＴＦ）コイルまたは導線（図示せず）により、プラズマ３１０内に誘導された電流によって生じ、よって当業者が知るように、トランスの作用によりプラズマ３１０内に電流を誘導する。ＳＯＬ３００は、（核融合プラズマの閉じた磁気表面３４０に対し）開いた磁力線を含むことができる。壁３５０により真空チャンバ３４５を実質的に囲むことができる。前記真空チャンバの外側には別の磁力線３７０が存在することができる。開いた磁力線を生じさせる磁場（すなわちポロイダル磁場（ＰＦ））を発生するのに、壁３５０内または壁３５０に隣接するコイル３２０、すなわち電流搬送導線を使用できる。磁力線を整形および制御する必要がある場合、前記コイル３２０または電流搬送導線が磁力線を整形および／または制御でき、磁場横断フラックス（またはスクレイプオフフラックス）をダイバートするための開いた磁力線を形成できる。すなわち核融合プラズマ３１０から閉じた磁力線３４０を横断し、開いた磁力線まで移動する粒子を形成できる。開いた磁力線により、スクレイプオフフラックスを図３に示されているようなダイバータ板３３０にダイバートでき、オプションとして核融合プラズマ３１０から放出される中性子からダイバータ板３３０をシールドできる。ダイバータ板３３０は、核融合プラズマ３１０からラジアル距離（直線の距離）にあると共に、当技術で見られる他の核融合炉より大きい磁気距離（核融合プラズマからダイバータ板までの磁力線に沿った距離）にあるので、ダイバータ板において、開いた磁力線を更に広げることができ、よってダイバータ板３３０での熱の集中を緩和し、核融合プラズマから離間してダイバータ板３３０に到着するまでの粒子のラジアント冷却を可能にできる。この実施形態では、前記プラズマ３１０および／または前記プラズマを閉じ込めるための前記真空チャンバ３４５の少なくとも一部に、核分裂可能な材料の層（図示せず）を実質的に隣接させることができる。本開示から明らかとなるように、この実施形態について種々の変形を行うことができる。
【００４７】
本願で使用する「プラズマを収納するための容器」は、核融合とコンパーチブルな任意の容器とすることができ、必ずしも公知の容器の構造だけに限定されない。反応性プラズマが存在する場合、プラズマを収納するための容器を核融合中性子源とすることができる。プラズマを収納するための容器は、トカマクでもよい。文脈が明瞭に否定しない限り、プラズマ、核融合プラズマ、核融合中性子源またはトカマクを閉じ込めるための開示した容器、またはこの容器からの熱を排出するための方法と共に、開示した任意の構成部品または実施形態を使用できると理解されよう。
【００４８】
１つの特徴によれば、開示される実施形態は、中心軸線を中心とし、壁によって実質的に囲まれたトロイダルチャンバを含むことができ、このトロイダルチャンバは中心軸線に対する内径と外径とを有し、開示される実施形態は、磁場によってトロイダルチャンバ内に実質的に収納された核融合プラズマから排出熱を受けるためのダイバータ板を更に含むことができ、このダイバータ板は、中心軸に対するダイバータ径を有し、このダイバータ径は、少なくともトロイダルチャンバの内径以上となっている。核融合プラズマには核分裂材料の層を実質的に隣接させることができる。
【００４９】
本願で使用するように、「中心軸」とは、ある平面内にあり、開示される実施形態のセントロイド（質量中心）を通過する軸を意味する。図４には、例えば中心軸を囲む容器の一部が示されている。容器４１０の一部が中心軸４２０を囲んでいる。外側に延び、前記中心軸に実質的に直交する空間内のポイントは前記中心軸に対する半径を有する。例えば前記中心軸４２０に最も近い内径４３０と、前記中心軸４２０から最も遠い外径４４０とを有することができる。１つの特徴によれば、前記内径および前記外径は、前記中心軸４２０に実質的に直交し、前記容器の直径と同じｘ−ｙ−ｚ平面に沿って位置するポイントとして定めることができる。
【００５０】
開示されるチャンバは、核融合プラズマを閉じ込めるためのコンパーチブルな（両立性のある）任意の形状とすることができる。一部の特徴によれば、開示されるチャンバの少なくとも一部をトロイダル状としてもよい。「トロイダル」とは、中心軸上のポイントを中心として回転すると、トロイダル回転となることを意味する。従って、開示されるチャンバ全体がトロイダル状でなくてもよく、ある中心軸を中心として回転すると、前記チャンバ内のポイントまたは前記チャンバ上のポイントがトロイダル形状を生じさせればよい。
【００５１】
１つの特徴によれば、開示される容器は、核融合炉とコンパーチブルにすべき任意の材料を含むことができる。限定しない例として、金属（例えばタングステンおよびスチール）、金属合金、カーボン複合体を含む複合体、それらの組み合わせおよび同等物が挙げられる。
【００５２】
１つの特徴によれば、開示される実施形態は、改良されたダイバータを含む。本願で使用するような「ダイバータ」とは、コアプラズマから離間する任意の位置へ熱、エネルギーおよび／または粒子をダイバートする実施形態内のすべての特徴を意味する。ダイバータの特徴の例として、スクレイプオフ層、スクレイプオフフラックスを内部に収納する開いた磁力線、１つ以上のダイバータ板（またはダイバータターゲット）、および１つ以上のセパラトリックスを挙げることができるが、これらに限定されない。
【００５３】
１つの特徴によれば、前記ダイバータ板は、核融合炉と共に使用するのに適した任意の材料を含むことができる。現在存在する公知のダイバータの組成物、例えばＣｕまたは炭素複合体上に設けられたタングステンまたはタングステン複合体を使用できる。その他の使用できる材料として、高熱伝導率基板上に設けられたスチール合金が挙げられる。
【００５４】
別の特徴によれば、ダイバータ板は、中心軸に対するダイバータ半径を有することができ、このダイバータ半径は、別の構成部品に対する位置または開示された実施形態内のポイントに位置できる。当業者であれば理解できるように、他の構成部品、例えばプラズマまたはチャンバ壁などに対するダイバータ半径の比は、適当な個々の任意の半径を含むようになっている。従って、開示される実際の任意のダイバータ半径は、純粋に例にすぎず、限定的なものではない。
【００５５】
本願で使用し、Ｒdivと示される用語「ダイバータ半径」とは、ダイバータ板の、中心軸から最も遠い半径の長さを意味する。
【００５６】
１つの特徴によれば、ダイバータ板は、トロイダルチャンバの外径以上のダイバータ半径を有することができる。別の特徴では、ダイバータ板は、トロイダルチャンバの外径以下のダイバータ半径を有することができる。更に別の特徴では、ダイバータ板は、トロイダルチャンバの内径以上のダイバータ半径を有することができる。
【００５７】
１つの特徴では、トロイダルチャンバの外径Ｒcに対するダイバータ半径Ｒdivの比は、約０.１〜約１０、または約０.５〜約８、または約１〜約６、または約１〜約５、または約１〜約３、または約１〜約１.５でよい。
【００５８】
一般に、任意のサイズの実施形態を使用することが可能である。しかしながら、例えば前記ダイバータ板は、約０.２ｍ、０.５ｍ、１ｍ、１.５ｍ、２ｍ、３ｍ、４ｍ、５ｍ、６ｍ、７ｍ、８ｍ、９ｍ、または１０ｍの半径を有することができる。別の特徴では、ダイバータ半径を約１.９ｍ、３.３ｍ、４ｍ、７.３ｍまたは７.５ｍとすることができる。
【００５９】
１つの特徴では、ダイバータ板はセパラトリックス上のＸポイントに対するダイバータ半径を有することができる。本願で使用する「セパラトリックス」なる用語は、開いた磁気表面と閉じた磁気表面との間の境界を意味し、Ｘポイントとは、ポロイダル磁場がゼロとなるセパラトリックス上のポイントを意味する。１つの特徴では、開示される実施形態では多数のＸポイントが存在し、メインプラズマのＸポイントは、前記コアプラズマに隣接するＸポイントを意味する。例えば再び図３を参照すると、メインＸポイントは、番号３６０で示されている。メインＸポイントの半径は、一般に磁力線のコンフィギュレーションによって決まる。１つの特徴では、ダイバータ板は、メインＸポイントの半径以上の主半径を有することができる。
【００６０】
１つの特徴では、Ｘポイントの半径に対するダイバータ板の半径の比、Ｒdiv／ＲXを約１〜約５、または約１〜約４、または約１〜約３.５、または約１.５〜約３.５とすることができる。例えば開示されるダイバータ板および開示されるセパラトリックスは、対応する比と共に表１にリストされる半径を有することができる。
【００６１】
表１．ＲdivおよびＲXの例
【表１】
2012508887.tif 000003
【００６２】
更に別の特徴では、ダイバータ板は、前記中心部から前記プラズマ中心までの距離として定義される、プラズマ大半径に対するダイバータ半径を有することができる。例えばプラズマの大半径（Ｒ）に対するダイバータの半径の比、すなわちＲdiv／Ｒを、例えば０.５、１、２、３、４、５、６、７、８、９、または１０を含む、約０.５〜１０、または約１〜８、または約１〜６、または約１〜５、または約２〜５とすることができる。限定されない特定の例として、プラズマ大半径が１ｍであり、ダイバータ半径が２ｍである場合、Ｒdiv／Ｒ＝２となる。
【００６３】
１つの例では、前記ダイバータ板を、コアプラズマから放出される中性子から少なくとも部分的にシールドできる。別の特徴では、前記チャンバは、例えば図３に示されるように前記コアプラズマから放出される中性子からダイバータ板を少なくとも部分的にシールドする。
【００６４】
中性子フラックスは、中性子放射線の強度の尺度であり、単位は中性子数／ｃｍ2・秒である。すなわち中性子フラックスは、１秒当たり所定のターゲットの１ｃｍ２を通過する中性子の数である。本願に記載されるダイバータ板の実施形態を使用すると、計算によれば、他のダイバータ板構造と比較して中性子フラックスが１０倍以上減少することが分かる。
【００６５】
開示されるダイバータ板と組み合わせて、本願に開示される半径に対応しない別のダイバータ板も使用できる。より詳細に説明すれば、公知の原子炉構造は、半径がチャンバの外径未満、すなわちプラズマの大半径となっているダイバータ板と、セパラトリックスまたは核融合プラズマを収納するための容器内の別の構成部品またはポイントを含むことができる。一部の特徴では、これら公知の構造は、別の開示されるダイバータ構造と共に単に大きくすることができる。かかるダイバータの例として、本願に開示される標準的なダイバータおよびコッツェンロイター外著、「熱負荷、新規なダイバータおよび核融合炉について」、フィジックスプラズマ（Ｐｈｙｓ．Ｐｌａｓｍａｓ）１４、７２５０２／１−２５（２００６年）（本明細書ではこの論文全体を参考例として援用し、以下、コッツェンロイターの論文と称す）に記載されているＸダイバータが挙げられる。図８には、Ｘダイバータの一実施形態が示されており、ここではダイバータ板に実質的に隣接して設置された４つのポロイダル磁場コイルがダイバータ板の近くの磁気フラックスを拡張し、コアプラズマからＳＯＬに流れる熱およびプラズマ粒子がダイバータ板のより広い面に入射するようになっている。
【００６６】
図３および４を参照する。１つの特徴では、開示される実施形態は中心軸４２０を中心とするトロイダルチャンバ４１０を備える。任意のポイントの大半径は、中心軸４２０からの垂直距離を示す。中心軸４２０に対して垂直な方向は、放射状であり、中心軸４２０を含む任意の平面内の方向はポロイダル状である。閉じたトロイド状磁気表面に実質的に留まる閉じた磁気表面３４０により、トロイダルチャンバ１４５内にトロイド状コアプラズマ３１０が実質的に閉じ込められる。トロイド状コアプラズマ３１０は、１つ以上のダイバータ板３３０と交差する開いた磁力線３００の領域（この領域をＳＯＬ（すなわちスクレイプオフ層）と称すことができる）により実質的に囲まれている。セパラトリックスとして知られる磁気表面がコアプラズマとＳＯＬとを分離すると共に、ダイバータ板３３０と交差する。コアプラズマ３４０からセパラトリックスを横断してＳＯＬに流れる粒子およびエネルギーは、開いた磁力線３００に沿ってダイバータ板３３０に向かう。コアプラズマ３１０内の閉じた磁気表面３４０とＳＯＬ内の開いた磁力線３００は、トロイド状コアプラズマ３１０内の電流およびトロイダルチャンバ１４５に実質的に隣接する導線３２０内の電流によって形成される。コアプラズマ３１０とＳＯＬ領域とは、壁３５０により実質的に囲まれている。中心軸４２０に直交し、コアプラズマ３４０内の最大大半径におけるポイントを通過する赤道平面がトロイダルチャンバ１４５を上部領域と下部領域とに分割している。図３および４に示されるように、上部領域しか示されていないとき、下部領域は実質的に赤道平面における上部領域の鏡像となる。任意のポイントの大半径は、そのポイントの、中心軸からの垂直距離である。中心軸４２０からの最も遠い（または最も近い）コアプラズマ３４０内のポイントの大半径は、外側プラズマの大半径（または内側プラズマの大半径）である。これら外側プラズマ大半径と内側プラズマの大半径の和の半分がプラズマの大半径であり、外側プラズマの大半径と内側プラズマの大半径との差の半分が、プラズマの小半径である。赤道平面から最も遠いコアプラズマ３４０の上部領域（または下部領域）内のポイントは、上部（または下部）ピークポイントとなる。セパラトリックスとダイバータ板３３０との交点の最大大半径は、外側ダイバータの大半径であり、対応するダイバータは外側ダイバータ板３３０となる。赤道平面におけるセパラトリックスから、約１.５ｃｍ外側のポイントからの開いた磁力線に沿った長さは、磁気接続長さとしても知られるＳＯＬ長さである。
【００６７】
コアプラズマ３１０（存在するとき）および／またはトロイダルチャンバ４１０に核分裂可能な材料の層が実質的に隣接することができる。中心軸４２０に垂直となることができ、コアプラズマ３１０内の最大大半径ライン上のポイントを通過する赤道平面がトロイダルチャンバ１４５を上部領域と下部領域とに分割している。中心軸４２０からの最も遠い（または最も近い）コアプラズマ３１０内のポイントの主要な変形は、外側プラズマの最大半径（または内側プラズマの大半径）である。外側プラズマの大半径と内側プラズマの大半径の和の半分は、プラズマの大半径であり、外側プラズマの大半径と内側プラズマの大半径との差は、プラズマの小半径である。赤道平面から最も遠いコアプラズマ３１０の上部領域または下部領域）のポイントは、上部（または下部）ピークポイントである。セパラトリックスとダイバータ板３３０との間の交点の最大大半径は、外側ダイバータの大半径であり、対応するダイバータ板が外側ダイバータ板３３０である。赤道平面内のセパラトリックスから約１.５ｃｍ外側のポイントからの開いた磁力線に沿った長さが、ＳＯＬ長さとなる。
【００６８】
磁場のポロイダル成分がゼロとなるポイントとして、スタグネーションポイントを定義する。１つの特徴では、セパラトリックスは赤道平面からの垂直距離がプラズマの小半径よりも長くなる少なくとも１つのスタグネーションポイントを含み、少なくとも１つのダイバータ板３３０に対しては外側ダイバータの大半径は、プラズマの小半径と、対応するダイバータ板３３０に最も近いピークポイントの大半径との合計以上となる。１つの特徴では、このダイバータ板３３０をスーパー−ＸダイバータまたはスーパーＸダイバータ（ＳＸＤ）と称すことができる。
【００６９】
１つの特徴では、トロイダルチャンバに実質的に隣接する電流搬送導線またはコイルがトロイダルチャンバの外側半径における開いた磁力線の間の距離に対するダイバータ板における前記開いた磁力線の間の距離を広げるので、ダイバータ板に入射する前記粒子により、前記ダイバータ板に移動する熱は、ダイバータ板の広い面にわたって分散される。トロイダルチャンバ１４５に実質的に隣接する電流搬送導線３２０は、ＳＯＬ内に磁気フラックスの膨張を生じさせることができる。すなわちＳＯＬ内の磁場のポロイダル成分を減少させることができる。従って、ダイバータ板３３０に移動するエネルギーおよび粒子をダイバータ板３３０の広がった領域に分散させることができ、よってダイバータ板３３０に入射するエネルギーおよび粒子の平均およびピークフラックスを減少させることができると共に、ＳＯＬの長さをオプションとして長くできる。１つの特徴では、ＳＯＬ長さは、例えばダイバータ板が対応するスタグネーションポイントに位置し、かつ中心軸に垂直な平面に位置する、ＳＯＬ長さの２倍以上となる。別の特徴では、ダイバータ板に対するＳＯＬ長さは、コアプラズマからの電子が前記ダイバータ板に到達する前に約４０電子ボルト（ｅＶ）エネルギー未満の温度まで冷却するよう、十分長くなっている。更に別の特徴では、ダイバータ板３３０近くのプラズマ温度が低いことにより、ダイバータ板３３０近くのプラズマからのエネルギーの放射を増やすことが可能となる。
【００７０】
更に別の特徴では、ダイバータ板３３０へのＳＯＬ長さが十分長いので、はがれたプラズマを維持できる。すなわちダイバータ板３３０とプラズマとの間で約５ｅＶ未満の温度でプラズマの安定ゾーンを維持することができる。
【００７１】
１つの特徴では、本願に記載のようなダイバータ板の実施形態により、ポンピング能力（すなわち核融合反応からのヘリウムアッシュをポンピングすること）を強化できる。その理由は、ダイバータ板の大半径がプラズマの大半径よりも大きい値だけ、最も近いピークポイントの大半径よりも長くなっているからである。理論によって拘束されることを望むことなく、この強化の結果、ａ）ダイバータ板近くの中立圧力を増加させることができ、ｂ）ダイバータ板からポンプへのポンピングチャンネル長さを短くでき、および／またはｃ）開示されたダイバータの大半径がより長くなっていることに起因し、ポンピングダクトの最大面積を広くできる。
【００７２】
本願に記載のダイバータ板の実施形態の大半径がより長くなっていることにより、開示されるダイバータ上でリチウムのような液体金属が存在できるか、または流れることができ、一部の特徴では、ダイバータ板上でこの液体金属を効率的に使用できる。その理由は、より長い大半径での磁場がより小さくなっていることにより、液体金属に対する磁気流体力学的作用を小さくできるからである。
【００７３】
１つの特徴では、本願に記載のダイバータ板の実施形態により、コアプラズマの純度を高めることができる。この結果、理論に拘束されることを望むことなく、プラズマ温度がより低いことに起因し、ダイバータ板からのスパッタリングを低減でき、ｂ）コアプラズマに到達するスパッタリングされた材料の量を低減できる、板近くのプラズマ密度を高めることができ、および／またはｃ）コアプラズマから更にスパッタリングを生じさせる標準的ダイバータと比較し、開示されたダイバータの長さを長くできる。トロイダルチャンバの壁により、またはダイバータ板とコアプラズマとの間のより長いＳＯＬ距離により、コアプラズマからダイバータ板におけるスパッタリングをシールドできる。
【００７４】
別の特徴では、ダイバータ内のＳＯＬのライン長さがより長くなることにより、標準的ダイバータを有するデバイスと比較して、次の改良点のうちの１つ以上を可能にできる。すなわちａ）すなわちダイバータ板の近くにおけるプラズマ温度をより低くできること、ｂ）ダイバータ板近くにおけるプラズマおよび中立密度をより高くできること、ｃ）コアプラズマ内の乱流を大幅に増やすことなく、ＳＯＬ内の、プラズマによって発生されるかまたは外部から駆動される乱流のいずれかにより、熱の広がりを高めることがえきること、および／またはｄ）十分高速のレートでＳＸＤ板上の最大熱または粒子フラックスの領域をスイープし、この結果生じる熱フラックスの区間的および時間的再分散によってダイバータ板のピーク温度を低下させることができる。
【００７５】
１つの特徴では、本願に記載のダイバータ板の実施形態を使用すると、コアプラズマ内のパワー密度を公知のトロイダルプラズマデバイスよりも実質的に高くすることができる。別の実施形態では、コアプラズマ内の核融合パワー密度は、公知のトロイダルプラズマデバイスよりも実質的に高くなる。例えば、メガワットを単位とするコア加熱パワーをメートルを単位とする（本願でより詳細に説明する）プラズマの大半径で割った商としてパワー密度を定義した場合、本願記載の実施形態は、１ｍ当たり約５メガワット以上のパワー密度を発生できる。当然ながら、本願に記載の実施形態の範囲内でパワー密度をより低くすることも可能である。このような大パワー密度の結果、プラズマ粒子の核融合反応から多数の中性子を発生するのに、十分な熱および密度のコア密度が生じ得る。
【００７６】
開示される実施形態内の構成部品に対する開示される種々の半径は、作動中の実施形態を物理的に測定することによって決定できることが明らかとなろう。もしくは、別の例では、開示される半径はあるモデル、例えばＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭによって生じるモデルにより決定することもできる。従って、１つの特徴では、物理的実施形態は１つのモデルに演繹でき、種々のパラメータをそのモデルによって決定できる。
【００７７】
１つの特徴では、開示される実施形態は、核融合プラズマに対する閉じた磁気表面および開いた磁力線により、プラズマ、核融合中性子源またはトカマクを収納するための容器内に実質的に磁気的に収納されるプラズマまたは核融合プラズマを含む。開示されるコアプラズマは、大半径と小半径とを有することができる。プラズマの大半径を（中心軸からプラズマの中心までの）プラズマ全体の半径とすることができる。小半径をプラズマ自身の半径、例えばプラズマの中心から全体プラズマの周辺まで延びる距離とすることができる。
【００７８】
プラズマとして使用すべき燃料は、少なくとも原則として周期律表の下端近くのほとんどの核同位体の組み合わせを含むことができる。かかる燃料の例として、ホウ素、リチウム、ヘリウムおよび水素並びにそれらの同位体（例えば2Ｈ、すなわち重水素）が挙げられるが、これらだけに限定されない。核融合プラズマ内で生じ得る、例えば重水素とヘリウムの非限定的反応を次のようにリストアップする。
【００７９】
Ｄ＋Ｄ→ｐ＋Ｔ（トリチウム）＋〜3ＭｅＶ、ここでｐはプロトンである。
【００８０】
Ｄ＋Ｄ→ｎ＋３Ｈｅ＋〜4ＭｅＶ、ここでｎは中性子である。
【００８１】
Ｄ＋Ｄ→ｎ＋4Ｈｅ＋〜１７ＭｅＶ
【００８２】
Ｄ＋3Ｈｅ→ｐ＋4Ｈｅ＋〜１８ＭｅＶ
【００８３】
開示される方法を含む、開示される実施形態と組み合わせて、前記核融合プラズマを生じさせるために燃料を加熱し、核融合が生じるのに必要な温度まで前記核融合プラズマを加熱するための公知の手段を使用することができる。特にＤＣ放電、無線周波数（ＲＦ）放電、マイクロウェーブ放電、レーザー放電、またはこれらの組み合わせを含む種々の方法でプラズマを発生できる。例えば電流をプラズマに通過させることによってプラズマを加熱するオーミック加熱によりプラズマを発生し、加熱することができる。別の方法として、磁気圧縮法がある。この方法では、プラズマ閉じ込め磁場の強度を大きくすることにより、プラズマを圧縮し、プラズマを断熱的に加熱するか、または急激に磁場を増加することによってショック加熱するか、またはその組み合わせによりプラズマを加熱する。別の方法として中性ビーム加熱がある。この方法では、閉じ込め領域の外側に位置する中性ビーム源からプラズマにエネルギー中性原子の強力なビームを上昇させ、プラズマに向けることができる。
【００８４】
上記加熱プロトコルの組み合わせだけでなく、他の加熱方法も使用できる。例えばトカマクのような磁気閉じ込めデバイス内のオーミック加熱を強化するのに中性ビーム加熱を使用できる。他の加熱方法として、ＲＦ、マイクロウェーブおよびレーザーによる加熱が挙げられるが、これらだけに限定されるものではない。
【００８５】
開示される実施形態とコンパーチブルな任意のサイズの適当な形状のプラズマを使用できる。本明細書で全体を参考例として援用するニュークリアフュージョン（Ｎｕｃｌ．Ｆｕｓｉｏｎ）４７（２００７年）特別号「ＩＴＥＲ」に、プラズマ形状の記載がある。１つの特徴における核融合プラズマの形状は、前記核融合プラズマを収納するための容器の所望する特別な形状を決定し得る。
【００８６】
種々のファクターが所望するプラズマのサイズを決定し得る。これらファクターのうちの１つとして、閉じ込め時間Δｔ＝ｒ2／Ｄがあり、ここでｒは、最小プラズマ寸法であり、Ｄは、拡散係数である。拡散係数の古典的な値は、Ｄｃ＝ａi2／τieであり、ここでａiは、イオンジャイロ径であり、τieは、イオン−電子衝突時間である。この古典的拡散係数に従う拡散は、古典的トランスポートと称される。
【００８７】
短波長の不安定性の原因となるボーム拡散係数は、ＤB＝（１／１６）αi2Ωiであり、ここでΩｉは、イオンジャイロ周波数である。この関係に従う拡散は、異常トランスポートと称される。一部の特徴におけるプラズマに対するボーム拡散係数は、プラズマにより核融合反応を生じさせるための時間よりも所定量のプラズマに対する閉じ込め時間を長くしたいという要求に関して、核融合炉内にどれだけ大きいプラズマを形成できるかということを決定し得る。逆に、古典的トランスポート現象が少なくとも理論的に可能である原子炉構造が提案されている。従って、１つの特徴では、異常トランスポートおよび／または古典的トランスポートを含むプラズマと１つ以上の開示される実施形態をコンパーチブルにできる。
【００８８】
プラズマの磁気的閉じ込め中に特別な形状の磁場により、所定の領域内に電離した粒子を留めるように制約できる。かかる閉じ込めは、高温プラズマをチャンバの壁から断熱できる、材料を用いない炉のライナーと見なすことができる。
【００８９】
一実施形態では、トーラス、すなわちドーナツ形状を形成するように磁場を生じさせることができ、このドーナツ形状内にて磁力線が入れ子状の閉じた表面を形成する。従って、この幾何学的形状では、時期表面を交差するだけで、プラズマ粒子を浮遊させることが可能となる。理論的には、この拡散は極めて低速のプロセスであり、このプロセスの時間はプラズマの小半径の二乗として変化することが予測されているが、実験ではより高速のクロス拡散パターンも観察されている。
【００９０】
プラズマから離間するように、異常および／または古典的クロス磁場粒子トランスポートを向けるために、前記セパラトリックスを横断する核融合プラズマからの粒子を前記セパラトリックス外部の前記スクレイプオフ層内の前記開いた磁力線により、前記ダイバータ板上の板湿潤領域へ向けることができる。
【００９１】
別の特徴では、開示される実施形態は、少なくとも１つのダイバータ板上のプラズマ湿潤面積Ａwが現在公知の核融合中性子源構造を越えて増加するような少なくとも１つのダイバータ板を提供できる。理論によって拘束されることを望むことなく、１つ以上のダイバータ板を含む一実施形態では、Ｂ＝０の発散方程式により、ダイバータ板上のＡwを次のようにすることができる。
【数１】
2012508887.tif 000004
ここで、Ｒsol、ＷsolおよびＡsol＝２πＲsolＷsolは、対応するダイバータ板に対する（外側または内側の）中心平面におけるスクレイプオフ層（ＳＯＬ）の半径、幅および面積であり、θはダイバータ板と全磁場Ｄdivとの間の角度であり、添え字ｐ（ｔ）は、ポロイダル（トロイダル）方向を示す。中心平面における所定のＷsolおよびＢp／Ｂtに対し、１つの特徴では、θを減少させることにより、Ａwを増加できる。しかしながら、本明細書において全体を参考例として援用するニュークリアフュージョン（Ｎｕｃｌ．Ｆｕｓｉｏｎ）４７（２００７年）の特別号の「ＩＴＥＬ」に概略が記載されている、例えばＩＴＥＬ構造によって決定されるように、工学的制限により１つの特徴として最小値θに約１度の制限を課すことができることが明らかである。しかしながら、一部の開示される構造は、約１度未満のθ（例えば０.９°）を有するダイバータ板を含む。
【００９２】
１つの特徴では、開示される実施形態は、Ａwの増加に影響するよう（中心軸に対する）Ｒdiv、すなわちダイバータの半径の増加を含むことができる。１つの特徴において、Ｒdivが増加すると、ダイバータ板とプラズマ内の電流との間の距離が増加し、このことは標準的なダイバータよりもプラズマ変動に対するダイバータの影響を少なくすることができることが理解できるはずである。例えば図１７に示されるように、（急激な変化をシミュレートするように、固定された壁を通過するコイル電流およびフラックスを保持しながら）プラズマ圧力（または電流）を±５％だけ変えると、これによって、開示されるダイバータ板上の外側のストライクポイントは、約±０.０５ｃｍ（図１７におけるｄＳＸＤと表示された曲線を参照）だけしか移動せず、この移動量は、標準的なダイバータで生じる約±２.５ｃｍの動き（図１７においてｄＸと表示された曲線を参照）よりもかなり小さい値となっている。かかる小さい動きは、励磁されたプラズマ湿潤領域の幅（約２０ｃｍ）のうちの数分の１である。
【００９３】
１つの特徴では、前記核融合プラズマからの粒子は、核融合プラズマからダイバータ板までの径方向距離よりも長い核融合プラズマからダイバータ板までの開いた磁力線に沿った磁気距離を移動できる。別の特徴では、粒子は開いた磁力線に沿ったダイバータ板までの磁気距離を移動しながら冷却される。
【００９４】
Ｒにおけるダイバータの脚部に沿ったポロイダル磁場のすべてを増加することにより、Ｒdiv／Ｒsolの増加は、スクレイプオフフラックス粒子の磁気接続長さＬを長くできることが明らかである。１つの特徴では、長くなったＬはスクレイプオフ層（ＳＯＬにおける最大許容パワーＰsol）を増加できる。最大ダイバータの放射フラクションおよびクロス磁場拡散の双方を強化できる。高いｑII（単位質量当たりに移動される熱）でも、開示されるダイバータにおいてＬがより長くなれば、実質的な放射のための容量を回復し、標準的ダイバータに対するＰsolを約２倍増加できる。ライン長さが長くなればなるほど、適当な高い上流のｑIIおける板でのプラズマ温度を更に下げることができる。これら結果は、例えばコッツェンロイターの論文に記載されているように、ＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭを使用する１Ｄ−コードにより、これら結果を得ることができる。プラズマ粒子が延びた磁力線に沿ってダイバータまで流れる際に、クロス磁場拡散がＳＯＬを効果的に広げ、この結果、ダイバータ板上のプラズマのフットプリントがより大きくなる。１つの特徴として、例えば標準的ダイバータに対し、ＳＯＬの幅を約１.７だけ増加することが期待できる。
【００９５】
開示されている実施形態は、熱排出の問題を管理するための核融合中性子源、核融合プラズマを収納するための容器、またはトカマクの能力の改善を可能にする。核融合炉の稼動中に生じる排出熱は、加熱パワーＰh＝補助加熱パワーＰaux＋核融合パワーＰfの約２０％に関連し得る。例えば現在最大のトカマクのうちの２つ、すなわち大半径Ｒ＝３ｍを有する、ヨーロッパ連合における共同ユーロピアントーラス（ＪＥＴ）およびＲ＝３.４ｍを有する日本のＪＴ−６０トカマクの各々は、約４００〜５００ＭＷのＰf未満であるＰh＝１２０ＭＷを有する。対照として、ＩＴＥＲ（フランス）すなわち核融合パワーの科学技術の実現性を証明することを目的とする国際的共同研究開発プロジェクトは、Ｐf＝２０００〜３６００ＭＷでＰh＝４００〜７２０ＭＷ用に設計されている。一部の特徴では、熱フラックスの４倍の厳格性の尺度を、Ｐh／Ｒ（ここでＲはプラズマの大半径である）として推定できる。
【００９６】
コッツェンロイター外は、本願で全体を参考例として援用する論文「熱負荷、新規なダイバータおよび核融合炉」フィジックスプラズマ１４、７２５０２／１〜２５（２００６年）において熱フラックスの問題の深刻さを詳細に論じている。特に本コンテクストに適用されるように、コッツェンロイターの論文の表１およびその表に示されているデータの説明を参照されたい。この表１では、将来の核融合炉を含む公知の核融合炉に対する種々のＰh／Ｒの値がリストアップされている。
【００９７】
１つの特徴では、開示される実施形態をトカマクとすることができる。本願で使用する「トカマク」なる用語は、プラズマを閉じ込めるための磁気デバイスを意味する。トカマクとは、実質的に軸対称、すなわち中心軸を中心とするトロイダル回転のもとでほぼ不変のトロイダル形状の磁場を一般に含むが、本願で開示するような「トカマク」は軸対称のトロイダル形状だけに限定されない。公知および公知でない双方のその他のトロイダル構造および形状も、本願に開示される種々の実施形態とコンパーチブルである可能性が高い。従来のトカマク核融合炉に対する公知の代替トロイダル融合炉として、ステラレーター、球状トロイド（すなわちコア付きアップル形状のトカマク）、リバース磁場ピンチ融合炉およびスフェロマクがある。
【００９８】
１つの特徴では、トカマクはコアプラズマを閉じ込めるためのチャンバに実質的に隣接する核分裂可能な材料の層を更に含むことができる。更に、トカマク、または少なくともトカマクの内側チャンバを中性子反射材料（例えばＰｂ）のシースが実質的に囲むことができる。
【００９９】
種々の実施形態では、本願に記載されるダイバータ板の幾何学的構造は、予測される将来のトカマク構造を含む、すべてではないが、ほとんど公知のトカマク構造によって含むことができると理解すべきである。例えばダイバータ板は、使用されないことが多いコーナーまたはセクション内のトロイダル磁場コイルの内部に適合でき、ダイバータ板で生じるトロイダル磁場リップル（磁力線の不要なカーブ）を、例えば誘導電流を利用する磁力線を若干整形することによって処理できる。
【０１００】
１つの特徴では、開示される実施形態をトカマクに基づく大パワー密度（ＨＰＤ）デバイスとすることができる。例えばデバイスのサイズを小さくし、パワー密度を高めることにより、開示されるデバイスの大パワー密度を得ることができる。１つの特徴では、開示される大パワー密度の実施形態は、約１ｍ〜約５ｍ、または約１ｍ〜約４ｍ、または約１ｍ〜約３ｍの大半径Ｒを有することができる。表２に、大パワー密度デバイスの一例のパラメータをリストする。表２を参照すると、デバイスの一例は、約２.５のアスペクト比を有する約２.２ｍの大半径を有することができ、この場合、アスペクト比は、水平赤道平面におけるプラズマトーラスの大寸法／小寸法（プラズマの大半径／プラズマの小半径＝アスペクト比）として定義される。
【０１０１】
＜＞は、コアプラズマの容積に対して平均したパラメータの平均値を示す。例えば＜ｎ＞は、コアプラズマ内の粒子の平均密度を示す。
【０１０２】
トカマクに基づく大パワー密度（ＨＰＤ）デバイスの開示される実施形態に閉じ込められるプラズマの伸び率を約１.５倍〜約４倍、または約２倍〜約３倍とすることができる。この伸び率は、プラズマの水平の小横断面と比較したプラズマの小横断面の垂直高さを測定したものである。このパラメータは、一般に、セパラトリックス（すなわち閉じたプラズマの入れ子状のフラックス表面と材料の壁に交差する開いたプラズマのフラックス表面とに分割する磁気表面）だけでなく、プラズマの有効部分の良好な目安を与えるセパラトリックスにおけるフラックスの９５％においても一般に測定され、最後の５％は、ときにはセパラトリックスの外部にあり、ときにはセパラトリックスの内部にある粒子によって多少影響される。表２を参照すると、大パワー密度デバイスの一例は、約２.４倍〜約２.７倍の伸び率を有することができる。
【０１０３】
トカマクに基づく大パワー密度（ＨＰＤ）デバイスの、開示される一実施形態は、約１０〜約２０ＭＡまたは約１０〜約１５ＭＡのトロイダルプラズマ電流（Ｉp）を有することができる。一実施形態の稼動中にＩpが変化し得ることが明らかとなろう。例えば表２を参照すると、一実施形態のＩpは約１２〜約１４ＭＡとなり得る。開示されるＨＰＤデバイスは約３０〜約９０％、または約３０〜約８０％の自己発生した閉じ込め磁場（ブートストラップ電流の割合）を有することができる。例えばデバイスの一例は、約４０〜約７０％（表２）のブートストラップ電流の割合を有することができる。かかるデバイスにおける電流ドライブパワーを、例えば約２０〜約９０ＭＷ（例えば約２５〜約６０ＭＷ、表２参照）とし得る。理論に拘束されることを望むわけではないが、１つの特徴では、Ｄ−Ｄ核融合および／またはイオンサイクロトロン共振加熱（ＩＣＲＨ）のための追加パワーを、約２０〜約５０ＭＷとすることができる。例えばこれらプロセスのためのパワーを約４０ＭＷ（表２）とすることができる。
【０１０４】
ＨＰＤデバイスに対してＣｕコイル（例えば約６０％Ｃｕを有するコイル）を使用する場合、デバイスの一例のためのコイルに関連する散逸量を約１６０ＭＷとすることができる。これらコイルにパワーを供給するためのＣＤ電気入力を、例えば約５０〜約１２０ＭＷとすることができる。Ｃｕコイルの一例におけるＢTは、約７０Ｔ（表２）となると考えられる。
【０１０５】
Ｉpおよびその他の誘導電流（存在する場合）は、プラズマ中心に約２Ｔ（テスラ）〜約１０Ｔ、または約２Ｔ〜約５ＴのＢＴの磁気フラックス密度を形成し得る。例えば、開示されるＨＰＤデバイスは、プラズマ中心に約４.２Ｔ（表２）の磁気フラックス密度を有し得る。容積平均された温度＜Ｔ＞を約１０〜約２０ｋｅＶまたは約１０〜約１５ｋｅＶとすることができる。例えばＨＰＤデバイスは、約１５ｋｅＶ（表２）の容積平均された温度＜Ｔ＞を有することができる。
【０１０６】
開示されるＨＰＤデバイスにおける正規化されたβ（βN）を、約２〜約８、または約２〜約５とすることができる。表にリストアップされたデバイスの一例は、約３〜４.５のβＮを有することができる。本願で使用する正規化されたβ（βN）は、プラズマのβをａ・Ｂ／Ｉ（ａ＝小半径、Ｂ＝中心軸上のトロイダル磁場、およびＩ＝プラズマ電流）倍した値である。プラズマベータとは、プラズマの圧力（すべてのプラズマ粒子にわたる密度と温度の積の合計）を磁気圧力（Ｂ2／２μ0）、すなわちプラズマを閉じ込めている磁場がどれだけ良好であるかを示す、一般に数％（パーセント）となっている、容積積分したパラメータで割った比である。
【０１０７】
パラメータのピーク値とは、コアプラズマにおける容積平均された値に対する最大値の比のことである。
【０１０８】
開示されるＨＰＤデバイスは、５００ＭＷまでの、すなわち約０ＭＷ〜約５００ＭＷの核融合パワーを有することができる。表２にリストアップされているデバイスの一例は、４００ＭＷまでの、すなわち約０ＭＷ〜約４００ＭＷまでの核融合パワーを有することができる。本願で使用するような核融合パワーは、プラズマ内の核融合反応によって発生される全パワーである（すなわち周辺構造における反応によって生じ得るエネルギーの増加を考慮しない）。その他のパワーのパラメータとして、融合した核によって運ばれる核融合パラメータの一部であるアルファ粒子のパラメータが挙げられる。アルファパワー＋外部加熱パワー−放射パワーが、プラズマへの純粋な加熱パワーとなる。５０ＭＷまでの核融合パワーを発生するプラズマに対し、デバイスの一例は、約２〜約３ＭＷ／ｍ2までの中性子壁負荷を有し得る（表２）。組成に応じたプラズマ内の不純物は、１つの特徴として、Ｈｅ（例えば１０％のＨｅ）および／またはＡｒ（例えば０.２５％のＡｒ）を含み得る。
【０１０９】
表２を参照すると、開示されるＨＰＤデバイスは、Ｈ８９Ｐを有することができ、ここで、Ｈ８９Ｐとは、（ＤＩＩＩ−Ｄ反応に対し）約２.６〜約２のＩＴＥＲ８９−Ｐと比較したエネルギー閉じ込め改善率のことである。かかるデバイスは、約０.１〜約１.９の核融合パワー／入力パワーとして定義されるＱ値を有し得る。
【表２】
2012508887.tif 000005
【０１１０】
開示される構成部品（例えばダイバータ板など）、方法、デバイスおよびシステムと組み合わせて、開示されるトカマクを使用できることが理解できよう。
【０１１１】
核分裂可能な材料（例えば、核廃棄物）を転換する方法も開示されている。１つの特徴では、図５Ａの部分フローチャートに示されるように、開示される実施形態を利用して、核分裂可能な材料を転換する方法は、中心軸を中心とするトロイダルチャンバ内に核融合プラズマを形成するステップを備え、前記トロイダルチャンバは、実質的に壁によって囲まれており、内側半径および外側半径を有し、前記核融合プラズマは、前記トロイダルチャンバに実質的に隣接する電流搬送導線により、更に前記核融合プラズマ内に誘導される電流によって形成される前記核融合プラズマに対する閉じた磁力線および開いた磁力線により、前記トロイダルチャンバ内に実質的に収容され、前記開いた磁力線まで前記閉じた磁気表面を横断する前記核融合プラズマから、前記トロイダルチャンバの外径以上の前記中心軸に対するダイバータ半径を有するダイバータ板まで粒子を向けるステップを更に備え、前記粒子は、前記開いた磁力線により前記ダイバータ板に向けられ、更に前記核廃棄物の核分裂可能な材料が原子核分裂反応を受けるように、前記コアプラズマから前記コアプラズマのうちの少なくとも一部に実質的に隣接する核廃棄物の核分裂可能な材料の層へ中性子を与えるステップを備える。
【０１１２】
図５Ｂの部分フローチャートに示されるような、開示される実施形態を使用して核分裂可能な材料を転換する別の特徴は、中心軸を中心とするトロイダルチャンバ内に核融合プラズマを形成するステップを備え、前記トロイダルチャンバは、実質的に壁によって囲まれており、内側半径および外側半径を有し、前記核融合プラズマは、前記トロイダルチャンバに実質的に隣接する電流搬送導線により、更に前記核融合プラズマ内に誘導される電流により、形成される前記核融合プラズマに対する閉じた磁力線および開いた磁力線により、前記トロイダルチャンバ内に実質的に収容され、前記開いた磁力線まで前記閉じた磁気表面を横断する前記核融合プラズマから、ダイバータ板まで粒子を向けるステップを更に備え、前記ダイバータ板は、前記核融合プラズマから放出される中性子から少なくとも部分的にシールドされており、更に前記核廃棄物の核分裂可能な材料が原子核分裂反応を受けるように、前記コアプラズマから前記コアプラズマのうちの少なくとも一部に実質的に隣接する核廃棄物の核分裂可能な材料の層へ中性子を与えるステップを備える。
【０１１３】
図５Ｃには、開示される実施形態を利用して核分裂可能な材料を転換する別の特徴が示されている。このプロセスでは、中心軸を中心としてトロイダルチャンバ内にトロイダルコアプラズマを形成する。閉じたトロイダル磁気表面上に実質的に留まる磁力線により、トロイダルチャンバ内に実質的にトロイダルコアプラズマを閉じ込める。コアプラズマ内およびトロイダルチャンバに実質的に隣接する電流搬送導線内の電流により、磁力線を形成する。トロイダルコアプラズマは、１つ以上のダイバータ板と交差する開いた磁力線の領域によって実質的に囲まれている。開いた磁力線まで閉じた磁気表面を横断するトロイダルコアプラズマから１つ以上のダイバータ板まで粒子が向けられる。プラズマの小半径部と、対応するダイバータ板に最も近いピークポイントの大半径部の合計以上の外側ダイバータの大半径部には、１つ以上のダイバータ板のうちの少なくとも１つが置かれる。核廃棄物の核分裂可能な材料が核分裂反応を受けるように、前記コアプラズマから前記コアプラズマの少なくとも一部に実質的に隣接する核廃棄物の核分裂可能な材料の層に中性子が与えられる。
【０１１４】
図５Ｄは、超ウラン廃棄物を転換するための２ステップ方法（核燃料サイクル）を示す。第１のステップは、比較的安価な熱スペクトル原子炉において、ある量の廃棄物の廃棄を実施することである。熱中性子は、超ウラン材料の総量を低減するが、長寿命の超ウランのうちの多くを含む重要な少数の超ウラン材料に実質的に影響することはない。これら元素は、地中廃棄をするためには極めて問題がある。特にこれら問題のある長寿命の超ウランを特に破壊するようになっている第２ステップは、超ウランを核分裂させるための高速中性子を発生するために、核融合中性子源を利用する。１つの特徴では、核融合中性子源は、この大パワー密度中性子源の表面を横断する中性子の１平方メートル当たり毎秒約０.１メガワット以上の総パワーを有する大パワー密度の中性子源である。別の特徴では、第２ステップ（核融合中性子源の使用）を実施する前に、２回以上（熱スペクトル原子炉に関係する）第１ステップを実行できる。
【０１１５】
図５Ｅは、核廃棄物を低減する方法の一実施形態を示す。ここに記載する実施形態は、中心軸を中心として壁によって囲まれた第１チャンバを提供するステップ５０２を含む。この第１チャンバは、中心軸に対して約４ｍ以下の外径を有する。ステップ５０４において、第１チャンバ内には大パワー密度中性子源が収容されている。第１の特徴では、この大パワー密度中性子源は、コアプラズマを含み、少なくとも１つのダイバータ板からなるコンパクトな核融合中性子源であり、ダイバータ板は、核融合プラズマの小半径と対応するダイバータ板に最も近いピークポイントの大半径の和より大きい、外側ダイバータの大半径を有する。１つの特徴では、コンパクトな核融合中性子源は、約５メガワット／メートル以上のコアプラズマの大半径に対する全加熱パワーの比を有する。更に、１つの特徴では、大パワー密度中性子源は、約３ｍ以下のコアプラズマの大半径を有するトカマクである。大パワー密度中性子源は、この大パワー密度中性子源の表面を横断する中性子の１平方メートル当たり毎秒約０.１メガワット以上の総パワーを有する。ステップ５０６では、第１チャンバの少なくとも一部に実質的に隣接する第２チャンバ内に核分裂可能な材料の１つ以上の層が入れられる。ステップ５０８にて、大パワー密度中性子源からの中性子が核分裂可能な材料内の核分裂反応を高めるよう、第２チャンバには中性子吸収かつ中性子反射材料も入れられる。
【０１１６】
１つの特徴によれば、核分裂可能な材料の少なくとも一部は、超ウラン（ＴＲＵ）元素を含む。
【０１１７】
別の特徴によれば、熱スペクトル原子炉におけるエクストラ燃焼サイクルを含む予備的燃焼を使って、原子炉の廃棄物内の核分裂の容易な元素、例えばＵ239を転換した後に残る核分裂の困難なＴＲＵ核廃棄物を、核分裂可能な材料の少なくとも一部が含む。図５Ｄに関連して、予備的燃焼に関係するかかる核燃料サイクルが記載されている。
【０１１８】
更に別の特徴によれば、元の核分裂廃棄物を、予備的燃焼によって元の核廃棄物の重量と比較して重量が２５％以下となる核分裂の困難なＴＲＵ廃棄物に減少させた後に残る、核分裂の困難なＴＲＵ核廃棄物を、核分裂可能な材料の一部が含む。
【０１１９】
別の特徴によれば、核分裂可能な材料の少なくとも一部は、低グレードの原子炉燃料となる核分裂の困難なＴＲＵ核廃棄物を含み、低グレードの原子炉燃料は、熱スペクトル原子炉または高速スペクトル核分裂原子炉の安定な稼働をするための燃料として適当でない。
【０１２０】
前記大パワー密度中性子源から与えられる中性子は、ある量の核分裂可能な材料を低減できる。前記大パワー密度中性子源からの中性子は、核分裂可能な材料内の核分裂反応レートを高め、核分裂可能な材料を、この核分裂可能な材料より安定な材料または元の核分裂可能な材料よりも放射性半減期がより短い材料に転換できる。大パワー密度中性子源からの中性子を使って、核分裂可能な材料の放射毒性レベルを下げることもできる。
【０１２１】
１つの特徴は、核分裂可能な材料は、第１の放射毒性レベルを有し、コンパクトな核融合中性子源からの中性子は、核分裂可能な材料の核分裂反応レートを高め、よって核分裂可能な材料を第２の放射毒性レベルを有する材料に転換する。一般に、第２の放射毒性レベルは、第１の放射毒性レベルよりも低くなる。
【０１２２】
核融合プラズマを収容するための容器、核融合中性子源およびトカマクを含む開示される実施形態の任意の特徴と組み合わせて、開示される方法を使用できることが理解できよう。したがって、例えば核融合プラズマを収容するための容器、中性子源またはトカマクに対し、開示されるステップを含む熱排出方法を適用できる。
【０１２３】
実施例
本願請求項に記載の化合物、組成物、物品、デバイスおよび／または方法を、どのように製造し、評価するかの完全な開示および説明を当業者に提供するように、次の実施例について記載するが、これら実施例は、純粋に例にすぎず、開示を限定するものではない。数（例えば秒、温度など）に関する精度を保証するように努力したが、一部の誤差および偏差について考慮すべきである。特に反対のことを記載しない限り、部とは重量部であり、温度は℃を単位とするか、または周辺温度であり、圧力は大気圧または大気圧に近い圧力である。
【０１２４】
１．定常状態の超伝導の変形設計例
ボーラー外著論文、ブラジリアンジャーナルオブフィジックス（Ｂｒａｚｉｒｉａｎ  Ｊｏｕｒｎａｌ  ｏｆ  Ｐｈｙｓｉｃｓ）第３２巻第１号、１９３〜２１６ページ、２００２年３月（本願ではこの論文の内容を参考例として援用する）から変形された図８は、定常状態の超伝導トカマク（ＳＳＴ）の変形された構造の一例を示している。表３には、ＳＳＴ実施形態における種々のパラメータがリストされている。ＳＳＴデバイスは、トロイダルチャンバを含むことができ、このトロイダルチャンバの少なくとも一部はグラファイト化されたボルトで締結されたタイルを含む。かかるデバイスと共に、安定化材料も使用でき、この安定化材料は、例えばＣｕ合金（例えばＣｕ−Ｚｒ合金）を含むことができる。ＳＳＴ構造の一例は、約１.１ｍの、中心軸からプラズマの中心への距離として定義されるプラズマの大半径Ｒと、約０.２ｍの、プラズマの中心からプラズマが最も厚くなっているプラズマの周辺までの距離として定義されるプラズマの小半径ａを有することができる。上記のように定義されるプラズマ電流Ｉpは、約３テスラのプラズマ中心における磁気フラックス密度ＢTによって定められるトロイダル磁場開始部を用いた場合、上記プラズマ電流Ｉpを約２２０ｋＡとすることができる。かかるデバイスはトロイダルチャンバに実質的に隣接する核分裂可能な材料の層を含むことができる。
【０１２５】
かかるＳＳＴ構造におけるプラズマは、約１.９以下の伸び率および約０.８以下の三角度を有することができる。ここで三角度とは、楕円形プラズマ横断面からＤ形状のプラズマの小横断面に向かう歪み度の尺度を示す。ＳＳＴデバイス内に閉じ込められるプラズマ用燃料は、例えば水素ガスを含むことができ、上記オーミック加熱によりプラズマを形成し、および／または加熱することができる。ＳＳＴデバイスの稼働中に使用できる追加電流は、ＬＨＣＤ、すなわち下方ハイブリッド電流ドライブを含み、この電流は、磁気的に閉じ込められたプラズマ内で伝搬する準静的電気波から生じる電流とし得る。オーミック加熱＋ＬＨＣＤを、例えば３.７ＧＨｚにて１ＭＷとすることができる。イオンサイクロトロン共鳴加熱（ＩＣＲＨ）および中性ビーム注入加熱（ＮＢＩ）の各々を約１ＭＷとすることができ、各々の合計は約２ＭＷとなる。
【０１２６】
ＳＳＴデバイスの一例は、本願に定義するダイバータコンフィギュレーションを有することができ、ここで、ダイバータ板は、デバイスの構成部品またはアスペクトに対して位置する。ダイバータコンフィギュレーションをダブルヌル（ＤＮ構造）とすることができる。かかるダイバータシステムは、例えば約０.５ＭＷ／ｍ2の平均熱負荷であって、約１ＭＷ／ｍ2のピーク熱負荷と、かかるダイバータシステムとをコンパーチブルにできる。
【０１２７】
パルス化実験では、放電時間（すなわちパルスごとにデバイスに外部電流を加える時間長さ）を例えば約１０００秒とすることができる。
【表３】
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【０１２８】
２．伸長された単一およびスプリットダイバータコイルを含むダイバータ構造
図９Ａには、一設計例におけるＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態が示されている。図９Ａを参照すると、一設計例は、エクストラポロイダル磁場（ＰＦ）コイルまたは電流搬送導線７１０を含むことができ、この導線は、トロイダル磁場（ＴＦ）コーナー（すなわち中性子フラックスがデバイスのシールドされていない部分よりも実質的に小さくなるトロイダル磁場コイルの近くの部分）にてシールドできる。かかるデバイスは、トロイダルチャンバに実質的に隣接する核分裂可能な材料の層を含むことができる。
【０１２９】
表４には、このデバイスにおける種々のパラメータがリストされている。表４におけるリストされたＢ角は、θ、すなわちダイバータ板７１５と総磁場Ｂdivとの間の角度である。Ｂ長さは、磁気距離、すなわち上記磁力線の長さである。Ｒdivは、ダイバータの半径であり、最大面積とは、上記のようにダイバータ板上のプラズマで湿潤された面積である。容積平均された温度は、ｅＶを単位とするＴで示されている。表内にリストされたＴの値は、ピーク稼働中の容積平均温度を参照したものである。スクレイプオフ層のプラズマシミュレーション計算（ＳＯＬＰＳ）からの結果も示されている。
【０１３０】
表４および図９Ａを参照すると、この実施形態における種々のパラメータは次のとおりである。すなわちＲdiv＝４.０１ｍ、１°の湿潤面積＝５.６ｍ2、Ｂ長さ＝６１.８ｍ、Ｂ長さ利得＝４.０、ＭＡ−ｍ比＝１.６２。図９Ａに示されるように、標準ダイバータ（ＳＤ）（Ｒdiv＝２.３ｍ）およびＸダイバータ（ＸＤ）（Ｒｄｉｖ＝２.５ｍ）（コッツェンロイター論文参照）は、開示されるダイバータ板７１５（ＳＸＤ）よりも小さいＲdivを有する。比較例として、図４は、現在開示されている構造を含む３つの上記ダイバータ構造における種々のパラメータをリストしたものである。
【表４】
2012508887.tif 000007
【０１３１】
図９Ｂには、更に別の設計例におけるＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態が示されており、ここで設計例は、２つの追加ＰＦコイル（７２０および７３０）を備えたダイバータ板を含む。この例では、単一のダイバータコイルを２つの別個のダイバータコイルに分割することにより、フラックスの膨張をより大きくし、磁力線の長さをより長くすることができるようになっている。かかるデバイスは、トロイダルチャンバに実質的に隣接する核分裂可能な材料の層を含むことができる。
【０１３２】
表５には、このデバイスにおける種々のパラメータがリストされている。表５にリストされたＢ角は、θ、すなわちダイバータ板７４０と総磁場Ｂdivとの間の角度である。Ｂ長さは磁気距離、すなわち上記磁力線の長さである。Ｒdivは、ダイバータの半径であり、最大面積とは、上記のようにダイバータ板上のプラズマで湿潤された面積である。容積平均された温度は、ｅＶを単位とするＴで示されている。表内にリストされたＴの値は、ピーク稼働中の容積平均温度を参照したものである。スクレイプオフ層のプラズマシミュレーション計算（ＳＯＬＰＳ）からの結果も示されている。
【０１３３】
表５および図９Ｂを参照すると、この設計における種々のパラメータは、次のとおりである。すなわちＲdiv＝４.０４ｍ、１°の湿潤面積＝５.７３ｍ2、Ｂ長さ＝６６.６ｍ、Ｂ長さ利得＝４.２４、ＭＡ−ｍ比＝１.８９。表５は、標準ダイバータ（ＳＤ）およびＸダイバータ（ＸＤ）（コッツェンロイター論文参照）と比較したこのスプリット設計例のパラメータを示す。
【表５】
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【０１３４】
図９Ｃには、更に別の設計例におけるＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態が示されており、ここで４つのエクストラＰＦコイル８１０、８２０、８３０および８４０がある（１つのコイルは４つのコイルに分割されている）。かかるデバイスは、トロイダルチャンバに実質的に隣接する核分裂可能な材料の層を含むことができる。
表４には、このデバイスにおける種々のパラメータがリストされている。表４にリストされたＢ角は、θ、すなわちダイバータ板８５０と総磁場Ｂdivとの間の角度である。Ｂ長さは、磁気距離、すなわち上記磁力線の長さである。Ｒdivは、ダイバータの半径であり、最大面積とは、上記のようにダイバータ板上のプラズマで湿潤された面積である。容積平均された温度は、ｅＶを単位とするＴで示されている。表内にリストされたＴの値は、ピーク稼働中の容積平均温度を参照したものである。スクレイプオフ層のプラズマシミュレーション計算（ＳＯＬＰＳ）からの結果も示されている。
【０１３５】
表６および図９Ｃを参照すると、この設計における種々のパラメータは、次のとおりである。すなわちＲdiv＝３.９５ｍ８５０、１°の湿潤面積＝５.５７ｍ2、Ｂ長さ＝７３.６ｍ、Ｂ長さ利得＝４.６９、ＭＡ−ｍ比＝１.７２。コイルの位置を変えることにより、より長いＢ長さを得ることができることも明らかである。ＰＦコイルの位置は、ＳＯＬをダイバータ板に向けるか、および／または形状を定め、よってＳＯＬからの粒子フラックス（熱フラックス）を増減できることも明らかとなろう。
【表６】
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【０１３６】
図１０は、例えば開示される実施形態で使用できる構成部品を含む垂直高さが約７.１５ｍ（１０３０）の場合の、核融合炉の一例（８５５）の横断面を示す。かかるデバイスは、トロイダルチャンバに実質的に隣接する核分裂可能な材料の層を含むことができる。
【０１３７】
この例では、約２.４９ｍのプラズマの大半径９２０および約１.４２ｍのプラズマの小半径を有する閉じ込められたプラズマを発生し、および／または加熱するために、オーミック加熱コイル（ＯＨＣ）９４５が使用される。半径が約１.７８ｍ（９３０）の場合の中心軸からブランケット（例えばチャンバ壁）９４０が延びており、このブランケットは、プラズマを実質的に囲んでいる。図示されているブランケットは、約０.５ｍの厚さである。
【０１３８】
約１.２ｍの半径（１０００）を有するトロイダル磁場（ＴＦ）センターポスト８６０が中心軸に隣接しており、このセンターポスト８６０は、ＴＦウェッジ８８０に物理的に連通しており、約４.３５ｍ延びるこのＴＦウェッジの最も遠い半径部は、ＴＦ外側垂直部８９０に垂直に接続し、この外側垂直部８９０の最も遠い半径部（１０１０）は、約５.７２ｍだけ延びている。トロイダル磁場の周辺の内側にあるポロイダル磁場（ＰＦ）コイル８７０、９００および９１０は、核融合プラズマに実質的に隣接する。２つの最も外側の（すなわち中心軸から最も遠い）ＰＦコイルの間の距離１０４０は、約１.０ｍとなっている。
【０１３９】
この実施形態では、ポロイダル磁場コイル９００に、開示されたダイバータ板８９５が実質的に隣接するように示されている。図１０の核融合炉の例では、開示されたダイバータ（ＳＸＤ）８９５と比較するように、当技術分野で公知のような標準的ダイバータ板（ＳＤ）９５０が示されている。開示されたダイバータ板８９５の構造と組み合わせて図１０に示されるような標準的ダイバータ板９５０を使用することができる。図１０に示された寸法は当然、例示であり、本発明の種々の実施形態の範囲内で核融合炉の寸法または設計を変えることが可能であることに留意すべきである。
【０１４０】
３．将来の装置の変形設計例
ＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ（ＮＴＩＳ  ＰＢ２００５−１０２１５４から入手可能な、Ｊ.Ａ.Ｃｒｏｔｉｎｇｅｒ、Ｌ.Ｌ.ＬｏＤｅｓｔｒｏ、Ｌ.Ｄ.パールシュタイン、Ａ.タルディッティ、Ｔ.Ａ.キャスパー、Ｅ.Ｂ.フーパー著論文、ＬＬＮＬレポート  ＵＣＲＬＩＤ−１２６２８４、１９９７年）の平衡状態を、本願で示すような将来の種々の装置のタイプに対して発生できる。図１１には、Ｃｕ大パワー密度炉に対する計算結果が示されている。図１２には、（リモート取り扱い能力を仮定する）ＴＦのための小さいラジアルビルドを有する超伝導（ＳＣ）ＳＬＩＭ−ＣＳ炉のための計算結果が示されている。図１３には径方向に大きいＴＦコイルを有するＡＲＩＥＳ−ＡＴ炉（ＳＣも）に対する計算結果が示されている。ＡＲＩＥＳ設計に対しては、トロイダル磁場（ＴＦ）コイルの外側に、ポロイダル磁場（ＰＦ）コイルがある、開示されたダイバータ構造の実施形態を使用できることは明らかである。しかしながら図１３に示された構造は、炉内の未使用容積部の内部に適合するモジュラー式ＳＣ（超伝導）ダイバータコイルを使用し、径方向にダイバータをより大きく延長することが可能となっている。図１１、１０および１１の構造に対し、Ｒdiv／Ｒsolで示される利得はそれぞれ２、１.７および２となっているが（コッツェンレンダーの論文により詳細に記載されている標準的ダイバータよりも）、ライン長さはそれぞれ５倍、３倍、および４倍になっている。かかるデバイスはトロイダルチャンバに実質的に隣接する核分裂可能な材料の層を含むことができる。
【０１４１】
ＣＯＲＳＩＣＡ  ＴＭ平衡状態による実験を通して、開示した実施形態により、広範な種々のプラズマ形状（上記のようなアスペクト比、伸び率、三角度など）を調節できると理解すべきである。一部の特徴では、コアの幾何学的形状に実質的に影響することなく、標準的なダイバータ設計から現在または将来の炉の設計を、コイルの数および印加される純パワーをわずかに変更した、開示されたダイバータ設計に変形することが可能である。従って、１つの特徴では、公知の炉の構造に対して、開示されたダイバータ設計を適用できる。
【０１４２】
特定の制定法の分類、例えばシステムの制定法の分類で本発明の特徴を記載し、請求できるが、このことは、便宜的なものにすぎず、当業者であれば、本発明の各特徴を任意の制定法の分類で記載し、請求できることが理解できよう。特に反対のことを明瞭に記載しない限り、本願に記載する方法または特徴は、そのステップを特定の順序で実行すべきであると見なすべきでない。従って、方法クレームがステップを特定の順序に限定すべきであると請求の範囲または詳細な説明に特別に記載しない場合、いかなる点においても１つの順序を推定すべきではない。このことは、ステップの配置または作動上の流れ、文法的構造または句読点の使用法から誘導される平易な意味、または本明細書に記載のアスペクトの数またはタイプに関する論理の事項を含む解釈の明示されていない可能な根拠を支持する。
【０１４３】
以上で、本発明の種々の特徴について開示したが、当業者であれば、これまでの詳細な説明および関連する図に示された内容の利点を有する、本発明が関係する本発明の多くの変形例およびその他の特徴について想到できると理解できよう。従って、本発明はこれまで開示した特定の特徴だけに限定されず、添付した請求の範囲内に多くの変形例およびその他の特徴が含まれるものと理解できよう。更に、本願だけでなく、次の特許請求の範囲において特定の用語を使用するが、これら用語は包括的かつ説明のためにのみ使用するものであり、説明した発明を限定するためのものではない。
【符号の説明】
【０１４４】
１００  原子炉
１１０  シース
１２０  コイル
１３０  ダイバータ板
１４０  コイル
１５０  核分裂可能な材料
１６０  コアプラズマ
１７０  壁
１８０  磁気表面
１９０  コイル
２００  ダイバータ板
２１０  コイル
２２０  トロイダルコイル
２３０  外側半径
２４０  内側半径
２５０  中心軸
２６０  開いた磁力線
２７０  セパラトリックス
２８０  トロイダルコイル
２９０  核融合コア
【図１】
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【図２Ａ】
2012508887.tif 000011
【図２Ｂ】
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【図２Ｃ】
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【図３】
2012508887.tif 000014
【図４】
2012508887.tif 000015
【図５Ａ】
2012508887.tif 000016
【図５Ｂ】
2012508887.tif 000017
【図５Ｃ】
2012508887.tif 000018
【図５Ｄ】
2012508887.tif 000019
【図５Ｅ】
2012508887.tif 000020
【図６】
2012508887.tif 000021
【図７】
2012508887.tif 000022
【図８】
2012508887.tif 000023
【図９Ａ】
2012508887.tif 000024
【図９Ｂ】
2012508887.tif 000025
【図９Ｃ】
2012508887.tif 000026
【図１０】
2012508887.tif 000027
【図１１】
2012508887.tif 000028
【図１２】
2012508887.tif 000029
【図１３】
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【図１４Ａ】
2012508887.tif 000031
【図１４Ｂ】
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【図１５Ａ】
2012508887.tif 000033
【図１５Ｂ】
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【図１５Ｃ】
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【図１６】
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【図１７】
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【国際調査報告】
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