JP2012505409A - 増殖利用のための核融合中性子ソース - Google Patents

Abstract

【課題】核燃料新物質を核燃料物質に変換する。
【解決手段】充分なパワー密度を有する中性子を発生し、核分裂物質を効率的に増殖し、次にこの核分裂物質をオプションとしてエネルギーソースとして使用できるようにする、改良された核融合原子炉、その方法およびデバイスが開示されている。この原子炉は、原子力発電所に適度な供給量の核分裂物質を提供する改良された核燃料サイクルでも使用できる。本抄録は、調査用ツールとしてのみ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

Description

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。

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ソース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。

再生可能なエネルギーソースが提唱されているが、それらの現在の開発状況と、常時使用できるわけではないというそれらの性質のため、これら再生可能なエネルギーソースが供給できるエネルギーの量は限られている。核エネルギーに関し、利用可能なエネルギーを発生できる核分裂可能なアイソトープの自然供給量は、わずかな量に限られているので、増殖として知られるプロセスを通して核燃料親物質（核燃料の原料となる物質）を核分裂物質（物質）に変換するのに、中性子を発生する原子炉が必要である。しかしながら現在の原子炉は、原子炉が供給できる中性子のパワー密度が限定されている。これらの限定により、核燃料増殖プロセスは極めて非効率的であることが多く、このように充分な量の核分裂物質を提供するには莫大な量の核燃料親物質が必要である。このように、エネルギー放射量が少ないことは、各廃棄物の管理および核兵器拡散管理のような別の課題を生じさせている。更に、原子炉のエネルギー放射量が少ないことにより、核燃料原子炉に燃料を供給するのに多くの燃料供給用原子炉が必要となり、このことも、再度上記問題の多くを生じさせることになる。核融合原子炉は、核分裂原子炉のための核燃料を増殖するための多数の中性子を供給できることが示唆されている。しかしながら、現在のところ、利用可能なエネルギーを発生するために充分な核燃料を核分裂原子炉に実際に供給するには、核融合技術は不充分である。しかしながら理論的には、核融合は核燃料供給に対する実用的な解決法を潜在的に提供できる。

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つのエネルギーソースとなっている。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ソースである。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ソースであるが、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充分な期間、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、充分に進歩しており、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ソース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。

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物質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。

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）と称される物質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。これら物質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）と称される物質物体上で終端する。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。

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。

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、重要な多くの物質の性質を劣化させ、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。

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。
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ソースを可能にする１つの方法が記載されている。

従って、原子核分裂からの超ウラン廃棄物を転換し、改善された核燃料サイクルで使用するのに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およびフルエンス(すなわち、時間積分されたフラックス)を提供し、これまで一部について述べた現在の技術における課題を高価的に克服するための改良された原子核分裂反応炉に対するニーズが依然として存在する。

本願には、核燃料を増殖するためのシステムおよび方法の実施形態が開示されている。更に、開示された実施形態を使用して核分裂物質を発生するための方法および核燃料サイクルも開示されており、更にオプションとして、エネルギー発生方法において前記核分裂物質を使用することも開示されている。本願に記載されている種々の実施形態は、核分裂物質の製造またはその後の使用を望む用途で有効となり得る。

１つの特徴では、核燃料を増殖するための原子炉は、中心軸を中心とする壁によって囲まれた第１チャンバを備える。この第１チャンバは、中心軸に対してプラズマメジャー半径および全加熱パワー（例えばすべてのソースからの加熱パワー）を有するプラズマを囲むことができる。１つの特徴では、全加熱パワーをプラズマメジャー半径で割った値は、１メートル当たり約３０メガワット以上である。この原子炉は、核燃料親物質を囲む第２チャンバも備える。この第２チャンバは、一般に第１チャンバに隣接するので、第１チャンバ内のプラズマから第２チャンバ内の核燃料親物質へ中性子を提供できる。別の特徴では、１つの原子炉を、例えば１つ以上の熱スペクトル原子炉を含む一連の原子炉の一部とすることができる。

開示された原子炉を使用して、核燃料を増殖し、オプションとして核燃料から利用可能なエネルギーを抽出する方法も提供される。１つの特徴では、核分裂核燃料を増殖するための方法は、核燃料親物質の少なくとも一部を核分裂核燃料に変換するのに、充分な中性子パワー密度を有する中性子を、開示された原子炉内のプラズマから核燃料親物質に提供するステップも含む。

別の特徴では、エネルギー発生方法が開示されている。このエネルギー発生方法は、ソース原子炉を使って核分裂核燃料を増殖するステップと、その後、核分裂核燃料を１つ以上の熱スペクトル原子炉に供給するステップを含むことができる。次に、熱スペクトル原子炉は、オプションとして核分裂核燃料から利用可能なエネルギーを供給できる。

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。

開示する実施形態の横断面図を示す。 図１に示された開示する実施形態の三次元の図を示す。 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。 中心軸まわりの容器を示す。 開示される実施形態を使用し、核分裂可能な物質を転換するための方法のフローチャートを示す。 開示される実施形態を使用し、核分裂可能な物質を転換するための方法のフローチャートを示す。 開示される実施形態を使用し、核分裂可能な物質を転換するための方法のフローチャートを示す。 開示される実施形態を使用し、核分裂可能な物質を転換するための方法のフローチャートを示す。 開示される実施形態を使用し、核分裂可能な物質を転換するための方法のフローチャートを示す。 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。 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。 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。 一実施形態におけるＣＯＲＳＩＣＡ ＴＭ平衡状態の上部領域を示す。 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。 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。 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 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。 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。 （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。 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。 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。 標準ＮＨＴＸコンフィギュレーション（従来技術）を示す。 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。 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。 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。 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。

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。

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。

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。

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物質に類似または均等な方法および物質を使用できるが、次に、これら方法および物質の例について説明する。

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。

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。

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。

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。

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。

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、これら物質およびその他の物質も開示されており、これら物質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。

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。

核燃料を増殖するための原子炉、プラズマまたは核融合プラズマを収納するための容器、核融合中性子ソースおよびトカマクが開示されており、ここでは、内部にオプションとして反応性プラズマが存在でき、前記プラズマの少なくとも一部または前記プラズマを収納するためのチャンバに、核燃料親物質が実質的に隣接する。開示された実施形態を使用して、核燃料親物質を核分裂物質に変換する方法も開示されており、これら方法では、反応性プラズマが存在する。利用可能なエネルギーを抽出するのに利用できる核燃料を増殖するための各燃料サイクルも開示されており、開示された実施形態および１つ以上の熱スペクトル原子炉を含む原子炉ネットワークも開示されている。

一例として、開示された実施形態は、図１および２に示されるような一般的構造を有することができ、これら図は、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物質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、核分裂可能な物質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。

１つの特徴では、大パワー密度中性子ソースをコアプラズマまたは各融合プラズマとすることができ、このプラズマは核燃料親物質が前記中性子を吸収し、その少なくとも一部が核分裂物質に変換されるよう、プラズマから中性子を放出する。一特徴では、核分裂性物質のかかる反応は、（例えば中性子を吸収することにより）前記核燃料親物質を核分裂物質に変換できる。かかる核分裂物質は、利用可能なエネルギーを発生するように、オプションとして更に分裂できる。

別の特徴では、第１チャンバ内に実質的に閉じ込められたプラズマは、全加熱パワー、すなわち外部ソースと熱核ソースの双方を含むすべてのソースからの加熱パワーを有することができるので、全加熱パワーをプラズマのメジャー半径で割った値は、毎秒１ｍ当たり３０メガワット以上となる。更に別の特徴では、実質的に閉じ込められたプラズマは、プラズマの表面を横断する、毎秒１平方メートル当たり約０.１メガワット以上に等しい平均全中性子パワーを発生できる。「平均全中性子パワー」なる用語は、平均パワーを生じるように一定の時間にわたって原子炉の中性子パワーを平均化できることを意味する。例えば開示する全中性子パワーとは、１つの特徴では、１年にわたって平均された全中性子パワーを意味し得る。別の特徴では、平均時間を１年未満とすることができる。

一特徴では、開いた、または閉じた核燃料サイクルで開示した実施形態を使用できる。フロントエンドステップと一般に称されるものでは、核燃料親物質を核分裂物質に変換する大パワー密度の中性子ソースを使用して、核燃料を製造できる。次に、サービス時間と称される時間の間、利用可能なエネルギーを抽出するように、核分裂物質を更に分裂させることができる。サービス時間ステップが燃料サイクルの最終ステップである場合、燃料サイクルは開放された閉サイクルとなる。しかしながら、サービス時間からの生成物、廃棄物および同等物を更に処理するバックエンドステップ中に、更なるステップを実行できることが明らかとなろう。サービス時間からの生成物をバックリサイクルするために更なるステップを実行する場合、この燃料サイクルは、閉じた燃料サイクルとなる。例えば一実施形態では、開示した核融合原子炉へサービス時間からの副生成物をリサイクルすることができ、本願で全体を参考例として援用し、その一部となす、２００８年９月１１日に出願されたコッツェンロイター外を発明者とする米国特許出願第12/208532号に開示されている実施形態および方法を通して、廃棄物を原子力利用でない物質に変換できる。開示した実施形態を使用すると、開いた燃料サイクルまたは閉じた燃料サイクルのいずれかを実施できる。

更に別の特徴では、開示された原子炉から生じた核分裂物質（すなわち増殖された核燃料）を１つ以上の熱中性子スペクトル原子炉（例えば軽水型原子炉（ＬＷＲ））または利用できるエネルギーを抽出するために核分裂物質を分裂させることができる他の原子炉に送ることができる。

従って、一特徴では、開示された原子炉および１つ以上の熱スペクトル原子炉を含む原子炉シリーズも提供される。１つの特徴では、開示された原子炉と１つ以上の熱スペクトル原子炉は、ネットワーク内で機能する。例えば開示された中性子ソース原子炉から生じた核分裂核燃料を１つ以上の熱スペクトル原子炉へ供給できる。次に、公知の方法、例えば核燃料を分裂させる方法を使用して、この核分裂燃料を１つ以上の熱スペクトル原子炉によって処理できる。１つの特徴では、ソース原子炉によって供給される核分裂性核燃料から利用可能なエネルギーを抽出できる。別の特徴では、開示されたソース原子炉は、単独で複数の熱スペクトル原子炉に燃料を供給し、ソース原子炉と前記複数の熱スペクトル原子炉とのサポート比を大きくする。

本願で使用する「核燃料親物質」なる用語は、一般にそれ自体が誘導された核分裂を受けていない（熱中性子によって分裂可能な）核種であって、中性子の吸収およびその後の核の変換を通して核分裂物質を発生できる核種を記述するのに使用する用語である。大パワー密度中性子ソースから生じる中性子に照射によって核分裂物質に変換できる、自然に生じた核燃料親物質として、ウラン２３３（Ｕ²³³）も変わるトリウム２３２（Ｔｈ²³²）、ウラン２３５（Ｕ²³⁵）に変わるウラン２３４（Ｕ²³⁴）、およびプルトニウム２３９（Ｐｕ²³⁹）に変わるウラン２３８（Ｕ²³⁸）が挙げられるが、これらだけに限定されるものではない。１つの中性子を捕獲することによって核分裂物質に変換できる、原子炉内で形成される人工アイソトープとして、プルトニウム２３９（Ｐｕ²³⁹）に変わるプルトニウム２３８（Ｐｕ²³⁸）およびプルトニウム２４１（Ｐｕ²⁴¹）に変わるプルトニウム２４０（Ｐｕ²⁴⁰）が挙げられるが、これらだけに限定されない。

他のアクチニド系列は、核分裂性であり、かつ別の中性子を捕獲し、崩壊ではなく核分裂できるのに充分超寿命であるアイソトープに変わる前に、２つ以上の中性子を捕獲しなければならない。例えばプルトニウム２４２（Ｐｕ²⁴²）は、アメリシウム２４３（Ａｍ²⁴³）に変換され、次にキュリウム２４４（Ｃｍ²⁴⁴）に変換され、次にキュリウム２４５（Ｃｍ²⁴⁵）に変換され得る。別の例では、ウラン２３６（Ｕ²³⁶）は、ネプツニウム２３７（Ｎｐ²³⁷）に変換され、次にプルトニウム２３８（Ｐｕ²³⁸）に変換され、次にプルトニウム２３９（Ｐｕ²³⁹）に変換される。

従って、１つの特徴では、第２チャンバは、核燃料親物質、例えば上記のような核燃料親物質を含むことができ、増殖反応が生じた場合、第２チャンバは更に核分裂物質（すなわち中性子を捕獲したときに増殖された核燃料親物質の生成物）を更に含むことができる。この核分裂物質は、上記のような物質でもよいし、上記以外の核分裂物質でもよい。特定の特徴では、第２チャンバがＴｈ²³²を含むようなトリウム燃料サイクルで、開示された実施形態を使用できる。Ｔｈ²³²が核燃料、すなわち核分裂物質に変換された場合、第２チャンバは更にＵ²³⁸を含むことができる。１つの特徴では、第２チャンバはＴｈ²³²とＵ²³⁸の混合物を含むことができるので、現場で増殖されたＵ²³³が変性される（すなわちＵ²³⁸により充分に希釈される）。

１つの特徴では、第２チャンバ内の核分裂物質は、兵器グレード、すなわち兵器に利用できる核物質として分離するのに充分な程度に濃縮されるわけではない。しかしながら、例えばトリウムサイクルの使用により、解消されないにしても、兵器への転換または兵器への流用の恐れを最小にできることが明らかとなろう。今日までＵ²³³から兵器に利用できるか、または兵器グレードの物質を製造した国はない。しかしながら、所望すれば、Ｕ²³³をＵ²³⁸で充分に希釈でき、その混合物は濃縮されたＵ²³³へ戻すのに容易に処理することができないので、兵器への流用の恐れはない。別の特徴では、核増殖方法は、Ｐｕを発生させる場合、現場でＰｕを燃焼させることができ、Ｐｕは核増殖プラントから外に出ることはないはずである。

大パワー密度中性子ソースは、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、核燃料親物質を含む第２チャンバ（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。

核燃料を増殖するための原子炉は、核融合と両立できる任意の容器を含むことができ、必ずしも公知の容器構造に限定されない。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ソースとすることができる。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ソース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、核融合中性子ソース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。

１つの特徴では、第１チャンバは、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とすることができ、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。核燃料親物質を含む第２チャンバを核融合プラズマに実質的に隣接させることができる。

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。

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。

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物質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。

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。

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物質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物質として、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。

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。

本願で使用し、Ｒ_div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。

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。

１つの特徴では、トロイダルチャンバの外径Ｒ_cに対するダイバータ半径Ｒ_div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。

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。

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。

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、Ｒ_div／Ｒ_X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。

表１．Ｒ_divおよびＲ_Xの例

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、プラズマメジャー半径に対するダイバータ半径を有することができる。例えばプラズマのメジャー半径（Ｒ）に対するダイバータの半径の比、すなわちＲ_div／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、プラズマメジャー半径が１ｍであり、ダイバータ半径が２ｍである場合、Ｒ_div／Ｒ＝２となる。

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。

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。

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メジャー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。

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。任意のポイントのメジャー半径は、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内の最大メジャー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。任意のポイントのメジャー半径は、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内のポイントのメジャー半径は、外側プラズマのメジャー半径（または内側プラズマのメジャー半径）である。これら外側プラズマメジャー半径と内側プラズマのメジャー半径の和の半分がプラズマのメジャー半径であり、外側プラズマのメジャー半径と内側プラズマのメジャー半径との差の半分が、プラズマのマイナー半径である。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との交点の最大メジャー半径は、外側ダイバータのメジャー半径であり、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。

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に核燃料親物質を含む第２チャンバ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内の最大メジャー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、外側プラズマの最メジャー半径（または内側プラズマのメジャー半径）である。外側プラズマのメジャー半径と内側プラズマのメジャー半径の和の半分は、プラズマのメジャー半径であり、外側プラズマのメジャー半径と内側プラズマのメジャー半径との差は、プラズマのマイナー半径である。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メジャー半径は、外側ダイバータのメジャー半径であり、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。

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マイナー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メジャー半径は、プラズマのマイナー半径と、対応するダイバータ板３３０に最も近いピークポイントのメジャー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。

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、充分長くなっている。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。

更に別の特徴では、ダイバータ板３３０へのＳＯＬ長さが充分長いので、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。

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、ダイバータ板のメジャー半径がプラズマのメジャー半径よりも大きい値だけ、最も近いピークポイントのメジャー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メジャー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。

本願に記載のダイバータ板の実施形態のメジャー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、より長いメジャー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。

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、ａ）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物質の量を低減できる、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。

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）充分高速のレートで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。

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）プラズマのメジャー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、充分な熱および密度のコア密度が生じ得る。

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。

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、核融合中性子ソース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、メジャー半径とマイナー半径とを有することができる。プラズマのメジャー半径を（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。マイナー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。

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。

Ｄ＋Ｄ→ｐ＋Ｔ（トリチウム）＋〜³ＭｅＶ、ここでｐはプロトンである。

Ｄ＋Ｄ→ｎ＋３Ｈｅ＋〜⁴ＭｅＶ、ここでｎは中性子である。

Ｄ＋Ｄ→ｎ＋⁴Ｈｅ＋〜１７ＭｅＶ

Ｄ＋³Ｈｅ→ｐ＋⁴Ｈｅ＋〜１８ＭｅＶ

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ソース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。

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。

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。

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＝ａ_i ²／τ_ieであり、ここでａ_iは、イオンジャイロ径であり、τ_ie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。

短波長の不安定性の原因となるボーム拡散係数は、Ｄ_B＝（１／１６）α_i ²Ω_i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。

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、物質を用いない炉のライナーと見なすことができる。

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マイナー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。

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。

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Ａ_wが現在公知の核融合中性子ソース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Ａ_wを次のようにすることができる。

ここで、Ｒ_sol、Ｗ_solおよびＡ_sol＝２πＲ_solＷ_solは、対応するダイバー板に対する（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はダイバー板と全磁場Ｄ_div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Ｗ_solおよびＢ_p／Ｂ_tに対し、１つの特徴では、θを減少させることにより、Ａ_w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°）を有するダイバー板を含む。

１つの特徴では、開示される実施形態は、Ａ_wの増加に影響するよう（中心軸に対する）Ｒ_div、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、Ｒ_div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。

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。

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、Ｒ_div／Ｒ_sol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Ｐ_sol）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ｑ_II（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Ｐ_sol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ｑ_II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。

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ソース、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Ｐ_h＝補助加熱パワーＰ_aux＋核融合パワーＰ_f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、すなわちメジャー半径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Ｐ_f未満であるＰ_h＝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、Ｐ_f＝２０００〜３６００ＭＷでＰ_h＝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、Ｐ_h／Ｒ（ここでＲはプラズマのメジャー半径である）として推定できる。

前に全体を参考例として援用したコッツェンロイター論文は、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Ｐ_h／Ｒの値がリストアップされている。

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。

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燃料親物質を含む第２チャンバ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第１または第２チャンバを中性子反射物質（例えばＰｂ）のシースが実質的に囲むことができる。

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。

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のメジャー半径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のメジャー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メジャー寸法／マイナー寸法（プラズマのメジャー半径／プラズマのマイナー半径＝アスペクト比）として定義される。

＜＞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。

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物質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。

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（Ｉ_p）を有することができる。一実施形態の稼動中にＩ_p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Ｉ_p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。

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Ｂ_Tは、約７０Ｔ（表２）となると考えられる。

Ｉ_p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。

開示されるＨＰＤデバイスにおける正規化されたβ（β_N）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（β_N）は、プラズマのβをａ・Ｂ／Ｉ（ａ＝マイナー半径、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。

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。

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。

表２を参照すると、開示されるＨＰＤデバイスは、Ｈ_89Pを有することができ、ここで、Ｈ_89P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。

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。

核燃料を増殖するための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、核燃料を増殖させる方法は、大パワー密度中性子を発生させるためのプラズマを含む第１チャンバを備えた原子炉を設けるステップと、第１チャンバ内のプラズマからの中性子を第２チャンバ内の核燃料親物質に供給し、よって核燃料親物質の少なくとも一部を核分裂物質に変換するステップを備える。オプションとして、核燃料を増殖する方法は更に核分裂物質を分裂させ、利用可能なエネルギーを供給するステップも更に含むことができる。

別の特徴では、図５Ｂの部分フローチャートに示されるように、開示された実施形態を使用して核燃料を増殖するための方法は、中心軸を中心とする第１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、前記第１チャンバは、実質的に壁によって囲まれており、中心軸に対する内側半径および外側半径を有し、前記核融合プラズマは、前記核融合プラズマ内に誘導される電流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納され、更に前記閉じた磁気表面を横断し、前記開いた磁力線まで延びる核融合プラズマからトロイダルチャンバの外側半径以上の、中心軸に対するダイバータ半径を有するダイバータプレートまで粒子を向けるステップを備え、前記粒子は、前記開いた磁力線によって前記ダイバータプレートに向けられ、核燃料親物質の少なくとも一部が核分裂物質に変換されるよう、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燃料親物質を含む第２チャンバまで中性子を供給するステップを備える。

図５Ｃには、開示される実施形態を利用して核燃料を増殖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。プラズマのマイナー半径部と、対応するダイバータ板に最も近いピークポイントのメジャー半径部の合計以上の外側ダイバータのメジャー半径部には、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。前記核燃料親物質の少なくとも１部が核分裂物質に変換されるように、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か核燃料親物資の層に中性子が与えられる。

図５Ｄは、核燃料を増殖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。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ソースが収容されている。第１の特徴では、この大パワー密度中性子ソースは、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ソースであり、ダイバータ板は、核融合プラズマの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和より大きい、外側ダイバータのメジャー半径を有する。１つの特徴では、コンパクトな核融合中性子ソースは、約５メガワット／メートル以上のコアプラズマのメジャー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ソースは、約３ｍ以下のコアプラズマのメジャー半径を有するトカマクである。大パワー密度中性子ソースは、この大パワー密度中性子ソース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チャンバ内に核燃料親物質が入れられる。ステップ５０８にて、大パワー密度中性子ソースからの中性子が核燃料親物質の少なくとも１部を核分裂物質に変換するよう、第２チャンバには中性子吸収かつ中性子反射物質も入れることができる。

前記大パワー密度の中性子ソースから提供されるような中性子は、核燃料親物質の少なくとも一部を核分裂物質に変換でき、大パワー密度の中性子ソースからの１つ以上の中性子は、核燃料親物質によって吸収され、核分裂物質を形成できる。

開示された実施形態を使用してエネルギーを発生する方法も提供される。図５Ｅに示される部分フローチャートを参照すると、エネルギーを発生するための方法は、ソース原子炉を使用して核分裂核燃料を提供するステップと、１つ以上の熱スペクトル原子炉へ核分裂核燃料を供給するステップと、１つ以上の熱スペクトル原子炉を使用し、核分裂核燃料から利用可能なエネルギーを提供するステップとを含むことができる。１つの特徴では、ソース原子炉は、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、毎秒１平方メートル当たり約０.１メガワット以上であって、大パワー密度中性子ソースの表面を横断する全中性子パワーを発生する大パワー密度中性子ソースを囲み、更にソース原子炉は、核燃料親物質を囲み、第２チャンバを備え、この第２チャンバは、第１チャンバの少なくとも一部に実質的に隣接する。別の特徴では、ソース原子炉は、これまで説明した原子炉のような開示された原子炉である。更に別の特徴では、第１チャンバ内のプラズマは、約５メガワット／ｍ以上のコアプラズマメジャー半径に対する全加熱パワーの比を含む。

１つの特徴では、核燃料を増殖する方法は、上記方法または実施形態のいずれかを含むことができる。別の特徴では、エネルギー発生方法は、燃料サイクル方法、例えば核燃料親物質のために惑星体（例えば地球）を採掘することを含む。

１つの特徴では、前記採掘ステップの後でソース原子炉に核燃料親物質を供給できる。次に、この核燃料親物質を少なくとも部分的に核分裂物質に変換でき、次にこの核分裂物質を熱スペクトル原子炉（例えば軽水型原子炉（ＬＷＲ））に移すことができる。１つの特徴では、１つのソース原子炉は単独で複数の熱スペクトル原子炉に燃料を供給できると理解すべきである。従って、本願に開示する実施形態は、ソース原子炉と熱スペクトル原子炉との間で大サポート比を可能にできる。かかる大サポート比は、実用的な核燃料サイクルを可能にすることが明らかとなろう。

核融合プラズマを収容するための容器、核融合中性子ソース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、中性子ソース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。

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。

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、安定化物質も使用でき、この安定化物質は、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メジャー半径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マイナー半径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Ｉ_p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Ｂ_T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Ｉ_p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燃料親物質を含むことができる。

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。

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。

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。

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燃料親物質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Ｂ_div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。Ｒ_div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。

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Ｒ_div＝４.０１ｍ、１°のウエット面積＝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）（Ｒ_div＝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Ｒ_div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。

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燃料親物質を含むことができる。

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Ｂ_div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。Ｒ_div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。

表５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Ｒ_div＝３.９５ｍ７４０、１°のウェット面積＝５.７３ｍ²、Ｂ長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。

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燃料親物質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Ｂ_div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。Ｒ_div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。

表５および図９Ｃを参照すると、この構造に対するパラメータは、次のとおりである。すなわちＲｄｉｖ＝３.９５ｍ７４０、１°ウェット面積＝５.７３ｍ２、Ｂ長さ＝６６.６、Ｂ長さ利得＝４.２４、ＭＡ−ｍ比＝１.８９である。コイルの位置を変えることによって、より長いＢ長さを得ることができることも明らかとなろう。ＰＦコイルの位置は、ＳＯＬをダイバータプレートに向け、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）を拡張または縮小できることが明らかとなろう。

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燃料親物質を含むことができる。

この例では、約２.４９ｍのプラズマのメジャー半径９２０および約１.４２ｍのプラズマのマイナー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。

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。

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。

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、Ｒ_div／Ｒ_sol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燃料親物質を含むことができる。

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。

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。

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。

Claims (41)

1. 中心軸を中心とする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、プラズマメジャー半径および全加熱パワーを有するプラズマを囲み、前記全加熱パワーを前記プラズマメジャー半径で割った値は１メートル当たり約３０メガワット以上であり、
   核燃料親物質を囲むと共に、前記第１チャンバの少なくとも一部に実質的に隣接する第２チャンバを更に備える、核燃料を増殖するための原子炉。
2. 前記プラズマは、このプラズマの表面を横断する毎秒１平方メートル当たり約０.１メガワット以上の平均された全中性子パワーを発生する、請求項１に記載の原子炉。
3. 前記第１チャンバは、中心軸を中心とするトロイダルチャンバであり、前記プラズマは、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、前記トロイダルチャンバ内に実質的に閉じ込められたトロイダルプラズマであり、前記閉じた磁気表面は、前記トロイダル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、前記トロイダルプラズマは、１つ以上のダイバータプレート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、
   前記トロイダル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を備え、前記セパラトリックスは、前記コアプラズマから前記セパラトリックスを横断し、前記開いた磁力線の領域に流入する粒子およびエネルギーを前記開いた磁力線に沿って前記ダイバータプレートに向けられるよう、前記セパラトリックスは、前記ダイバータプレートと交差し、
   前記セパラトリックスは、赤道平面からの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、前記中心軸に垂直であり、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、前記ダイバータプレートは、プラズママイナー半径と対応するダイバータプレート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きい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。
4. 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、前記中心軸に垂直であり、かつ前記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、
   前記プラズマは、外側プラズマメジャー半径および内側プラズマメジャー半径を有し、前記外側プラズマメジャー半径は、前記中心軸から最も遠い前記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との合計の半分は、プラズマ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との間の差の半分は、前記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プラズマの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プレート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ポイントは、前記磁気表面を含む磁界のポロイダル成分が約ゼロであり、かつ前記中心軸を含む平面内の方向がポロイダルとなっているポイントである、請求項２に記載の原子炉。
5. 前記第２チャンバ内に核分裂物質を更に含む、請求項１に記載の原子炉。
6. 前記第２チャンバ内の前記核燃料親物質は、Ｔｈ²³²を含む、請求項１に記載の原子炉。
7. 前記第２チャンバ内の前記核燃料親物質は、更にＵ²³⁸を含む、請求項６に記載の原子炉。
8. 前記第２チャンバ内の前記核燃料親物質は、Ｕ²³³を含む、請求項５に記載の原子炉。
9. 前記原子炉は、トカマクである、請求項１に記載の原子炉。
10. １つ以上の熱スペクトル原子炉に核分裂燃料を供給するための少なくとも１つのソース原子炉を備え、このソース原子炉は、中心軸を中心とする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、前記中心軸に対するプラズマメジャー半径を有すると共に、全加熱パワーを有するプラズマを囲み、前記全加熱パワーを前記プラズマメジャー半径で割った値は、１メートル当たり約３０メガワット以上であり、
    核燃料親物質を囲み、前記第１チャンバの少なくとも一部に実質的に隣接する第２チャンバと、
    前記ソース原子炉から供給される前記核分裂燃料から、利用可能なエネルギーを発生するための少なくとも１つの熱スペクトル原子炉とを備える、一連の原子炉。
11. 前記プラズマは、このプラズマの表面を横断する毎秒１平方メートル当たり約０.１メガワット以上の平均された全中性子パワーを発生する、請求項１０に記載の一連の原子炉。
12. 前記少なくとも１つの熱スペクトル原子炉は、軽水炉型原子炉（ＬＷＲ）である、請求項１０に記載の一連の原子炉。
13. １つのソース原子炉が単独で核分裂燃料を複数の熱スペクトル原子炉に供給できる、請求項１０に記載の一連の原子炉。
14. 前記第２チャンバ内に核分裂物質を更に含む、請求項１０に記載の一連の原子炉。
15. 前記第２チャンバ内の前記核燃料親物質は、Ｕ²³³を含む、請求項１４に記載の一連の原子炉。
16. 前記第２チャンバ内の前記核燃料親物質は、Ｔｈ²³²を含む、請求項１０に記載の一連の原子炉。
17. 前記第２チャンバ内の前記核燃料親物質は、更にＵ²³⁸を含む、請求項１６に記載の一連の原子炉。
18. 前記ソース原子炉は、トカマクである、請求項１０に記載の一連の原子炉。
19. 前記第１チャンバは、中心軸を中心とするトロイダルチャンバであり、前記プラズマは、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、前記トロイダルチャンバ内に実質的に閉じ込められたトロイダルプラズマであり、前記閉じた磁気表面は、前記トロイダル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、前記トロイダルプラズマは、１つ以上のダイバータプレート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、
    前記トロイダル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を備え、前記セパラトリックスは、前記コアプラズマから前記セパラトリックスを横断し、前記開いた磁力線の領域に流入する粒子およびエネルギーを前記開いた磁力線に沿って前記ダイバータプレートに向けるよう、前記セパラトリックスは、前記ダイバータプレートと交差し、
    前記セパラトリックスは、赤道平面からの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、前記中心軸に垂直であり、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、前記ダイバータプレートは、プラズママイナー半径と、対応するダイバータプレート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きい外側ダイバータメジャー半径を有する、請求項１０に記載の一連の原子炉。
20. 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、前記中心軸に垂直であり、かつ前記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および内側プラズマメジャー半径を有し、前記外側プラズマメジャー半径は、前記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との間の差の半分は、前記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プレート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ポイントは、前記磁気表面を含む磁界のポロイダル成分が約ゼロであり、かつ前記中心軸を含む平面内の方向がポロイダルとなっているポイントである、請求項１９に記載の一連の原子炉。
21. （ａ）中心軸を中心とする壁によって囲まれた第１チャンバを含む原子炉を設けるステップを備え、前記第１チャンバは、前記中心軸に対してプラズマメジャー半径を有すると共に、全加熱パワーを有するプラズマを囲んでおり、前記全加熱パワーを前記プラズマのメジャー半径で割った値は、１メートル当たり３０メガワット以上であり、
    前記原子炉は、核燃料親物質を囲むと共に、前記第１チャンバの少なくとも一部に実質的に隣接する第２チャンバを更に備え、
    （ｂ）前記核物質の少なくとも一部を核分裂核燃料に変換するのに充分な中性子パワー密度で、前記第１チャンバ内のプラズマから前記第２チャンバ内の前記核燃料親物質へ中性子を提供するステップを備える、核分裂核燃料を増殖する方法。
22. 前記プラズマは、このプラズマの表面を横断する毎秒１平方メートル当たり約０.１メガワット以上の平均された全中性子パワーを発生する、請求項２１に記載の方法。
23. 前記核分裂核燃料を核分裂させ、利用可能なエネルギーを発生するステップを更に備える、請求項２１に記載の方法。
24. 前記プラズマは、約５メガワット／メートル以上の、コアプラズマメジャー半径に対する全加熱パワーの比を含む、請求項２１に記載の方法。
25. Ｔｈ²³²の少なくとも一部を核分裂Ｕ²³³に変換するのに充分な中性子パワー密度で、前記第２チャンバ内の核燃料親物質であるＴｈ²³²へ前記第１チャンバからの中性子を提供する、請求項２１に記載の方法。
26. 前記原子炉は、トカマクである、請求項２１に記載の方法。
27. 前記プラズマは、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、前記トロイダルチャンバ内に実質的に閉じ込められたトロイダルプラズマであり、前記閉じた磁気表面は、前記トロイダル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、前記トロイダルプラズマは、１つ以上のダイバータプレート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、
    前記トロイダル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を備え、前記セパラトリックスは、前記コアプラズマから前記セパラトリックスを横断し、前記開いた磁力線の領域に流入する粒子およびエネルギーを前記開いた磁力線に沿って前記ダイバータプレートに向けるよう、前記セパラトリックスは前記ダイバータプレートと交差し、
    前記セパラトリックスは、赤道平面からの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、前記中心軸に垂直であり、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、前記ダイバータプレートは、プラズママイナー半径と、対応するダイバータプレート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きい外側ダイバータメジャー半径を有する、請求項２１に記載の方法。
28. 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、前記中心軸に垂直であり、かつ前記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および内側プラズマメジャー半径を有し、前記外側プラズマメジャー半径は、前記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との間の差の半分は、前記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プレート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ポイントは、前記磁気表面を含む磁界のポロイダル成分が約ゼロであり、かつ前記中心軸を含む平面内の方向がポロイダルとなっているポイントである、請求項２７に記載の方法。
29. （ａ）ソース原子炉を使って核分裂核燃料を提供するステップと、
    （ｂ）１つ以上の熱スペクトル原子炉へ前記核分裂核燃料を供給するステップと、
    （ｃ）前記１つ以上の熱スペクトル原子炉を使って前記核分裂核燃料から利用可能なエネルギーを発生するステップとを備え、
    前記ソース原子炉は、中心軸を中心とする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、前記中心軸に対してプラズマメジャー半径を有すると共に、全加熱パワーを有するプラズマを囲んでおり、前記全加熱パワーを前記プラズマのメジャー半径で割った値は、１メートル当たり３０メガワット以上であり、
    前記原子炉は、核燃料親物質を囲むと共に、前記第１チャンバの少なくとも一部に実質的に隣接する第２チャンバを更に備える、エネルギーを発生するための方法。
30. 前記プラズマは、このプラズマの表面を横断する毎秒１平方メートル当たり約０.１メガワット以上の平均された全中性子パワーを発生する、請求項２９に記載の方法。
31. 核分裂核燃料を提供するに先立ち、惑星体から核燃料親物質を採掘するステップを更に備える、請求項２９に記載の方法。
32. 前記核燃料親物質を前記ソース原子炉に供給するステップを更に備える、請求項３０に記載の方法。
33. 前記少なくとも１つの熱スペクトル原子炉は、軽水型原子炉（ＬＷＲ）である請求項２９記載の方法。
34. 前記ソース原子炉が単独で核分裂燃料を複数の熱スペクトル原子炉に供給できる、請求項２９に記載の方法。
35. （ａ）前記核分裂核燃料を提供するステップは、中心軸を中心とする壁によって囲まれた第１チャンバを含む原子炉を設けるステップを備え、前記第１チャンバは、前記中心軸に対してプラズマメジャー半径を有すると共に、全加熱パワーを有するプラズマを囲んでおり、前記全加熱パワーを前記プラズマのメジャー半径で割った値は、１メートル当たり３０メガワット以上であり、
    前記原子炉は、核燃料親物質を囲むと共に、前記第１チャンバの少なくとも一部に実質的に隣接する第２チャンバを更に備え、
    （ｂ）前記核物質の少なくとも一部を核分裂核燃料に変換するのに充分な中性子パワー密度で、前記第１チャンバ内のプラズマから前記第２チャンバ内の前記核燃料親物質へ中性子を提供するステップを備える、請求項２９記載の方法。
36. 前記プラズマは、約５メガワット／メートル以上の、コアプラズマのメジャー半径に対する全加熱パワーの比を含む、請求項３５に記載の方法。
37. Ｔｈ２３２の少なくとも一部をＵ²³³に変換するのに充分な中性子パワー密度で、前記第２チャンバ内のＴｈ²³²へ前記第１チャンバからの中性子を提供する、請求項３５に記載の方法。
38. 前記プラズマは、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、前記トロイダルチャンバ内に実質的に閉じ込められたトロイダルコアプラズマであり、前記閉じた磁気表面は、前記コアトロイダル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プレート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を備え、前記セパラトリックスは、前記コアプラズマから前記セパラトリックスを横断し、前記開いた磁力線の領域に流入する粒子およびエネルギーを前記開いた磁力線に沿って前記ダイバータプレートに向けられるよう、前記セパラトリックスは、前記ダイバータプレートと交差し、
    前記セパラトリックスは、赤道平面からの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、前記中心軸に垂直であり、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、前記ダイバータプレートは、プラズママイナー半径と対応するダイバータプレート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きい外側ダイバータメジャー半径を有する、請求項３５に記載の方法。
39. 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、前記中心軸に垂直であり、かつ前記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、
    前記プラズマは、外側プラズマメジャー半径および内側プラズマメジャー半径を有し、前記外側プラズマメジャー半径は、前記中心軸から最も遠い前記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との間の差の半分は、前記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プラズマの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プレート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ポイントは、前記磁気表面を含む磁界のポロイダル成分が約ゼロであり、かつ前記中心軸を含む平面内の方向がポロイダルとなっているポイントである、請求項３８に記載の方法。
40. 前記核分裂核燃料から利用可能なエネルギーを提供する前記ステップは、核分裂核燃料を核分裂させ、よって利用可能なエネルギーを提供することを含む、請求項２９に記載の方法。
41. 前記原子炉は、トカマクである、請求項２９に記載の方法

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