JPS5956193A - 慣性核融合炉 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は慣性核融合炉に係９、特に炉キャビティを囲繞
しつつ液体ナトリウムが流れるナトリウム層内に、固体
のリチウム化合物からなるトリチウム増殖体を設けて、
液体ナトリウムにより核融合エネルギーを熱エネルギと
して変換回収すると共に、中性子衝突によりトリチウム
増殖体に生成さ扛る核融合燃料のトリチウムを回収する
ように構成し、トリチウムの分離回収の容易化および高
速増殖炉で確立さ扛たすｌ−ＩＪウム・ハンドリング技
術の有効利用が図扛る慣性核融合炉に関する。

慣性核融合は、燃料イレットにレーザー、軽イオンビー
ム等の短パルスエネルギーを投射し、燃料表面に高温プ
ラズマを発生させ、これの外向き膨張の反作用により燃
料をぜレット内部に向けて急激に圧縮、即ち爆縮し、慣
性力により燃料が高密度のプラズマ状態に保持さ扛てい
る間に急速に核融合反応を起させるものである。

従来の慣性核融合炉は、主に炉容器内に、液体金属リチ
ウムが流扛るブランケットにより慣性核融合が行なわ扛
る炉キャビティを包囲し、核融合反応エネルギーをブラ
ンケットにて熱エネルギーに変換して回収するようにな
っている。液体金属リチウムは、熱回収し動力を得るた
めの冷却材であると共に、中性子衝突によって燃料のト
リチウムをつくるための増殖材でもある。しかしながら
、液体金属リチウムからのトリチウム回収には、溶融塩
抽出、金属ゲッターなどの種々の方法が倹８．１さ扛て
いるが、工業的な回収には未だ十分な方法が提案さｎて
いない。また、液体金属リチウムと炉容器等との適合性
など実用化には実証すべき多くの問題を有している。

本発明は以上の従来の問題点を有効に解決すべく創案さ
ｎたものであゃ、本発明の目的は、液体ナトリウムによ
りエネルギーの回収を行なう一方固体リチウムを用いて
トリチウムの増殖を行なうように構成したことにより、
トリチウムの分離回収が容易にできると共に、既に高速
増殖炉において確立さ扛信頼性の高いナトリウム　ハン
ドリング技術を有効的に活用し得る慣性核融合炉を提供
するにある。

以下に本発明の好適一実施例を添付図面に従って詳述す
る。

第１図において、１は筒体状の慣性核融合炉の炉容器で
あり、炉容器１内には、液体ナトリウムを流す多数の冷
却管から構成さｎる冷却管群体２が炉容器１内壁面全体
を覆うように設けられている。この冷却管群体２に区画
されて炉容器１内には、慣性核融合を行なう炉キャビテ
ィ３が形成さ扛ている。炉容器１中央胴部は、冷却管群
体２中央部分を包む内壁４とその外側を被う外壁５との
二重管状構造となっておシ、内壁４には排気用オリフィ
スが設けら扛内壁４と外壁５との間には炉キャビティ３
内のキャビティガスを排気するための環状の排気室６が
形成さ扛ている。炉容器１下部は逆円錐状に絞って形成
さｎ、また炉容器１」一部には、開閉可能な円錐状の蓋
体７が設けられている。

冷却管群体２は、その中央の円筒部２ａと、円筒部２ａ
の上下にそ扛ぞ扛設けらｔた上部円錐筒体部２ｂと下部
円錐筒体部２ｃとから主に構成さｎている。上部円錐筒
体部２ｂの上端部および下部円錐筒体部２ｃの下端部に
は、炉キャビティ３内にキャビティガスを送給するため
のがス供給路８が設けら扛、また゛、下部円錐筒体部２
ｃには燃料波レットを炉キャピテイ３中心ｔｌｃ撃ち込
むだめの燃料被レット入射、ｌｊ−）　９が形成さｎて
いる。

更に、上部円錐筒体部２ｂと円筒部２ａとの問および円
筒部２ａと下部円錐筒体部２ｃとの間には、炉キャビテ
ィ３中心に向けてレーザー、軽イオンビーム等のエネル
ギードライバーを入射するためのビーム入射ポート１０
が炉容器１軸に対称に複数そ扛ぞｎ設けられている。

冷却管群体２の各冷却管１１は、第２図に示すように、
内管１２とこれより所定間隙を隔てて内管１２外側を覆
う外管１３との二重管構造となっている。内管１２と外
管１３との間には、液体ナトリウムが流扛る円筒状のナ
トリウム流路ないしナトリウム層１４が形成され、また
、内管１２内には、円柱状の酸化リチウム（Ｌ　ｉ　２
０　）製のトリチウム増殖体１５が装入充填されている
。

次に本実施例の作用について述べる。

ガス供給路８からキャビティガスが炉キャビティ３内に
常時供給さ扛ると共に、キャビティガスは排気室６よシ
炉外へと吸引排気さ扛炉キャビティ３内には一定の低圧
のキャビティガスが充満している。燃料被レット入射ポ
ート９から炉キャｅティ３中心に向けて燃料被レットが
撃ち込まｎる。

（この入射ポートは特に１部と限る必要はない）燃料イ
レットが炉キャビティ３中心にきたときに、−斉に各ビ
ームポート１０から燃料にレットにレーデビーム、軽イ
オンビーム等が集中投射さ扛る。

そして、燃料ぜレットは爆縮さ扛て燃料被レット中のト
リチウムＴと重水素りとが核融合反応を起し、中性子、
α粒子、Ｘ線などが生成さ扛る。

中性子は透過力が強く、その大部分はそのまま冷却管群
体２まで到達し、各冷却管１１内に液体ナトリウムが流
扛るナトリウム層１４にて減速吸収さｎｌそのエネルギ
ーは熱エネルギーに変換さする。Ｘ線は冷却管１１の外
管１３あるいはナトリウム層１４にて吸収さ扛冷却材で
あるナトリウム　を加熱する。また、α粒子は、キャビ
ティガスを加熱しプラズマ化して、いわゆるファイヤー
ポールを形成し、と扛が熱輻射しつつ膨張し、最終的に
はナトリウム層１４の液体ナトリウムに熱エネルギーと
して与えらｎる。

こうして、核融合エネルギーは液体ナトリウｌ、ニ熱エ
ネルギーとして変換吸収さ扛、液体ナトリラムは各冷却
管１１のナトリウム層１４を流れる間に加熱昇温さｎて
炉外に排出さｎｌそのエネルギーは発電等の動力として
用いられる。このように、冷却材として液体ナトリウム
を採用し液体ナトリウムによりエネルギー回収を行なう
ようにしたので、既に高速増殖炉等において確立さ扛て
信頼性が高いす）　ＩＪウムのハンドリング技術、たと
えば、ナトリウム輸送、Ｎａ　　Ｎａ　、　Ｎａ　−Ｈ
２０熱交換、あるいはナトリウムと適合性を有する構造
材などを有効に活用することができる。

一方、核融合燃料の）リチウムの生成・回収は次のよう
にしてなさ扛る。核融合反応により生成された中性子が
、炉キャビティ３を取り囲んで設けらｎた冷却管群体２
の各冷却管１１のナトリウム層１４を透過し内管１２内
に装填さ汎た酸化リチウム製のトリチウム増殖体１５に
衝突すると、中性子とリチウムとの核反応によシトリチ
ウムが生成さｎる。生成さ扛たトリチウムは一定の期間
の後パッチ的に処理しこ扛を取り出し精製する。

液体ナトリウム中にトリチウムが溶けだすことも考えら
ｎるが液体ナトリウムからのトリチラノ、の分離は、液
体リチウムからのトリチウムの分離に比べ、相当に容易
に実施でき、トリチウム分離装置を単純且つ小型化し得
ると共にその運転費を大幅に低減することができる。

なお、上記実施例においては、冷却管群体２より炉キャ
ビティ３を取り囲み、冷却管群体２の各冷却管１１に液
体ナトリウムを流してナトリウノ・層１４を形成して炉
キャビティ３を囲繞するようにしたが、炉容器内に、炉
キャピテイを囲繞するインナーシェルを設けて、外殻と
しての炉容器とインナーシェルとの二重殻構造とし炉容
器とインナーシェル間に液体ナトリウムを流してすｌ・
リウム層を形成してもよい。更に、上記実施例において
は、トリチウム増殖体１５には酸化リチウムＬ　ｉ２０
　ｆ用いたが、ＬｉＡｌＯ２等の他のリチウム酸ｆヒ物
、あるいは酸化物以外でもＬｉＦなど固体のリチウム化
合物ならばどのようなものでもよい。またトリチウム増
殖体の寸法　形状はどのように変更してもよい。

以上の説明より明らかなように本発明にょｎば、次のよ
うな優ｎた効果を発揮することができる。

（１）炉キャビティを囲繞するすトリウム層内に固体の
リチウム化合物からなるトリチウム増殖体を設けて、ト
リチウム増殖体への中性子衝突によジ生成さｎたトリチ
ウムをバッチ処理するようにしたので簡易に分離回収す
ることができる。

（２）冷却材としてナトリウムを用い′Ｃいるため、高
速増殖炉等において既に確立さｎ信頼性が高いナトリウ
ムのハンドリング技術を有効に活用することができる。

（３）構造が簡単であジ、容易に作製でき有用性に富む
。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る慣性核融合炉の一実施例を示す概
略縦断面図、第２図は同融合炉の冷却管の部分拡大断面
図である。 図中、１は炉容器、２は冷却管群体、３は炉キャビティ
、１１は冷却管、１２は冷却管の内管、１３は冷却管の
外管、１４はナトｖウム層、１５ハトリチウム増殖体で
ある。 特　許　出　願　人　　石川島播磨重工業株式会社代理
人　弁理士　　絹　谷　信　雉

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 慣性核融合の炉容器内に、慣性核融合を行なう炉キャビ
   ティを囲繞し該炉キャビティで発生した核融合エネルギ
   ーを熱エネルギーとして取り出す冷却材としての液体ナ
   トリウムか流ｎるナトリウム層を形成し、該ナトリウム
   層内に固体のリチウム化合物からなるトリチウム増殖体
   を設けたことを特徴とする慣性核融合炉。