アドバンス核融合炉概念設計のための基礎的研究

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D-Tを燃料とする核融合炉では、核融合出力の大部分は14MeVの中性子が担うため、炉工学的には極めて困難な問題を抱えている。一方D-D燃料サイクルを用いるアドバンス炉では、トリチウム増殖が不要である(Li資源を必要としない)、核融合出力のうち14MeV中性子の担う割合が軽減され、荷電粒子の担う割合が大きい(放射パラメータが大)、等の炉工学的特長を有し、プラズマ・エネルギ直接変換器(PDC)を設置デきると、中性子出力の少ない高効率の核融合炉が期待できる。本研究では、先ず各種D-Dサイクルの特徴を検討し、DD-【^3He】サイクルが最も望ましいと結論し、さらにDD-【^3He】炉核融合プラズマに要求される高ベータ、大きなn【L!^】、PDCの設置のし易さ等の観点から逆転磁場配位方式(FRC)が各種磁場閉じ込め方式の中で最も良くDD-【^3He】炉に適合すると判断した。 以上によりFRC/DD-【^3He】炉の概念設定を本研究の中心課題とした。 先ず、FRCプラズマの定常解の存在を証明し、その定常プラズマ分布に基づいて、自己点火FRC/DD-【^3He】炉プラズマの条件を求めた。ここでは熱出力/GWを想定し、放射パラメータは0.64である。この様な自己点火プラズマを得る方法を次に研究した。その方法は、実験的実績のあるシータ・ピンチでFRCを生成し、プラズマ移送と圧縮のくり返しにより10KeVD-T自己点火プラズマを得、その後は燃焼制御と、焼料比制御により、100KeVDD-【^3He】自己点火プラズマを得る詳細な数値計算により、このシナリオを完結させた。PDCの3次元的詳細設計を行なった結果、全プラント効率は70%近くになることがわかった。大量トリチウム貯蔵法や【^3He】同位体分離についても研究を行なった。