A Possibility of tokamak based fusion-fission hybrid reactor

トカマク炉に基づいた核融合-核分裂混成炉の可能性

西尾 敏; 林 孝夫; 松中 允亨*; 村田 勲*

Nishio, Satoshi; Hayashi, Takao; Matsunaka, Masayuki*; Murata, Isao*

炉心プラズマの観点に立てば将来的にはほかのエネルギー源と充分競合し得るトカマク炉概念を提示できるようになってきた。ただし大きな設計課題が2点残されている。一つはダイバータでの徐熱の問題、ほかの一つはTBR(トリチウム増殖率)の確保の問題である。核分裂系の燃料を導入することで、ブランケット内の発熱量を飛躍的に増加しうる。これは、核融合出力を相当程度の小規模化してダイバータへの入熱を減少させた発電炉が構想可能であることを意味する。一方、核分裂系燃料の燃焼(当然未臨界であり、K1.75)はブランケット内を中性子の豊富な環境にしうるので、このような核融合-核分裂混成炉では必要なTBRの確保が容易になる。

A high fusion power density reactor brings some fairly serious problems to the divertor design. A tokamak based fusion-fission hybrid reactor arises both for solving the divertor problems and obtaining sufficient thermal output (GW). We discuss that preferable combinations between the pure fusion power and what the hybrid fuel ought to be. A net tritium breeding ratio (TBR) over unity is added as an indispensable condition. The TBR is drastically improved by introducing a depleted uranium with some used fuel from LWR will be introduced. As a basic strategy for fusion development, with the progress of the divertor technology, the thermal power deriving from fission reaction is to be diminished.