非中性子核融合

非中性子核融合とは、放出されるエネルギーのごく一部が中性子によって運ばれる核融合発電の形態のことである。最も閾値が低い核融合反応では、エネルギーの最大 80% が中性子の形で放出されるが、非中性子反応では、エネルギーが荷電粒子、通常は陽子またはアルファ粒子の形で放出される。非中性子核融合が成功すれば、有害な電離放射線、中性子放射化、原子炉の保守、生物学的遮蔽、遠隔操作および安全性の要件など、中性子放射線に関連する問題が大幅に軽減される。

荷電粒子のエネルギーを電力に変換する方が、荷電粒子のエネルギーを電力に変換するよりも簡単なので、非中性子反応は電力システムにとって魅力的です。一部の支持者は、エネルギーを直接電力に変換し、遮蔽が難しい中性子からの放射線を排除することで、劇的なコスト削減の可能性を見出しています。^{[1] [2]しかし、非中性子核融合を利用するために必要な条件は、} ITERなどの重水素-三重水素（D-T）核融合に必要な条件よりもはるかに過酷です。

この分野での最初の実験は 1939 年に始まり、1950 年代初頭から真剣な取り組みが継続的に行われてきました。

初期の支持者の一人はローレンス・リバモア大学のリチャード・F・ポストである。彼は核融合炉から排出される荷電粒子の運動エネルギーを捕らえ、これを電圧に変換して電流を流すという提案をした。 ^[3]ポストは直接変換の理論的基礎の開発に貢献し、後にバーとモイアによって実証された。彼らは1981年にタンデムミラー実験で48パーセントのエネルギー捕獲効率を実証した。 ^[4]

ポリウェル核融合は1995年に故ロバート・W・バサード氏によって開発され、米国海軍の資金提供を受けた。ポリウェルは慣性静電閉じ込めを使用している。彼はポリウェル研究を継続するためにEMC2を設立した。^{[5] [6]}

2005年にロシアの研究チームは、10テラワットのレーザーのピコ秒パルスで水素-ホウ素中性子核融合反応を起こした。 ^[7]しかし、結果として生じたα粒子の数（レーザーパルスあたり約10 ³）は少なかった。

2006年、サンディア国立研究所のZピンチ装置であるZマシンは20億ケルビン、300keVに到達した。^[8]

2011年、ローレンスビルプラズマ物理学研究所は、高密度プラズマフォーカス（DPF）による非中性子核融合の理論と実験プログラムの初期結果を発表しました。 ^{[9] [10]}この取り組みは、当初NASAのジェット推進研究所によって資金提供されました。^{[11]その他のDPF非中性子核融合研究は、}空軍研究所から支援を受けました。^[12]

フランスの研究チームは、レーザー加速陽子ビームと高強度レーザーパルスを使用して陽子とホウ素11の原子核を融合させた。^[13] 2013年10月、彼らは1.5ナノ秒のレーザーパルス中に推定8000万回の核融合反応が起こったと報告した。^[13]

2016年、上海中国科学院のチームは超高強度超高速レーザー施設（SULF）で5.3ペタワットのレーザーパルスを生成し、同じ装置で10ペタワットに到達すると予想した。^[14]

2021年、TAEテクノロジーズの 逆転磁場構成は、ノーマン装置が5000万度を超える温度で安定したプラズマを定期的に生成していると発表した。^[15]

2021年、ロシアのチームが電気力学的（振動）プラズマ閉じ込めを備えた小型装置での実験結果を報告した。仮想陰極を備えた約1～2 Jのナノ秒真空放電を使用した。その電界は、振動イオンの衝突によりホウ素イオンと陽子を約100～300 keVまで加速する。4μsの印加電圧中に5 × 104 /4π（約10α粒子/ns）の粒子が得られた。^{[ 16]}

オーストラリアのスピンオフ企業HB11 Energyは2019年9月に設立されました。^[17] 2022年に、同社は核融合を実証した最初の商業企業であると主張しました。^{[18] [19]}

核融合反応は、中性子性、すなわち核融合エネルギーのうち高エネルギー中性子として放出される割合によって分類することができます。ニュージャージー州は、中性子が放出されるエネルギー全体の1%以下を占める反応を非中性子性反応と定義していますが^[20]、このテーマに関する多くの論文^[21]には、この基準を満たさない反応も含まれています。

クーロン障壁とは、核融合反応において原子核が相互の静電反発力を克服するために必要な最小エネルギーです。電荷Z ₁を持つ粒子とZ _{2を持つ粒子の間の反発力は}( Z ₁ × Z ₂ ) / r ²に比例します。ここで、r はそれらの間の距離です。反応する荷電粒子のペアが直面するクーロン障壁は、総電荷とそれらの電荷がどれだけ均等に分布しているかの両方に依存します。低Z粒子が高Z粒子と反応するときに障壁は最低になり、反応物の電荷がほぼ等しいときに最高になります。したがって、陽子が最も少ないイオンでは障壁エネルギーが最小になります。

反応する 2 つの粒子の核ポテンシャル井戸が互いに陽子半径 2 個分以内に入ると、2 つは核力によって互いに引き合い始めます。この相互作用は電磁相互作用よりもはるかに強いため、進行中の電気的反発にもかかわらず粒子は引き寄せられ、核エネルギーを放出します。ただし、核力は非常に短距離の力であるため、核子の数とともに増加すると言うのは少し単純化しすぎです。この記述は、原子核の体積エネルギーまたは表面エネルギーを説明する場合には当てはまりますが、クーロンエネルギーを扱う場合にはあまり当てはまりません。また、陽子/中性子のバランスについてはまったく言及していません。反応物がクーロン障壁を通過すると、電磁気学のようには動作しない力が支配する世界に入ります。

ほとんどの核融合コンセプトでは、クーロン障壁を克服するために必要なエネルギーは、他の燃料イオンとの衝突によって提供されます。プラズマなどの熱流体では、温度はマクスウェル・ボルツマン分布に従ったエネルギースペクトルに対応します。この状態のガスには、平均エネルギーがはるかに低い場合でも、高エネルギーの粒子がいくつかあります。核融合装置はこの分布に依存しており、バルク温度がクーロン障壁エネルギーよりはるかに低い場合でも、反応によって放出されるエネルギーは十分に大きいため、その一部を捕捉することで、反応を継続するのに十分な高エネルギーイオンを供給できます。

したがって、原子炉の安定した運転は、核融合反応によって燃料にエネルギーが追加される速度と、エネルギーが周囲に失われる速度との間のバランスに基づいています。この概念は、核融合三重積、つまり温度、密度、および「閉じ込め時間」の積として最もよく表現されます。閉じ込め時間とは、エネルギーが環境に逃げる前に燃料内に留まる時間です。温度と密度の積は、任意の燃料の反応速度を与えます。反応速度は、核断面積( σ ) に比例します。^{[1] [22]}

どのような装置でも、最大プラズマ圧力を維持できます。効率的な装置は、この最大値付近で継続的に動作します。この圧力を前提とすると、σv / T ²が最大になる温度のときに、最大の核融合出力が得られます。これは、点火に必要な三重積nTτの値が最小になる温度でもあります。必要な値はσv / T ²に反比例するからです。核融合反応によって外部加熱なしで温度を維持するのに十分な電力が生成される場合、プラズマは「点火」されます。

クーロン障壁は2 つの反応物の陽子数の積 ( Z ₁ × Z ₂ ) に比例するため、重水素、重水素、三重水素(D-T) のさまざまな種類は、総クーロン障壁が最も低い燃料となります。その他の可能性のある燃料はすべてクーロン障壁が高く、したがってより高い動作温度が必要です。さらに、D-T 燃料は核断面積が最も高いため、反応率は他のどの燃料よりも高くなります。このため、D-T 核融合は最も簡単に実現できます。

他の燃料の D-T 反応に対する可能性の比較: 以下の表は、候補となる 3 つの非中性子反応の着火温度と断面積を D-T と比較したものです。

非中性子反応の中で最も発火しやすい D- ³ He の発火温度は D-T 反応の 4 倍以上高く、それに応じて断面積も低くなりますが、p- ¹¹ B 反応は発火が 10 倍近く困難です。

いくつかの核融合反応は、どの分岐でも中性子を生成しません。断面積が最も大きいものは次のとおりです。

3 He-D 反応はエネルギー閾値が最も低いため、代替の核融合プラズマとして研究されてきました ^。

p- ⁶ Li、³ He- ⁶ Li、³ He- ³ He の反応率は、熱プラズマでは特に高くありません。しかし、連鎖として扱うと、非熱分布により反応性が高まる可能性があります。p- ⁶ Li 反応の生成物³ He は、熱化前の 2 番目の反応に関与し、 ³ He- ⁶ Liの生成物 p は、熱化前の前者の反応に関与する可能性があります。ただし、詳細な分析では、本質的に低い断面積を克服するのに十分な反応性の向上は示されていません。^{[引用が必要]}

³ He反応は³ He の入手可能性の問題を抱えています。³ He は地球上にはごく微量しか存在しないため、中性子反応から生成するか (非中性子核融合の潜在的な利点を打ち消す) ^{[説明が必要]}、地球外の資源から採掘する必要があります。

^{大規模アプリケーションに必要な3} Heの量は、総消費量の観点からも説明できます。米国エネルギー情報局によると、「2001 年の米国の 1 億 700 万世帯の電力消費量は合計で 1,140 億 kW/h でした」(1.14 × 10 ¹⁵  W·h）。ここでも変換効率を 100% と仮定すると、米国のエネルギー需要のこの部分には年間6.7 トンの^{3 He が必要となり、より現実的なエンドツーエンドの変換効率を考慮すれば、年間 15 ～ 20 トンが必要となる。この量の純粋な3} He を抽出するには、回収率を 100% と仮定しても、年間 20 億トンの月面物質を処理する必要がある。^[要出典]

2022年、ヘリオン・エナジーは、7番目の核融合プロトタイプ（ポラリス、2022年9月時点で完全に資金提供され建設中）が「核融合からの正味電力」を実証し、「特許取得済みの高効率密閉燃料サイクル」によって「重水素-重水素核融合によるヘリウム3の生成」を実証すると主張した。^[23]

重水素反応（重水素 + ³ He および重水素 + ⁶リチウム）自体は中性子を放出しないが、核融合炉ではプラズマによって D-D 副反応も生成され、³ He と中性子の反応生成物が生じる。プラズマ反応を高温かつ重水素の少ない状態で実行すれば中性子生成を最小限に抑えることができるが、中性子として放出されるエネルギーの割合はおそらく数パーセントであるため、これらの燃料サイクルは中性子が乏しいにもかかわらず、1% のしきい値を満たさない。³ Heを参照。D- ^{3 He 反応は、上で説明したように、 3} He 燃料の可用性の問題も抱えている。

リチウムが熱核兵器のトリチウム増殖に使用されているため、リチウムが関与する核融合反応はよく研究されています。核融合反応の点火の難しさは、原子番号の低い H および He が関与する反応と¹¹ B 反応の中間です。

p- ^{7 Li反応は高エネルギーであるが、代替中性子生成反応1} p + ⁷ Li → ⁷ Be + nの断面積が大きいため中性子を放出する^[24]。

非中性子核融合に関する研究の多くは、入手しやすい燃料を使用するp-11B反応[25][26]に集中している^。ホウ素^原子核と陽子の核融合により、高エネルギーのアルファ粒子（ヘリウム原子核）が生成される。

p - ¹¹ B反応の点火はD-T反応よりはるかに難しいため、通常のトカマク型核融合炉の代替案、例えば慣性閉じ込め核融合が提案されることが多い。^[27]提案されている方法の1つは、1つのレーザーを使用してホウ素11プラズマを作成し、別のレーザーを使用してプラズマに衝突する陽子の流れを作成する。陽子ビームは陽子とホウ素原子核が直接衝突するため、核融合を10倍に増加させる。以前の方法では、電子によって「保護」された固体ホウ素ターゲットを使用していたため、核融合率が低下した。^[28]実験では、ペタワット規模のレーザーパルスが「雪崩」核融合反応を開始できることが示唆されているが、^{[27] [29]}これはまだ議論の余地がある。^[30]プラズマは約1ナノ秒持続するため、ピコ秒の陽子パルスを正確に同期させる必要がある。従来の方法とは異なり、このアプローチでは磁気的に閉じ込められたプラズマを必要としない。陽子ビームの前には、同じレーザーによって生成された電子ビームが照射され、ホウ素プラズマ中の電子を剥ぎ取り、陽子がホウ素原子核と衝突して核融合する可能性を高めます。^[28]

^{計算によれば、熱p- 11B}プラズマ中の反応の少なくとも0.1％は中性子を生成するが、そのエネルギーは放出される全エネルギーの0.2％未満を占める。^[31]

これらの中性子は主に以下の反応から生じます: ^[32]

¹¹ B + α → ¹⁴ N + n + 157 keV

反応自体は157 keVしか生成しませんが、中性子はアルファエネルギーの大部分を運び、E _fusion /3 =に近い値になります。2.9  MeV。中性子のもう一つの重要な発生源は次のとおりです。

¹¹ B + p → ¹¹ C + n − 2.8 MeV。

これらの中性子はエネルギーが低く、燃料温度に匹敵するエネルギーを持っています。また、¹¹ C自体は放射性ですが、半減期はわずか 20 分で、 すぐに^{11 B に崩壊します。}

これらの反応には、一次反応の反応物と生成物が関与するため、中性子生成を大幅に減らすことは困難です。巧妙な磁気閉じ込め方式では、生成されたアルファ粒子を抽出することで原理的には最初の反応を抑制できますが、そのエネルギーはプラズマを高温に保つために利用できなくなります。2 番目の反応は、イオン分布の高エネルギー テールを除去することで、原理的には目的の核融合に対して抑制できますが、分布が熱化されるのを防ぐために必要な電力によっておそらく阻止されるでしょう。

中性子に加えて、制動放射線によって大量の硬X線が生成され、核融合反応によって 4、12、16MeVのガンマ線が生成されます。

¹¹ B + p → ¹² C + γ + 16.0 MeV

一次核融合反応に対する分岐確率は約10 ⁻⁴である。^{[注 1]}

水素は同位体的に純粋でなければならず、プラズマへの不純物の流入は、次のような中性子を生成する副反応を防ぐために制御されなければなりません。

¹¹ B + d → ¹² C + n + 13.7 MeV

d + d → ³ He + n + 3.27 MeV

遮蔽設計により、中性子線とガンマ線の両方の職業被ばく線量は無視できるレベルまで低減されます。主な成分は、水（高速中性子を減速させる）、ホウ素（減速された中性子を吸収する）、金属（X線を吸収する）です。全体の厚さは約1メートルと推定され、その大部分は水です。^[33]

HB11 Energyは、数千の統合ダイオード励起レーザーを使用しています。これにより、大量生産され、より安価なキロジュールレーザーでメガジュールをターゲットに照射することができます。^[34]結果として得られるナノ秒およびピコ秒の2パルスレーザーシステムは、次世代の入力を提供します。このアプローチでは、パルス電力（ショット）を使用します。燃料ペレットは1秒あたり約1の速度で燃焼します。放出されたエネルギーは、従来の蒸気サイクル発電機を駆動します。^[34]

レーザー出力はコスト低下のなか、10年あたり約10 ³倍の割合で増加している。進歩には次のようなものがある。 ^[34]

• ダイオード励起固体レーザー (DPSSL) は、より多くの電気入力を光に変換し、廃熱を削減します。

• 光パラメトリックチャープパルス増幅 (OPCPA): これらのシステムは、非線形光学プロセスを使用して熱負荷を軽減し、効率を高めます。

• プラズマベースのパルス圧縮: プラズマを使用してレーザーパルスを圧縮し、最小限のエネルギー損失で高いピークパワーを実現できます。

• コヒーレント ビーム結合 (CBC) は、複数のビームを 1 つのより強力なビームに結合し、複数のビームからの熱負荷を分散しながら、それらのエネルギーをコヒーレントに結合します。

• 高出力レーザーを動作させるには、効率的なガス冷却または極低温冷却システムが不可欠です。

• イッテルビウム添加結晶やセラミックなどのゲイン媒体は、より優れた熱特性とより高いエネルギー貯蔵能力を備えています。

• ^{研究者らは、以前のモデルよりも 10 4}倍小さく、10 ³倍安価なシングルチップのチタン:サファイア レーザーの試作機を作成した。

非中性子核融合は、中性子の代わりに荷電粒子の形でエネルギーを生成します。これは、何かを沸騰させるためにターゲットに中性子を照射する代わりに、非中性子核融合からのエネルギーを直接捕捉できることを意味します。直接変換は、磁場の変化に基づく誘導型、電界に荷電粒子を衝突させる静電型、または光エネルギーがパルスモードで捕捉される光電型のいずれかです。^[35]

静電変換は、荷電粒子の動きを利用して電圧を生成し、電流（電力）を生成します。これは、電圧を使用して粒子を動かす現象の逆です。これは、線形加速器が逆方向に動作しているように説明されています。^[36]

非中性子核融合は、そのエネルギーの多くを光として失う。このエネルギーは、荷電粒子の加速と減速から生じる。これらの速度変化は、制動放射線、サイクロトロン放射線、シンクロトロン放射線、または電場相互作用によって引き起こされる可能性がある。放射線はラーモアの公式を使用して推定でき、X線、UV、可視、およびIRスペクトルで表されます。X線として放射されるエネルギーの一部は、直接電気に変換される場合があります。光電効果により、導電性箔の配列を通過するX線は、エネルギーの一部を電子に伝達し、その後、電子は静電的に捕捉されます。X線は電子よりもはるかに厚い材料を通過できるため、X線を吸収するには数百または数千の層が必要です。^[37]

中性子核融合の商業化には多くの課題が待ち受けています。

核融合研究の大部分は、最も達成しやすい D-T 核融合に向けられています。核融合実験では、重水素が非放射性で安価かつ扱いやすいため、通常、重水素-重水素核融合(D-D) が使用されます。D-T 核融合の実験は、三重水素が高価で放射性であり、追加の環境保護および安全対策が必要となるため、より困難です。

^{D- 3He}核融合における断面積の低さと損失率の高さは、反応物が主にプラズマにエネルギーを蓄積する荷電粒子であるため、ある程度相殺される。この相殺特性の組み合わせには、D-Tシステムの約4倍の動作温度が必要である。しかし、損失率が高く、その結果エネルギーが急速に循環するため、稼働中の原子炉の閉じ込め時間はD-Tの約50倍、エネルギー密度は約80倍必要となる。これにはプラズマ物理学の大幅な進歩が必要である。^[38]

陽子-ホウ素核融合には、D-T核融合の約9倍のイオンエネルギー、したがってプラズマ温度が必要です。反応核の密度が与えられた場合、陽子-ホウ素の反応率は約600  keV（66億度または6.6ギガケルビン）でピークに達しますが^[39]、D-Tでは約66 keV（7億6500万度または0.765ギガケルビン）でピークに達します。圧力制限閉じ込めコンセプトの場合、最適動作温度は約5倍低くなりますが、比率は依然として約10対1です。

^{p- 11} Bのピーク反応率はD-T の 3 分の 1 に過ぎないため、より優れたプラズマ閉じ込めが必要となる。閉じ込めは通常、放出される電力がプラズマの加熱に必要な電力を超えるようにエネルギーが保持される時間 τ によって特徴付けられる。さまざまな要件を導くことができるが、最も一般的なのはローソンの条件、つまり密度nτと圧力との積nTτである。p - ¹¹ Bに必要なnτは D-T の 45 倍高く、必要なnTτは 500 倍高い。^{[注 2]}トカマクやレーザーペレット核融合などの従来の核融合アプローチの閉じ込め特性は限界的なため、ほとんどの非中性子核融合提案では根本的に異なる閉じ込め概念が採用されている。

ほとんどの核融合プラズマでは、制動放射線が主要なエネルギー損失経路です。（準中性等方性プラズマにおける制動放射線損失も参照してください。）p– ^{11 B 反応の場合、いくつかの計算では制動放射線の電力は核融合電力の少なくとも 1.74 倍になることを示しています。3 He– 3} He 反応の対応する比率は1.39 で、わずかに有利です。これは非中性プラズマには当てはまらず、異方性プラズマでは異なります。

従来の原子炉設計では、磁気閉じ込め方式か慣性閉じ込め方式かにかかわらず、制動放射線はプラズマから容易に逃げることができ、純粋なエネルギー損失項とみなされる。プラズマが放射線を再吸収できれば見通しはより良好となる。吸収は主に電子のトムソン散乱によって起こり、^[40]その総断面積はσ _T  = 6.65 × 10 ⁻²⁹  m ²。50-50 D-T混合物では、これは6.3 g/cm ²。^[41]これはローソンの基準ρR > 1 g/cm ²よりもかなり高い値であり、この基準を達成することはすでに困難ですが、慣性閉じ込めシステムでは達成できる可能性があります。^[42]

メガテスラ磁場では、量子力学的効果によりイオンから電子へのエネルギー伝達が抑制される可能性がある。^[43]ある計算によれば、^[44]制動放射線による損失は核融合出力の半分以下にまで低減できる。強い磁場では、サイクロトロン放射は制動放射線よりもさらに大きくなる。メガテスラ磁場では、放射が逃げることができれば、電子は数ピコ秒でサイクロトロン放射によってエネルギーを失う。しかし、十分に密度の高いプラズマ（n _e >2.5 × 10 ³⁰  m ⁻³（固体の密度よりも大きい^[45]）の場合、サイクロトロン周波数はプラズマ周波数​​の2倍未満になります。このよく知られたケースでは、サイクロトロン放射はプラズモイド内に閉じ込められ、非常に薄い表面層を除いて逃げることができません。

メガテスラの磁場はまだ達成されていないが、高強度レーザーで0.3メガテスラの磁場が生成されており^{[46] 、}高密度プラズマフォーカス装置では0.02～0.04メガテスラの磁場が観測されている^{[47] [48]}。

はるかに高い密度（n _e >6.7 × 10 ⁻³⁴  m ⁻³）では、電子はフェルミ縮退し、制動放射線損失を直接的に、またイオンから電子へのエネルギー移動を減らすことによって抑制する。^[49]必要な条件が達成されれば、p- ¹¹ BまたはD- ³ He燃料からの正味エネルギー生産が可能になるかもしれない。しかし、この効果だけに基づいた実現可能な原子炉の可能性は低いままである。なぜなら、利得は20未満と予測されるのに対し、通常は200以上が必要であると考えられているからである。

公開されている核融合発電所の設計では、核融合反応を起こす部分は、核エネルギーを電気に変換する部分よりもはるかに高価です。その場合、ほとんどの電力システムと同様に、電力密度が重要な特性となります。^{[注 3]}電力密度を 2 倍にすると、電気のコストは少なくとも半分になります。さらに、必要な閉じ込め時間は電力密度に依存します。

しかし、異なる核融合燃料サイクルによって生成される電力密度を比較することは簡単ではありません。D-T 燃料と比較して p- ¹¹ B に最も有利なケースは、イオン温度が約 400 keV を超える場合にのみ適切に機能し、2 つの燃料の反応速度パラメータσvが等しく、低い電子温度で動作する (仮想の) 閉じ込め装置です。p- ¹¹ B は、荷電生成物のエネルギーが D-T の 2.5 倍高いため、それほど長い閉じ込め時間を必要としません。ただし、これらの仮定を緩和すると (たとえば、ホットエレクトロンを考慮したり、D-T 反応をより低い温度で実行できるようにしたり、計算に中性子のエネルギーを含めたりすることで)、電力密度の利点は D-T に移行します。

最も一般的な仮定は、同じ圧力で電力密度を比較することであり、各反応のイオン温度を電力密度が最大になるように選択し、電子温度をイオン温度に等しくする。閉じ込め方式は他の要因によって制限される可能性があり、時には制限されることもあるが、よく研究された方式のほとんどは何らかの圧力制限を持っている。これらの仮定の下では、p-11Bの電力密度^は約D-T の場合の 2100倍小さくなります。冷たい電子を使用すると、この比率は約 700 に低下します。これらの数値は、非中性子核融合発電が主流の閉じ込めコンセプトでは不可能であることを示すもう 1 つの証拠です。

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• 縮退プラズマにおける非中性子核融合
• レーザーがよりクリーンな核融合を引き起こす (news@nature.com、2005 年 8 月 26 日)
• ピコ秒レーザープラズマにおける中性子なし核融合反応の観測 (Physical Review E 72, 2005)
• 21 世紀における核融合の新たな機会 - 先進燃料、Wayback Machineに 2016-04-15 にアーカイブ、GL Kulcinski および JFSantarius、核融合エネルギー技術に関する第 14 回トピック会議、2000 年 10 月 15 ～ 19 日。