用語 「核融合実験 」および「核融合装置」という用語は、プラズマ の科学的研究および技術進歩に用いられる一連の技術を指します。これらの技術すべてが、熱核反応、すなわち核融合反応を起こす能力を持つわけではなく、また日常的に核 融合反応を起こすために用いられているわけでもありません。
「核融合炉」という用語は、上記の実験を意味する場合と、商業発電所の中心となる仮想的な発電バージョンを意味する場合の両方で互換的に使用され、増殖ブランケット や熱機関などの追加が必要となります。[ 6 ]
背景 太陽は 他の恒星 と同様に、天然の核融合炉であり、恒星核合成 によって軽い元素がより重い元素に変換され、その際にエネルギーが放出される。 原子核の 結合エネルギー 。鉄56が最も結合エネルギーが高く、最も安定しています。左側の原子核は融合（核融合 ）時にエネルギーを放出する可能性が高く、右端の原子核は不安定で分裂（核分裂 ）時にエネルギーを放出する可能性が高いです。
機構 核融合反応は、2 つ以上の原子核が十分に接近し、それらを引き寄せる核力が、それらを引き離す 静電気力 を上回って、より重い原子核に融合するときに起こります。鉄 56 より重い原子核の場合、反応は吸熱反応 であり、エネルギーの入力が必要です。[ 7 ] 発熱反応 であり、融合するときにエネルギーを放出します。水素は原子核に陽子 が 1 つしかないため、核融合を達成するために必要な労力が最も少なく、正味のエネルギー出力が最も大きくなります。また、水素は電子を 1 つ持っているため、完全にイオン化するのが最も一般的な燃料です。
原子核間の反発的な静電相互作用は、強い力よりも大きな距離にわたって作用します。強い力の作用範囲はおよそ1フェムトメートル （陽子または中性子の直径）です。核融合を開始するには、燃料原子が互いに十分に接近し、強い力が静電反発力を克服できるだけの運動エネルギーを供給しなければなりません。「クーロン障壁」とは、燃料原子を十分に近づけるために必要な 運動エネルギー の量のことです。原子を極めて高い温度に加熱するか、粒子加速器で加速することで、このエネルギーを得ることができます。
原子は、イオン化エネルギーを超えて加熱されると電子を失います。その結果生じる裸の原子核は イオン の一種です。このイオン化の結果、プラズマが生成されます。プラズマとは、裸の原子核と、かつて原子核に束縛されていた自由電子が熱せられた雲状の物質です。プラズマは電荷が分離しているため、電気伝導性 と磁気制御性を持ちます。この性質は、いくつかの核融合装置で高温粒子を閉じ込めるために利用されています。
断面 核融合反応率は、ガモフ窓の 範囲内で温度の上昇とともにピークに達する。最新のトカマク装置では、約8 keV（1億ケルビン）の高温が達成される。この温度では、D-T反応は他の反応よりも約100倍有利となる。 反応の断面積 （σで表される）は、核融合反応が起こる確率を測定する。これは2つの原子核の相対速度に依存する。相対速度が高いほど一般的に確率は高くなるが、非常に高いエネルギーでは確率は再び低下し始める。[ 8 ]
プラズマ中の粒子速度は確率分布 を用いて特徴づけることができる。プラズマが熱平衡状態に ある場合、その分布はガウス曲線 、またはマクスウェル・ボルツマン分布 のように見える。この場合、速度分布に対する平均粒子断面積を用いると便利である。これは体積核融合率に入力される。[ 9 ]
P 融合 = n A n B ⟨ σ v A 、 B ⟩ E 融合 {\displaystyle P_{\text{fusion}}=n_{A}n_{B}\langle \sigma v_{A,B}\rangle E_{\text{fusion}}} どこ：
P 融合 {\displaystyle P_{\text{fusion}}} n は、体積内の粒子の種AまたはBの数密度である。⟨ σ v A 、 B ⟩ {\displaystyle \langle \sigma v_{A,B}\rangle } vについて平均化したものである。 E 融合 {\displaystyle E_{\text{fusion}}}
ローソン基準 ローソン基準は、 核融合反応で生成されるエネルギーと環境に失われるエネルギーとの間のエネルギーバランスを考慮します。使用可能なエネルギーを生成するには、システムは失われるエネルギーよりも多くのエネルギーを生成する必要があります。ローソンは、以下に示すようなエネルギーバランス を仮定しました。[ 9 ]
P 外 = η 捕獲 （ P 融合 − P 伝導 − P 放射線 ） {\displaystyle P_{\text{out}}=\eta _{\text{capture}}\left(P_{\text{fusion}}-P_{\text{conduction}}-P_{\text{radiation}}\right)} どこ：
P 外 {\displaystyle P_{\text{out}}} η 捕獲 {\displaystyle \eta _{\text{capture}}} P 融合 {\displaystyle P_{\text{fusion}}} P 伝導 {\displaystyle P_{\text{conduction}}} P 放射線 {\displaystyle P_{\text{radiation}}} 核融合の速度、したがって P fusion は 、プラズマの温度と密度に依存します。プラズマは伝導 と放射 によってエネルギーを失います。[ 9 ] イオン 、電子 、または中性粒子 が他の物質（通常は装置の表面）に衝突し、運動エネルギーの一部を他の原子に伝達するときに発生します。伝導の速度も温度と密度に基づいています。放射は、雲から光として放出されるエネルギーです。放射は、温度とイオンの質量とともに増加します。核融合発電システムは、核融合の速度が損失よりも高い領域で動作する必要があります。
2021年時点でのさまざまな核融合アプローチにおける核融合トラッピング（左）と温度（下）の関係。DT燃料を仮定[ 10 ]。 ローソン基準によれば、熱平衡状態にある準 中性 プラズマを保持する装置は、エネルギー損失を克服するのに十分なエネルギーを生成しなければならない。ある体積内で放出されるエネルギー量は、温度、すなわち粒子あたりの反応速度、その体積内の粒子の密度、そして最後に閉じ込め時間、つまりエネルギーがその体積内に留まる時間の長さの関数である。[ 9 ] [ 11 ] [ 12 ]
磁気閉じ込めでは、密度は低く、「良好な真空」のオーダーです。例えば、ITER 装置では、燃料密度は約1.0 × 10 19 m −3 で、これは大気圧の約100万分の1です。[ 13 ] 2019年現在、最新の装置では、 古典的な拡散 による漏洩率が低下する。ITERがこれほど巨大なのはそのためである。
対照的に、慣性閉じ込めシステムは、より高い密度によって実用的な三重積値に近づき、閉じ込め時間が短い。NIFでは、 初期の凍結水素燃料の密度は水よりも低く、鉛の密度の約100倍まで増加する。このような条件下では、核融合速度が非常に速いため、反応によって発生する熱が燃料を吹き飛ばすのにかかるマイクロ秒以内に燃料が融合する。NIFも大きいが、これは核融合プロセスに固有のものではなく、その「駆動装置」の設計によるものである。
エネルギー回収 核融合によって生じるエネルギーを回収するために、複数の手法が提案されている。最も単純な方法は、流体を加熱することである。一般的に標的とされるD-T反応では、そのエネルギーの大部分が高速中性子として放出される。電気的に中性な中性子は、閉じ込め方式の影響を受けない。ほとんどの設計では、原子炉炉心を取り囲む厚いリチウム の「ブランケット」に中性子が捕捉される。高エネルギー中性子が衝突すると、ブランケットが加熱される。その後、作動流体によってブランケットが積極的に冷却され、その作動流体がタービンを駆動して発電する。
別の設計案では、中性子を利用して核廃棄物 のブランケット内で核分裂燃料を増殖させるというもので、これは核分裂・核融合ハイブリッド と呼ばれる概念である。これらのシステムでは、核分裂反応によって出力が増強され、従来の核分裂炉と同様のシステムを使用して電力が取り出される。[ 14 ]
他の燃料を使用する設計、特に陽子-ホウ素無中性子核融合 反応では、エネルギーの大部分が荷電粒子の形で放出されます。このような場合、これらの電荷の移動に基づく電力抽出システムが可能になります。直接エネルギー変換は、 1980年代に ローレンス・リバモア国立研究所 （LLNL）で、核融合反応生成物を直接使用して電圧を維持する方法として開発されました。これにより、48パーセントのエネルギー回収効率が実証されています。[ 15 ]
方法 核融合へのアプローチを色分けしたグループで示す：ピンチ型（オレンジ）、ミラー型（赤）、カスプ型（紫）、トカマク型およびステラレータ型（緑）、プラズマ構造（灰色）、慣性静電閉じ込め（濃い黄色）、慣性閉じ込め核融合（ICF、青）、プラズマジェット磁気慣性核融合（PJMIF、濃いピンク）。
磁気閉じ込め トカマク ：最も開発が進み、資金も潤沢なアプローチ。この方法は、内部電流によって磁気的に閉じ込められたトーラス 内で高温プラズマを回転させます。ITERが完成すれば、世界最大のトカマクになります。2018年9月現在、世界中で推定226の実験用トカマクが計画中、廃止済み、または稼働中（50）です。[ 21 ] 球形トカマク ：球形トーラスとも呼ばれる。球状の形状をしたトカマクの一種。ステラレーター ：高温プラズマのねじれたリング。ステラレーターは、外部磁石を使用して自然なねじれたプラズマ経路を作ろうとします。ステラレーターは1950年にライマン・スピッツァー によって開発され、トルサトロン、ヘリオトロン、ヘリアック、ヘリアスの4つの設計に発展しました。1つの例として、ドイツの装置であるヴェンデルシュタイン7-X があります。これは世界最大のステラレーターです。[ 22 ] 内部リング：ステラレータは外部磁石を使用してねじれたプラズマを生成するが、トカマクはプラズマに誘導される電流を使用してこれを実現する。いくつかの設計クラスでは、プラズマ内部の導体を使用してこのねじれを実現している。初期の計算では、プラズマと導体の支持部との衝突により、核融合反応がそれを補充するよりも速くエネルギーが失われることが示された。浮上双極子実験 （LDX）を含む現代のバリエーションでは、原子炉チャンバー内で磁気浮上された固体超伝導トーラスを使用している。[ 23 ] 磁気ミラー ：1960年代にローレンス・リバモア国立研究所（LLNL ）の リチャード・F・ポストとそのチームによって開発されました。 [ 24 ] タンデムミラー 、磁気ボトル、バイコニックカスプ などがあります。[ 25 ] [ 26 ] バンプトーラス ：複数の磁気ミラーがトロイダルリング状に端から端まで並んでいます。いずれかのミラーから漏れ出した燃料イオンは隣接するミラーに閉じ込められるため、損失なくプラズマ圧力を任意に高くすることができます。実験施設であるELMOバンプトーラス（EBT）は、1970年代にオークリッジ国立研究所（ORNL）で建設され、試験が行われました。 磁場反転構成 ：この装置はプラズマを自己組織化された準安定構造に閉じ込め、粒子の運動によって内部磁場が生成され、それがプラズマを閉じ込める。[ 27 ] スフェロマック ：磁場反転構成に似ており、プラズマの自己生成磁場を利用して作られた半安定プラズマ構造。スフェロマックはトロイダル磁場とポロイダル磁場の両方を持つが、磁場反転構成にはトロイダル磁場がない。[ 28 ] ダイノマック：連続的な 磁束 注入によって形成および維持される球状マック。[ 29 ] [ 30 ] [ 31 ] 逆磁場ピンチ ：ここではプラズマがリング状構造の内部を移動します。内部には磁場が存在し、このリングの中心から外側に向かうにつれて磁場の方向が反転します。
慣性閉じ込め 2012年から2022年までのNIF観測結果のグラフ 間接駆動：レーザーでホールラウム と呼ばれる構造物を加熱し、それが非常に高温になってX線 を放射し始めます。これらのX線が燃料ペレットを加熱し、ペレットが内側に収縮して燃料を圧縮します。この方法を使用している最大のシステムは国立点火施設で、 レーザーメガジュール がそれに続いています。[ 32 ] 直接駆動方式：レーザーが燃料ペレットを直接加熱する方式。レーザーエネルギー研究所 （LLE）およびGEKKO XII 施設では、注目すべき直接駆動実験が行われている。良好な爆縮には、高密度プラズマを生成する対称的な内向き衝撃波 を発生させるために、ほぼ完璧な形状の燃料ペレットが必要となる。 高速点火：2回のレーザー照射を使用する。1回目の照射で核融合燃料を圧縮し、2回目の照射で点火する。2019年現在 [ 33 ] 磁気慣性核融合 または磁化ライナー慣性核融合 ：これはレーザーパルスと磁気ピンチを組み合わせたものです。ピンチコミュニティでは磁化ライナー慣性核融合と呼ばれ、ICFコミュニティでは磁気慣性核融合と呼ばれています。[ 34 ] イオンビーム：イオンは、爆縮して燃料ペレットを加熱するビームにおいて、光（レーザー）の代わりに用いられます。[ 35 ] Zマシン ：細いタングステン線に電流を流し、X線を発生させるのに十分な温度まで加熱する。間接駆動方式と同様に、このX線によって燃料カプセルが圧縮される。
磁気または電気による挟み込み Zピンチ [ 36 ] [ 37 ] ZETAは 、この種の最後の主要な実験であった。Zピンチの問題がトカマク設計につながった。高密度プラズマフォーカス は、おそらくより優れたバリエーションである。シータピンチ せん断流安定化Zピンチ ：ワシントン大学 のウリ・シュムラックの研究チームは、不安定なZピンチの通常の不安定性を平滑化するためにせん断流安定化の使用を調査した。これには、ピンチ軸に沿って中性ガスを加速することが含まれる。実験装置には、FuZEおよびZap Flow Zピンチ実験リアクターが含まれる。[ 38 ] ベンジ・コンウェイは 、物理学者のブライアン・ネルソンおよびウリ・シュムラックとともに、発電用の技術を商業化するためにZap Energyを共同設立した。[ 39 ] [ 40 ] [ 41 ] スクリューピンチ ：シータピンチとZピンチを組み合わせて、より高い安定性を実現。[ 42 ]
その他の熱核 磁化ターゲット核融合 LANL FRX-L マシン[ 44 ] 、 General Fusion (液体金属ライナーを使用したピストン圧縮)、HyperJet Fusion (プラズマライナーを使用したプラズマジェット圧縮) などがあります。 [ 45 ] [ 46 ] 制御不能 ：核融合は、制御不能な核分裂爆発を利用して人類によって開始された。初期の核融合発電の提案には、爆弾を用いて反応を開始させる方法が含まれていた。PACER計画を 参照。
その他の非熱核 格子閉じ込め核融合 （LCF） IECフューザー のように、重水素飽和金属を ガンマ線 またはイオンビームにさらすことで、他のほとんどの原子炉タイプで使用される閉じ込められた高温プラズマを回避します。 [ 47 ] [ 48 ] ミューオン触媒核融合 電子 が ミューオン（ 同じ電荷 を 持つより質量の大きい粒子）に 置き換えられます。その質量が大きいため分子が縮小し、核融合に対する静電反発（クーロン障壁 ）の大部分を克服します。 2007年現在、ミューオンを生成するには、ミューオン触媒核融合から得られるエネルギーよりも多くのエネルギーが必要です。 [ 50 ] 高強度レーザー照射 ：複数の機関（高強度レーザー応用技術センター、国防科学技術大学、中国工程物理研究院）による中国の理論 分析 によると、高強度レーザー照射（> 10 20 ワット/cm 2 ）は、原子核融合温度を大幅に（約 10 倍）下げ、反応速度を大幅に（10 3 ～ 10 9 倍）上昇させることができる。そのメカニズムは、波長の長い近赤外線 レーザーは、多光子相互作用によって核量子トンネル 確率を高めることにより、通常原子核融合を妨げるクーロン障壁を克服するのに、波長の短いレーザーよりも効率的であるということである。これは、ほとんどの核融合反応と装置を補助するために使用できる可能性がある。[ 51 ] [ 52 ]
負の電力法 これらの方法は、単独で使用した場合、核融合によって供給できる電力よりも本質的に多くの電力を消費する。
フューザー 伝導 損失と放射 損失が大きいため、正味の電力を得るための実行可能なアプローチとは考えられていません。 [ 53 ] [ 54 ] 衝突ビーム核融合 [ 8 ]
核融合加熱、測定、発電に対処するために、複数のプロジェクトでさまざまなアプローチ、装置、メカニズムが採用されている。[ 55 ]
測定 核融合科学炉の診断は非常に複雑で多岐にわたります。[ 67 ] [ 68 ]
発電 中性子ブランケットは中性子を吸収し、それによってブランケットが加熱されます。ブランケットから電力を取り出す方法はいくつかあります。
監禁 1990年代半ば時点における慣性核融合エネルギー装置 と磁気核融合エネルギー 装置が占めるパラメータ空間。高利得での熱核点火を可能にする領域は、図の右上隅付近に位置する。閉じ込めとは、プラズマを核融合を起こすのに十分な時間、高密度かつ高温に保つために必要なすべての条件を指します。一般原則：
平衡状態 ：プラズマに作用する力は釣り合っていなければならない。ただし、慣性閉じ込め の場合、核融合反応はプラズマの拡散時間よりも速く起こらなければならない。安定性 ：プラズマは、擾乱によってプラズマが拡散しないように構築されなければならない。輸送または伝導 ：物質の損失は十分に遅くなければならない。[ 9 ] 伝導 によって失われる可能性がある。 自己持続的な核融合を実現するには、反応によって放出されるエネルギーの一部を、新たな反応物を加熱し、核融合に必要な条件を維持するために利用する必要がある。
磁気閉じ込め 磁気閉じ込め核融合は、 磁場 を用いてプラズマ を閉じ込める。
磁気ミラー 磁気ミラー リアクターでは、電磁石 の配置によって、閉じ込め体積の両端で磁力線 の密度が増加する領域が作られます。端に近づく粒子は、徐々に増加する力を受け、最終的には方向を反転させて閉じ込め領域に戻ります。これは、鏡で反射された光に似ています。いくつかの装置がこの効果を利用しています。最も有名なのは、1960年代から1980年代にかけてLLNLで製造された一連の装置である磁気ミラーマシンです。[ 82 ] コニックカスプ などがあります。[ 83 ] 直接変換 エネルギーの回収も容易に実現できました。[ 15 ] [ 84 ]
慣性閉じ込め 海軍研究所のエレクトラレーザーは、10時間で9万回の照射を実証した。これはIFE発電所に必要な繰り返し照射量である。 慣性閉じ込め核融合は 、急速な爆縮を利用してプラズマを加熱・閉じ込める方式である。燃料を囲むシェルは、直接レーザー照射（直接駆動）、二次X線照射（間接駆動）、または高エネルギービームを用いて爆縮される。燃料は高エネルギービームによって固体密度の約30倍まで圧縮されなければならない。直接駆動は原理的には効率的であるが、均一性が不十分なため成功には至っていない。[ 85 ] :19-20 間接駆動では、ビームを用いてシェルを加熱し、シェルからX線を放射させ、そのX線 によってペレットが爆縮される。ビームは一般的にレーザービームであるが、イオンビームや電子ビームも研究されている。[ 85 ] :182-193
スピンアライメント 重水素 と三重水素 のスピン偏極は、スピンが整列することで核融合がより起こりやすくなるため、核融合発電を実用的な技術へと大きく前進させると期待されています。利点には以下が含まれます。[ 91 ]
完全平行DT燃料の場合、核融合反応度／断面積は最大50%増加した。これは直接的な量子効果である。 プラズマ温度の上昇により、出力が80～90％以上増加した。 電力出力は、核融合エネルギーの増加量の最大2倍に達する。 トリチウムの必要量が削減され、原子炉のサイズとコストが削減される。
燃料 核融合発電に用いられる燃料として主に検討されているのは、水素の重い同位体である重水素 と三重水素である。重水素は地球上に 半重水 として豊富に存在する。半減期が12年である三重水素は生成する必要がある。核融合炉の概念では、原子炉を囲むリチウムの「増殖ブランケット 」技術が構成要素として想定されている。[ 5 ] ヘリウム3 はより投機的な燃料であり、地球外で採掘するか、他の核反応によって生成する必要がある。プロチウム-ホウ素11反応は極めて投機的であるが、中性子放射線を最小限に抑えることができる。[ 92 ]
D-T 反応の図最も簡単な核反応は、最も低いエネルギーで起こるD+T反応である。
2 1 3 1 4 2 1 0 この反応は、研究、産業、軍事用途で一般的に用いられ、通常は中性子源として利用されます。重水素は 天然に存在する水素の同位体であり、容易に入手可能です。水素同位体の質量比が大きいため 、ウラン濃縮 プロセスに比べて分離が容易です。三重水素も天然の水素同位体ですが、 半減期 が12.32年と短いため、発見、貯蔵、生産が困難で、高価です。したがって、重水素-三重水素燃料サイクルでは、以下のいずれかの反応を用いてリチウム から三重水素を生成する必要があります。
1 0 6 3 3 1 4 2 1 0 7 3 3 1 4 2 1 0 反応中性子は、上記の D–T 核融合反応によって供給され、エネルギー収率が最も高い反応です。6 Liとの反応は発熱反応であり、原子炉にわずかなエネルギー利得をもたらします。 7 Liとの反応は吸熱反応 ですが、中性子を消費しません。 中性子増倍反応は、他の元素による吸収によって失われた中性子を補充するために必要です。 中性子増倍材料の有力候補はベリリウム と鉛 ですが、7 Li 反応は中性子数を高く維持するのに役立ちます。 天然リチウムは主に7 Li であり、 6 Liに比べてトリチウム生成断面積 が小さいため、ほとんどの原子炉設計では濃縮6 Liを含む増殖ブランケット を使用します。
D-T核融合発電の一般的な欠点としては、以下のようなものが挙げられます。
商用D-T核融合炉で予想される中性子束は、核分裂発電炉の約100倍であり、材料設計上の問題を引き起こしている。JETで の 一連 のD-T試験の後、真空容器は十分に放射能を帯びていたため、試験後1年間は遠隔操作が必要であった。[ 96 ]
実際の運転環境では、中性子はリチウムセラミックペブルまたは液体リチウムで構成された増殖ブランケット内のリチウムと反応し、トリチウムを生成します。中性子のエネルギーはリチウムに蓄積され、それが電気生成の動力源として利用されます。リチウムブランケットは、原子炉の外側部分を中性子束から保護します。最新の設計、特に先進的なトカマクでは、設計要素として原子炉炉心内部にリチウムが使用されています。プラズマはリチウムと直接相互作用するため、「リサイクリング」と呼ばれる問題が回避されます。この設計の利点は、リチウムトカマク実験 で実証されました。
重水素 異なるイオン衝突エネルギーにおける重水素核融合断面積（平方メートル） 2つの重水素原子核を融合させる反応は、2番目に簡単な核融合反応である。この反応には、ほぼ等しい確率で起こる2つの分岐がある。
2 1 2 1 3 1 1 1 2 1 2 1 3 2 1 0 この反応は研究においてもよく見られる。この反応を開始するための最適エネルギーは15 keVで、D–T反応の場合よりわずかに高いだけである。最初の分岐ではトリチウムが生成されるため、D–D反応炉はトリチウムやリチウムの投入を必要としないにもかかわらず、トリチウムフリーではない。トリトンを速やかに除去しない限り、生成されたトリチウムの大部分は原子炉内で燃焼され、トリチウムの取り扱いは軽減されるが、より多くの、そしてより高エネルギーの中性子が生成されるという欠点がある。D–D反応の2番目の分岐からの中性子のエネルギーはわずか2.45 MeV (0.393 pJ) であるのに対し、D–T反応からの中性子のエネルギーは14.1 MeV (2.26 pJ)であり、結果として同位体生成量と物質損傷が大きくなる。3He が 反応する間にトリトンを速やかに除去する場合、燃料サイクルは「トリチウム抑制核融合」と呼ばれる。[ 97 ] 、 核 融合炉は高速中性子に耐性のある材料を必要としない。
トリチウムの完全除去と3He の リサイクルを仮定すると、核融合エネルギーのわずか 6% しか中性子によって運ばれません。トリチウム抑制型 D–D 核融合では、D–T と比較して 10 倍長いエネルギー閉じ込めと 2 倍のプラズマ温度が必要です。[ 98 ]
制御核融合発電の第2世代アプローチは、ヘリウム3 （3He ）と重水素 （2H ）を組み合わせることを含む。
2 1 3 2 4 2 1 1 この反応では4 He と高エネルギー陽子が生成されます。p- 11 B中性子なし核融合 燃料サイクルと同様に、反応エネルギーの大部分は荷電粒子として放出されるため、原子炉ハウジングの放射化 が軽減され、より効率的なエネルギー回収（複数の経路のいずれかによる）が可能になる可能性があります。[ 99 ] 11 B サイクルが好ましいものとなります。[ 99 ]
中性子を含まない核融合 は、物質科学上の問題と核不拡散上の懸念の両方を大幅に軽減します。理論的には、最も反応性の高い中性子を含まない燃料は³He です。しかし、³He を十分な量入手するには、月面、天王星、または土星の大気圏で大規模な地球外採掘を行う必要があります。したがって、このような核融合に最も有望な候補燃料は、容易に入手可能なプロチウム（すなわち陽子） とホウ素の核 融合です。これらの核融合では中性子は放出されませんが、エネルギーを直接電力に変換できる高エネルギーの荷電アルファ（ヘリウム）粒子が生成されます。
1 1 11 5 4 2 副反応では、出力の約 0.1% しか運ばない中性子が生成される可能性が高く、[ 100 ] :177–182 これは、中性子散乱が エネルギー伝達に使用されず、物質の活性化が数千分の 1 に減少することを意味します。この反応の最適温度は 123 keV [ 101 ] 出力密度 は D–T の 2500 分の 1 ですが、燃料の単位質量あたりでは、核分裂炉と比較すると依然としてかなり高くなっています。
トカマクとレーザーペレット核融合の閉じ込め特性は限界的であるため、中性子核融合の提案のほとんどは、ポリウェル や高密度プラズマフォーカスなど、根本的に異なる閉じ込め概念に基づいています。2013年、 エコール・ポリテクニーク のクリスティン・ラボーヌ 率いる研究チームは、陽子-ホウ素核融合の新しい核融合率記録を報告しました。1.5ナノ秒のレーザー照射中に推定8000万回の核融合反応が発生し、これは以前の実験で報告された値の100倍です。[ 102 ] [ 103 ]
材料の選択 構造材料の安定性は重要な問題です。[ 104 ] [ 105 ] [ 106 ] [ 104 ] [ 107 ] [ 108 ] [ 109 ] [ 110 ] [ 111 ] [ 110 ] 英国原子力庁は 、トカマク型原子炉に焦点を当てた5つの優先分野に焦点を当てた「英国核融合材料ロードマップ2021-2040」を発表しました。
核融合発電所の構造における放射化量を最小限に抑えるための革新的な材料。 発電所内でトリチウム燃料の生成を最適化し、核融合プロセスを維持するために使用できる化合物。 核融合反応による放射線、特に極低温条件下での放射線に耐性のある磁石および絶縁体。 高温（550℃以上）での中性子照射下でも強度を維持できる構造材料。 核融合材料のエンジニアリング保証 ― 照射済みサンプルデータとモデル予測を提供することで、プラント設計者、運転者、規制当局が、これらの材料が将来の商業用発電所での使用に適していると確信できるようにする。
超伝導材料 SuperOx社は、核融合炉用磁石に使用されるYBCO線材を9ヶ月間で186マイル以上生産することに成功し、同社のこれまでの生産目標を大幅に上回った。 磁場に埋め込まれたプラズマ（磁化プラズマとして知られる）では、核融合率は磁場強度の4乗に比例します。このため、プラズマの制御に磁場を利用する多くの核融合企業は、高温超伝導装置の開発に取り組んでいます。2021年、ロシアと日本の合弁会社であるSuperOxは、核融合炉用の超伝導YBCO 線を製造するための新しい製造プロセスを開発しました。この新しい線は、1平方ミリメートルあたり700～2000アンペアの電流を流すことが実証されました。同社は9か月で186マイルの線を製造することができました。[ 112 ]
封じ込めに関する考慮事項 小規模な生産規模であっても、封じ込め装置は物質とエネルギーの猛威にさらされる。プラズマ封じ込めの設計においては、以下の点を考慮する必要がある。
アプローチによっては、これらの効果は核分裂炉よりも高くなる場合も低くなる場合もある。[ 113 ] 電気伝導率 、透磁率 、機械的強度などの他の考慮事項も重要となる。材料は長寿命放射性廃棄物 にならないようにしなければならない。[ 104 ]
プラズマ壁面条件 長期使用の場合、壁の各原子は、材料が交換されるまでに約 100 回中性子に衝突され、変位すると予想されます。壁の原子とのこれらの高エネルギー中性子の衝突により、中性子が吸収され、原子の不安定な同位体が形成されます。同位体が崩壊すると、アルファ粒子 、陽子 、またはガンマ線 を放出する可能性があります。アルファ粒子は、電子を捕獲して安定化すると、ヘリウム原子を形成し、粒界に蓄積して、材料の膨張、膨れ、または脆化を引き起こす可能性があります。[ 113 ] [ 114 ]
材料の選択 タングステンは 、その独自の特性と改良の可能性から、次世代核融合装置のプラズマ対向部品に最適な材料として広く認識されています。スパッタリング率が低く融点が高いため、核融合炉の高ストレス環境に特に適しており、急速な劣化を起こさずに過酷な条件に耐えることができます。さらに、共蒸着や注入によるトリチウムの保持率が低いことは、 この放射性同位体の蓄積を最小限に抑えるのに役立つため、核融合の文脈では不可欠です。[ 115 ] [ 116 ] [ 117 ] [ 118 ]
液体金属（リチウム、ガリウム 、スズ ）を用いる方法が提案されており、例えば、 厚さ1～5mmの液体を10m /sの速度で固体基板上に注入する方法などが挙げられる。
グラファイトは、物理的および化学的スパッタリング により年間数メートルにも及ぶ大きな侵食速度を示すため、スパッタリングされた材料の再堆積が必要となる。再堆積場所は一般的にスパッタリング場所と完全に一致しないため、許容できないほどの正味の侵食が生じる可能性がある。さらに大きな問題は、再堆積したグラファイトとともにトリチウムが再堆積することである。壁やダスト中のトリチウムの蓄積量は数キログラムに達する可能性があり、資源の浪費と事故発生時の放射線危険につながる。グラファイトは短寿命実験の材料として好まれてきたが、商用原子炉の主要プラズマ対向材料 （PFM）になる可能性は低いと思われる。[ 104 ] [ 119 ]
炭化ケイ素（SiC）などのセラミック材料は、グラファイトと同様の問題を抱えています。炭化ケイ素プラズマ対向部品におけるトリチウムの保持量はグラファイトの約1.5～2倍であり、核融合炉における燃料効率の低下と安全リスクの増大につながります。SiCはより多くのトリチウムを捕捉する傾向があり、核融合に利用できるトリチウムを制限し、危険な蓄積のリスクを高め、トリチウム管理を複雑化させます。[ 120 ] [ 121 ] ITER 、DEMO 、および同様の装置から除外されています。[ 122 ]
タングステンのスパッタリング率は炭素のそれよりも桁違いに小さく、再堆積したタングステンへのトリチウムの取り込みもはるかに少ない。しかし、タングステンプラズマ不純物は炭素不純物よりもはるかに有害であり、自己スパッタリングが大きくなる可能性があるため、タングステンと接触するプラズマの温度が高すぎないようにする必要がある（数百eVではなく数十eV程度）。タングステンには、異常なイベントにおける渦電流や溶融に関する問題、およびいくつかの放射線問題もある。[ 104 ]
封じ込め装置材料の最近の進歩により、特定のセラミックスが実際に封じ込め装置材料の寿命を向上させることができることがわかっています。チタンシリコンカーバイドなどのMAX相 に関する研究では、核融合の高い動作温度下で、材料はヘリウム気泡の成長によって六方晶構造から面心立方（FCC）構造への相転移を起こすことが示されています。ヘリウム原子は、Si原子がTi-Cスラブよりも移動性が高いため、六方晶構造のSi層に優先的に蓄積されます。より多くの原子が捕捉されると、Ti-Cスラブが剥がれ落ち、Si原子が新しいFCC構造内の移動性の高い格子間原子になります。He気泡によって誘発される格子歪みにより、Si原子は圧縮領域から拡散し、通常は材料の表面に向かって拡散し、保護的な二酸化ケイ素層を形成します。[ 123 ]
核融合炉の格納容器材料を強化する有望なアプローチとして、ケイ酸鉄を容器材料に添加する方法も登場している。この方法は、ヘリウム原子が蓄積して気泡を形成する際に発生する一般的な問題である、粒界でのヘリウム脆化を標的としている。時間の経過とともに、これらの気泡は粒界で合体し、膨張して材料の構造的完全性を低下させる。対照的に、ケイ酸鉄を導入すると、金属マトリックス内にヘリウム凝集に対して熱力学的に有利な核生成 サイトが作られる。ケイ酸鉄ナノ粒子の周囲に局所的に集積することで、粒界を弱めるのではなくマトリックスの歪みが生じ、材料の強度と寿命が維持される。[ 124 ] [ 125 ]
事故シナリオと環境
事故の可能性 事故の可能性と環境への影響は、社会的ライセンス とも呼ばれる核融合の社会的受容にとって極めて重要である。[ 126 ] 核融合炉は壊滅的なメルトダウン の影響を受けない。[ 127 ] [ 128 ] [ 127 ]
同様の制約により、暴走反応は防止されます。プラズマの体積は1,000 m 3 (35,000 ft 3 ) 以上になると予想されますが、プラズマに含まれる燃料は通常わずか数グラムです。[ 127 ] [ 129 ]
磁気閉じ込め方式では、原子炉構造によって機械的に固定されたコイル内に強力な磁場が発生します。この構造が破損すると、この張力が解放され、磁石が外側へ「爆発」する可能性があります。この事象の深刻度は、他の産業事故やMRI装置のクエンチ／爆発と同程度であり、核分裂炉で使用されるものと同様の 格納容器 内に効果的に封じ込めることができます。
レーザー駆動慣性格納容器では、反応室のサイズが大きいほど材料にかかるストレスが軽減される。反応室の破損は起こり得るが、燃料供給を停止することで壊滅的な破損を防ぐことができる。[ 130 ]
マグネットクエンチ 磁石クエンチ とは、超伝導コイルの一部が超伝導状態から離脱（常伝導状態に戻る）した際に発生する、磁石動作の異常な終了現象です。これは、磁石内部の磁場が強すぎる場合、磁場の変化率が大きすぎる場合（渦電流 が発生し、銅製の支持マトリックスが発熱 する）、またはその両方の組み合わせによって発生する可能性があります。
まれに、磁石の欠陥が原因でクエンチが発生することがあります。この場合、その箇所は電流によるジュール熱を急速に受け、周囲の 温度が 上昇します。これにより、周囲の領域も正常状態に戻り、連鎖反応でさらに加熱が進みます。超伝導コイルのサイズにもよりますが、磁石全体が数秒以内に急速に正常状態に戻ります。このとき、磁場のエネルギーが熱に変換され、極低温流体が沸騰 するため、大きな爆発音が伴います。電流の急激な減少により、キロボルト級の 誘導電圧スパイクやアーク放電が発生することがあります。磁石自体に永久的な損傷が生じる可能性は低いですが、局所的な加熱、高電圧、または大きな機械的力によって部品が損傷する可能性があります。
実際には、磁石には通常、クエンチが検出された際に電流を停止または制限する安全装置が備えられています。大型磁石がクエンチを起こすと、蒸発する極低温流体によって生成される不活性蒸気が呼吸可能な空気を押し出し、作業員に重大な窒息の 危険をもたらす可能性があります。
CERN の大型ハドロン衝突型加速器 （LHC）の超伝導磁石の大部分が、2008年の起動運転中に予期せずクエンチを起こし、複数の磁石が破壊された。[ 131 ] [ 132 ]
大気中トリチウム放出 核融合反応の自然生成物は少量のヘリウム であり、これは生命にとって無害である。一方、有害なトリチウムは完全に除去することが難しい。
トリチウムは揮発性で生物学的に活性ですが、トリチウムの半減期が短い（12.32年）ことと崩壊エネルギーが非常に低い（約14.95 keV）こと、そして生体蓄積 しないこと（体内で水として循環し、生物学的半減期 は7～14日）から、放出による健康リスクはほとんどの放射性汚染物質よりもはるかに低いです。[ 133 ] [ 134 ]
計算によると、一般的な原子力発電所には約1キログラム（2.2 ポンド）のトリチウムやその他の放射性ガスが存在すると推定される。その量は、発電所の 外周フェンス に到達するまでに法的に許容される限度まで希釈されるほど小さい。[ 135 ]
局所的な放射性物質の放出や従業員の負傷を含む小規模な産業事故の可能性は、核分裂に比べると小さいと推定されている。これには、リチウムやトリチウムの偶発的な放出、放射性原子炉部品の取り扱いミスなどが含まれる。[ 130 ]
燃料備蓄 核融合発電では一般的に重水素を燃料として使用することが提案されており、現在の多くの設計ではリチウム も使用されています。核融合エネルギー出力が1995年の世界の電力出力である約100 E J/年（= 1 × 10 20 J/年）に等しく、将来的に増加しないと仮定すると（これはありそうにありません）、既知の現在のリチウム埋蔵量は3000年持続します。一方、海水からのリチウムは6000万年持続し、重水素のみを使用するより複雑な核融合プロセスを利用すると、1500億年分の燃料を供給できます。[ 143 ]
軍事利用の可能性 場合によっては、核融合発電技術を軍事目的の物質生産に応用できる可能性がある。核融合発電所は大量のトリチウム を生産できる。トリチウムは水素爆弾の起爆装置や現代のブースト型核分裂兵器に使用されているが、他の方法でも生産可能である。核融合炉から発生する高エネルギー中性子は、原子爆弾用の兵器級 プルトニウム やウランの 生産に利用できる（例えば、238の核変換によって）。 239 232 233
2011年に実施された研究では、3つのシナリオが評価されました。[ 144 ]
小型核融合ステーション：濃縮ガス遠心分離機 と比較して、消費電力、放熱量がはるかに高く、設計もより特徴的であるため、この選択肢は検出されやすく、したがってあり得ない。[ 144 ] 商業施設：生産ポテンシャルは大きい。しかし、兵器に使用可能な物質の生産に必要な増殖性物質や核分裂性物質は、民生用核融合システムには全く存在してはならない。遮蔽されていない場合、これらの物質は特性ガンマ線 によって検出できる。根本的な再設計は、定期的な設計情報の検証によって検出できる。(技術的により実現可能な)固体増殖ブランケットモジュールの場合、流入するコンポーネントに増殖性物質が存在するかどうかを検査する必要がある[ 144 ]。 [ 145 ] 。 機密性に関わらず兵器級物質を優先する：兵器に使用可能な物質を最も早く生産する方法は、民生用核融合発電所を改造することであることが判明した。民生用には兵器対応物質は必要ない。秘密裏の行動がなくても、このような改造には生産開始まで約2ヶ月、相当量の生産には少なくともさらに1週間かかる。これは軍事利用を検知し、外交的または軍事的手段で対応するのに十分な時間と考えられた。生産を停止するには、原子炉を残して施設の一部を軍事的に破壊すれば十分である。[ 144 ] 別の研究では、「大型核融合炉は、核分裂性物質の増殖用に設計されていなくても、兵器級の高品質で非常に少ない原料要件で年間数百キログラムのプルトニウムを容易に生産できる」と結論付けている。固有の拡散抵抗性のための機能の実装は、研究開発の初期段階でのみ可能になる可能性があることが強調されている。[ 145 ] 慣性閉じ込め核融合 に必要なものと密接に関連しているが、磁気閉じ込め核融合とはほとんど共通点がない。
経済
相対的なコスト 非原子力再生可能エネルギーの普及により、エネルギー情勢は一変した。こうした再生可能エネルギーは、2050年までに世界のエネルギーの74%を供給すると予測されている。[ 182 ] [ 140 ]
風力、太陽光、原子力エネルギーを含むさまざまなエネルギー源の均等化発電コスト（LCOE）[ 183 ] 一部の経済学者は、核融合発電が他の再生可能エネルギーの コストに匹敵する可能性は低いと示唆している。 [ 140 ] 費用と設備投資 に直面すると予想されている。さらに、運転と保守にも費用がかかる可能性が高い。[ 140 ] 中国核融合工学試験炉 のコストはよく知られていないが、EU DEMO核融合コンセプトでは、均等化発電原価 （LCOE）が121ドル/MWhになると予測されている。[ 184 ]
燃料費は低いが、経済学者によると、1ギガワット発電所のエネルギーコストは、建設への設備投資が10億ドル増加するごとに1MWhあたり16.5ドル増加すると予測されている。また、容易に入手できるリチウムが電池の製造に消費されるリスクもある。海水からリチウムを得るには莫大な費用がかかり、発電されるエネルギーよりも多くのエネルギーが必要になる可能性がある。[ 140 ]
対照的に、再生可能エネルギーの 均等化発電コストの推定値は大幅に低い。例えば、2019年の太陽光発電 の均等化発電コストは40～46ドル/MWh、陸上風力 発電は29～56ドル/MWh、洋上風力発電 は約92ドル/MWhと推定されている。[ 185 ]
見込み客 しかし、エネルギーと環境正義に関する行政の優先事項が市場にどのように影響するかによって、核融合発電は再生可能エネルギーによって生じたエネルギーギャップを埋める役割を果たす可能性がある。 [ 174 ] [ 140 ] [ 186 ] 2022年にEUROFusionは 、そのような要因が商業 化 [ 187 ][ 188 ] [ 140 ] [ 174 ] [ 140 ]
地政学 核融合が世界のエネルギー産業 を変革し、気候変動を 緩和する可能性を考えると、[ 203 ] [ 204 ] 科学外交 の不可欠な部分と見なされてきました。[ 205 ] [ 134 ] [ 206 ] [ 203 ] [ 138 ] [ 207 ] [ 207 ] [ 208 ] [ 168 ] [ 209 ] [ 140 ] [ 210 ]
米国は核融合発電の分野で民間企業が主導権を握ることを期待してきたが、最近では中国政府が核融合を国家的な優先事項としている。[ 211 ] [ 211 ] 2020年後半以降の展開により、米国と中国[ 46 ] STEP FPP [ 212 ] [ 213 ] [ 214 ] [ 215 ] 宇宙産業を立ち上げた NASA のCOTSプログラムをモデルとした、マイルストーンベースの費用分担型官民パートナーシップ プログラムが組み込まれている。[ 156 ] 米国グリッドへの核融合導入」 を発表し、2035年から2040年までの市場主導型で費用分担型の発電所を推奨した。[ 216 ] [ 217 ] [ 218 ] [ 219 ]
2020年12月、独立した専門家パネルがEUROfusion のDEMOの設計と研究開発作業をレビューし、EUROfusionは欧州の核融合コミュニティと提携してDEMOの概念設計を開始し、核融合エネルギーへのロードマップを進めていることを確認した。これはEUが支援する装置が競争に参入したことを示唆している。[ 220 ]
2023 年 10 月、英国を中心とするアジャイル ネーションズ グループが核融合ワーキング グループを発表した。[ 221 ] COP28 で、米国は核融合エネルギーの商業化に関する米国のグローバル戦略を発表した。[ 222 ] [ 223 ] G7 は 、商業エネルギーの開発を加速し、各国間の研究開発を促進するための国際協力の促進、および核融合規制の合理化を目的とした G7 核融合エネルギーワーキング グループを発表した。[ 224 ]
トリチウム供給問題を解決するため、2024年2月、英国（UKAEA ）とカナダ（カナダ原子力研究所 ）は、カナダがCANDU 重水素・ウラン・トリチウム生成重水原子力発電所を改修し、さらに新規建設も行うことで、2070年代までトリチウムの供給を保証する一方、UKAEAは増殖材を試験し、トリチウムを回収、精製し、核融合反応に再注入する方法をシミュレーションするという合意を発表した。[ 225 ]
2024年、韓国 と日本は ともに、2030年代に発電能力を持つ官民共同の核融合発電所を建設し、それぞれ2040年代と2030年代の運転開始を目指すことで、国家核融合戦略を加速させるための主要な取り組みを発表した。[ 226 ] [ 227 ]
利点 核融合発電は、現在使用されている燃料消費型エネルギー源よりも、一定量の燃料でより多くのエネルギーを供給できると期待されています。[ 228 ] 重水素 ）は海洋に豊富に存在し、海水中の水素原子の約6500個に1個が重水素です。[ 229 ] [ 143 ] [ 230 ]
第一世代の核融合発電所は、重水素-三重水素燃料サイクルを利用すると予想されている。これには、三重水素生成のためにリチウムが必要となる。世界のリチウム供給量が、この需要と電池産業や冶金産業の需要をどれだけ長く満たせるかは不明である。第二世代の発電所は、より強力な重水素-重水素反応へと移行すると予想されている。重水素-ヘリウム3反応も注目されているが、軽いヘリウム同位体は地球上にはほとんど存在しない。月面レゴリス には有用な量が存在すると考えられており、巨大ガス惑星の大気には豊富に存在する。
核融合エネルギーは、太陽系 内のいわゆる「深宇宙」推進[ 231 ] [ 232 ] 太陽エネルギー が利用できない星間宇宙 探査（反物質核融合 ハイブリッドドライブを含む） [ 233 ] [ 234 ]に利用できる可能性がある。
デメリット 核融合発電には多くの欠点がある。重水素と三重水素を燃料とする原子炉では、エネルギーの80%が中性子ストリームの形で現れるため、核分裂炉の多くの欠点を共有している。これには、大量の放射性廃棄物 の発生や、原子炉部品への深刻な放射線損傷が含まれる。さらに、天然の三重水素は極めて希少である。核融合炉が自ら三重水素を生成できることが期待されているが、三重水素の自給自足は極めて困難であり、特に三重水素の封じ込めが難しい（米国では65か所の原子力施設のうち48か所から三重水素が漏洩している[ 236 ] [ 237 ] 。
原子炉を重水素燃料のみで運転できれば、三重水素補充の問題は解消され、中性子照射による損傷も軽減される可能性がある。しかし、重水素同士の反応確率は、重水素と三重水素の反応確率に比べて約20分の1と低い。さらに、必要な温度は重水素と三重水素の反応に必要な温度の約3倍である（断面積を 参照）。このように、高温と低い反応速度が、技術的な課題を著しく複雑化させている。
歴史
最初のトカマク 1950年代初頭、ソ連の物理学者I.E.タム とA.D.サハロフは 、低出力ピンチ装置と低出力ステラレータを組み合わせたトカマクの概念を開発した。[ 205 ] A.D.サハロフ のグループは最初のトカマクを建設し、最初の準定常核融合反応を実現した。[ 241 ] :90
時が経つにつれ、「先進トカマク」の概念が生まれ、これには非円形プラズマ、内部ダイバータとリミッタ、超伝導磁石、安定性が向上した「Hモード」アイランドでの運転[ 242 ] [ 243 ] [ 244 ]などが含まれていた。
磁気ミラーは端部損失の問題を抱えており、高出力で複雑な磁気設計が必要だった。例えば、ここに示されている野球ボール型のコイルなどがそうだ。 シヴァ 計画から再利用されたノヴェット標的チャンバー（診断装置が放射状に突き出た金属球）と、背景に写っている2つの新設レーザーチェーン
1980年代に
ノヴァレーザー で行われた慣性閉じ込め核融合の爆縮実験は、核融合開発の重要な推進力となった。
1990年代 1991年、欧州共同トーラス における予備トリチウム実験は、世界初の核融合エネルギーの制御放出を達成した。[ 254 ]
1993年、TFTRは重水素と三重水素の混合を多量に用いた実験を行った最初のトカマクとなった。1994年には、これらの実験により、中性粒子ビーム加熱出力39.9MWで世界記録となる10.1MWの核融合出力を達成した。比率Qは0.26である。プラズマ中心部の比率Qは約0.8であった。[ 255 ]
1996年、トーレ・スプラは、約100万アンペアの電流で2分間プラズマを生成し 、注入および抽出されたエネルギーの合計は280MJに達した。[ 256 ]
1997年、JETは16.1MWの核融合出力のピーク （熱の65%がプラズマに変換[ 257 ] 以上持続した[ 258 ]。
2020年代 2021年1月、SuperOxは700A/mm2を超える電流容量を持つ新しい 超電導線 の商用化を発表した。[ 282 ]
TAE Technologiesは、同社のNormanデバイスが約60MKの温度を 30ミリ秒間保持できたという結果を発表した。これは、同社の以前のデバイスと比較してそれぞれ8倍と10倍高い値である。[ 283 ]
10月、オックスフォードを拠点とするFirst Light Fusionは 、9メガアンペアの電気パルスで加速されたアルミニウムディスクを核融合ターゲットに発射し、秒速20キロメートル（12 マイル/秒） の速度に達する発射型核融合プロジェクトを発表した。結果として生じる核融合は中性子を生成し、そのエネルギーは熱として捕捉される。[ 284 ]
11月8日、APSプラズマ物理部門の第63回年次総会への招待講演で、国立点火施設（NIF）は、ICF 。 [ 286 ] ショット では 1.3 MJ の [ 286 ] [ 286 ]インペリアル・カレッジ・ロンドンの研究者は 、 た 。 [ 286 ]
2021年11月、Helion Energyは 、純電力生産の実証を目的とした第7世代Polaris装置向けに5億ドルのシリーズE資金を調達し、 特定のマイルストーンに関連した17億ドルの追加コミットメントを得たと報告した[ 289 ]。 SPARCトカマク の建設と運用のために18億ドルの追加シリーズB資金を調達し、これは民間の核融合企業への単一投資としては最大規模となった[ 290 ] 。
2022年4月、ファーストライト社は、極超音速飛翔体核融合プロトタイプが核融合に適した中性子を生成したと発表した。同社の技術は、電磁的にマッハ 19の飛翔体をケージ状の燃料ペレットに発射する。重水素燃料はマッハ204で圧縮され、100 TPaの圧力レベルに達する。[ 291 ]
2022年12月13日、米国エネルギー省は 、国立点火施設の研究者らが核融合反応から正味のエネルギー利得を達成したと報告した。同施設での水素燃料の反応は、2.05 MJの入力を消費しながら約3.15 MJのエネルギーを生成した。しかし、核融合反応は3メガジュール以上のエネルギーを生成した可能性があるが（ターゲットに供給されたエネルギーよりも多い）、NIFの192個のレーザーは変換プロセスで322 MJのグリッドエネルギーを消費した。[ 292 ] [ 293 ] [ 294 ] [ 295 ]
2023 年 5 月、米国エネルギー省 (DOE) は、核融合発電所の設計と研究活動を支援するため、7 州の 8 社に 4,600 万ドルの助成金を提供しました。この資金は、マイルストーンベースの核融合開発プログラムの下で、10 年以内にパイロット規模の核融合を実証し、2050 年までに核融合をカーボン ニュートラルなエネルギー源として開発するという目標に合致しています。助成金を受けた企業は、今後 5 ～ 10 年で実現可能な核融合パイロットプラントの設計を作成するための科学的および技術的な課題に取り組むことが求められています。助成金を受けた企業には、Commonwealth Fusion Systems 、Focused Energy Inc.、Princeton Stellarators Inc.、Realta Fusion Inc.、Tokamak Energy Inc.、Type One Energy Group、Xcimer Energy Inc.、および Zap Energy Inc. が含まれます。[ 296 ]
2023年12月、最大かつ最先端のトカマクJT-60SAが日本の那珂 で稼働を開始した。この原子炉は日本と欧州連合の共同プロジェクトである。原子炉は2023年10月に最初のプラズマを達成した。[ 297 ] 韓国超伝導トカマク先端研究 （KSTAR）は、2023年12月から2024年2月にかけて実施されたプラズマ試験において、1億度を超える高イオン温度を含む高封じ込めモード（Hモード）で102秒間の運転に成功した。[ 298 ]
2025年1月、中国のEAST核融合炉が1066秒（約18分）にわたって定常状態の高閉じ込めプラズマ運転を維持したと報告された。[ 299 ] WEST トカマクが1337秒（22分以上）にわたって安定したプラズマを維持したと発表した。[ 300 ] 3月、Energy Singularityは21.7 T の磁場を生成する磁石を発表した。[ 301 ]
2026年、EASTはグリーンウォルドのプラズマ密度限界を超えたと発表した。この実験では、プラズマ壁の自己組織化、電子サイクロトロン共鳴加熱（オーム始動）、初期燃料ガス圧力の管理、境界不純物スパッタリングと原子炉壁からの汚染の能動的な低減が先駆的に行われた。プラズマは密度フリー領域に入り、密度が高くなっても不安定性は増加しなかった。[ 302 ]
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