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ハイブリッド核融合・核分裂（ハイブリッド原子力発電）とは、核融合と核分裂のプロセスを組み合わせて発電する提案されている方法である。
基本的な考え方は、核融合炉から放出される高エネルギー高速中性子を用いて、ウラン238やトリウム232などの非核分裂性燃料の核分裂を誘発することです。1つの中性子で複数の核分裂反応が誘発され、各核融合反応で放出されるエネルギーは数百倍に増幅されます。核分裂燃料は非核分裂性であるため、核分裂による自己持続的な連鎖反応は発生しません。これにより、核融合設計は電力面でより経済的になるだけでなく、従来の核分裂発電所では使用できなかった燃料、さらには核廃棄物さえも燃焼させることが可能になります。
概して言えば、ハイブリッド炉は高速増殖炉と概念的に非常によく似ている。高速増殖炉は、ハイブリッド炉の核融合炉心の代わりに、小型の高エネルギー核分裂炉心を使用する。もう一つの類似概念は、加速器駆動型未臨界炉である。これは、核反応の代わりに粒子加速器を用いて中性子を生成する。
この概念は1950年代に遡り、 1970年代にはハンス・ベーテによって強く提唱されました。当時、最初の強力な核融合実験が建設されていましたが、経済的に競争力を持つようになるまでにはまだ何年もかかりました。ハイブリッド方式は、核融合システムが損益分岐点に達する前にエネルギーを生産することで、市場導入を大幅に加速する方法として提案されました。[ 1 ]しかし、システムの経済性に関する詳細な研究では、既存の核分裂炉と競争できないことが示唆されました。[ 2 ]
この構想は放棄され、損益分岐点到達の遅延が続いたことで2009年頃に一時的に復活するまで休眠状態にあった。[ 3 ]これらの研究は一般的に、エネルギー生産ではなく、設計における核廃棄物処分面に焦点を当てていた。 [ 4 ]それ以来、この構想は、ユッカマウンテン核廃棄物貯蔵施設のような従来型の解決策の成否に大きく左右され、周期的に関心を集めてきた。
エネルギー生産のためのもう一つの主要な設計作業は、ローレンス・リバモア国立研究所（LLNL）のLIFEプログラムの下で開始されました。産業界からの意見により、LIFEのハイブリッド方式は放棄され、純粋な核融合システムとして再設計されました。国立点火施設の基盤技術が設計性能目標を達成できなかったため、LIFEは中止されました。[ 5 ]
Googleの幹部であるマイク・キャシディが2017年に設立したアポロ・フュージョン社も、臨界未満の核融合・核分裂ハイブリッド方式の利用に注力していると報じられた。 [ 6 ] [ 7 ]同社のウェブサイトは現在、ホール効果スラスタに焦点を当てており、核融合については軽く触れているだけである。[ 8 ]
2022年9月9日、中国工程物理研究院の彭先覚教授は、中国政府が四川省成都市に世界最大のパルス発電所であるZ-FFR（Zピンチ核分裂核融合炉）の建設を承認したと発表した。円筒対称性を持ち、重水素と三重水素を燃料とするZピンチ施設で生成された中性子は、ウランとリチウムの同位体を含む同軸ブランケットに衝突する。ウランの核分裂により、施設全体の熱出力は10～20倍に増加する。リチウムと中性子の相互作用により、さらなる燃料として三重水素が生成される。Z-FFRの炉心付近の革新的な準球形形状により、Zピンチ放電の性能が向上する。仙覚教授によると、これは核融合エネルギーの利用を大幅に加速させ、2035年までに商業発電の準備を整えることになるだろう。[ 9 ] [ 10 ] [ 11 ] [ 12 ]
従来の核分裂発電システムは、 2つまたは3つのニュートロンを放出する核分裂反応の連鎖反応に依存しており、それがさらに核分裂反応を引き起こします。慎重な配置とさまざまな吸収材の使用により、システムは放出されたニュートロンと吸収されたニュートロンのバランスが取れた状態、すなわち臨界状態に設定できます。[ 13 ]
天然ウランは、主に微量の235Uと 99% 以上が238Uである、いくつかの同位体の混合物です。これらの同位体が核分裂を起こすと、どちらも 1 ～ 2 MeV 付近にピークを持つエネルギー分布の高速中性子を放出します。このエネルギーは238U の核分裂を引き起こすには低すぎるため、連鎖反応を維持できません。235Uはこのエネルギーの中性子に衝突されると核分裂を起こすため、235Uは連鎖反応を維持します。天然ウランには連鎖反応を維持するには235U原子が少なすぎ、原子が広範囲に散らばっているため、中性子が衝突する確率が低すぎます。連鎖反応は、燃料を濃縮または濃縮することによって達成され、 235Uの量を増やして濃縮ウランを生成します[ 14 ]。一方、残りの大部分は238Uであり、劣化ウランとして知られる廃棄物です。235Uは、燃料質量の約20%まで濃縮されると連鎖反応を維持します[ 15 ] 。
中性子のエネルギーが低い場合、いわゆる熱中性子の場合、 235Uはより容易に核分裂を起こします。中性子は、中性子減速材との衝突によって熱エネルギーまで減速できます。最も簡単に使用できるのは、水に含まれる水素原子です。核分裂燃料を水中に置くと、中性子が別の235Uの核分裂を引き起こす確率が大幅に増加し、臨界に達するために必要な濃縮レベルが大幅に低下します。これが原子炉級濃縮ウランの概念につながり、原子炉設計に応じて、天然鉱石中の235Uの量が1%未満から3～5%に増加します。これは、235Uを少なくとも20%、より一般的には90%以上に増加させる兵器級濃縮とは対照的です。 [ 15 ]
臨界を維持するためには、燃料は235Uの余分な濃度を保持する必要があります。一般的な核分裂炉は、数ヶ月程度の期間で反応を停止させるのに十分な量の235Uを燃焼します。235Uの燃焼と、核分裂プロセスの一部として生成される中性子吸収体（毒物）の組み合わせにより、最終的に原子炉は臨界を維持できなくなります。この燃焼済み燃料は取り除かれ、新しい燃料と交換する必要があります。その結果、放射能が非常に高く、安全上の懸念となる長寿命放射性核種で満たされた核廃棄物が発生します。 [ 16 ]
廃棄物には、当初含まれていたウラン235の大部分が含まれており、核分裂性がなくなるまでに燃料のエネルギーの約1%しか抽出されていない。この問題の解決策の1つは、燃料を再処理することである。再処理では、化学プロセスを使用して廃棄物からウラン235（およびその他の無害な元素）を分離し、抽出したウラン235を新しい燃料に混合する。これにより、新たに採掘する必要のある燃料の量を減らし、廃棄物の不要な部分をより小さな燃料に濃縮することができる。ただし、再処理は高価であり、一般的には鉱山から新しい燃料を購入する方が経済的である。[ 16 ]
235Uと同様に、239Puも連鎖反応を維持できるため、有用な原子炉燃料です。しかし、239Puは自然界では商業的に有用な量で存在しません。別の可能性としては、中性子捕獲やその他のさまざまな方法によって238Uから239Puを生成する ことが挙げられます。このプロセスは減速原子炉で見られるよりも高エネルギーの中性子でのみ発生するため、従来の原子炉では、減速される前に燃料塊内で中性子が捕獲されたときに少量のPuしか生成されません。[ 17 ]
減速材を必要としない原子炉を建設することは可能である。そのためには、燃料をさらに濃縮し、高速中性子があっても臨界を維持できるほどウラン235が十分に存在するようにする必要がある。燃料装荷から漏れ出る余分な高速中性子は、原子炉炉心を取り囲むウラン238集合体で燃料を増殖するために使用できる。この燃料は、最も一般的には劣化ウランの備蓄から調達される。炉心にはプルトニウム239も使用できるため、システムが稼働を開始したら、生成されたプルトニウム239を使用して燃料を補充でき、他の原子炉にも供給できるだけのプルトニウムが余ることになる。この概念は増殖炉として知られている。[ 17 ]
238U原料から239Puを抽出することは、通常の再処理と同様の方法で化学処理によって達成できる。違いは、質量中に他の元素、特に通常の核廃棄物に含まれる高放射性核分裂生成物がはるかに少なくなることである。[ 17 ]
核融合炉は通常、重水素（D）と三重水素（T）の混合燃料を燃焼させる。燃料が数百万度まで加熱されると、燃料中の運動エネルギーが原子核間の自然な静電反発力、いわゆるクーロン障壁を克服し始め、燃料は核融合反応を起こす。この反応により、アルファ粒子と14 MeVの高エネルギー中性子が放出 される。核融合炉の経済的な運転における重要な要件は、アルファ粒子がエネルギーを燃料混合物に放出し、それを加熱して追加の核融合反応が起こるようにすることである。これにより、核分裂の場合の連鎖反応に似た状態、すなわち点火が起こる。[ 18 ]
点火可能な原子炉設計を構築することは、大きな問題であることが証明されている。そのような原子炉を建設する最初の試みは1938年に行われ、最初の成功は84年後の2022年であった。[ 19 ]それでも、放出されたエネルギー量は、機械を稼働させるのに必要なエネルギーよりも桁違いに少なかった。運転に使用される電力よりも多くの電力を生成する原子炉、いわゆる工学的損益分岐点と呼ばれる状態を実現するには、さらに数十年かかるだろう。[ 20 ]
さらに、このような原子炉の燃料供給の問題もあります。重水素は海水中の水素同位体の分離によって得られます（重水製造を参照）。三重水素の半減期は12.3年と短いため、自然界には微量しか存在しません。原子炉の燃料として、反応で発生した中性子は、反応室を囲むリチウムのブランケット内での反応によって、より多くの三重水素を生成するために使用されます。 [ 21 ]三重水素の増殖はDT核融合サイクルの成功の鍵となりますが、現在までこの技術は実証されていません。コンピューターモデリングに基づく予測では、増殖率は非常に小さく、核融合プラントは自身の消費をかろうじて賄える程度であると示唆されています。別の原子炉を起動するのに十分な余剰分を生成するには、何年もかかるでしょう。[ 22 ]
核融合・核分裂設計では、基本的に、一般的な核融合設計のリチウムブランケットを、天然ウラン鉱石または核廃棄物である核分裂燃料のブランケットに置き換えます。核融合中性子は、238Uだけでなく、燃料中の他の多くの元素（一部の超ウラン廃棄物元素を含む）の核分裂を引き起こすのに十分すぎるほどのエネルギーを持っています。反応は、 235Uがすべて燃焼した後でも継続できます。反応速度は、核分裂イベントからの中性子ではなく、核融合炉から供給される中性子によって制御されます。[ 1 ]
核分裂は、各事象で追加の核分裂事象を生成できる中性子が複数放出されるため、自然に発生します。核融合は、少なくともDT燃料では、中性子を1つしか放出せず、その中性子はそれ以上の核融合事象を生成することはできません。その中性子がブランケット内の核分裂性物質に衝突すると、2つの反応のいずれかが起こります。多くの場合、中性子の運動エネルギーによって、核分裂を引き起こすことなく、1つまたは2つの中性子が原子核から放出されます。これらの中性子は、他の核分裂事象を引き起こすのに十分なエネルギーを持っています。他の場合、中性子は捕獲されて核分裂を引き起こし、2つまたは3つの中性子を放出します。これは、核融合・核分裂設計では、すべての核融合中性子が、核分裂燃料内で2つから4つの中性子をもたらす可能性があることを意味します。[ 1 ]
これは、核分裂増幅として知られるハイブリッド概念の重要な概念です。1回の核融合反応で、複数の核分裂反応が発生する可能性があり、それぞれの核分裂反応は元の核融合反応よりもはるかに多くのエネルギー、約11倍のエネルギーを放出します。これにより、原子炉の総出力が大幅に増加します。これは、安価な燃料または廃棄物を使用して出力を増幅することにより、まだ損益分岐点に達した核融合炉がないにもかかわらず、実用的な核融合炉を製造する方法として提案されています。[ 1 ]しかし、多くの研究で、これは原子炉全体の出力が2～3GWtと非常に大きい場合にのみ実用的になることが繰り返し示されており 、建設コストが高くなります。[ 23 ]
これらのプロセスには、 239Puまたは233Uを生成するという副次的効果もあり、これらは除去して従来の核分裂炉の燃料として使用できます。これにより、核融合・核分裂炉の主な目的が廃棄物を新しい燃料に再処理することである代替設計が生まれます。化学的再処理よりもはるかに経済的ではありませんが、このプロセスでは、有害元素を物理的に分離するのではなく、燃焼させて除去します。濃縮および再処理技術は核兵器の製造にも関連しているため、これは核不拡散にも利点があります。ただし、生産される核燃料のコストは非常に高く、従来の供給源と競争できる可能性は低いでしょう。[ 2 ]
核融合・核分裂の概念における重要な課題は、様々な過程における中性子の数と寿命、いわゆる中性子経済である。
純粋な核融合設計では、中性子はリチウムブランケット内でトリチウムを増殖するために使用されます。天然リチウムは約 92% 7Li で構成され、残りは主に 6Li です。7Liの増殖には、核分裂で放出される中性子エネルギーよりもさらに高い約 5 MeV の中性子エネルギーが必要であり、これは核融合によって得られるエネルギーの範囲内です。この反応により、トリチウムとヘリウム 4、および別の低速中性子が生成されます。6Liは、 7Li反応で放出されるものを含む、高エネルギーまたは低エネルギーの中性子と反応することができます。これは、1 つの核融合反応で複数のトリチウムを生成できることを意味し、原子炉が自然崩壊と核融合プロセスでの損失を補うためには、これが要件となります。[ 22 ]
ハイブリッド設計においてリチウムブランケットが核分裂燃料に置き換えられたり、補完されたりすると、核分裂性物質と反応する中性子はトリチウム増殖に利用できなくなります。核分裂反応から放出される新しい中性子はこの目的に使用できますが、それは6 Li の場合に限られます。ブランケット内の6 Liの量を増やしてこれらの損失を補うためにリチウムを処理することもできますが、このプロセスの欠点は、6 Li 反応では 1 つのトリチウム原子しか生成されないことです。高エネルギー核融合中性子と7 Liの反応のみが1 個以上のトリチウムを生成でき、これは原子炉の運転を維持するために不可欠です。[ 22 ]
この問題を解決するには、少なくとも一部の核分裂中性子を6Li中のトリチウム増殖にも使用する必要があります。トリチウム増殖に使用された中性子は核分裂に使用できなくなるため、原子炉の出力が低下します。原子炉が運転を継続するのに十分なトリチウムを生成しつつ、核分裂側のエネルギーを正に保つために十分な核分裂イベントを生成するには、非常に慎重なバランスが必要です。これらを同時に達成できない場合、ハイブリッド原子炉を建設する理由はありません。このバランスを維持できたとしても、経済的に実現不可能なレベルでしか実現できない可能性があります。このため、利用可能な中性子の数を増やす方法として、いくつかの中性子放出物質が提案されています。[ 24 ]
ハイブリッドコンセプトの初期開発段階では、全体的な経済性に関する疑問に答えるのは困難に思われた。1970年代後半から始まった一連の研究により、ハイブリッドの完全な燃料サイクルにおける全体像がより明確になり、経済性をよりよく理解できるようになった。これらの研究は、ハイブリッドを製造する理由はないことを示していた。[ 2 ]
これらの研究の中で最も詳細なものの1つは、1980年にロスアラモス国立研究所（LANL）によって発表されました。[ 2 ]彼らは、ハイブリッド炉は原子炉内の核分裂反応と、他の核分裂炉の燃料となる239Puを供給することによって、エネルギーの大部分を間接的に生成すると指摘しました。この全体像において、ハイブリッド炉は増殖炉と本質的に同じ役割を果たしています。[ 25 ]どちらも増殖した239Puを除去するために化学処理が必要であり、どちらも結果として同じ拡散と安全上のリスクをもたらし、どちらもほぼ同じ量の燃料を生成しました。増殖燃料が全体のサイクルにおける主要なエネルギー源であるため、2つのシステムは最終的にはほぼ同じでした。[ 26 ]
しかし、両者の設計の技術的な成熟度は全く異なっていた。ハイブリッド方式は、実際に機能するかどうかが判明するまでに相当な研究開発が必要であり、たとえ機能することが実証されたとしても、結果として得られるシステムは当時既に構築されていた育種装置と本質的に同じものとなるだろう。報告書は次のように結論付けている。
ハイブリッドサイクルを商業化するために必要な時間と資金の投資は、ハイブリッドが従来の高速増殖炉（FBR）よりも実際または認識上優れている場合にのみ正当化される。我々の分析では、そのような優位性は存在しないという結論に至る。したがって、核融合・核分裂ハイブリッドを実証し商業化する十分なインセンティブはない。[ 26 ]
核融合プロセス単独では、現状では電源として実用化できるほどの十分な利得（入力電力に対する出力電力）が得られていません。核融合反応で発生した余剰中性子を利用して、周囲の未臨界核分裂性ブランケット内で高収率（ほぼ100%）の核分裂反応を引き起こすことで、ハイブリッド核融合・核分裂プロセスによる正味の利得は、入力エネルギーの100～300倍（核融合単独の場合の3～4倍）という目標利得を達成できます。入力側の非効率性（例えば、慣性閉じ込め核融合におけるレーザー効率の低さや、トカマク設計における制動放射損失）を考慮しても、経済的な発電に十分な熱出力を得ることができます。これは、より効率的な純粋な核融合技術が開発されるまでの、実用的な核融合発電への近道と見なすこともできますし、発電自体を目的とし、既存の核分裂性物質や廃棄物の備蓄を消費する手段として捉えることもできます。
ローレンス・リバモア国立研究所（LLNL）のLIFEプロジェクトでは、国立点火施設で開発された技術を用いて、核分裂性ブランケットで囲まれた重水素と三重水素の燃料ペレットを使用して、電力生成に必要な入力（レーザー）エネルギーよりも十分に大きなエネルギーを生成することを目指しています。その原理は、燃料ペレット内で慣性閉じ込め核融合（ICF）を誘発することです。燃料ペレットは、高濃度の中性子点源として機能し、それが外側の核分裂性ブランケットを変換して核分裂させます。ICFアプローチと並行して、テキサス大学オースティン校は、核廃棄物処理と発電を最適化するトカマク型核融合炉に基づくシステムを開発しています。中性子源としてICFまたはトカマク型原子炉を使用する原理は基本的に同じです（主な違いは、ICFが基本的に中性子点源であるのに対し、トカマクはより拡散したトロイダル状の中性子源であるという点です）。
周囲のブランケットは、核分裂性物質（濃縮ウランまたはプルトニウム）または増殖性物質（中性子照射によって核分裂性物質に変換できる物質）である。増殖性物質には、トリウム、劣化ウラン、使用済み核燃料などがある。このような未臨界原子炉（粒子加速器駆動の中性子核破砕システムも含む）は、再処理なしで使用済み核燃料を能動的に処分する（貯蔵ではなく）現在知られている唯一の手段を提供する。商用軽水炉（LWR ）の運転によって生成される核分裂副産物は、寿命が長く放射能が高いが、余剰中性子を核融合反応に利用してブランケット内の核分裂性成分とともに消費することができ、実質的に核変換によって破壊され、はるかに安全で核拡散のリスクが低い廃棄物が生成される。この廃棄物は、軽水炉からの廃棄物と比較して、発電量1ギガワット年あたりの長寿命で兵器転用可能なアクチニドの濃度が大幅に低減される。さらに、発電量1単位あたりの廃棄物量は約20分の1に減少する。これにより、膨大な量の濃縮核分裂性物質、劣化ウラン、使用済み核燃料を効率的に利用できる可能性が開かれる。
現在の商用核分裂炉とは対照的に、ハイブリッド炉はあらゆる条件下で臨界よりはるかに低い状態を維持し、崩壊熱の除去が受動的なメカニズムによって可能であるため、本質的に安全な挙動を示す可能性がある。核分裂は核融合点火イベントによって供給される中性子によって駆動されるため、自己維持的ではない。核融合プロセスが意図的に停止された場合、または機械的故障によってプロセスが中断された場合、核分裂は減衰してほぼ瞬時に停止する。これは、中性子束を臨界の自己維持レベル以下に減少させるために中性子を吸収する制御棒による従来の原子炉の強制減衰とは対照的である。従来の核分裂炉の本質的な危険性は、チェルノブイリ事故で発生したような正のフィードバックと暴走連鎖反応につながるあらゆる状況である。ハイブリッド構成では、核分裂反応と核融合反応は分離されています。つまり、核融合中性子出力が核分裂を促進する一方で、核分裂出力は核融合反応に全く影響を与えないため、正のフィードバックループが発生する可能性はなくなります。
ハイブリッド核融合燃料サイクルには、重水素、三重水素、核分裂性元素の 3 つの主要な構成要素があります。[ 27 ]重水素は、海水中の水素同位体の分離によって得ることができます (重水製造を参照)。三重水素は、リチウム含有化合物による中性子の吸収によって、ハイブリッドプロセス自体で生成される可能性があります。これには、追加のリチウム含有ブランケットと収集手段が必要になります。少量の三重水素は、特に重水が中性子減速材または冷却材として使用される場合、核分裂炉での中性子活性化によっても生成されます。3 番目の構成要素は、非軍事化された核分裂性物質、または商業用核燃料および廃棄物ストリームから外部から得られる核分裂性物質です。核融合駆動核分裂は、トリウムを燃料として使用する可能性も提供し、利用可能な核分裂性物質の潜在的な量を大幅に増加させます。核融合反応中に放出される高速中性子の極めて高いエネルギー（光速の0.17倍まで）により、通常は核分裂を起こさないウラン238が（まずプルトニウム239に変換されることなく）直接核分裂を起こすことが可能になり、精製された天然ウランを非常に低い濃縮度で使用しながら、臨界前状態を維持することができる。
実用的なエンジニアリング設計では、まず安全性を最優先事項として考慮する必要があります。すべての設計において、受動冷却と耐火材料を組み合わせて、核分裂性物質の溶融や、意図しない臨界状態を引き起こす可能性のある形状への再構成を防ぐ必要があります。一般的に、リチウム含有化合物のブランケット層が設計の一部として含まれ、トリチウムを生成することで、主要な燃料要素コンポーネントの1つをシステムが自己支持できるようにします。トリチウムは半減期が比較的短く、放射能が非常に高いため、遠隔地からの輸送を不要にするために、オンサイトで生成するのが最適です。DT燃料は、重水製造から得られる重水素と、ハイブリッド原子炉自体で生成されるトリチウムを使用して、オンサイトで製造できます。核破砕反応によって追加の中性子を生成することで核分裂出力を高めることができるが、これは中性子の数（通常、破砕反応1回あたり20～30個の中性子）と個々の中性子のエネルギーの低下とのトレードオフとなる。原子炉が天然トリウムを燃料として使用する場合、これは考慮すべき点である。核融合反応によって生成される高エネルギー（0.17c）中性子は、トリウムとウラン238の両方で直接核分裂を引き起こすことができるが、破砕反応によって生成される低エネルギー中性子は一般的に核分裂を引き起こすことができない。これは、設計において使用される破砕の程度と燃料の混合比に影響を与えるトレードオフである。