JP2010540962A - レーザー慣性閉じ込め核融合・核***発電プラントの制御 - Google Patents

Abstract

レーザー慣性閉じ込め核融合・核***エネルギー発電プラントを説明する。核融合・核***ハイブリッドシステムは、重水素と三重水素の核融合反応により中性子を生成する慣性閉じ込め核融合を利用している。核融合中性子が核***燃料または親物質燃料の未臨界ブランケットを駆動する。燃料を通して循環される冷却材が燃料から熱を取り出し、その熱を利用して電気を生成する。慣性閉じ込め核融合反応は、中心ホットスポット点火核融合または高速点火核融合、及び直接または間接駆動を用いて実行することができる。核融合中性子が核***ブランケットで燃料を超高度に燃焼させ、よって核廃棄物を燃焼することができる。燃料は劣化ウラン、天然ウラン、濃縮ウラン、使用済核燃料、トリウム、及び兵器級プルトニウムを含む。ＬＩＦＥ機関が安全かつ持続可能な方法で世界的な電力需要に応じることができ、同時に劣化ウラン、使用済核燃料及び余剰兵器物質などの大変好ましくない物質の蓄積を大幅に減少させることができる。
【選択図】図１

Description

本発明は、核融合・核***機関及び核融合・核***発電プラントに関する。

［関連出願の相互参照］

本出願は、米国特許法第１１９条（ｅ）項に基づき「ハイブリッド核融合・核***炉（Hybrid Fusion-Fission Reactor）」と題する２００７年１０月４日に出願された米国仮特許出願第６０／９９７，７８０号、及び「レーザー慣性閉じ込め核融合を用いたハイブリッド核融合・核***炉（Hybrid Fusion-Fission Reactor Using Laser Inertial Confinement Fusion）」と題する２００８年５月２９日に出願された米国仮特許出願第６１／１３０，２００号の利益を主張するものであり、当該出願の内容は参照することによってその全体があらゆる点でここに組み込まれるものとする。
［連邦支援の研究または開発に基づいた発明の権利に関する声明］

米国エネルギー省とローレンス・リバモア・ナショナル・セキュリティ・エルエルシー間の契約番号第ＤＥ−ＡＣ５２−０７ＮＡ２７３４４号に基づいて、米国政府は本発明における権利を有するものとする。
［目次］

関連出願の参照…………………………………………………………………………………１
Ｉ．背景技術……………………………………………………………………………………２
II．発明の概要…………………………………………………………………………………４
III．図面の簡単な説明 ………………………………………………………………………５
ＩＶ．好ましい実施例の詳細な説明…………………………………………………………７
１．概要………………………………………………………………………………………７
２．プラントレイアウト……………………………………………………………………９
３．チャンバー……………………………………………………………………………１０
４．第１壁…………………………………………………………………………………１４
５．チャンバー冷却システム……………………………………………………………１５
６．核***燃料 ……………………………………………………………………………１８
７．分割核***燃料ブランケット………………………………………………………２４
８．ターゲット……………………………………………………………………………３０
９．レーザー構造…………………………………………………………………………３４
１０．結論…………………………………………………………………………………３８
［背景技術］

エネルギー情報局（Energy Information Agency）及びＩＰＣＣ（Intergovernmental Panel on Climate Change：気候変動に関する政府間パネル）の予測によると、世界的な電力需要は現在水準の約２テラワット電力（ＴＷｅ）から２０３０年までには４ＴＷｅに倍増し、２１００年には８〜１０ＴＷｅに達する可能性があるとみられている。また、今から３０〜５０年の間、発電に対する需要の大半は石炭や天然ガスを主とする化石燃料によってまかなわれると予測されている。今日、世界の電気エネルギーの４１％が石炭によって供給されており、２０３０年には４５％が供給されると予測される。さらに、ＩＰＣＣの最新報告では、人工的な原因による大気へのＣＯ_２排出によって地球の気候が９０％に及ぶ著しい影響を受けているという可能性があげられた。「平常通りの業務」を基準にしたシナリオでは、ＣＯ_２排出は２０５０年には現在水準の２．５倍近くになり得る。かつてないほどに、新しい技術と代替エネルギー源で先進国及び発展途上国の両者におけるエネルギー需要の増加に対応することが不可欠であり、また同時に大気中におけるＣＯ_２濃度を減らして安定化させ相伴う気候変動を和らげる試みをする必要がある。

炭素を排出しないエネルギー源である核エネルギーは、１９５０年代以来世界のエネルギー生産の主要要素であり、世界の発電高の約１６％を占めているが、その割合は原則的には増加させることができる。しかし、幾つかの要因がその長期的持続可能性を困難にしている。これらの要因は、核燃料サイクルから生じる核物質及び核技術の拡散に対する危険性、深地層処分場への埋没が必要な超寿命放射性核廃棄物の発生、ワンススルー開放核燃料サイクルに依存している現状、及び低費用低炭素排出量ウラン鉱の供給力などである。米国だけでも、すでに５５，０００メートルトン（ＭＴ）を上回る使用済核燃料（ＳＮＦ）が原子炉で生成された。近い将来米国は、ユッカマウンテン地層廃棄物処分場を埋め尽くすに足りる、規定最大限度７０，０００ＭＴの使用済核燃料を抱えることになるであろう。

核融合は将来の発電に対する魅力的なエネルギー選択肢であり、現在開発されつつある核融合発電プラントに対して２つの主な取り組みがある。第１の取り組みは慣性閉じ込め核融合（ＩＣＦ）であり、これは、レーザー、重イオンビーム、ショック点火、インパルス点火、パルスパワーまたはその他の技術を用いて、主に重水素（Ｄ）や三重水素（Ｔ：トリチウム）といった水素の同位元素の混合物が含まれるカプセルを急激に圧縮する方法である。カプセル半径が減少しＤＴガス密度及び温度が増加するにつれ、ＤＴ核融合反応が圧縮されたカプセルの中心にある小さなスポットで開始される。これらのＤＴ核融合反応がアルファ粒子及び１４．１ＭｅＶ中性子の両方を発生させる。核融合燃焼の最前線がそのスポットから広がり、著しいエネルギー利得を生成する。第２の取り組みは磁気核融合エネルギー（ＭＦＥ）であり、これは、強力な磁界を用いてＤＴプラズマを閉じ込め、燃焼プラズマの維持及びエネルギー利得生成に必要な状態を作り出す方法である。

慣性閉じ込め核融合に関する重要な技術が、カリフォルニア州リバモアに所在するローレンス・リバモア国立研究所（ＬＬＮＬ：Lawrence Livermore National Laboratory）の国立点火施設（ＮＩＦ：National Ignition Facility）で主に開発されている。ＬＬＮＬでは、熱核融合点火及び燃焼を実現するために計画されたレーザーベースの慣性閉じ込め核融合プロジェクトが、１〜１．３ＭＪのレーザーエネルギーを使用しており、１０〜２０ＭＪオーダーの核融合収率が予想される。もし、核融合技術だけで費用効率の良い発電を行うとしたら、中心ホットスポット核融合構造では２００ＭＪを超える核融合収率（fusion yield）が必要になると予測される。従って、純粋な慣性閉じ込め核融合エネルギーを原動力とする経済を実現するには、大きな技術的課題が残されている。

１９５０年代に、アンドレイ・サクハロフ（Andrei Sakharov）が、核融合反応によって核***機関用の中性子を発生する核融合・核***機関のアイデアが検討された。このアイデアは、１９７０年代及び１９８０年代にハンス・ベース（Hans Bethe）及びニコライ・バソフ（Nikolai Basov）によって発展され、また、世界中でその他多くのグループによって発展された。これらの研究の幾つかで焦点となったのは、高速炉用の燃料を生成するための核融合中性子の使用に関してであったが、バソフらは、商用電力を発生するための核***ブランケットを働かせるためにレーザー作動核融合ターゲットの使用可能性を検討した。また、加速器を用いて中性子を生成し、それを利用して核廃棄物を変化させ電力を生成する多くの提案がなされた。しかし、核融合・核***機関は、概念的段階を超えて進歩することがなかった。例えば、ＬＬＮＬは１９７０年代にＩＣＦベースの核融合・核***ハイブリッドの概念的構想を研究した。例えば、ローレンス・リバモア研究所が主催した１９７６年７月１３〜１６日の「米国・ソ連核融合・核***炉シンポジウム（US-USSR Symposium on Fusion-Fission Reactors）」を参照されたい。しかし、概念的アイデアを実現に向けて進ませるには、コンピュータによる設計ツール、光学材料、ダイオード励起固体レーザー、及び高燃焼度三重構造等方性（ＴＲＩＳＯ）燃料を含む現世代の実行技術が必要である。同様に、加速器ベースの構想もあまり進歩していない。この理由の１つは、経済的に電力を生成するにはウラン濃縮及び核廃棄物の再処理を含む完全な核燃料サイクルが未だ必要だからである。その結果、そのようなシステムの効率及び費用は、核廃棄物を変化させる方法の利点と比較すると手が出ないものとなっている。

核融合・核***ハイブリッドを考察するその他の初期の典型的文献には以下のものがある。Hans A. Bethe, “The Fusion Hybrid”, Physics Today 32(5), 44 (1979); A.P. Barzilov, A.V. Gulevich, A.V. Zrodnikov, O.F. Kukharchuk, V.B. Polevoy, “Concept of a Coupled Blanket System for the Hybrid Fission-Fusion Reactor”, Institute for Physics & Power Engineering, 1, Bondarenko Sq., Obninsk, Russia 249020, Proc. Intern. Conf. SOFE’95, 1995; A.P. Barzilov, A.V. Gulevich, O.F. Kukharchuk and A.V. Zrodnikov, “Hybrid Fission-Fusion Reactor Initiated by a Laser”, Institute of Physics & Power Engineering, Obninsk 249020 RUSSIA, Technical Physics Laboratory, Copyright 1997-2000, (http://www.ippe.obninsk.ruipodr/tpl/pub/html/1/ref1a.html)

発明者らは、レーザー慣性閉じ込め核融合・核***エネルギー（以下、ＬＩＦＥという）発電プラントを２０３０年以前に米国経済に導入した場合のシナリオを検討した。現在、米国の劣化ウラン（ＤＵ）の供給量は約５５０，０００トンである。ここに説明するＬＩＦＥ機関で燃焼した場合、これは約５５０ＴＷｅ年の電力を生成する。米国の合計電力需要が２１００年までに約２ＴＷｅに達するという予測が正しい場合、現在のＤＵ保有量だけで米国の合計電力需要を３００年近く供給することができる。さらに、核融合と核***の組み合わせによって可能になる優れた利点は、ＬＩＦＥ機関で軽水炉（ＬＷＲ）からの使用済核燃料（ＳＮＦ）の現在及び将来のインベントリーを燃焼できることである。現在、米国だけでも、原子炉サイトの仮保管庫におけるＳＮＦの現在のインベントリーはおおよそ５５，０００ＭＴである。

このシナリオでは、発明者らは、２０３５年以降、軽水炉（ＬＷＲ）または改良型のＬＷＲが建設されないこと、また６０年の寿命に達した最後のＬＷＲが２０９５年に停止することを推定した。そして、発明者らは、２０３０年からＬＩＦＥプラントが年に５〜１０件の割合で建設され、未再処理ＳＮＦの燃焼が始まることを推定した。その頃までに、蓄積されたＳＮＦは、米国だけで合計約１１０，０００ＭＴになり、２０９５年に最後のＬＷＲがラインを離れるときには約１９０，０００ＭＴに増大しているであろう。劣化ウラン（ＤＵ）は約１，５００，０００ＭＴに拡大しているであろうと推定した。

ＬＩＦＥ技術を使用すれば、ユッカマウンテンに輸送されるはずのＳＮＦが強大なエネルギー源になる。現存の核施設からの廃棄物（ＤＵ、ＳＮＦ）の流れでＬＩＦＥに１０００年以上燃料を供給することができる。ＬＷＲからの現存のＳＮＦが、今から２１００年までの米国全体の電力需要量であると予測される７５ＴＷｅ年を供給できる。今世紀末までに蓄積されるＳＮＦで、２１００年（２〜２．５ＴＷｅ）を超えてさらに百年の間、米国の電力要求量をまかなうことができる。ＤＵは、更なる千年の間、２ＴＷｅを上回る量を供給できる。ＬＩＦＥは、米国の地層処理場の使用年数を引き延ばし、ワンススルー燃料サイクルを想定した場合、同等のＬＷＲの単位発電量あたり７％の処理場収容量しか必要としない。この見積もりでは、現在のユッカマウンテンの法定限度が７０，０００メートルトン重金属（ＭＴＨＭ）であり、その限度の９０％が商業ＳＮＦであると仮定している。

ＬＷＲを今世紀末まで稼動させるために必要なウラン濃縮プロセスにより蓄積される１，５００，０００ＭＴの劣化ウランは、ＬＩＦＥ機関で燃焼された場合には、１５００ＴＷｅ年を上回る電力を引き続き供給する。つまり、ＬＩＦＥは、他のタイプの核***エネルギー発電プラントと同様に、現在、過去、そして将来のＬＷＲの運転によって発生する２つの廃棄物の流れ（ＤＵ及びＳＮＦ）を燃焼することによって、１０００年を上回る間米国の電力要求量を供給することができるのである。

上記の米国シナリオに加え、ＬＩＦＥ技術によって世界中で原子力の拡大への魅力的な道が開かれる。核拡散の懸念が他の核技術に比べて軽減されるうえ、ＬＩＦＥ機関の核燃料が安価で広く手に入る。更に、ＬＩＦＥが自給式閉燃料サイクルを採用し、使用済燃料のアクチニド含有量が初期の含有量の１％未満になるまで燃料を燃焼するため、核廃棄物処分場に対する考慮が簡単になり、特に、そのような地下処分場を建設する意思がない国にとっては問題が簡単になる。

典型的なＬＩＦＥ発電プラントの構成図である。 ＬＩＦＥ機関の詳細図である。 高速点火核融合チャンバーの構成図である。 チャンバーの断面構造を示す図である。 中心ホットスポット核融合の代替チャンバーを示す図である。 チャンバー冷却システムを示す図である。 冷却材システムの系統図である。 ヘリウムブレイトンパワーサイクルの図である。 受動型安全システムの図である。 冷却材システム及び受動型安全システムの機械的構造を示す図である。 受動型安全システムの更なる図である。 特別なＴＲＩＳＯ燃料構造を示す図である。 多孔質の炭素コアを備える球状燃料の図である。 溶融塩ベースの液体燃料の相図である。 燃料燃焼のチューニングを示す、分割燃料ブランケットの概略図である。 ＬＩＦＥ機関で発生する熱出力の時間変化、及び^６Ｌｉでシステムの熱出力を制御する利点を示す図である。 ＬＩＦＥ機関燃料における熱中性子スペクトルを示す図である。 典型的なＬＩＦＥ機関出力と質量曲線を示す図である。 トリチウム増殖比の調整による制御を示す図である。 ^６Ｌｉ制御をする場合としない場合のシステム臨界を示す図である。 劣化ウラン燃料ブランケットの出力の流れを示す図である。 核融合カプセルの図である。 空洞カプセル集合体の図である。 レーザー蒸着を介しての空洞の加熱を示す図である。 燃料コアの圧縮を示す図である。 高速点火カプセルの構造を示す図である。 高速点火カプセル／空洞集合体を示す図である。 高速点火プロセスを示す図である。 高速点火ターゲットの製造を示す図である。 高速点火空洞の構造を示す図である。 高速点火及び中心ホットスポット点火のレーザー仕様を説明する図である。 レーザー構造を示す図である。 ブースター増幅器及びキャビティ増幅器を示す図である。 集積集合体として組み立てられたＶＣＳＥＬダイオードの図である。 小スラブのネオジムドーピングを示す図である。 横電極型ポッケルスセルの図である。 周波数変換器の図である。 全体的なレーザーシステム、及びそのビームを診断・監視する技術を示す図である。

１．概要
慣性閉じ込め核融合に必要な状態を作るレーザー能力は、２０１０年ごろにＮＩＦで実証されると期待されている。点火及び少量のターゲット利得が期待される。レーザーエネルギーに対する核融合収率の比は約１０になることが予測され、１０〜１５ＭＪの核融合エネルギー収率が導かれる。点火及び利得を実証する最初の実験では、中心ホットスポット（ＣＨＳ）点火構造及び１〜１．３ＭＪのレーザーエネルギーを有する３５０ｎｍのレーザー光が使われる。ＮＩＦでの点火及び燃焼の実験は成功すると予想されるが、もし、その技術を用いて核融合だけから効率的で費用効果が高い発電を行うとしたら、２００ＭＪを上回る核融合収率がＣＨＳ構造に対して要求されるであろう。

核エネルギーが直面する問題を軽減し核融合源の有用性の時間スケールを改良するために、核融合・核***機関は、核融合及び核***のそれぞれの特徴を兼ね備えている。我々の方法で基礎とするのは、球形の未臨界核***燃料ブランケットを有する比較的控えめな慣性閉じ込め核融合中性子源である。ＬＩＦＥ機関では、核融合中性子の点線源が、触媒の役目を果たして核***ブランケットを働かせ、臨界集合体で核***連鎖反応を維持する必要性をなくす。わずか３００〜５００メガワットの核融合出力（ＭＷｆ）から始まり、単独のＬＩＦＥ機関は、燃料及び機関の構成によっては数年から数十年のあいだ定常な状態で２０００〜３０００メガワットの熱出力（ＭＷｔ）を発生できる。中性子が核融合ターゲットによって供給されるため、核融合・核***システム内の核***ブランケットは未臨界である。これによって、ＬＩＦＥ機関が、未濃縮ウラン、天然ウランまたは劣化ウラン、及びＳＮＦとを含むあらゆる核***性物質または燃料親物質を燃焼できるようになり、その燃料のエネルギー含有量の１００％を実質的に取り出すことができるようになる。この結果、核燃料のメートルトンあたりのエネルギー生成量が非常に高められ、核廃棄物の量が極めて減少する。発生した廃棄物でさえ長寿アクチニドの濃度が大きく減少している。従って、ＬＩＦＥ機関は、非常に大量の電力を供給できると同時に現存及び将来の核廃棄物のアクチニド含有量を大幅に減少でき、それによって低費用の核燃料の供給力を数千年引き伸ばすことができる。また、ＬＩＦＥによって、混合酸化物燃料の製造または再処理の必要なしに余剰兵器級プルトニウム（Ｐｕ）を９９％ＦＩＭＡ（Fraction of Initial Metal Atoms：初期金属原子比率）を上回るまで燃焼する道が開かれる。これら全ての利点から、ＬＩＦＥ機関は、核拡散の懸念を著しく軽減し核廃棄物を最小限にする、持続可能で安全な原子力に向けての道を提示するといえる。

ここに説明するシステムは、慣性閉じ込め核融合を用いて重水素及びトリチウムの核融合反応から１４００万電子ボルト（ＭｅＶ）の中性子を生産する核融合・核***ハイブリッドシステムである。中性子は、次々に核***燃料または親物質燃料の未臨界ブランケットを働かせる。慣性閉じ込め核融合反応は、様々な装置を使って実施することができる。発明者らの最初の取り組みでは、発明者らは、間接駆動を用いて開始する中心ホットスポット核融合を使用している。間接駆動は、核融合燃料（重水素及びトリチウム）のペレットを含む空洞（Hohlraum)を加熱するためにレーザーからのエネルギーを使用する。その空洞が燃料を圧縮し加熱するＸ線を放射し、それによって、以下に詳しく述べるように、核融合点火及び燃焼が引き起こされる。替りの取り組みにおいて、直接駆動（空洞なし）または高速点火（圧縮レーザーと点火レーザーを分ける）を使用してもよい。
［００５５］ ＬＩＦＥ機関は、ウラン濃縮なしで電力を生産し、兵器吸引アクチニド流を化学的に分離する必要なしに核廃棄物を燃焼する。レーザーで生成された熱核融合によって生産された高エネルギー中性子の点線源が、未臨界核***ブランケットの核***燃料または親物質燃料の超高度燃焼を実現するために使用される。採用できる親物質燃料は、劣化ウラン（ＤＵ）、天然ウラン（ＮａｔＵ）、使用済核燃料（ＳＮＦ）、及びトリウム（Ｔｈ）を含む。低濃縮ウラン（ＬＥＵ）、余剰兵器プルトニウム（ＷＧ−Ｐｕ）、及び高濃縮ウラン（ＨＥＵ）のような核***燃料を、同様に使用してもよい。その結果、ＬＩＦＥ機関は、安全で持続可能な手法で世界の電力要求を満たすことができ、同時に、劣化ウラン、使用済核燃料及び余剰兵器物質の、米国及び世界の保有量を著しく減らすことができる。

ＬＩＦＥでは、レーザーシステムが、１０〜２０ヘルツ（すなわち近似的に等しい１０^２０ｎ／ｓ）で２０〜５０ＭＪの核融合収率、及び２００〜１０００メガワットの核融合出力とを発生する。未臨界核***ブランケットと連結されたとき、核融合反応が、二酸化炭素の排出なしで数ギガワットの電力を発生し、同時に、核拡散問題が軽減され、長期核廃棄物処分による原子力安全問題が最小限になる。核融合・核***エネルギー機関が、（１）ウラン濃縮を不要にし、（２）核燃料のエネルギー含有量の９０％より多くを利用し、（３）使用済燃料の化学的分離及び再処理施設を不要にし、（４）核***ブランケットを常に未臨界（ｋ_ｅｆｆ＜０．９０）に維持し、（５）地下深部地層廃棄物処分場の将来的な必要性を最小限にし、（６）寿命末期の核廃棄物のアクチニド含有量を米国エネルギー省吸引力レベルＥ（最低値）以下に最小化する。核***ブランケットは、天然Ｕまたは劣化Ｕ、Ｔｈ、Ｕ／Ｔｈ混合物、兵器吸引アクチニド流を化学的に分離していない使用済核燃料、余剰兵器級Ｐｕまたは高濃縮ウランなどで構成することができる。核***ブランケットは、常に未臨界であるように設計されており、受動型機構を介して熱を除去できるので本質的に安全な技術でる。レーザー慣性閉じ込め核融合に加えて、その他の中性子源も、未臨界核***ブランケットを働かせるため使用できる。例えば、重イオンビーム加速器を使用できる。以下に説明するレーザー出力、ターゲット収率、中性子増倍、核***燃料熱出力、全体的なシステム効率、機関寸法を含む運転条件の特定の組み合わせによって実用的なシステムの実現が可能となる。また、ＬＩＦＥ機関は、運送要求用の水素の生産、海水の脱塩、または材料及びその他の製造工程への動力供給に、処理熱を使用するように構成される。

ここで説明する方法の大きな利点は、燃料製造、発電及び廃棄物焼却が単独のシステムで行われることである。従って、濃縮または再処理なしで出力が供給され、廃棄物及び核拡散問題が著しく減少される。
２．プラントレイアウト
図１及び図２は、高速点火構造、すなわち、高速点火を用いて機関を働かせる核融合反応を起す構造で実施された場合のＬＩＦＥ機関を示している。（代替実施例が図５に描かれているが、そこではＬＩＦＥチャンバーが中心ホットスポット点火の核融合工程を支持するように構成されている。）
典型的ＬＩＦＥ発電プラント１０を図１に示す。ＬＩＦＥ発電プラント１０は、中性子増倍ブランケットと未臨界核***ブランケットの両方に囲まれた核融合・核***ターゲットチャンバー１５内でターゲットの核融合反応を開始させるために、１０〜２０Ｈｚのダイオード励起固体レーザー（ＤＰＳＳＬ）バンク１２を有することが望ましい。プラント１０は、レーザー用のターゲットを生産する核融合ターゲット製造装置１６、及び、例えば、熱交換器、制御室、蒸気タービン発電機、及び予備チャンバー等の、バランスオブプラント（balance of plant）１８を備える。ＬＩＦＥプラントの構成要素を、以下に更に詳しく説明する。

図２は、ＬＩＦＥ機関自体を更に詳しく示す図である。図２に示されたＬＩＦＥ機関は、ＩＦＥに対して高速点火（ＦＩ）法を使用しており、間接駆動構造で運転する、５００〜６００ｋＪ、２ω圧縮レーザー２０、及び７５〜１５０ｋＪ、１０ｐｓ、１ωぺタワット級点火レーザー２２を用いている。高速点火は、ＣＨＳ点火の必要条件と比べて、より高密度でより穏やかな温度にＤＴを圧縮する。燃料が圧縮された後、超短（〜１０ｐｓ）レーザーパルスで燃料を点火する。圧縮過程と点火過程を切り離すことによって圧縮に係る多くの構造的制約の多くが緩和され、特に、ある特定のターゲット利得に必要とされる全体的エネルギーが減少される。ＣＨＳ及びＦＩの、レーザーエネルギーに応じて計算された核融合収率を比較すると、ＦＩが同じレーザーエネルギーに対して著しく高い核融合利得をもたらすことが分かる。さらに、間接駆動ＦＩターゲットが、約２０．５度未満の低立体角の両面照明を可能にする。これで、光学システム及びチャンバーの複雑さが軽減され、同時にチャンバー建屋２５のサイズを減少できる。この構成では、熱交換器２６及び予備チャンバー２７が近隣している。

上記のレーザーエネルギー及び間接駆動高速点火法によって、４０〜５０オーダーの核融合エネルギー利得及び２５〜５０ＭＪの核融合収率でＬＩＦＥ機関が稼動する。そのような核融合法は、１０Ｈｚのシステムに換算すると１秒あたり約１０^２０の中性子になる、ショットあたりおよそ１０^１９ １４．１ＭｅＶの中性子を発生する。好適な１３Ｈｚで運転した場合、ＬＩＦＥ機関は、一日あたり約１１０万ターゲットを消費する。未臨界核***ブランケットを働かせるために用いた場合、４〜８のエネルギー利得が追加され１６０〜４００の合計システムエネルギー利得が実現されるが、これは数千メガワットの出力時代へと導くものである。１０％のレーザードライバー効率η及び３００の合計システムエネルギー利得Ｇ（例えば、５０の核融合利得５０及び６の核***利得に対応する）に対して、ＬＩＦＥ機関は、Ｇ＝３０の効率性能指数ηを有するであろう。すると、レーザー及び関連のパワーシステムを動かすために必要な循環動力は、わずか約７％である約ｆ＝２／（ηＧ）である。このようなシステムは、Ｐ_ｏｕｔ＝Ｐ_{ｌａｓｅｒ}Ｇη_ｅであり、Ｐ_{ｌａｓｅｒ}がレーザーの入力、及びη_ｅが電力プラントの熱対電力変換効率である場合、システムの正味電気出力Ｐ_ｅ＝（１−ｆ）Ｐ_ｏｕｔにおいて効率的である。レーザー入力がＰ_{ｌａｓｅｒ}＝１０ＭＷと控えめな場合、Ｇ＝３００である。η_ｅ＝４５％でｆ＝６．７％であると、Ｐ_ｏｕｔ＝１３５０ＭＷであり、機関の正味電気出力がＰ_ｅ＝１２５０ＭＷ_ｅになる。
３．チャンバー
図３は、高速点火核融合チャンバー３０の図であり、レーザー圧縮ビーム３２と、点火ビーム３３、核融合ターゲット３１、チャンバーを取り囲む核***ブランケット３５を示している。球状のチャンバー構造が、交換時まで、核***燃料３５の均一な照射、及び予備チャンバー壁３４に対する均一な放射線損傷を可能にし、材料の利用を最大化できる。酸化物分散強化されたフェライト鋼を用いて、タングステンまたは炭化タングステンの防御装甲からなる固体第一壁を有する、球状の機関チャンバーを構成することが望ましい。このような鋼は、中性子衝撃による格子場所からの変位に対する感度が少ない。チャンバーには中性子減速材及び中性子増倍材としてのベリリウムまたは鉛の層が含まれる。（チャンバー壁の構造は以下に詳しく説明する。）例えば、フリーベ（flibe）（２ＬｉＦ＋ＢｅＦ_２）またはフリナック（flinak）（ＬｉＦ＋ＮａＦ＋ＫＦ）を用いた半径流式高温リチウム含有冷却材システムは、複数の入口ポート３６、３７及び図示されていない他の入口ポート、及び出口ポート３８を含んでいる。冷却材が、機関の核***ブランケットから熱を除去し、その熱をブレイトンエネルギー変換システムに輸送する。冷却システムについては以下に更に詳しく説明する。ターゲット追跡及びレーザー発射システムを備え、また、空洞材料のリサイクルシステムを備えた高速核融合ターゲット製造注入システムによって、要望通りにターゲットがチャンバーに導入される。これについても以下に更に詳しく説明する。

図４はチャンバーの断面構造を詳細に示した図である。核融合・核***チャンバーは、ＬＩＦＥ機関の心臓部である。重水素三重水素核融合ターゲットにより生成された高エネルギー中性子は、最初に、ほとんどが空であるチャンバーの中央部１を通過する。ターゲットチャンバー及びレーザービーム通路は、原子密度が約１×１０^１６ｃｍ^−３〜３×１０^１６ｃｍ^−３のキセノンガスまたは他の希ガス１で満たされている。このガスは、Ｘ線エネルギーの大部分を吸収し、ターゲットから放射された全てのイオンを基本的にチャンバーの内壁に到達しないようにする。高温ガスが、タングステンで覆われた第一壁の損傷を防ぐために十分長い時間で放射線を介して冷却される。チャンバーガスの使用は、ナノ秒のＸ線爆発を、本質的に、タングステンの熱伝導により対応できる、ミリ秒の熱爆発に変換する。ガス密度は、レーザービームをターゲットに伝播できるほどに十分低い。

その後、中性子は、低活性化ナノ構造酸化分散強化（ＯＤＳ）フェライト鋼である、厚さ約０．３ｃｍの構造的鋼壁４０にぶつかる。ＯＤＳフェライト鋼は、ターゲットから放射されたＸ線の吸収による高温度に耐え、また、核融合中性子放射による損傷に対しての抵抗力を得るために、２５０〜５００μｍのタングステンまたはその他の適切な材料で覆われている。この内壁は、構造的要素、及び壁の後ろの材料をチャンバー内部から分離する真空バリアを提供している。なお、チャンバー内には必要な真空空間が維持されている。

第一壁４０のすぐ背後をリチウム・鉛溶液２が厚さ約３ｃｍの領域を通って流れる。この溶液はリチウム約１７％及び鉛約８３％であることが望ましい。このリチウム・鉛が第一壁４０を冷却する。厚さ約０．３ｃｍの別のＯＤＳフェライト鋼壁４１が、そのリチウム・鉛を含み、それを他の物質から分離している。

その後、中性子は、例えば、メッシュまたはその他の最小構造で形成された多孔質ＯＤＳフェライト鋼壁４２を通してフリーベ冷却材を放射状に分配する、厚さ約３ｃｍの注入プレナム３を通過する。第一壁を通過した後、核融合中性子は、ベリリウム（または鉛）層４に進入する。^９Ｂｅ（ｎ，２ｎ）^８Ｂｅ反応は、中性子エネルギーを減速し、吸収された中性子１つごとにほぼ２つの中性子を生成する。ベリリウム層は、フィリーベ冷却材と混合されたＢｅの微小球（Pebble）でなる厚さ約１６ｃｍの層で構成することが望ましく、必要に応じて除去、自動検査及び交換ができるように微小球がチャンバーの周りを流れるようにする。更に０．３ｃｍＯＤＳ鋼壁４３が、ベリリウム微小球を閉じ込める。

次に、減速され増倍された中性子は、常に未臨界（例えばｋ_ｅｆｆ＜０．９）であるように設計された厚さ８５ｃｍの未臨界親物質または核***ブランケット５である次の層に衝突する。更に厚いまたは薄いブランケットや薄いブランケットを、様々な種類の燃料と同様に、使用してもよい。ある実行例では、核***ブランケットが、ＴＲＩＳＯ燃料微小球、固体中空コア燃料微小球、または液体燃料で構成するが、それぞれれらは以下に更に説明する。機関を通して燃料が機関を通して循環し、ターゲットからの核融合中性子束に対する微小球または液体燃料の望まれた燃焼度を補償する。燃料からの熱は機関からのエネルギー源である。

更なる多孔質ＯＤＳフェライト鋼壁４４は、厚さ約７５ｃｍの黒鉛反射層６によって支持されている。黒鉛は、機関からの中性子漏れを最小限にし、別のＯＤＳフェライト鋼層４５に支持されている。代わりに、黒鉛反射体が、燃料の背後を循環する黒鉛微小球の１つ以上の層で構成されてよく、次いで固体黒鉛層で支持されてもよい。もし、幾つかの炭素微小球を燃料微小球領域と混合すれば、それらの微小球は減速材対燃料比の制御に利用される。炭素微小球の中心部に高密度材料を少量配置することによって、微小球密度を一致させ、炭素微小球を燃料微小球と本質的に同じように機能させることができる。

黒鉛反射体６の背後の厚さ約５ｃｍのフリーベ抽出プレナム７で、より高温のフリーベの除去が可能になる。フリーベから熱が、取り出され、以下に説明するように、例えば、蒸気タービン及びその他の従来方法を用いて、発電に使用される。抽出プレナム７の背後には厚さ約１ｃｍの更なるＯＤＳフェライト鋼壁４６があり、最後の構造的要素と真空バリアを提供している。中性子遮蔽をさらに追加することが望ましい場合は、他の材料で外部シェルを製造するか、または更なるシェル９を構造に追加することができる。外部シェルは、例えば、高ボロン高ガドリニウムまたは類似の材料で構成することができる。鉄ベースのアモルファス金属コーティングは、中性子衝撃によって生じる格子場所からの変位に対して通常無反応である。

フリーベ冷却材または実際の液体燃料が、既知の技術の使用により発電する機関から熱を取り出す。さらに、中性子が、フリーベ内のリチウムのいくらかをトリチウムに変換する。そのトリチウムが集められて核融合ターゲット内で燃焼したトリチウムと交換され、これにより、ＬＩＦＥ機関がトリチウムを自給自足できるようになる。トリチウムは、フリーベ内での溶解度が低く、Ｔ_２ガスとして凝結する。その後、このガスが、トリチウムを付着させる適切な金属の領域を横切って流される。異なる金属は、トリチウムの異なる長さの貯蔵のために使用される。例えば、ウランは比較的短期間の貯蔵を提供するが、チタンはもっと長期の貯蔵に使用される。フリーベのような高容積熱容量の液体塩は、核***ブランケットをコンパクトすることができ、核融合中性子の点線源と組み合わせた場合に高電力密度を有する。フリーベの循環によって、フリーベ入口温度が約６１０℃、フリーベ出口温度が約６４０℃になる。ＴＲＩＳＯ燃料を使用した場合、毎秒複数回で核***ブランケットに進入する中性子のパルスから生じる、ＴＲＩＳＯ燃料微小球の温度の鋭い山は約２０〜４０℃である。例えばリチウム合金のような液体金属など、フリーベ以外の材料を使うことももちろん可能である。

代替実施例では、チャンバー構造から図４に示すリチウム・鉛層が省かれている。この実施例では、フリーベ注入プレナムが、タングステンで覆われたＯＤＳ第一壁のすぐ背後に配置される。その他の実施例では、リチウム・鉛層かベリリウム微小球層の内どちらかが省かれる。

ここでこれまで論じてきたチャンバーは高速点火核融合反応用のチャンバーであった。中心ホットスポット核融合用の代替チャンバーの実施例を図５に示す。図５に示すチャンバー構造自体は、図４で説明したものと類似している。しかし、図１に示すように基本的にレーザービームをチャンバーの両側からチャンバーに進入させるのではなく、図５に示されたように、レーザービームはもっと均等にチャンバーに進入する。図５で、ポート５１は、球状チャンバーの周り全表面に配置されており、レーザービームを基本的に全方向からチャンバーの中心にあるターゲットに集束させることができる。図５では、４８個あるビームポートのうち２４個が示されており、各ポートは複数のビームを受け取ることができる。（その他の２４個は図から切り取られた部分のチャンバーにある。）この実施例では、核融合収率が、約１３Ｈｚのターゲット率で約３７．５ＭＪになることが予測される。チャンバーは、内部半径が２．５メートル（ｍ）である。ＴＲＩＳＯ微小球の形状をした約４０メートルトン（ＭＴ）の劣化ウラン燃料が、２ＧＷの熱出力を得るために使用され、ヘリウムブライトンパワーサイクルを用いて正味７５０ＭＷの電力を生産する。また、図５には入口ポート５２及び出口ポート５３を備えるリチウム・鉛流路が示されている。
４．第一壁
上述したように、ある実行例では、チャンバーの第一壁が、約５００ミクロンのタングステンでコーティングされた酸化物分散強化フェライト鋼で構成される。代わりにバナジウム及びモリブデンコーティングを使用してもよい。タングステンはチャンバー内で生産されるよりいっそう高い熱負荷で研究されたが、約１８００°Ｋの百万の高温パルスでさえ、応力を和らげる亀裂を生じたけれども、基盤に伝播はしなかった。これで下層のフェライト鋼が保護される。タングステンは、様々な技術、例えば、高速酸素燃料溶射法（ＨＶＯＦ）を用いて壁に適用できる。もちろん、炭化タングステンなど、その他の材料を使用してもよく、材料をプラズマ蒸着、爆着、またはその他の方法を用いて壁に適用することができる。

核融合反応からのＸ線、イオン及び中性子は、第一壁にとって危険な環境をもたらす。しかしながら、比較的少量のキセノン、アルゴン、その他の不活性ガスを導入することによって、核融合からのＸ線が減衰され、イオンが第一壁に達することを実質的に妨げることができる。その結果、基本的に中性子のみが第一壁を通過して燃料層に達する。このため、チャンバー内にキセノンを含ませることが望ましいが、極限のガス密度が、核融合反応に使用するレーザービームによって制限される。ビームはキセノンをＸｅ^＋１０にイオン化する。高速点火ではターゲット収率が約２５ＭＪであり、そのうち１９ＭＪが中性子、３ＭＪがＸ線、３ＭＪがイオンである。チャンバー充填ガスの密度が、中心点から約２．５ｍの第一壁に残骸が到達しないように、十分高く設定される。３．８×１０^２２ｍ^−３のＡｒ密度は、ほとんどのエネルギーイオンを阻止するには十分であり、しかも、レーザービームをターゲットに伝播させることができる。また、このガス密度は、９０％を超えるＸ線を阻止する。

この防護計画は第一壁を防護するには効果的であるが、ターゲットの核融合後、ガス／残骸がチャンバー内に残るのでチャンバーを洗浄する必要がある。特に、空洞からの鉛またはその他の物質がチャンバー壁に集まるが、高温のため融解状態のままチャンバーの底へ流れる。そこから、溶融鉛が収集できる場所に流れ出し、ターゲット製造装置で再処理用にインゴットまたはその他所望の形に凝固される。

ガスに吸収されたエネルギーが、火球が５０００〜１０，０００°Ｋに冷えるにつれ１００μｓを上回ってチャンバー壁に放射される、高温（十数ｅＶ）の火球を作り出す。これは、燃焼時間（十数ｐｓ）よりはるかに長く、そのため、壁のピーク熱パルスが大幅に減少する。高温ガスがチャンバーを加圧し、ガスがビームポートから噴出する。チャンバーの外側の領域をチャンバー内部と比べて十分低い圧力に維持することによって、詰まった流動状態が生みだされ、排出比率が高くなる。必要に応じて、低温ガス層形態の別の防護が、核融合ターゲットを含有する空洞の外壁に追加される。（ターゲット構造は以下に説明する。）最高１１ｇのＡｒを追加するだけで、チャンバーは、２０Ｈｚ運転に必要とされる５０ｍｓ未満の注入前のＡｒ密度に戻る。

様々な種類の高性能な第一壁複合材料が、広範囲の既知化合物の高融点及び低蒸気圧を利用することができる。同様に、様々な種類の高性能不活性基質材料が、高性能燃料要素を製造するために利用することができる。例えば、これらの化合物は、炭化物、窒化物、酸化物、金属間物、ケイ化物を含む幾つかの大きな部類に分類される。これらの物質の幾つかは以下の通りである。（１）（Ｔａ，Ｃｒ，Ｚｒ）Ｃ、ＨｆＣ、Ｔａｃ、ＺｒＣ、ＮｂＣ、Ｔａ_２Ｃ、ＴｉＣ、ＳｉＣ、ＶＣ、Ｗ_２Ｃ、ＭｏＣ、ＴｈＣ_２、ＷＣ、Ｂ_４Ｃ、Ａｌ_４Ｃ_３、Ｔｅ_３Ｃなどの炭化物。（２）ＨｆＮ、ＴａＮ、ＢａＮ、ＺｒＮ、ＴｉＮ、ＵＮ、ＴｈＮ、ＡｌＮ、Ｂｅ３Ｎ、ＮｂＮ、ＶＮなどの窒化物。（３）ＨｆＢ、ＴａＢ_２、ＺｒＢ_２、ＮｂＢ_２、ＴｉＢ_２、Ｔａ_３Ｂ_４、ＶＢ_２、ＴａＢ、ＷＢ、Ｗ_２Ｂ_５、ＴｉＢ、ＭｏＢ、ＣｒＢ_２、ＭｏＢ_２、ＣｒＢ、Ｔａ_３Ｂ_２、ＴｉＢ、Ｍｏ_２Ｂなどのホウ化物。（４）Ｒｅ_５Ｗ_２、ＭｏＷ、ＣｒＡｌ、Ｍｏ_３Ａｌ、ＵＢｅ_２、Ｚｒ_５Ｓｎ_３、Ｃｒ_３Ｔａ、ＮｉＡｌなどの金属間物。（５）Ｔａ_３Ｓｉ、ＴａＳｉ_２、Ｗ_５Ｓｉ_３、Ｚｒ_２Ｓｉ、ＷＳｉ_２、ＺｒＳｉ、Ｖ_３Ｓｉ、Ｍｏ_３Ｓｉ、Ｍｏ_４Ｓｉ、ＭｏＳｉ_２などのケイ化物。これらの材料を、ＯＤＳフェライト鋼、または機関のその他の構造部分の代わりに使用してもよい。
５．チャンバー冷却システム
図６はチャンバー冷却システムを示す図である。そこに示されたように、フリーベが、実質的に球状のチャンバーの周りに一定間隔で配列された約２４個の大型ポート５０を通して注入される。このポート数は、等方的な冷却流動場及び低い受動的流動インピーダンスを確保し、５ｍ／ｓ未満の最大フリーベ注入速度により侵食を避けるためである。冷却材が、球状チャンバー表面の周りに分布させるためにフリーベ注入プレナム（図４を参照）に流入する。プレナムの内壁４１は固体であるが、プレナムの外壁４２は多孔質であり、フリーベがベリリウム微小球、別の多孔質壁、燃料粒子（微小球または球体）を通って流出できるようになっている。図６の挿入図に示されたように、フリーベは、入り組んだ通路を通るが、燃料粒子の集塊を通過しながら熱を奪い、最終的に外側の多孔質壁に到達する。そして、その後、抽出プレナムに流入する。図６に示すように、抽出プレナムは、加熱された冷却材が排出される冷却材排出ポート３８に連結されている。フリーベの半径流がベリリウム及び燃料粒子を冷却し、以下に説明するように、フリーベは、その熱を機関から熱交換器に輸送する。
Ｌｉ−Ｐｂ第一壁冷却材の入口ポート５２及び出口ポート５３も、図６に示される。Ｌｉ−Ｐｂ冷却材は、第一壁を強制的に横断させられ、再放射イオン及び沈着したＸ線パワーから熱を除去する。Ｌｉ−Ｐｂは、約２６０℃の温度、約４．５ｍ／ｓの速度、約４ＭＴ／ｓの質量流量で流入する。流れの中間点、すなわち、出口ポート５３までの中間地点で、Ｌｉ−Ｐｂは、温度が約３５５℃及び速度が１ｍ／ｓに達する。出口ポートに到達すると、流量面積が狭まるため、再び約４．５ｍ／ｓの速度に達する。冷却材は約４５０℃と大幅に熱くなり、約３０ｋＷ／ｍ^２／Ｋが取り除かれる。

燃料循環用の接続部５５も示される。燃料がフリーベ冷却材より重いため、図６の表示で、燃料は頂部から底部へと流れる。接続部５７はベリリウム微小球の循環用、接続部５８は黒鉛微小球の循環用に備えられている。ベリリウム微小球はフリーベ内で浮くため、図では底部から頂部へと流れる。図６に示されるように、フリーベは、最高微小球表面温度が入口冷却材ポートと出口冷却材ポート間で６１０℃〜６４０℃の温度の広がりを有する約７００℃になるように保証する。

図７は、ＬＩＦＥ機関の全体的な冷却システムをより高レベルの概念で示した図である。そこに示すように、ＬＩＦＥチャンバー１５は、一次系フリーベ（またはフリナック）冷却材ループ７０に連結されている。一次冷却材ループ７０のチャンバー部は、図６と併せて説明した。ループ７０は、ベリリウムを含む溶融塩の必要インベントリーを最小化し、核***燃料を効果的に冷却し、チャンバー構造への機械的負荷を最小限にする。一次冷却材ループ７０は、熱交換器７１を通して、望ましくはフリナックを用いた二次冷却材ループ７２に連結する。この冷却ループ７２は、熱交換器７３を通してヘリウムブレイトンパワーループ（helium Brayton power loop）７４に連結される。これは、発電するガスタービンを介して加熱ヘリウムを通すことによって電力を生成するために用いられるループである。二次冷却材ループ７２は、フリーベの必要なインベントリーを最小化し、一次冷却材ループ７０に存在するトリチウムからヘリウムパワーループ７４を隔離する。

一次冷却材の最低温度／最高温度が約６１０℃及び６４０℃である。二次冷却材の最低温度／最高温度は、約５９５℃及び６２５℃である。タービンの入口温度及び出口温度は約６１０℃及び４３５℃になる。ヘリウム圧力は約１０ＭＰａである。３つの一次冷却装置で、３つ〜６つのタービンを駆動することができ、２×８６０ＭＷの熱出力が発生する。今後の設計、すなわち、ＬＩＦＥ機関及び冷却システムの改良版は、より高い最低／最高冷却材温度、より高いピーク燃料表面温度、より高いピーク燃料中心点温度、圧力降下の減少、より低い冷却材流量を生じ、それらによって、より高い効率を得ることができる。

図８は、塩からヘリウムへの熱交換器７３を示すヘリウムブライトンパワーサイクルの図である。溶融フリナック塩が冷却材ループ８０を介して流入し、複数のヘリウム／塩熱交換器８２及び８３を通過し、それによって、多数の小さな矢印８５で示すように塩からヘリウムに熱が伝わる。ヘリウム自体は、ポート８８を通して注入され、加熱された後、ポート８９を通して流出する。

上記の冷却システムには受動型安全機能が含まれており、ＬＩＦＥ機関全体の安全で信頼できる運転を保証する。この受動型安全システムの概略形状が図９に示される。冷却材喪失事故時において、燃料が、基本的に、自然循環によって冷却される。図９に示すように、一方向弁である流体ダイオード９０が、通常（活動中）冷却時に、流れのループを隔離する。図９の一次ループ７０及び二次冷却材ループ７２は、図７内の名称に対応する。一次ループは、加熱されたフリーベが循環する機関核***ブランケットを含んでいる。機関ブランケットの上部約１０メートルにはフリーベ／フリナック熱交換器７１がある。図７で併せて説明し図９に示したように、機関から出て来る高温フリーベが、この熱交換器７１を通過し、その後、流体ダイオード９０を通って機関に戻る。ダイオード、及び機関ブランケット上部の熱交換器の位置の組み合わせで高温フリーベがシステム内を上昇し、冷却されたフリーベが機関ブランケットの底に戻るようになる。この自然循環は、フリーベポンプに障害が起きた場合でも継続される。その間、二次冷却材ループ７２では、高温フリナックが冷却されて熱交換器７５を通過して一次熱交換器７１に戻るといったフリナック循環が同様に自然に継続されるが、これはポンプ不具合時にも同様に生じる。ヘリウムに不具合が生じた場合は、空気が、フリナックを冷却するために熱交換器７５を通して循環される。

図１０は冷却材システムの機械的構造を説明する図である。そこに示されたように、圧縮ビームライン２０及び点火ビームライン２２を有するチャンバー１５が、図の中心にある。４つの一次系熱交換器７１が、上記したように、冷却されたフリーベを一次系熱交換器７１から受け取って、チャンバー壁を通して循環させるために核融合チャンバー１５に戻す冷却材注入マニホールド７２と共に図示されているチャンバー１５の背面にある同様の注入マニホールドは、図示していない。

上述したように、固体燃料が用いられる場合、燃料微小球が球状ターゲットチャンバーを通って循環し、所望の時間核融合中性子束にさらされる。燃料微小球注入ライン１０１が、抽出ライン１０２と同様に示される。燃料微小球がシステムを通して循環するので、障害事故が発生したときのために微小球ダンプタンク１０４がチャンバーの下方に設けられている。その落下式タンク冷却材は、図示された循環通路１０５を使用して、一次冷却材ループを備えた熱交換器により溶融状態に維持されている。空気／フリナックループ１０６は、核***崩壊熱をダンプタンクループ１０５へ移動させる間、トリチウムを隔離する。

例えば、３０００ＭＷ機関でブランケット内に存在する７％の崩壊熱などの、ブランケットには核***エネルギーが、継続して存在するため、受動型安全システムが駆動される。これが更に図１１に示される。冷却材喪失事故の場合、例えば、溶けたプラグの崩壊によって燃料温度が上昇すると、微小球シュート１１１を通して微小球が受動型冷却タンク１０４に落下し始める。シュート１１１はＬＩＦＥチャンバーの核***燃料ブランケットの底部に接続している。微小球が球状ターゲットチャンバーからダンプタンクに落下すると、微小球が一群の冷却パイプ１１６を取り囲み、また、微小球は、微小球抽出ライン１１２で外部場所に取り除かれるに伴い、冷たい底部１１３から暖かい上部１１４への自然対流によって冷却される。微小球からの崩壊熱は、冷却パイプの壁を介して伝導し、溶融塩を加熱する。高温の溶融塩は浮力が増し、崩壊熱を除去できる受動的流れが確立される。
６．核***燃料
機関で使用される核***燃料は、複数の形状のうちどれでもよい。３つの異なる形状を以下に説明する。図１２に示された第１の形状は、黒鉛か類似の不活性基質に埋め込まれた直径２ｍｍの三重被覆（ＴＲＩＳＯ）燃料ペレットを含んでいる直径約２ｃｍの微小球である。図１３に示された第２の形状は、多孔質の炭素コアと犠牲炭化シリコンを有する固体中空コア球体と呼ばれるものである。代わりに、内部に溶解されたＵＦ_４またはＴｈＦ_４を有する液体溶融塩ベース燃料を使用してもよい。これらの燃料形状をそれぞれ次に説明する。

図１２では、燃料微小球１２６が図の左側に示されており、その微小球の内容、すなわち、多数のＴＲＩＳＯ燃料粒子が、図の右側にもっと詳しく示されている。図１２の右側に示すように、ＴＲＩＳＯ燃料粒子は一種の微小燃料粒子である。ＴＲＩＳＯ燃料粒子は、複数の等方性材料層でコーティングされた、中心の、ＵＯＣ１２０を構成する燃料核から成っている。それらの層は、多孔質炭素緩衝材層１２１、内部高密度熱分解炭素（ＰｙＣ）１２２、炭化シリコンシェル１２３、外部低密度ＰｙＣ層１２４、及びＰｙＣの防護層１２５から成っている。多孔質炭素層１２１は、核***の反跳を弱め、ガス状の核***生成物と反応して微小球内の圧力を低下させる。内部ＰｙＣ層１２２は、燃料との相互作用を制限することによってＳｉＣ１２３を防護する。ＳｉＣシェル１２３は、従来のＴＲＩＳＯより大幅に厚いことが望ましいが（例えば１２０ｍｍ）、ガス状及び金属性の核***生成物を収容する圧力容器の役目を果たす。その厚さは、微小球の燃料部分が燃焼し核***ガスが蓄積するにつれてかかる核***ガスからの応力に抵抗するには十分な厚さである。その防護なしでは、核***ガスがＴＲＩＳＯから抜け出して冷却材ループを循環する恐れがある。さらに、金属性核***生成物がＳｉＣ１２３と反応する恐れがあるので、それを防がなければならない。ＰｙＣ層１２４は、ＳｉＣ層を構造的に支持し、同時に、外部ＰｙＣ層１２５は、粒子を防護し、微小球に亀裂が生じたりした場合に溶融塩冷却材がＴＲＩＳＯ粒子からＵＯＣなどの放射性物質を漏らさないように妨いでいる。

図１２に示すように、ＴＲＩＳＯ粒子は、微小球１２６内に一まとめにされている。微小球１２６は、耐火金属または金属炭化物の被覆を有してもよい。表面材料は、フリーベまたはその他の溶融冷却材と融和性がある。ＴＲＩＳＯ粒子は、９５％ＦＩＭＡを超過する燃焼度で核***ガスの累積に適応するように設計されている。これらの燃料は、パラジウム及びその他の核***生成物と反応させるために炭化シリコンシェルの内部に過剰な犠牲炭素を有し、これによって、これらの有害な要素が炭化シリコンカプセル封入シェルと反応することを防いでいる。ＺｒＣ拡散障壁も、ＴＲＩＳＯ粒子からの核***生成物がＳｉＣシェルに直接接触することを防いでいる。ＬＩＦＥ機関は、ＴＲＩＳＯ燃料の溶融点を超えないように設計されており、５００℃〜８５０℃の間で運転することが望ましい。

微小球の更なる利点は、例えば、個別に番号をつける、バーコード化する、その他の符号化によって、燃料管理のために微小球を個別に追跡できることである。これはＴＲＩＳＯ粒子だけでは不可能である。さらに、各微小球は、個人への危害ななしに手作業での除去を避けるに十分な放射線を放つＴＲＩＳＯ燃料を十分含有しているため、微小球は自己防護的である。１つの微小球は、従来の燃料棒より多くの放射線を放射するが、問題になる核物質を十分に累積するには３０，０００オーダーの微小球を確保する必要がある。その場合でも、微小球内の粒子から燃料を精製することは困難な仕事である。ＬＩＦＥ機関内の冷却材流は、典型的な微小球速度を一日あたり１０ｃｍオーダーにする。約１５００万個の微小球がＬＩＦＥ機関に燃料を補給するために必要であるが、微小球は６０年オーダーの寿命を持つと予測される。

ＴＲＩＳＯ燃料及びその製造のさらに詳しい説明は、本出願と同時に出願された、同一出願人による米国特許出願第＿＿号、名称「高燃焼度原子力機関用のＴＲＩＳＯ燃料（TRISO Fuel for High Burn-Up Nuclear Engine）」で見つけることができるが、その内容は参照することによりここに組み込まれている。

ＴＲＩＳＯ燃料には制限がある。上記の強化されたＴＲＩＳＯ燃料内の親物質の質量分率は、大きな微小球（２ｃｍ）内への小さなＴＲＩＳＯ粒子（１ｍｍ）の詰め込み効率によって制限される。さらに、ＴＲＩＳＯ粒子の圧力境界の強度が、一般的に、下層への化学蒸着によって形成される炭化シリコンの特性によって制限される。ＴＲＩＳＯ燃料の更なる欠点は、溶融塩冷却材の微小球の浮力、及び、核から微小球の最遠方外部への比較的悪い熱伝導を制御できないことである。

これらの全ての理由から、図１３に示す固体中空コア燃料が好まれる。コアは固体中空コアと呼ばれているが、それは球体のコアがナノ多孔質の金属発泡体であることが望ましいからである。この金属発泡体は、発泡体の表面への化学吸着により核***ガスの貯蔵領域を提供するために犠牲炭化シリコンを備える。発泡体の層は親物質シェルより内側にあるので、微小球シェルの内部にＴＲＩＳＯ粒子がある状況とは違って、ＵＯＣシェルから生産された熱が球体外部へ伝導するのを遮断することができない。

図１３に機関の代替固体核***燃料を示す。ここに示された燃料は、親物質ＵＯＣの層１３３で囲まれた多孔質炭素シェル１３１を有する直径約２〜４ｃｍの球体として構成されている。親物質ＵＯＣシェル１３３は、炭化シリコン犠牲層、炭化ジルコニウム拡散障壁及びＰｙＣ遷移層から成る層１３４によって取り囲まれている。図示された構造は、熱伝導を強化すると同時に核***ガスに空間を提供する。この構造は、強度をもたせるための高強度炭素繊維複合材層１３６、及び摩耗及び溶融塩のアタックを防護する被覆１３８を有する。図１３に示すように、多孔質炭素コア１３１は、犠牲炭化シリコン及びＰｙＣ遷移層１３４を含んでいる。核***反応が、コア１３１の周りに、溶融点が約１９５２℃である、１：３：３：５のＵ：Ｐｄ：Ｓｉ：Ｃ層１３２を生成する。この炭化シリコン格納容器１３５は、高強度炭化シリコン繊維１３６で覆われ、さらに、繊維−被覆遷移層１３７、次いで耐火金属耐食被覆層１３８で覆われている。

図１３のこの燃料構成は、図１２に関して説明したＴＲＩＳＯ燃料の欠点を幾つか克服する。ＴＲＩＳＯ粒子が、きつく詰め込まれていなく、微小球の体積で３０％オーダーを占有している。これは、燃料自体で作られる燃料ブランケットの体積の範囲を制限する。さらに、ＴＲＩＳＯ燃料親物質からの熱伝導は効率的でない。また、炭化シリコン壁の厚さが核***ガスの圧力を収容する必要性によって制限される。図１３に示す燃料と比較したＴＲＩＳＯ燃料の付加的な制限は、ＴＲＩＳＯ燃料では親物質ＵＯＣからの熱が熱伝導が低い多孔質の緩衝材層を通して伝わり、エネルギー伝導の効率が低くなることである。さらに、１ｍｍオーダーのＴＲＩＳＯ粒子は高温繊維複合材料を使用するには小さすぎる。

図１３の構造は、燃料の質量及び減速体の質量のどちらかをＴＲＩＳＯより一段と大きくすることができ、最適性能が得られるように燃料微小球を作ることが可能である。親物質／核***材料が、熱移動を改善し熱伝導率を高めるため、固体圧力容器の壁に直接接触している。直径が大きいので、ＳｉＣ／炭素繊維などの繊維複合材料を使用して強度が高い容器を作ることができる。球状構造の場合は、ＴＲＩＳＯペレットのペレット直径１ｍｍと比較して、球体の全直径によって構造が提供される。球状構造の壁が厚くて強いほど核***ガスの保持力が高くなる。さらに、その構造が浮くか沈むかするように製造することができ、機関ブランケット内での球体の動きを促進することができる。もしある球体に漏れが生じると、それは沈むので、損傷した球体を発見することは簡単である。ＴＲＩＳＯ微小球と同様に、それぞれの球体に個別の追跡番号をつけることができる。核***材料に内部が設けられたため、外部犠牲層なしで核***からの熱が外側に向けて移動するので熱伝導率が改善される。球体のサイズが大きいので炭化シリコンラップで強力な容器を作ることができる。大切なのは、被覆層１３８が、溶融塩冷却材に堪えなければいけないことである。外部耐食耐火金属被覆が、フッ化水素酸の攻撃に耐えなければいけない。フッ化水素酸は、中性子束及び冷却材への中性子の衝突の結果、溶融塩冷却材の中に形成される。好適な被覆は、フッ化水素酸に抵抗があるケイ化タングステンまたはケイ化バナジウムで構成される。

固体中空コア燃料とその製造のさらに詳しい説明は本出願と同時に出願された、同一出願人による米国特許出願第＿＿号、名称「核融合・核***機関の固体中空コア燃料（Solid Hollow Core Fuel for Fusion-Fission Engine）」で見つけることができるが、その内容は参照することによりここに組み込まれている。

ＬＩＦＥ機関の燃料に関する第３の形状は、溶融塩ベースの燃料を使用することである。溶融塩をベースにした燃料には利点があるが、それは固体燃料の放射線損傷問題がないことである。さらに、幾つかの核***生成物が液体から凝結するので、中性子損失が少なくなる。放射線は溶融燃料に損傷を与えないため、ウラン重原子の高燃焼（＞９９％）を実現できる。

液体燃料は、高燃焼時の固体燃料の放射線損傷に関する問題を回避できるが、核***生成物を取り除くオンライン処理の必要性という問題に直面する。核***ガスを取り除いて廃棄用または処理用に貯蔵しなければならない。金属性核***生成物は、一次系循環ループに漏れないように除去しなければならない。プルトニウムの溶解度を比較的高いレベルに維持できるように希土類元素を取り除かなければいけない。このような液体燃料は、能動電子システムで実現できる酸化状態（レドックス）の制御を必要とする。さらに、核***生成物がほとんど取り除かれるので、液体燃料はより高いブランケット利得をもたらす。これらの生産物は、継続的に、または燃料寿命の最後で廃棄しなければいけない。

ある燃料塩はＬｉｆ＋ＵＦ_４＋ＴｈＦ_４で構成される。この混合物は、上述したＬＩＦＥ機関の固体燃料ゾーンと取り替えることができる。例えば、図４、図５及び図６では、ＴＲＩＳＯ微小球層を液体燃料で取り替えている。これらの方法ではＮａＢＦ_４＋ＮａＦを二次ループ冷却材として使用することができる。またＦｌｉｎａｂｅベース及びフリナックベースの各システムを使用してもよい。リチウム、ウラン及びフッ化プルトニウムで主に構成されると仮定した、最も基本的なリチウムベース液体燃料の相図を図１４に示す。この相図によると、液体燃料の安定稼動領域が０．２オーダーのＵＦモル分率及び６５０℃オーダーの温度であることが分かる。この形態では固相沈殿物が形成しない。オンライン塩再処理プラントでは、燃料塩が、溶解ＵＦをガス状ＵＦに変換するためにフッ素化され、それによってウランを液体流れから分離させる。残りの塩は、真空蒸留によって希土類及びその他の核***生成物から分離される。液体燃料を用いるＬＩＦＥ機関は、ＰｕＦ_３の沈殿を防ぐために、希土類核***生成物を継続的に取り除く分離処理を使用している。さらに、Ｐｕの溶解度にとって十分高い温度でしかも関連材料の構造的強度にとって十分低い温度によって機関の稼動温度が狭い範囲に制限される。

溶解ウランを用いる溶融塩は、液体燃料ブランケットの１つの実行例である。ある実行例では、溶融塩構成が、溶融点は４９０℃である、７３ｍｏｌ％のＬｉＦ及び２７ｍｏｌ％のＵＦ_４の共融混合物である。腐食を減らすために、少量（約１ｍｏｌ％のＵＦ_３）が混合物に添加される。ＴＲＩＳＯ燃料と同様に、同じベリリウム中性子増倍器を使用できるし、または液体リチウム増倍器か液体鉛増倍器を採用できる。燃焼段階のピークの間、約４ｍｏｌ％まで増加するＰｕＦ_３溶解度を十分に維持することが望ましい。溶融塩燃料の温度は、入口で５５０℃オーダー（溶解より６０℃高い）、出口で６５０℃である。鋼の腐食を和らげるため、核融合源に面する第一壁と同様のタングステンコーティングを、高中性子束の領域に使用することができる。低流束領域では様々なニッケル合金をパイプ及び熱交換器に使用できる。

液体燃料の代わりには、ＵＦ_４／Ｌｉ_２ＢｅＦ_４またはその変形、ＰｕＦ_３／Ｌｉ_２ＢｅＦ_４またはその変形、ＵＦ_４／Ｌｉ−Ｎａ−Ｋ−Ｆ、ＰｕＦ_３／Ｌｉ−Ｎａ−Ｋ−Ｆ、またはＴｈＦ_４／Ｌｉ−Ｎａ−Ｋ−Ｆがある。ＬｉＦとＢｅＦ_２間の溶融塩としてのＬｉ_２ＢｅＦ_４共晶は、最も低い溶融点をもたらし、燃料を溶融状態に維持する困難性を減少させる。ＷＧ−ＰｕまたはＨＥＵを用いると、塩への直接蒸解が可能になり、廃棄物処理方法を可能にする。

しかし、溶融塩ベース燃料には潜在的欠点がある。溶融塩ベース燃料は本質的に腐食性であり、このため、燃料にさらされる機関の表面には防護被膜が必要となる。ニッケル、タングステンまたはモリブデンのような被膜が必要である。さらに、反応の結果生成されたいかなるプルトニウムでも、プルトニウムの沈殿閾値より低く留まるように管理されなければいけない。これは、プルトニウムを抑制するトリウムを含む第三塩合成物を有する機関を運転することによって実現できる。液体燃料は、核***ガス、金属性核***生成物及び希土類核***生成物を取り除く工程を必要とする。Ｋｒ、Ｘｅ及びＴ_２などの揮発性核***生成物は、ガス散布によって取り除くことができる。Ｚｎ、Ｇａ、Ｇｅ、Ａｓ、Ｎｂ、Ｔｃ、Ｒｕ、Ｒｈ、Ｐｄ、Ａｇ、Ｃｄ、Ｉｎ、Ｓｎ及びＳｂなどの不溶性貴金属及び半貴金属は、遠心分離及びろ過によって取り除くことができる。
７．分割核***燃料ブランケット
いくつかの補足的な方法が、ＬＩＦＥ機関の性能を調整に使用できる。図１５は、ＬＩＦＥ機関の運転継続期間を通しての燃料燃焼の調節を示している。燃料ブランケット（図４の領域５）を分割することによって微小球の寿命を制御し、ＴＲＩＳＯ粒子の核***燃料または固体中空コア燃料の燃焼がさらに細かく制御できるようになる。図１５に示すように、核***ブランケット１４１、１４２及び１４３の異なる各領域は、中心に位置するターゲットから発する異なる中性子束に曝される。ターゲットに一番近い層が完全に燃焼するにつれ、続く層が昇格されて新しい燃料がブランケットの背後に加えられる。これで、少なくとも、燃料補給のために運転を一時停止する必要性という観点において、機関は無期限に運転できる。ＴＲＩＳＯサイズの物体のブランケットに関する実験で、微小球は、ブランケットを横切る間、チャンバーの中心に向かう動き、またはチャンバーから離れる動きを余り起こさないことが分かった。言い換えると、微小球層は層を成したままであった。細かい制御が望まれる場合は、少量の構造を、微小球の基本的に層を成した構造を維持するためにチャンバー壁に追加することができる。微小球を異なる深度で注入し異なる中性子環境にさらすことによって、分割ブランケットによる核燃焼の調節が可能になる。これを図１５に概略的に示している。

図１５では、第一壁１４６に最も近い微小球層が、最も高い中性子束を受け、よって最も早く燃焼する。検査のため定期的に取り除いた後、そのような微小球をブランケットの前面に再挿入して、完全に混合されたブランケットよりはるかに急速に９９％ＦＩＭＡまで燃焼させることができる。微小球の前面層が完全に燃焼したら、それを取り除き、第２の層を前面に昇格させる。図１５に示すように、後に続く層も同様に昇格され、ブランケットの背後には新しい燃料が挿入される。幾つかのブランケット区域を使うことによって、前面層が焼却段階にあるときに深部層で熱出力の大部分を供給することができる。これによって、時間に応じて希望の出力を希望期間維持することができ、出力減少が生じるのは特定のＬＩＦＥ機関が要望により閉鎖されるときのみとなる。

図１５に示す好適な実行例では、三層の燃料微小球が使用されており、内部層１４１はその核***能力を基本的に全て使い果たしてしまったら廃棄へと進められる。すると、それまで層１４２だった微小球が内部層１４１に移動され、最も高い中性子束にさらされる。図示の方法で、微小球が層１４３から内部層に進むにつれ、新しい未燃焼の微小球を層１４３に追加してもよい。

微小球の寿命を細かく制御は、微小球がＬＩＦＥ機関の循環システムを通過するとき自動工程を用いて微小球を検査することによって達成できる。この検査では、残りのエネルギー含有量に基づいて微小球を分類し、検査工程によって決められた適切な層に微小球を配置する。この検査、及び機関内の微小球位置の制御が、構造自体の寿命が続く限り、機関のフルパワーを無期限に延長させることができる。

一実行例では、微小球の検査が、好ましくは、Thompson Radiated Extreme X-raysと呼ばれる、モノエネルギーのガンマ線を作りだすレーザーベースの技術で、物体の同位元素含有量を分析する自動工程によって行われる。同一出願人による同時係属米国特許出願名称「＿＿」、出願番号第＿＿号を参照されたい。このようなシステムは、その物体がブランケットから排出されるときに、例えば、毎秒３燃料微小球であったとしても、固体燃料の分析に使用することができる。各球の同位元素含有量に応じて、そのシステムは、（１）特定の燃料球に損傷があるか、またはそれを引き続き使用できるかどうか（２）その燃料球には再使用できる燃料が残っているかどうか（３）核***ブランケットのどの層にそれを注入するべきか、を決定する。さらに、四重極質量分析計を使用して燃料の核***ガス漏れを検査できる。また、望むならば、トレース同位元素を使用して、そのような同位元素のガンマ放射に基づいて個々の微小球を追跡することもできる。

図１６は、ＬＩＦＥ機関が５０年以上の耐用年数に渡って発生する熱出力を説明するグラフである。ピークがある線１６１は、機関で発生するトリチウムを特に制御せずに機関を運転したと仮定しての時間に応じた予想熱出力を示す。発明者らは、これを「自然」出力カーブと呼ぶ。最初の約１年の起動段階の後、約５年目で出力は約４０００ＭＷのピークを迎え、その後、次第に減少し４０年目には約１０００ＭＷのレベルになる。このような出力カーブは多くの理由で敬遠される。例えば、このような出力だと、比較的短い期間しか継続しない４０００ＭＷの最大熱出力を扱うためにプラント全体の規模を大きくしなければならず、よって、プラントの資本費用と運用費用が増大する。さらに、別の時期にピークを迎えるその他のプラントにユーティリティを提供する必要があるため、そのように大幅に変化する単独のプラントからの出力を全体的ユーティリティシステムに組み込むことは困難である。

もっと好適な運転方法は、発電プラントがその寿命のほとんどに渡って基本的に定常状態の出力を提供することである。図１６のカーブ１６７は、基本的にプラントの全寿命に渡って比較的一定の２０００ＭＷであるＬＩＦＥ発電プラント出力を示す。約１年の起動段階の後、ＬＩＦＥ機関の「自然」出力１６１は、^６Ｌｉ／^７Ｌｉ比の制御によってより均等な出力１６７を得るように制御される。ＬＩＦＥ機関の冷却材が消費されるにつれ、必要な追加冷却材を導入する冷却材補給システムが、^６Ｌｉ及び^７Ｌｉの両方を供給する。この比率の制御でＬＩＦＥ機関の出力を調整できる。図１６で約１年目から２５年目まで続く運転の初期段階の間は、余剰^６Ｌｉが冷却材に用いられるのでトリチウムが過剰に生産され、プラントの出力が減少する。次に、図１６で２５年目から４５年目まで続くＬＩＦＥ機関運転の後期段階の間は、^６Ｌｉ対^７Ｌｉ比率が変わり、より多くの^７Ｌｉが使われる。この運転段階の間は、特定のＬＩＦＥ機関でターゲットの製造に必要とされるトリチウムが、全て他のターゲット製造プラントから供給されるか、または、余剰トリチウムを生産した初期段階の間に蓄積された貯蔵所から得られる。^６Ｌｉに低エネルギー中性子を加えると、アルファ粒子及びトリチウムが作られる。^７Ｌｉに高エネルギー中性子を加えると、アルファ粒子、トリチウム及び追加の中性子が作られる。さらに、ＬＩＦＥは、低中性子を使って^２３８Ｕを変換し^２３９Ｐｕを作る。このため、^６Ｌｉを追加または差し引くことによってトリチウム生産が変化する。トリチウム生産量が変化すると出力れべるが変わる。

以上に説明したように、機関に固体燃料を供給するか液体燃料を供給するかに関わらず、トリチウムガスが中性子衝撃によって生成される。このトリチウムが、分離され、適切な金属層の上を流すことによって金属トリチウム化物の形態で蓄えられる。例えば、トリチウムは金属トリチウム化物（ＭｘＴｙ）を用いて貯蔵できるが、これは、ＬａＮｉ_５（１．５２ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、ＬａＣｕＮｉ_４（１．３０ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、Ｌａ０．７ＣｅＯ_０．３Ｎｉ_５（１．６０ｇ−Ｈ／１００ｇ−Ｍ）、Ｍｍ_０．８５Ｃｅ_０．１５Ｎｉ_５（１．５０ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、Ｍｍ_１．０５Ｎｉ_４．９７Ａｌ_０．０３（２．４２ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、バナジウム（５．９０ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、Ｓｉ０．９３％のバナジウム（５．６０ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、ニオブ（２．１０ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、マグネシウム（７．６０ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、Ｆｅ−Ｔｉ（１．８０ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、Ｆｅ−Ｔｉ−Ｍｎ（２．４２ｇ−Ｈ_２／１００−Ｍ）、Ｍｇ０．９３Ｎｉ０．０７（５．７０ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）、またはアラナート系（４．００ｇ−Ｈ_２／１００ｇ−Ｍ）を使用する可逆水素貯蔵システムに基づいている。

トリチウムを貯蔵する別の方法は、酸化物（Ｔ_２Ｏ）としての液体貯蔵の使用である。トリチウムは、２つの異なる工程で酸化させることができる（Ｔ_２からＴ_２Ｏへ）。最初のその工程は、Ｏ_２含有ＨｅにおいてＰｔ触媒を用いて行うことができる。代わりに、Ｔ_２及びＯ_２を分離する皮膜を伴う燃料セルを用いてもよい。これらの方法のどちらかで貯蔵したら、トリチウムは必要に応じて電解セルを用いて遊離させることができる。あるいは、Ｔ_２Ｏ形態のトリチウムを冷凍して「ホットアイス」として貯蔵してもよい。どのように貯蔵した場合でも、トリチウムが機関のパイプを通して拡散しないように注意が必要である。同心パイプにＨｅガスを流して、パイプを通して拡散するトリチウムを取り除く方法は解決策の１つである。あるいは、パイプは、銅、金、そのような金属の合金、またはトリチウム拡散に抵抗があるその他の金属で内張りしてもよい。

ＬＩＦＥ機関の性能は、燃料対減速材比を制御することによっても向上できる。ＬＩＦＥ機関で生産された高エネルギー中性子は、非効率的に出力を発生する。低エネルギー中性子は、出力生産がもっと効率的である。典型的な核***炉では、燃料対減速材比を制御して最も効率的なエネルギーレベルの中性子を供給することによってこれを実現している。しかし、ＬＩＦＥ機関では、燃料の核***性物質含有量が機関の寿命に渡って大きく変化する。例えば、劣化ウランは核***性物質である^２３５Ｕを０．２５％しか含まない。ＬＩＦＥブランケットが約１０年経過した後、燃料微小球は、核***性物質である^２３９Ｐｕが５〜１０％含まれる。よって、核***性物質含有量は２０〜４０倍変化するが、ＴＲＩＳＯ粒子及び微小球基質内に固定された炭素減速材は変化しない。その結果、燃料対減速材比が２０〜４０倍変化する。このように比率が大きく変化すると運転が非効率的になる。この問題は、全黒鉛微小球を追加して（さもなければ、燃料微小球または燃料球体と同じであるが）克服するが、それによって燃料対減速材比を制御し性能を向上させる。図１７は、ＬＩＦＥ機関燃料における熱中性子スペクトル、及び時間に対するその変化を示す。

図１８は、２つの図、すなわち、左側の、典型的なＬＩＦＥ機関の出力カーブの第１の図、右側の、様々な燃料構成要素の質量の第２の図を含んでいる。出力カーブは、運転開始時の「増殖」段階と、機関寿命のほとんどである出力生産段階、燃料寿命の最後である焼却段階を示している。焼却段階の間、核***生成物は高ＦＩＭＡに燃焼される。ＦＩＭＡは図の出力カーブ部分の上に数値的に示している。その結果、破壊された放射性物質を図の右側に示す。アクチニドの質量が全て多数桁で減少することに注意されたい。

核***ブランケットは、劣化Ｕ、天然Ｕ、ＳＮＦまたは天然Ｔｈのような約４０〜５０トンの親物質核***燃料、または余剰ＷＧ−ＰｕまたはＨＥＵのような数トンの核***燃料をもって供給される。どちらの場合も、未臨界核***ブランケットに入り込む中性子は、新しいＤＴ核融合ターゲットの製造用に採取できる冷却材内のＬｉ、及び中性子捕獲及び核***反応を働かせて熱を放出する核***燃料ペレットのどちらかに吸収される。このように、核融合からのエネルギー利得がさらに４〜６の因数で核***ブランケット内で倍増し、約２０００〜３０００ＭＷｔの、炭素フリーの力がシステムによって生成される。最も重要なのは、核融合源から外部中性子を連続的に得られるため、燃料が金属原子の最終インベントリーの９９％まで燃焼され、この結果、危険が極めて少なくなることである。

上記のように４０トンのＤＵを装荷したＬＩＦＥ機関に対して計算された典型的出力カーブは、最初の急上昇から水平状態に変わる特徴を有し、水平状態におけるＬＩＦＥ機関の出力はフッ化溶融塩冷却材の^６Ｌｉ／^７Ｌｉ比の制御により約２０００ＭＷｔで一定に保たれる。これで、核***ブランケットでエネルギーの生成に使われる中性子に対しての、トリチウム生成に用いられる中性子のバランスが変わる。やがて、^２３８Ｕは中性子捕獲を通して^２３９Ｐｕ及び原子番号がより高いその他のアクチニドに増殖する。

約５０年の運転後、^２３８Ｕが著しく劣化したとき、核融合中性子は、核燃料で増殖した高次のアクチニドを燃焼し、同時に核融合ターゲット用のトリチウムを生産し続ける。さらに、中性子が、核***生成物毒のいくらかに吸収されて失われる。ＬＩＦＥ機関が駆動される未臨界システムであるので、中性子の損失は、臨界炉のように発電プラントの停止には至らない。改良されたＴＲＩＳＯベース燃料または球状燃料を用いれば、ＬＩＦＥは、最初に装荷された燃料の９９％を上回る燃料からのアクチニドを燃焼する。１グラムあたり約１ＭＷ日の核***エネルギー含有量及び４５％の熱交換効率で、ＬＩＦＥ機関は、燃焼された燃料１トンあたり約１．２ＧＷｅ年を供給する。燃料燃焼の最終レベルは、核廃棄物処分場及び安全保障要求に合わせて調整できる。ＬＩＦＥ機関で４０ＭＴのＤＵを９９％ＦＩＭＡまで燃焼すると、わずか４００ｋｇのアクチニドしか残らないが、これはメートルトンにつき約１０ｋｇである。対照的に、典型的なＬＷＲで燃焼された燃料１トンあたり９７０ｋｇのアクチニドがＳＮＦに残る。これらの利点と、５０年間運転するＬＩＦＥ機関が４０ＭＴの投入燃料しか必要としない（それに比べて現世代のＬＷＲは同じ期間で同じ出力を生成するために９００ＭＴが必要である）という事実を併せると、地質廃棄物処分場に対する要求が大幅に減少される。

ＬＩＦＥ機関は、ＤＵなどの親物質燃料を燃焼するだけでなく、余剰兵器Ｐｕ及びＨＥＵなどの核***物質も燃焼する。７トンのプルトニウムを供給され、３７５ＭＷの核融合源で駆動されるＬＩＦＥ機関は、約５年間に３０００ＭＷｔを供給できる。最初の７ＭＴのプルトニウムは、５年の終わりにはほとんど全て核***生成物に変換され、数ミリグラムのプルトニウム及び最小量のその他のマイナーアクチニドが残される。ブランケットを分割して、古い燃料微小球が完全燃焼に達するごとに新しい燃料微小球をシステムに供給し続けることによって、フルパワーでの運転を延長することができる。

ＬＩＦＥ機関では、燃焼前に、核***ブランケットから核***燃料を取り出す必要がない。よって、燃料検査及び保守工程のとき以外、燃料は常に機関のコア内にある。兵器吸引物質がコアの外に出ることが絶対にない。どのような核燃料サイクルに対しても核拡散問題について考慮しなければならない点は、廃棄物として抽出されるときだけでなく燃料サイクルのどの時点においても、原子炉燃料を兵器使用可能物質に簡単に変換できることである。ＬＩＦＥ機関では、核燃料が、機関の起動直後からアクチニドが燃焼するまで機関のコア内に留まる。システムがフルパワーまで増殖すると、数トンの核***物質が核***ブランケッ内に存在する。固体燃料では、この核***物質は、何百万もの燃料微小球に広く分散される。これらは、個々に記録できるものとしてタグを付けられるので、大量に転換することは難しい。ここに説明したＬＩＦＥ構造では、４０ＭＴのＤＵが、ピークＰｕ濃度時に各微小球内に２５０ｍｇのＰｕを有する１５，０００，０００の燃料微小球に最初に装荷される。核***物質（^２３９Ｐｕには８ｋｇと定義）の有意量（ＳＱ）を得るには、３３，０００近くの微小球が必要である。しかし、そのような微小球の一群は、１ｍで約１０，０００ｒａｄ／ｈｒ生成するので、１メートルの距離ではるかに自己防衛（１回分１００ｒａｄ／ｈｒ）を超えている。燃焼サイクル末期で微小球を全て収集した中には^２３９Ｐｕが１ＳＱ未満しか含まれない。

我々の計算は、ＬＩＦＥ機関は３７メートルトンの劣化ウラン（^２３８Ｕ）を燃焼しながら４５年の間に約３０００ＭＷｔを生産できることを示している。９９．９５％燃焼まで運転した場合、最終燃料合成物は、わずか１８ｋｇのアクチニドを含んでおり、その大部分は^２４６Ｃｍの形態であるが、その原子は核拡散の観点からはほとんど、または全く関心が持たれない要素である。Ｐｕ及びＡｍなどの兵器吸引アクチニドの量は、長寿Ｎｐの残量と同じく極めて少ない。実際のところ、使用済燃料は、ＤＯＥ安全保障表で最も低い分類であるＤＯＥ吸引レベルＥに認められる。

図１９は、リチウム濃縮を用いてトリチウム増殖比を調節することによって行う、ＬＩＦＥ機関の熱出力の制御を示している。ＬＩＦＥ機関は、ライフライクルの初期に余剰トリチウムを生産し、このトリチウムをライフライクルの後期で消費することに注意されたい。余剰トリチウムのいくらかは放射性崩壊が原因で失われる。トリチウムは１２．３年の半減期を有する。

図２０は、核融合ターゲット利得が大きいと、機関の運転中、常にｋ_ｅｆｆが低い燃料ブランケットをどのように設計できるかを説明している。プルトニウムがピークの時でも、フリーベで冷却されるシステムにおいてＬＩＦＥ燃料微小球で臨界質量を組み立てることは不可能である。

図２１は、劣化ウラン燃料ブランケットのＬＩＦＥ機関出力の流れを示す。このシステムで図示の９２０ＭＷｅは、機関が接続された配電網に供給されることに注意されたい。
８．ターゲット
図２２は、核融合ターゲットの燃料部分である燃料カプセルを示している。カプセル１９０は、アブレータ層１９２、及びカプセル１９０の壁上に冷却凝固した約０．３ｍｇの液体または固体重水素・トリチウムでできた内部層１９３を含んでいる。カプセルの中心はＤＴガス１９５で充填されている。カプセル１９０の外部寸法は、直径が約２ミリメートルである。図２２に示すように、カプセルのアブレータ部分は、射出成形などの様々な異なる方法で製造することができる。射出成形では、ホッパーの未加工プラスチックが、例えば、スクリューモータ駆動を備える機械内に供給され、ヒーターを通過する。ヒーターは、プラスチックを溶融し、球状カプセルの片半球を製造する型にそれを注入できるようにする。もちろん、型自体は一回の作業で数千のカプセルを製造できる。一実行例では、１０００×１０００配列のカプセル半球が射出され、よって１つの型あたり１００万個の半カプセルを作り出す。その後、この配列は別の同様な配列に連結して、一作業あたり１００万個のカプセルを作る。重水素・トリチウムの適切な空気の中で２つの配列を結合することにより、カプセルは、事実上望みの同位元素で予め充填されたことになる。溶媒を使用して、２つの配列を結合した後に残ったつなぎ目を取り除くことができる。もし、カプセルが透過性プラスチックで製造された場合は、代わりに液体重水素・トリチウム溶液に浸してＤＴがカプセル壁を浸透してカプセルに充填するようにしてもよい。

カプセルを充填する別の方法は、例えばレーザービームを用いて各カプセルに穴を開ける方法である。その後、その穴を通してカプセルに重水素・トリチウム混合物を投入できる。次に、例えば、１５°Ｋの適切な温度までカプセルを冷却するステップを行えば、ＤＴ混合物が漏れ出さない。その空洞／カプセルは、その後ＬＩＦＥ機関で使用される直前までこの温度で保持される。

代わりの工程では、カプセル及び空洞が、２つある型のそれぞれで半分の空洞／カプセル装置を成形することよって同一作業で製造され、その後型を結合させている。図２３は、空洞カプセル集合体、及び２つの半部を製造しこれらを結合させて空洞カプセル集合体を製造する選択肢を示す。中心ホットスポット核融合法には、空洞／カプセルシステムの半分を金属スタンピング作業で形成することができるが、図２３に描かれているようにその半部はカプセル中央の水平切断面で表されている。次に、その半部２つを１つに結合（braise）することができる。

カプセルを充填する別の方法は、半カプセルを製造するときに壁の内面にナノフォーム前駆体を供給することである。製造が終了したとき、完成したカプセルを回転させ、硬化させてカプセルの内側に薄いナノフォーム層を作る。次に、このフォーム層に、カプセルの透過性シェルを通して、浸しているＤＴ混合物を吸収させる。

図２３は空洞（Hohlraum）２００に配置された後のカプセルを示す。空洞２００は、レーザービームを空洞に受け入れる開口部２１０を各端部に設けた円筒である。燃料カプセルは、例えば、被膜（図示せず）を用いて空洞内に吊るされている。空洞は、金、鉛またはその他の重元素から製造することが望ましい。ＬＩＦＥ機関では、空洞が、例えば、レールガン、圧縮空気またはその他の方法を用いてターゲットチャンバーの中央に投入される。空洞がターゲットチャンバーの中央に達したとき、図２４に示すように、レーザーまたはその他の装置で空洞を加熱する。レーザーが、空洞の各端部にある開口部を通して入射され、空洞の内面を急激に加熱する。図２４の中央図に示すように、空洞の内面が加熱されるとＸ線が放射され、カプセル表面にロケットのような噴出が起きる。図２５の右側に示すように、これがカプセルとその中の燃料を圧縮する。

図２５に示すように、Ｘ線は、燃料コアを最終的に鉛の密度の約２０倍に圧縮し、温度を１００，０００，０００度ケルビンまで上昇させて核融合点火を引き起こす。その点火が残りの燃料を通して熱核燃焼を引き起こし、レーザー入力エネルギーの何倍もが生じる。（図２５の右側を参照。）その結果、０．３ｍｇのＤＴ燃料が約３０ＭＪのエネルギーを生産する。

図２６は、間接駆動高速点火で使用する代替カプセル構造を示す図である。そこに示されているように、空洞２３０は、圧縮レーザービーム用のポート２３１、及び点火レーザービーム用の別のポート２３３を含んでいる。圧縮ビームと点火ビームを分離することによって、上述したホットスポット点火に比べてレーザーの必要条件が緩和される。レーザー出力が低いということは核融合反応の利得が高いということである。圧縮と点火を分離するので、圧縮燃料密度がヒット（hit）スポット点火に必要な値の６分の１から３分の１でよい。点火レーザーは、カプセルにエネルギーを堆積する高温電子を生成し、燃料カプセル１９０を通して燃焼波を発生させる。また、図２６に示す集合体は、円錐２３５の末端にカプセルを配置できるようにして、点火レーザーをカプセルに導入させる。ガイドレーザーで、空洞がチャンバーを通過するときに空洞を追跡できる。

図２７は、高速点火カプセル／空洞集合体３４１の図である。高速点火ターゲットは、空洞３４３、燃料カプセル１９０、及び燃料カプセル１９０を取り付ける円錐形部材３４５を含んでいる。上記したように、高速点火では、一連のレーザービームが、空洞の開口部３４６を通してカプセルに作用し、カプセルを超高密度に圧縮する。次に円錐３４５を通してカプセル１９０に到達した点火レーザービームによってカプセル１９０内のＤＴ燃料が点火され、ＤＴ混合物の点火を誘発する。図２７に高速点火ターゲットの全体的構造を示す。図示の実施例で空洞は約２０×１０ｍｍであり、カプセルは直径が約２ｍｍで、ＤＴ混合物を含む厚さ２５０ミクロンのフォーム内張り３４７を設けている。

図の上部に示された高速点火構造の空洞部分を製造するための典型的な製造方法。図２７に示すように、素材片が、希望の材料、通常は金属、のシートから最初に打ち抜かれる。次に、図の中央部に示すように、これらの素材片が、深絞りスタンプ機内に置かれる。次に、円錐形突出部を含む空洞の形がそのシートから成形される。このステップの後、図の右側に示すように空洞の縁が形成され調整される。

図２８に、上述した空洞／ターゲット構造と併せて高速点火作業を説明する。第１のステップでは、ＤＴ燃料が、中心ホットスポット点火に必要な密度の約１／６〜１／３に圧縮される。次に、第２のステップで、点火レーザーによって燃焼波を発生する高温電子が生成される。短パルス点火ビームを圧縮燃料に効率的に結合させることが必要であり、上記の円錐形構造を用いて行われる。

カプセル形成の第一ステップの後に行う、高速点火カプセル製造に関する別の技術は、カプセルの開口部を通してカプセルの内壁に溶媒／前駆体の層を設ける充填吸引技術を使用することである。その後、カプセルがＤＣＰＤモノマーで充填され重合される。次に、カプセルを超臨界抽出器内に配置し、余分なポリマーを取り除く。その後、円錐の開口部を含む完成したカプセルの浸漬は、フォーム層をＤＴ混合物で飽和させるためにＤＴ溶液に浸漬して充填される。フォームを希望の厚さに形成することによって、適切な量のＤＴがカプセル内に導入される。

図２９は、高速点火ターゲットを製造する別の方法を示す。空洞３４１の製造後、円錐の先端に少量の接着剤３７０が円錐の先端につけられる。別の工程で、固定具が、カプセルとその内部フォーム層を適切な向きに配置する。その後、図２９の中央部に示すように、カプセル１９０と空洞３４１を組み合わせる。その後、例えば、円錐の末端の透過性部分またはカプセル自体の透過性を用いて、カプセル内にＤＴ混合物を導入することができる。

円錐がカプセルを正しい位置に配置し、カプセル内のフォームが滑らかで均一なＤＴ層をより容易に形成する。フォームは、例えば、ＣＨ_１．３のようなナノ多孔質フォームであることが望ましい。空洞は鉛が望ましい。しかし、代替実施例では、冷却されたフリーベ、及びチャンバー冷却材として既に使用されているその他の材料から空洞を製造することもできる。そのような材料は、既に配置されているチャンバーの材料取り扱いシステムを、リサイクル空洞材料を取り扱うために使用できるという利点を有しており、さもなければ、別に特別な材料取り扱いシステムが必要になるかもしれない。

カプセルを製造するもう１つの方法は、落下塔を使用する方法である。この実行例では、２つの水溶性ポリマーが、所望の形状をしたノズルで混合されるまで別々に維持される。混合されたポリマーの滴がノズルで形成され、塔を通って落下する。適切なポリマーと制御により、適切な厚さ（２００ミクロンオーダー）の壁を持つ十分に均一な球状の滴が形成される。その塔をＤＴ混合物で充填することによって、滴が落ち凝固するときにＤＴ混合物が滴の中に捕捉され、カプセル内に適切な層を形成するための冷却準備が整う。

図３０は、高速点火空洞構造のさらに詳しい図である。このＬＩＦＥ空洞の構成では、レーザービームの２つのリングが十分な放射線を提供する。４つの入口開口部が各側面にある（２つを図示）。左リングのビーム強度は希望の非対称を提供するために６％高くなっている。空洞の内壁は０．５μｍのダイヤモンドで覆われている。圧縮ビームの入力エネルギーは約６６０ｋＪであるが、点火ビームだと約１００ｋＪである。カプセルで吸収されるエネルギーは約４０ｋＪで、全体的に２８［２１ＭＪ／（６６０ｋＪ ＋ １００ｋＪ）］の利得を生む。レーザーのピーク出力は８つのビームで１６０ＴＷであり、これは２０ＴＷ／ビームである。スポット直径は１０^１５Ｗ／ｃｍ^２のピーク強度で１．５ｍｍであり、２ｍｍの入口孔を通る。
９．レーザー構造
２つの方法、すなわち、中心ホットスポット点火及び高速点火を、ＬＩＦＥ機関の核融合の部分に関して、以上に大まかに説明した。下の表は、これら２つの方法のレーザーシステムを比較するものである。

図３１は、ここに説明した２つの核融合方法のレーザー仕様を示すものであり、図の左側が高速点火、右側が中心ホットスポットである。

図３２はＬＩＦＥ機関のレーザー構造を示す図である。図３２に示すように、フロントエンド部２４１は、最初のビームを生成する連続Ｙｂファイバ主発振器を含んでいる。もちろん、フッ化クリプトン（ＫｒＦ）のような短波長（２４８ｎｍ）レーザーのような、その他のレーザーを使用してもよい。次に、ビームは、振幅及び帯域幅の制御を提供する光ファイバー要素の配列を通過し、所望の数（例えば４８）のプリアンプモジュールを駆動するように分割される。出射直後、約１％のレーザーエネルギーが、入力センサーパッケージ（ＩＳＰ）と呼ばれる診断室に振り向けられる。ここで、合計エネルギー、一時的形状、各プリアンプモジュールからの近視野空間的形状が計測される。出射システムからのパルスは、４方向に分割され、ミリジュールから１ジュールを超える範囲で調節できるエネルギーを持って４つの主要ビームラインのそれぞれに供給される。その後、この出射レーザーシステムからのパルスが、図示のように、移送空間フィルター２４３の焦点面の近くに出射されることによって、鏡２４２により主要ビームラインの１つに導入される。ビームは、０．１％のピークフルエンスの水準で３７．２ｃｍ×３７．２ｃｍの原寸まで拡張し、それから、空間フィルターレンズ２４３によって平行にされる。

それから、ビームは、通常５つ最高７つのスラブを有するように構成されたブースター増幅器２４４によって増幅される。その増幅器の開口は２０ｃｍ×４０ｃｍが望ましい。ビームは、鏡２４５及び偏光子２４６で反射され、ポッケルスセル２４７によって設けられた偏光スイッチを通過する。ビームは、１１Ｎｄドープガラスレーザースラブと同等を含むキャビティ増幅器２４８を渡り、そして可変鏡２４９で反射される。可変鏡は波面の歪曲を補正する。その後、ビームは、再び増幅器２４８を通過して追加エネルギーを得る。ビームが増幅器２４８を再び通過するころには、プラズマ電極ポッケルスセル２４７スイッチが、ビーム偏光を９０度回転させるように始動される。これで、ビームが偏光子２４６を通過して鏡２５０で反射され、再び増幅器２４８を通過し、さらにエネルギーを得ることになる。しかし、ビームがポッケルスセル２４７に戻るころにはセルがオフになっているので、ビームは偏光子２４６及び鏡２４５から反射してブースター増幅器２４４に戻ることになる。

ビームが移送空間フィルターを再び通過した後、ビーム分割器が、ビームが平行にされて出力センサーパッケージに向けられる中央移送空間フィルター領域へ出力パルスの僅かなサンプルを反射する。そこでの診断が、ビームエネルギー、一時的パルス形状、及び近視野プロファイルを記録する。主要パルスは、鏡２５１及び２５２として示してある複数の鏡が高調波変換器２５３を含む最終光学装置へそのパルスを向けるスイッチヤードに進む。なお、高調波変換器２５３はパルスを所望の３５１ｎｍ波長に変換するものである。それから、ビームは、ビームを空洞ターゲット２００に適用させるために所望のスポットサイズに集束する最終光学装置２５４を通過する。図３２で最終光学系と称されている集束レンズはフレネルレンズで構成されることが望ましい。フレネルレンズは、中性子に起因する静的損失が素早く浸透し、その損失がレンズが加熱されると減少するという利点を有する。

図３２に示すように、この工程の結果として、ビームエネルギーは、主発振器の最初の小数点ジュール出力から、ビームが空洞ターゲットに到達するころには約１２ｋＪジュールに増加している。尺度表示としては、ＣＳＦは長さが２２ｍで、ＴＳＰは６０ｍ、ＴＳＦ出力からターゲットチャンバーの経路長は６０〜７５ｍ、ターゲットチャンバーは半径が５ｍである。

図３３は、ブースター増幅器２４４及びキャビティ増幅器２４８それぞれの好適な実行例を示す。図３３では、複数の小スラブが、縁から示されており、入射レーザーパルスに対してブルースター角で傾斜されている。垂直キャビティ面発光レーザーダイオード（ＶＣＳＥＬ）３０１の２つの配列が描かれている。これらが、１平方センチメートルあたり約５．２ｋＷの出力を供給する約８００ナノメートルに配置して一連のネオジムドープガラス小スラブを励起するように配置される。単独のスラブより複数の小スラブを使用するのは、小スラブは冷却しやすく、必要に応じて取り換えやすいからである。適切な温度を維持するために、各小スラブ３０２は僅かな間隔で離されており、それぞれの一対の小スラブの間にそれぞれ冷却流路を形成している。その集合体の両側の窓３０３が最も外側の小スラブ３０２を冷却することができる。ヘリウムが、例えば図３３に描かれている表面に対して直角の方向で、小スラブの間に送り込まれる。所望ならば、ヘリウムをその流路に沿ってフィン（図示せず）の間に導くことができ、希望によって層流または乱流の流れにすることができる。各小スラブの厚さが、送り込むＶＣＳＥＬによる小スラブへのエネルギー導入比を、与えられた適切な温度を保持するように選択される。

図３４は、１００のチップを１つのマニホールドに組み立てた、５ｋＷ１−ｃｍ^２集積回路として製造されたＶＣＳＥＬダイオードを示している。液体冷却が、マニホールドの縁にそった接続部３５０及び３５１によって示されている。流れは接続部の一方から入り、他方の接続部から外部冷却へと流れ出る。

図３５は、図３３の実行例の各小スラブのネオジムドーピングを示す。小スラブから小スラブ３０２へのドーピングを変化させることによって、ポンプ減耗がある場合の熱負荷を小スラブ間で均一にする。従って、小スラブが５つある実行例では、外側の小スラブはネオジムドーピング立法センチメートルあたり約２．２７×１０^１９原子にドープされ、外側小スラブの次のスラブは立法センチメートルあたり３．２５×１０^１９原子でドープされ、中央小スラブは立法センチメートルあたり３．９６×１０^１９原子でドープされる。図３５の下部に示すように、図３５の上部からのドーピングプロファイルが、均一な熱負荷になる。つまり、各小スラブに同じ量のポンプエネルギーが蓄積される結果となる。

図３６は、図３２に示した横電極型ポッケルスセル２４７をさらに詳しく説明した図である。図３６のポッケルスセルは、偏光子３２１、及び２つの重水素化リン酸カリウム同形単結晶３２３及び３２４を含んでいる。このポッケルスセルでは、第２のＤＫＤＰ結晶が、第１の結晶からの複屈折性を打ち消す。

図示の構造は横電極型ポッケルスセルを構成している。偏光子を含むそのポッケルスセルは、光学回転なしと９０度回転との間で切り替えができる。これは、数ナノ秒で開閉できる非常に速いスイッチを作る。図示のプラズマ電極型ポッケルスセルは、光を通過させるか、ビームラインと最終ターゲット２００へ伝達させるために偏光子で反射させるか（図３２を参照）の、どちらかが可能になる。レーザービームの偏光を回転させることによって、ポッケルスセルは、レーザー光を、鏡２４９と鏡２５０の間でキャビティ増幅器２４８を通して前後に誘導するか、またはそれをビームラインに切り替えることができる。

ポッケルスセル２４７を通過するレーザー光の高エネルギーが、偏光子３２１、及び結晶３２３及び結晶３２４を加熱することに貢献する。これらの光学材料は、熱が消散されなく、また希望の冷却温度に維持されていない場合に、損傷を受けることがある。これを実現するために、窓３２５及び３２６が、結晶３２３及び３２４の隣りに配置されている。これは、光学系を所望の温度に維持するために加熱された光学系を横切ってヘリウムガスが流れる一連の流路を画定する。

図３７は、先に図３２で概要的に示した高調波変換器２５３の図である。レーザー光が高調波変換器に到達するとき、光の波長は赤外領域である１．０５３μｍである。この波長はネオジムガラスにおける持続的な遷移波長に対応する。高調波変換器２５３では、ビームが３５１ｎｍ（０．３５１μｍ）に周波数変換される。２つのＤＫＤＰ板３３２及び３３４が変換を行う。

図３７の高調波変換器は、２つの板それぞれに課せられる熱負荷が大体等しくなるようにＤＫＤＰ板が均等に分割されていない。レーザー光３３５が板３３２に進入するにつれ、板は加熱される。レーザーが第２の板３３４を通過するとき、そのエネルギーのいくらかは第１の板３３２によって吸収され、その結果、板３３４が板３３２より厚くても所望の作業温度を維持することができる。最終的に放射される緑のレーザービーム３３６が図３７の右側に示される。図３６に関して説明した方法と同じように、窓３３７及び３３８が、結晶３３２及び３３４を横切って流れるヘリウムガスが流れる流路を設けている。

図３８は、全体的なレーザーシステム及びビームを診断し監視する技術を示している。波面の歪曲が各ビームラインの１ω部及び２ω部の両方で別々に測定されること、及び２ωの測定がターゲットの位置による傾きを含んでいることに注意されたい。電子回路が、２ω波面を１ωの同等物に変換され、合成された１ω及び２ω歪曲を高速ＭＥＭＳ空間光変調器に送る。空間光変調器は、波面の歪曲を補正してターゲットにビームを向ける。

図３８は、ブロック図でレーザーシステムを説明するフローチャートであり、ビームが歪曲をどのようにして補正してターゲットにビームをどのようにして向けるかを示している。図３８で、フロントエンドレーザーシステム２４１は、２５６より狭帯域照明システム２５７に振り替えられる少量のビームエネルギーを有する。このシステムは、空洞２００のターゲット球体２５８を照明する。ターゲット球体からの反射は、ターゲットの位置を検出し制御情報をシステムに提供するバックエンド波面センサー２６０に供給される。フロントエンド波面センサー２６１及びバックエンド波面２６０の組み合わせが、均等なビームを正確にターゲットに向かわせるように変調器２６２及び最終光学系を制御する。

ターゲットがチャンバー内に正確に配置されていることを保証する別の技術は、レーザーピーニングを使用することである。レーザーピーニングでは、空洞の外面に当てる出力レーザーが、ターゲットを物理的に別の位置に移動させる衝撃波を生じさせる、空洞の表面に高圧プラズマを形成することができる。この技術は、それらがチャンバーの中心を通過するときターゲットの位置を微妙に調整することができ、核融合反応を開始できるようにレーザービームが十分正確な方向を向いていることを保証する。例えば、レールガンを用いるなど、電磁力を使用してターゲットを注入することによって、高い信頼性でチャンバーの中心の非常に近くにターゲットを配置できる。それから、レーザーピーニングを使用してターゲットの位置を微妙に調整し、レーザービームが所望の方法でターゲットに当たるように保証することができる。
１０．結論
ここに説明したレーザー慣性閉じ込め核融合・核***機関は、核融合中性子を増倍し減速させるためにベリリウムを用いている。これらの中性子は、半径流の溶融塩によって冷却される核***性燃料のブランケットを通過する。中性子のいくらかが冷却材のリチウムと反応してトリチウムを生産する。このトリチウムは、核融合反応のためにターゲットに供給するために使用される。燃料ブランケットの分割、分配されたトリチウムインベントリー、及び燃料対減速材比率を変える時間が、性能を向上させ、機関運転の継続期間に渡って基本的に一定した出力を提供する。これらの工程が生じる間も、機関は全構造で未臨界に留まる。

ＬＩＦＥ設計は本質的に安全である。崩壊熱の除去が、自然対流などの受動型機構を用いて達成される。冷却材喪失事故において、自然対流による冷却に好適な構造を有する二次容器内に核***燃料を受動的に排出することができる。典型的な軽水炉の燃料製造に必要とされる原鉱の数パーセントのエネルギーと比較して、ＬＩＦＥ機関は、事実上、燃料のエネルギー含有量の１００パーセントを取り出す。

ＬＩＦＥは、費用がかかるウラン濃縮及び燃料補給の必要がなくなり、この結果、大幅に費用を削減でき、同時に核拡散問題を著しく緩和することができる。ＬＩＦＥ機関を運転する国は、核濃縮施設及び再処理施設を建設する必要がない。また、ＬＩＦＥは、地質廃棄物処分場の要求を最小限にする。ＬＩＦＥは、現在存在する多大な劣化ウランの供給に加え、そしてこの先何十年で生産されるであろうそれらに加え、現在ユッカマウンテンに運搬し保管することになっている全ての使用済核燃料を、核クリプス（nuclear crips）に燃焼しつくす方法を提供する。

もし、米国が国際原子力パートナーシップ（ＧＮＥＰ）で提案された再処理施設を建設するとしたら、ＬＩＦＥ機関が、プルトニウム２３９と、再処理によって使用済核燃料から分離されたマイナーアクチニドとの混合物を燃焼することができる。高速原子炉技術とは異なり、ＬＩＦＥは、一回の再処理ステップで高レベル廃棄物を全て燃焼できる。さらに、ＬＩＦＥ発電プラントは、現存する高レベル廃棄物、及び２０９０年までに作られる高レベル廃棄物を全て燃焼することができる。

既存の原子炉設計及びその他に提案された将来の原子炉設計と比較しても、ＬＩＦＥ機関は、核拡散抵抗という最も重要な対策においてほかに取るべき策をしのぐ。燃料生成、エネルギー生産、廃棄物最小化を１つの装置に集約することによって、ＬＩＦＥ機関は、本質的に核拡散抵抗が高くなっている。その機関は、その寿命の間、燃料を補給する必要がなく、原子炉で生成された燃料及び核***物質を取り除く必要がない。その機関は、寿命の最後で兵器吸引物質を残さない。

この核融合・核***機関は、世界に対する将来の持続可能なエネルギーに向けての道を提供し、安全性、炭素を排出しない電力、及び既存及び将来の核***炉から蓄積される核廃棄物の処理法を提供する。このように、ＬＩＦＥは、現在の核エネルギー産業を拡大することができるが、それは長期核廃棄物及び現在の開放燃料サイクルに関する核拡散問題を最小限にすることができる技術が身近にあるからこそである。ＬＩＦＥ技術は、現在の核エネルギー技術及び現在提案されている核エネルギー技術に優る多くの利点を提供し、真の世界的核エネルギールネサンスに先立つものとなるであろう。

要約すると、ＬＩＦＥと呼ばれる核融合・核***エネルギー機関を説明してきたが、２１００年までに、ＬＩＦＥ機関が、米国及び世界中のエネルギー供給網のほとんどに電力を供給し、また、実質的に新しい長寿放射性廃棄物を生成することなしに、世界的電力要求、水素燃料供給、海水脱塩プラント、及び工業処理プラントの大部分に提供することができる。

ここに提供した特定の構造、パラメータ、寸法、出力レベル、材料、濃度、及び同様の詳細は、上記のレーザー慣性閉じ込め核融合・核***機関を実施する様々な特定技術を説明するためのものであることを理解されたい。その他の異なる特定構造、パラメータ、寸法、出力レベル、材料、濃度、及び同様の詳細も、上記の核融合・核***機関の実施に用いることができる。例えば、本発明の代替実施例は、核融合反応の生成、核反応からの中性子の減速及び増倍、第一壁の損傷防護、生成された核融合・核***エネルギーから熱を取り出すチャンバーの構造などに対して異なる技術を採用することもできる。当業者は、多くの変形、改良、及び代替案を認識するであろう。したがって、ここに述べた具体例及び実施例は解説を目的とするだけあり、それらに照らしての様々な改良または変更が当業者によって思いつくであろうが、それらの改良及び変更が本出願の精神及び視野、及び添付の請求の範囲に含まれることを理解されたい。

Claims (14)

1. 中性子の核融合源を有するチャンバーと、
   前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲む材料を含んでおり、前記核融合源からの中性子が前記材料を異なる原子量の要素に変換するために前記材料内に導入される燃料領域と、
   前記材料から熱を取り出すために前記材料と結合する冷却材とを備え、
   前記材料が前記燃料領域に導かれ、そして、より高い原子番号要素に前記材料を増殖するために前記材料が中性子と衝突し、それから、前記高い原子番号要素をより低い原子番号要素へと核***する間、前記材料が前記燃料領域内に残存することを特徴とする核融合・核***機関。
2. 中性子の核融合源を有するチャンバーと、
   前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲む材料を含んでおり、前記核融合源からの中性子がトリチウムを生成するために前記材料内に導入される燃料領域と、
   ある時に前記燃料領域からトリチウムを除去し、別のある時に前記燃料領域にトリチウムを加えることによってトリチウムの量を制御するために、前記チャンバーに連結されたシステムとを備えたことを特徴とする核融合・核***機関。
3. 中性子の核融合源を有する実質的に球状のチャンバーと、
   前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲む材料を含んでおり、前記核融合源からの中性子が前記材料を異なる原子量の要素に変化させるために前記材料内に導入される燃料領域と、
   前記材料から熱を取り出すために前記燃料領域を循環する液体冷却材であって、前記中性子源と前記燃料領域の間に配置された第１プレナム領域を通して導かれ、前記燃料領域の前記核融合源から反対側に配置された第２プレナムによって前記燃料領域から取り除かれ、前記燃料領域を通して流れる前記液体冷却材とを備えたことを特徴とする核融合・核***機関。
4. 中性子の核融合源を有する実質的に球状のチャンバーと、
   前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲む材料の分離構成単位内に形成された燃料を含んでいる燃料領域と、
   前記材料の前記分離構成単位から熱を取り出すために前記燃料領域を通して循環する液体冷却材と、
   前記燃料領域を通しての前記液体冷却材の循環が中断された場合において前記チャンバーから前記材料の前記分離構成単位を受け取るために前記チャンバーに連結されたダンプタンクを含む安全システムと、
   前記ダンプタンク内の前記材料の前記分離構成単位を冷却するための前記ダンプタンクに連結された対流冷却システムと、
   前記ダンプタンクから前記材料の前記分離構成単位を取り除くための前記ダンプタンクへの接続部とを備えたことを特徴とする核融合・核***機関。
5. 核融合反応を起すために圧縮されて加熱される材料を収納するカプセルを受け入れるチャンバーと、
   前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲む材料を含んでおり、前記核融合反応からの中性子が前記材料内に導かれてそれを異なる原子量の要素に変換する燃料領域と、
   前記カプセルを受け入れる前記チャンバーの所望領域に集束された複数のビームラインを有するレーザーシステムとを備え、
   前記レーザーシステムが、前記レーザービームの周波数を変換する、それぞれの前記ビームライン内のガス冷却式周波数変換器、及び前記レーザービームをある通路から異なる通路へと切り換える、それぞれの前記ビームライン内のガス冷却式光学スイッチを有することを特徴とする核融合・核***機関。
6. 実質的に中心に中性子の核融合源を有する略球状のチャンバーと、
   前記核融合源からの前記中性子による損傷に対して抵抗がある金属で構成された第一壁と、
   前記第一壁の後ろに配置され、第１の冷却材で前記第一壁を冷却する第１の冷却材領域と、
   前記第１の冷却材領域の後ろに配置され、前記機関の所望の追加層に第２の冷却材を導く冷却材プレナムと、
   前記冷却材プレナムの後ろに配置され、中性子増倍を提供する材料を含み、第２の冷却材を受け取る中性子減速層と、
   前記中性子減速層の後ろに配置され、材料を異なる原子量の要素に変換するために前記核融合源からの中性子を導入する前記材料を含んでおり、前記第２の冷却材を受け取る燃料領域と、
   前記燃料領域の後ろに配置され、中性子の通路を制限する中性子反射層とを備え、
   前記材料は前記燃料領域に導入され、中性子と衝突する間、前記燃料領域内に残存することを特徴とする核融合・核***機関。
7. 中性子の核融合源を提供する材料を含むターゲットを受け入れるチャンバーと、
   前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲む材料を含んでおり、前記核融合源からの中性子が前記材料に導入されてこの材料を異なる原子量の要素に変換する燃料領域と、
   前記材料と結合され、そこから熱を受け取る冷却材と、
   前記冷却材を受け取るために接続され、そこから熱を受け取る熱交換器と、
   前記熱交換器からの熱を電気エネルギーに変換する発電機とを備えたことを特徴とする核融合・核***発電プラント。
8. 前記チャンバーのターゲットを製造するターゲット製造施設をさらに有する請求項７に記載の核融合・核***発電プラント。
9. 中性子の核融合源を有するチャンバーと、
   前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲む材料を含んでおり、前記核融合源からの中性子が前記材料に導入されてそれを異なる原子量の要素に変換する燃料領域と、
   前記材料を通して循環してそこから熱を取り出すリチウムベースの冷却材と、
   前記リチウムベースの冷却材が電力生成のためにそこから熱を取り出すために循環する熱交換器と、
   前記リチウムベースの冷却材を補給し、^６Ｌｉ冷却材及び^７Ｌｉ冷却材の両方を特定の比率で提供し、電力を制御できるその比率を変える冷却材補給システムとを備えたことを特徴とする核融合・核***機関。
10. 中性子の核融合源を有するチャンバーと、
    前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲む分離された微小球形状の燃料を含んでおり、前記核融合源からの中性子が材料内に導入されてそれを異なる原子量の要素に変換する燃料領域と、
    前記材料と結合してそこから熱を取り出す冷却材とを備え、
    燃料材料の燃焼を制御するために、前記燃料が、前記分離された微小球を前記分離された中性子源に近付けて、または前記分離された微小球を前記分離された中性子源から離して位置させるために制御された方法で燃料領域を通して循環されることを特徴とする核融合・核***機関。
11. 中性子の核融合源を有するチャンバーと、
    前記核融合源からの前記中性子による損傷に対して抵抗がある金属で構成される第一壁と、
    前記第一壁の後ろに配置され、前記機関の所望の追加層に第１の冷却材を導入する第１の冷却材プレナムと、
    制御された方法で前記機関を通して循環する第１の材料の分離された微小球で構成された中性子減速層と、
    前記中性子減速層の後ろに配置され、第２の材料の分離された微小球で構成され、前記核融合源からの中性子が前記第２の材料内に導入されてそれを異なる原子量の要素に変換する燃料領域と、
    前記燃料領域の後ろに配置され、前記第１の冷却材を受け取ってそれを熱交換器に移送する第２の冷却材プレナムとを備えたことを特徴とする核融合・核***機関。
12. 中性子の核融合源としてターゲットを受け入れるチャンバーと、
    前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲む材料を含んでおり、前記核融合源からの中性子が前記材料内に導入されてそれを異なる原子量の要素に変換する燃料領域とを備え、
    前記ターゲットが、重水素及びトリチウムの両方を収納するカプセル部分、及び前記カプセルを取り囲む空洞部分を含み、さらに、前記機関が、前記カプセル部分内で前記重水素及び前記トリチウムを融合させてヘリウムを形成するために前記空洞に十分なエネルギーを加えるレーザーシステムを含んでいることを特徴とする核融合・核***機関。
13. 中性子の核融合源を有するチャンバーと、
    天然ウラン、劣化ウラン、濃縮ウラン、トリウム、使用済核燃料、及び兵器級プルトニウムの少なくとも１つを含んでおり、前記核融合源からの中性子が前記燃料領域に導入されて実質的に全ての前記燃料をより低い原子量の要素に最終的に変換する燃料領域とを備えたことを特徴とする核融合・核***機関。
14. 中性子の核融合源を有する実質的に球状のチャンバーと、
    前記チャンバーの少なくとも一部を取り囲んでおり、燃料材料の分離構成単位に形成された燃料、及び中性子減速材料の分離構成単位に形成された中性子減速材料を含む燃料領域と、
    前記燃料領域を通して循環してそこから熱を取り出す液体冷却材と、
    前記燃料材料の前記分離構成単位及び前記中性子減速材料の前記分離構成単位のそれぞれの数を制御し、それによって前記燃料領域内の燃料対減速材比を制御する制御システムとを備えたことを特徴とする核融合・核***機関。

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