Fusion Reaction

��
Flux tubes (Coronas) on the sum
Innovative Approaches to Economical DEMO Reactors �
-- Y. Ono (University of Tokyo) �
Flux tubes in a fusion device核融合炉の磁力管
D-T Fusion Reaction in the Natural/Artificial SUNs�
Deuterium�
重水素（Ｄ）
Water�
+
+
Fusion�
核
融合
Litium
��Li�
+
トリチウム
Tritium (T)�
（三重水素、Ｔ）
+
ヘリウムの原子
核
Herium4
（ア
ルフ
ァ粒子）�
(Alpha
Particle)
中性
子
Neutron
�
1）The fusion energy is kinetic energies of neutrons and He4.
2）Each neutron has 14MeV（80%）�→�for heating water (heat engine)
��Each He4 (alpha particle) has 3,7MeV（20%）�→�for plasma heating�
Gravitational Force��n↑
High Ion Temperature Ti ↑ �
Fusion Reaction
(D-T, D-D, D-He3 etc)�
SUN by visible light camera�
n ↑�
mg�
SOHO (NASA&ESA) Fusion
Reaction�
Sun Spot�
mg�
gravitational
��force�
Closed flux loops: solar coronas are
“thermos bottles” for fusion plasmas �
Solar coronas by X-ray camera have some similarities
to tokamak plasmas. �
トカマクの閉じ込め磁場
Closed
toroidal flux loop �
CL
トロイダル磁場
toroidal field�
+
ポロイダル磁場
poloidal field�
vacuum
真空容器
vessel
ポロイダル coil
Poloidal
トロイダル
磁場コイル
ズマ電流
toroidal
fieldプラ
plasma
current�
磁場コイル
Fusion Reactor System�
Ice pellet injection
device system�
Super conducting coils�
Power
Vacuum Vessel�
Line �
Blanket�
PL : Energy
Plasma heating/
Loss �
current drive device�
Plasma�
Water cooling
system �
Heat exchanger�
Turbine-Generator�
Magnetic field lines�
1）The fusion energy is kinetic energies of
neutrons and He4. �
2）Each neutron has 14MeV（80%）�→�for heating water (heat engine)
��Each He4 (alpha particle) has 3,7MeV（20%）�→�for plasma heating�
n (density) x τ(confinement time) [sec/cm3]�
閉
じ
込
め
時
間
×
中
心
密
度
︵
秒
・
個
／
立
方
cm
︶
Self-Ignition�
自己点火条件
1015
Tokamak 1990’s�
トカマク1990年代
1014
Q値:世界記録
臨界プラズマ
条件達成
FTU(伊)
●
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ヘリオトロンＥ
（京大）
JFT- 2M(日)
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1011 トカマク1960年代
Tokamak 1960’s�
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LHD(日)
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GAMMA- 10
（筑波大）　●
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トカマク1970年代
Tokamak 1970’s�
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臨界プラズマ
条件達成
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JET (欧州)
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Tokamak
1980’s�
トカマク1980年代
JFT- 2a(日)
①Output Energy
〜Input Energy
(realized in1990’s)
②Internal heating
power > Heat loss
TFTR(米)
●
●
●
●
●
LHD（ヘリカル)�
●
●
LHD(日) ASDEX- U(独)
●
●
●
LHD(日)
= Small external heating
JFT- 2(日)
ITER（US, J, EU, Russia,
China, Korea, India）
ヘリカル型装置
ミラー型装置
逆磁場ピンチ型
1010
逆磁場ピンチ型
の達成領域
JT- 60 (日)
世界最高温度
DIII- D(米)
●
●
●
1012
実用炉
1st reactor�
C- Mod(米)
●
1013
ITER
JT- 60 (日)
TFTR(米)
ヘリカル(2
000年代)
Helical
2000’s�
Major Steps for Fusion Reactors
NIF（ICF)�
臨界プラズマ条件
Break-even�
他はトカマク型装置
百万
千万
１億
6
10
107
108 １０億
109�
中心イオン温度（度）　Ion Temperature [eV]�
③ Development of
Low-Cost Demo�
�
t
n
道
e
の
m
AAllmmoosstt eeqquuaall lop
用
ve化
e
n
核
E
n
型
io
s
Fuク
マ
I TE R
ITER�
発電プラ
Demoント
Plant�
発電モ
ジュール
Q=1.25
JT- 60
DT,16MW
JET
Engineering
Demontration 化
Large tokamak
三大トカマク
devices�
定
常
高
べ
ー
- Self-Ignition ITER
CSコイル
ブランケット
1MW
Controlled ignited
plasma
１３Ｔ
モジュール
ジャイラ
トロン
plasma
burn
Scientific500keVトライアム Extended
ダブレッ
粒 of fusion LCTコイル
３時間運転
トIII 11%
Demonstration
PLT
子
９Ｔ
Demonstration
定
ビ
ダブレットIIIengineering
ト
常
ー
MeV
- Break-Even
4.5%
化
JFT- 2
Input Energy 100keV
〜Output Energy
T- 3トカマク
T- 4
TF R
ST
JFT- 2a
ダイバータ
JFT- 2
高周波
電流駆動
ム
ビーム
／
高
定常
周
ビーム
波
装
置
術技
ブ
リ
ラ遠
伝
チ
導
ン隔
ウ
コ
ケ操
ム
作
イ
ッ
技
技
ル
ト
術
技
技術
術
術
超
Advanced
改良炉
商用炉
First
Reactor�
経済
タ
トカ
実CCoosstt--DDoowwnn D
y
合
g
r
融
e
Reactor�
性湖
Economical Reactor
Development 発
電
ブ
ラ
ン
ケ
ッ
ト
材
料
研
究
開
発
IFM IF
14MeV中性子
照射試験施設
F FTF , HFIR
米国高速中性子照射炉
JMTR
原研材料試験炉
ITER�
2002/5
Development of Economical Reactor
Spherical Tokamak (ST) for DEMO after ITER
Tokamak Reactors tokamak
plasma�
tokamak
plasma�
ST Reactors ST
plasma�
Tokamak Reactor ST Reactor Plasma beta ~ 3%
18000ton, 0.5GW
Expensive, Complicated
Simple, Economical Plasma beta ~ 5-10%
Plasma beta ~ 20-40%
28000ton, 3.53GW
9000ton, 3.7GW Beta = thermal pressure/magnetic pressure ~ fusion output/reactor cost トカ
化
lo
e
用
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トロン
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／
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波
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置
高周波
術技
ITER
ブランケット
モジュール
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ト
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リ
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ウ
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ム
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技
技術
術
術
US Private Fusion Program
��TriAlpha Project�
電流駆動
性湖
Domectic Fusion
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高
常
500keVトライアム
３時間運転
JFT- 2a
ダイバータ
Plant�
Advanced
改良炉
Reactor�
発電モ
ジュール
Q=1.25
JT- 60
定
T- 3トカマク
T- 4
TF R
ST
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Demoント
商用炉
First
Reactor�
経済
DT,16MW
JET
JFT- 2
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I TE R
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研
究
開
発
IFM IF
14MeV中性子
照射試験施設
F FTF , HFIR
米国高速中性子照射炉
International Competition 超
JMTR
原研材料試験炉
2002/5
n (density) x τ(confinement time) [sec/cm3]�
閉
じ
込
め
時
間
×
中
心
密
度
︵
秒
・
個
／
立
方
cm
︶
Self-Ignition�
自己点火条件
1015
Tokamak 1990’s�
トカマク1990年代
1014
Q値:世界記録
臨界プラズマ
条件達成
FTU(伊)
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LHD（ヘリカル)�
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Tokamak
1980’s�
トカマク1980年代
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1011 トカマク1960年代
Tokamak 1960’s�
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LHD(日)
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GAMMA- 10
（筑波大）　●
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トカマク1970年代
Tokamak 1970’s�
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JET (欧州)
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ヘリオトロンＥ
（京大）
JFT- 2M(日)
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JFT- 2a(日)
①Output Energy
〜Input Energy
(realized in1990’s)
②Internal heating
power > Heat loss
TFTR(米)
LHD(日) ASDEX- U(独)
●
●
●
LHD(日)
C-2（FRC)�
= Small external heating
JFT- 2(日)
ITER（US, J, EU, Russia,
China, Korea, India）
ヘリカル型装置
ミラー型装置
逆磁場ピンチ型
1010
逆磁場ピンチ型
の達成領域
他はトカマク型装置
百万
千万
１億
6
10
107
108 １０億
109�
中心イオン温度（度）　Ion Temperature [eV]�
JT- 60 (日)
世界最高温度
DIII- D(米)
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1012
実用炉
1st reactor�
C- Mod(米)
●
1013
ITER
JT- 60 (日)
TFTR(米)
ヘリカル(2
000年代)
Helical
2000’s�
Major Steps for Fusion Reactors
NIF（ICF)�
臨界プラズマ条件
Break-even�
③ Development of
Low-Cost Demo�
Summary
● Nuclear fusion energy has been developed mainly by largescale tokamak programs for future safe and limitless energy.
●The International Thermonuclear Experimental Reactor
(ITER) program will start its operation in 2025, demonstrating
controlled large fusion gain and essential fusion reactor
technologies.
● Development of the next stage experiment: DEMO needs
innovations for economical fusion reactor.
● Various national projects and private companies are
conducting R&D towards commercialization of economically
viable nuclear fusion power plants beyond ITER program.
● In this session, we will present three innovative approaches
to economical DEMO reactors and possible strategies for
commercialization of fusion reactors.

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