JPS6324274B2 - - Google Patents
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- JPS6324274B2 JPS6324274B2 JP56055397A JP5539781A JPS6324274B2 JP S6324274 B2 JPS6324274 B2 JP S6324274B2 JP 56055397 A JP56055397 A JP 56055397A JP 5539781 A JP5539781 A JP 5539781A JP S6324274 B2 JPS6324274 B2 JP S6324274B2
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は核融合反応装置の排気ガス中に含まれ
る未反応燃料物質である水素同位体ガスと反応灰
物質であるヘリウムガスをパラジウム合金板の水
素同位体透過性と核融合プラズマの真空排気作用
を利用して分離する核融合装置に関するものであ
る。Detailed Description of the Invention The present invention uses hydrogen isotope gas, which is an unreacted fuel substance, and helium gas, which is a reaction ash substance, contained in the exhaust gas of a nuclear fusion reactor, to improve the hydrogen isotope permeability of a palladium alloy plate. This invention relates to a nuclear fusion device that separates nuclear fusion plasma by utilizing the vacuum evacuation effect.
一般に水素同位体プラズマを用いて核融合反応
を起こさせるためには、核融合プラズマ密度を
1.5×1020個m-3以上、プラズマ温度を10keV以
上、プラズマ閉じ込め時間を1秒以上にする必要
がある。一方、水素同位体核融合反応の結果、反
応灰物質としてヘリウムイオンが生成する。この
生成するヘリウムイオンはプラズマ圧力を上昇さ
せる作用をなし、その結果、プラズマ放電を不安
定にさせる原因となる。安定な核融合プラズマを
維持、継続させるという立場から、許容される最
大ヘリウムイオン蓄積量は全プラズマ個数の10%
程度であり、これ以上ヘリウムイオンが増加する
と、もはや安定なプラズマ放電を維持することは
不可能となり、すなわち核融合反応を継続させる
ことはできなくなる。したがつて核融合反応を持
続させるためには、核融合プラズマ中に含有する
ヘリウムイオン濃度を常時10%以下にするために
ヘリウムイオンを選択的に排気除去する必要があ
る。 Generally, in order to cause a nuclear fusion reaction using hydrogen isotope plasma, the fusion plasma density must be
It is necessary to make the plasma temperature 1.5×10 20 m -3 or more, the plasma temperature 10 keV or more, and the plasma confinement time 1 second or more. On the other hand, as a result of the hydrogen isotope fusion reaction, helium ions are produced as reaction ash material. The generated helium ions act to increase the plasma pressure, and as a result, become a cause of unstable plasma discharge. From the standpoint of maintaining and continuing stable fusion plasma, the maximum allowable helium ion accumulation amount is 10% of the total number of plasmas.
If the number of helium ions increases beyond this level, it will no longer be possible to maintain a stable plasma discharge, that is, it will no longer be possible to continue the nuclear fusion reaction. Therefore, in order to sustain the fusion reaction, it is necessary to selectively exhaust and remove helium ions so that the concentration of helium ions contained in the fusion plasma is always 10% or less.
従来、核融合プラズマ中に含まれるヘリウムイ
オンを核融合プラズマ中から除去するためのプラ
ズマ捕集方式としては核融合プラズマを磁力線を
利用してダイバータ室へ導く(ダイバータ作用)
ダイバータ方式や、機械式リミタにより直接プラ
ズマ粒子を補集するリミタ方式等が考えられてい
た。これらの方式によつてプラズマ構成粒子を電
気的に中性な水素同位体およびヘリウムガスに変
換させ、ついでクライオポンプおよびターボ分子
ポンプ等の真空排気ポンプで排気除去する。しか
しこれらクライオポンプ、ターボ分子ポンプなど
公知の真空排気ポンプはその性能上、ヘリウムガ
スのみを選択的に排気除去することはできないた
め、必然的に未反応燃料物質である水素同位体ガ
スも排気除去してしまうという性質を有してい
る。そのため、必要以上に大排気容量の真空排気
装置を必要とする。たとえば、ヘリウムとともに
水素同位体を同時に排気することによる真空排気
装置の排気容量の増大量を比較してみると10万
・sec-1のクライオポンプを使用した場合、ヘ
リウムガスのみの排気では42〜70Torr・・
sec-1の排気容量で充分であるが、未反応燃料物
質の水素同位体も同時に排気されるとすると420
〜700Torr・・sec-1程度すなわち約10倍の排
気容量をもつたクライオポンプの設置を必要とす
ることになる。したがつて従来の核融合プラズマ
中からのヘリウム排気除去方式では(1)燃料物質で
ある水素同位体の燃料利用効率が低下する、(2)ヘ
リウムガスとともに水素同位体も同時に排気除去
するため排気ポンプの負荷が増大し、大排気容量
の真空ポンプを必要とするため、装置の建設コス
トが増大する、および(3)真空排気ポンプ中に多量
の放射性物質である三重水素が混入するため、ポ
ンプの運転、保守が複雑になり運転コストが増大
する、という欠点を有している。このため真空排
気装置の前段で水素同位体とヘリウムの混合ガス
中から水素同位体とヘリウムガスを効率よく分離
する機能を有する核融合装置の開発が切望されて
いた。 Conventionally, the plasma collection method for removing helium ions contained in fusion plasma from fusion plasma has been to guide fusion plasma to a divertor chamber using magnetic lines of force (divertor action).
A divertor method and a limiter method in which plasma particles are directly collected using a mechanical limiter have been considered. By these methods, particles constituting the plasma are converted into electrically neutral hydrogen isotopes and helium gas, which are then evacuated and removed using a vacuum pump such as a cryopump or a turbomolecular pump. However, due to their performance, known vacuum pumps such as cryopumps and turbomolecular pumps cannot selectively exhaust and remove only helium gas, so they must also exhaust and remove hydrogen isotope gas, which is unreacted fuel material. It has the property of causing Therefore, a vacuum evacuation device with a larger evacuation capacity than necessary is required. For example, when comparing the amount of increase in pumping capacity of a vacuum pumping system by pumping out hydrogen isotopes together with helium, when using a cryopump of 100,000 sec -1 , pumping only helium gas is 42~ 70 Torr・・
Although an exhaust capacity of sec -1 is sufficient, if hydrogen isotopes of unreacted fuel materials are also exhausted at the same time, the exhaust capacity is 420 sec -1.
It will be necessary to install a cryopump with a pumping capacity of ~700 Torr...sec -1 , or about 10 times as much. Therefore, in the conventional helium exhaust removal method from fusion plasma, (1) the fuel utilization efficiency of hydrogen isotope, which is a fuel substance, decreases; (2) hydrogen isotope is also exhausted and removed at the same time as helium gas, so (3) Because the load on the pump increases and a vacuum pump with a large pumping capacity is required, the construction cost of the equipment increases. The disadvantage is that operation and maintenance become complicated and operating costs increase. For this reason, there has been a strong desire to develop a nuclear fusion device that can efficiently separate hydrogen isotope and helium gas from a mixed gas of hydrogen isotope and helium at the front stage of a vacuum pumping device.
本発明者らは水素同位体とヘリウムガスの効率
よい分離機能を有する核融合装置を開発するため
鋭意研究を重ねた結果、パラジウム合金板の適度
な温度領域で水素同位体のみを選択的に透過する
という特質および核融合プラズマのあらゆる種類
のガスを選択・分離するという特質とを組合せる
ことにより効率よくヘリウムと水素同位体ガスを
分離する機能を有する核融合装置を作り得ること
を見い出した。すなわち、パラジウム合金板は適
度な温度領域でパラジウム合金板を介して、その
前後に水素同位体の圧力差が存在すると、高圧側
から低圧側へ水素同位体のみを透過させる特質の
あることが知られているので、この特質を利用し
て、水素同位体・ヘリウム混合気体中から水素同
位体のみを選択的に透過・分離する役割を担い、
一方、核融合プラズマは、その選択・分離作用に
よりパラジウム合金板の排気側(低圧側)の水素
同位体圧力を低下させ、パラジウム合金板を介し
てその前後に常時水素同位体の圧力差を生じさせ
る役割を担う。 The inventors of the present invention have conducted intensive research to develop a nuclear fusion device that can efficiently separate hydrogen isotopes and helium gas, and have found that only hydrogen isotopes are selectively permeable in a moderate temperature range of palladium alloy plates. We have discovered that by combining the characteristics of fusion plasma with the ability to select and separate all types of gases, it is possible to create a fusion device that has the ability to efficiently separate helium and hydrogen isotope gases. In other words, it is known that palladium alloy plates have the property of only allowing hydrogen isotopes to permeate from the high-pressure side to the low-pressure side if there is a pressure difference between the hydrogen isotopes before and after the palladium alloy plate in a moderate temperature range. Utilizing this characteristic, it plays the role of selectively permeating and separating only hydrogen isotopes from a hydrogen isotope/helium mixture gas.
On the other hand, nuclear fusion plasma reduces the hydrogen isotope pressure on the exhaust side (low pressure side) of the palladium alloy plate due to its selection and separation effects, creating a constant hydrogen isotope pressure difference across the palladium alloy plate. play the role of
本発明は上記のパラジウム合金板と核融合プラ
ズマの特質を組合せることにより水素同位体とヘ
リウムガスを効率よく分離する核融合装置であ
る。 The present invention is a nuclear fusion device that efficiently separates hydrogen isotopes and helium gas by combining the characteristics of the above-mentioned palladium alloy plate and nuclear fusion plasma.
本発明の水素同位体・ヘリウム分離機能を有す
る核融合装置は核融合装置第一壁、放射線遮蔽体
あるいはブランケツトの一部にパラジウム合金板
を付設し、かつこのパラジウム合金板に加熱用ヒ
ーター設け、さらに真空排気系へ流れる排気混合
ガス流量を可変制御する可動スリツト板から構成
される。 The nuclear fusion device having a hydrogen isotope/helium separation function of the present invention includes a palladium alloy plate attached to the first wall of the fusion device, a part of the radiation shield or the blanket, and a heating heater provided on the palladium alloy plate. Furthermore, it is composed of a movable slit plate that variably controls the flow rate of the exhaust gas mixture flowing into the vacuum exhaust system.
更に具体的に言えば、本発明の核融合装置は、
炉心プラズマと、炉心プラズマを収容する第一
壁、ブランケツト、放射線遮蔽体及び外壁から構
成された高度真空容器とから成る核融合反応装置
において、該ブランケツトと放射線遮蔽体との間
に未反応燃料物質である水素同位体ガスと核融合
反応生成物(灰物質)であるヘリウムとから成る
核融合プラズマ排気ガスの排気真空系に通ずる通
路を設け、該通路において第一壁及びブランケツ
トを貫通して開口部を設け、該開口部に特性の温
度において水素同位体ガスを透過させる特質を有
するパラジウム合金板を付設し、該パラジウム合
金板に加熱手段を設けたことを特徴とする該パラ
ジウム合金板を透過して同位体水素を炉心プラズ
マに還流することによつて水素同位体・ヘリウム
分離機能を有する核融合装置である。 More specifically, the nuclear fusion device of the present invention includes:
In a nuclear fusion reactor consisting of core plasma and a highly vacuum vessel configured of a first wall containing the core plasma, a blanket, a radiation shield, and an outer wall, there is unreacted fuel material between the blanket and the radiation shield. A passage leading to the exhaust vacuum system for fusion plasma exhaust gas consisting of hydrogen isotope gas and helium as a fusion reaction product (ash substance) is provided, and an opening is provided in the passage through the first wall and the blanket. a palladium alloy plate having a property of transmitting a hydrogen isotope gas at a specific temperature is attached to the opening, and a heating means is provided on the palladium alloy plate. This is a nuclear fusion device that has the function of separating hydrogen isotopes and helium by circulating isotopic hydrogen into the core plasma.
なお、本願発明に使用されるパラジウム合金板
は次の特性を有する。 Note that the palladium alloy plate used in the present invention has the following characteristics.
組成: Pd:Ag=0.76:0.24
(原子数比)
使用温度 :500℃前後
水素同位体透過特性: 排気速度に換算して7
〜15 1Sec-1cm-2(合金板
厚:0.1mmのとき)
図面によつて本発明装置の一具体例を説明する
と、第1図においてダイバータ付トーラス核融合
装置のブランケツト1の一部に加熱ヒータ2付パ
ラジウム合金板3を付設する。またブランケツト
1と放射線遮蔽体4間の排気ガス通路に排気混合
ガス流量を可変制御する可動スリツト板5を設け
る。核融合プラズマ(水素同位体イオンおよびヘ
リウムイオンから構成される)6は実線矢印に従
つてダイバータ磁場コイル(図示せず)の作用を
受けダイバータ室内のダイバータ板7に衝突し保
持している電荷をダイバータ板7へ放出し電気的
に中性な粒子となる。これら電気的に中性となつ
た水素同位体およびヘリウムガスは実線矢印に従
つてブランケツト1および放射線遮蔽体4間の通
路を通り可動スリツト5で全体の流量を制御さ
れ、ついでパラジウム合金板3の部分で水素同位
体とヘリウムガスは分離され水素同位体は実線矢
印のようにパラジウム合金板3を透過し核融合プ
ラズマ6の選択・分離作用によりプラズマ中へ還
流され燃料として再利用される。一方ヘリウムは
排気ダクト8および真空バルブ9を通つて、クラ
イオポンプあるいはターボ分子ポンプ等の公知の
真空排気ポンプ10で排気除去される。第2図に
第1図A部の詳細図を示す。パラジウム合金板3
の加熱方法としてはパラジウム合金板の近傍に熱
フイラメントを取り付けて加熱作用とともに分子
状水素同位体の原子状水素同位体への熱解離反応
も同時に行なわし得る傍熱加熱法、パラジウム合
金板の直接通電加熱法、核融合プラズマからの熱
輻射利用加熱法あるいはブランケツトの発熱を利
用する加熱法のいずれか、あるいは並用でもよ
い。 Composition: Pd:Ag=0.76:0.24 (atomic ratio) Operating temperature: Around 500℃ Hydrogen isotope permeation characteristics: 7 in terms of pumping speed
~15 1Sec -1 cm -2 (When alloy plate thickness: 0.1 mm) To explain a specific example of the device of the present invention with reference to drawings, in Fig. 1, a part of blanket 1 of a torus fusion device with a divertor is A palladium alloy plate 3 with a heater 2 is attached. Further, a movable slit plate 5 is provided in the exhaust gas passage between the blanket 1 and the radiation shield 4 to variably control the flow rate of the exhaust gas mixture. The fusion plasma (consisting of hydrogen isotope ions and helium ions) 6 collides with the divertor plate 7 in the divertor chamber under the action of the divertor magnetic field coil (not shown) according to the solid arrow, and removes the retained electric charge. The particles are released to the diverter plate 7 and become electrically neutral particles. These electrically neutral hydrogen isotopes and helium gas pass through the passage between the blanket 1 and the radiation shield 4 according to the solid line arrow, and the overall flow rate is controlled by the movable slit 5, and then the palladium alloy plate 3 The hydrogen isotope and helium gas are separated at the portion, and the hydrogen isotope passes through the palladium alloy plate 3 as indicated by the solid line arrow and is returned to the plasma by the selection and separation action of the fusion plasma 6 to be reused as fuel. On the other hand, helium passes through an exhaust duct 8 and a vacuum valve 9, and is exhausted and removed by a known vacuum pump 10 such as a cryopump or a turbomolecular pump. FIG. 2 shows a detailed view of section A in FIG. 1. Palladium alloy plate 3
As a heating method, a thermal filament is attached near the palladium alloy plate to perform heating action and a thermal dissociation reaction of molecular hydrogen isotopes to atomic hydrogen isotopes at the same time, indirect heating method, direct heating method of palladium alloy plate, etc. Any one of an electrical heating method, a heating method using thermal radiation from nuclear fusion plasma, a heating method using heat generated by a blanket, or any combination thereof may be used.
パラジウム合金板の形状は水素同位体の透過面
積の増大および構造物としての機械的強度向上の
ためベローズ形状とする。さらにパラジウム合金
板3が核融合プラズマから荷電交換反応により漏
洩してくる中性の高エネルギ粒子に直接さらされ
スパツタリングおよびブリスタリング作用を受け
て損耗することを防ぐため図示したようにたとえ
ばブランケツト1の一部をパラジウム合金板3と
核融合プラズマ6との間に張り出させ、直接核融
合プラズマ6からパラジウム合金板が見通せない
構造にする。排気混合ガス流量を可変制御する可
動スリツト板5はパラジウム合金板より上流側に
取り付け、その構造はガス流量を可変制御できる
ものであれば、どのような構造でもよい。 The palladium alloy plate has a bellows shape in order to increase the permeation area of hydrogen isotopes and improve the mechanical strength of the structure. Furthermore, in order to prevent the palladium alloy plate 3 from being directly exposed to neutral high-energy particles leaking from the fusion plasma due to charge exchange reactions and being damaged by sputtering and blistering effects, for example, the blanket 1 is A part of the palladium alloy plate is made to protrude between the palladium alloy plate 3 and the fusion plasma 6, so that the structure is such that the palladium alloy plate cannot be directly seen from the fusion plasma 6. The movable slit plate 5 for variably controlling the flow rate of the exhaust gas mixture is installed upstream of the palladium alloy plate, and may have any structure as long as it can variably control the gas flow rate.
以上要するに、本発明の核融合装置は、次の二
つの原理・機能の利用から構成される。 In summary, the nuclear fusion device of the present invention is constructed by utilizing the following two principles and functions.
1 パラジウム合金板を境界として水素同位体ガ
ス圧に差が存在する状態でパラジウム合金板を
適度な温度(例えば500℃前後)に加熱維持す
ると、水素同位体ガス圧の高い側の水素同位体
ガスがパラジウム合金板中を透過・移動して水
素同位体ガス圧の低い側へ向かつて流れる。こ
の現象はパラジウム合金板と水素同位体ガスの
組合わせの場合のみ出現する現象であると言う
事実、及び
2 核融合プラズマは、空間内に自己保持しなが
ら、同時にプラズマ周辺に存在するあらゆる種
類のガスを電離し、核融合プラズマ内部に吸
引・取り込み、自己保持する特質があり、従つ
て、結果的に、プラズマ周辺部に存在するガス
を核融合プラズマの表面積にほぼ比例して決ま
る極めて大きな排気速度で常に選択・分離する
という理想的真空ポンプ機能を持つているとい
う事実。1 When a palladium alloy plate is heated and maintained at a moderate temperature (for example, around 500°C) with a difference in hydrogen isotope gas pressure across the palladium alloy plate, the hydrogen isotope gas on the side with higher hydrogen isotope gas pressure permeates and moves through the palladium alloy plate and flows toward the side with lower hydrogen isotope gas pressure. The fact that this phenomenon only occurs when a palladium alloy plate and hydrogen isotope gas are combined, and 2. Fusion plasma can maintain itself in space while at the same time absorbing all types of plasma that exist around it. It has the characteristic of ionizing gas, attracting it into the fusion plasma, and self-retaining it, and as a result, the gas existing around the plasma is pumped out in an extremely large amount, which is determined approximately in proportion to the surface area of the fusion plasma. The fact that it has the ideal vacuum pump function of constantly selecting and separating at speed.
以上の二つの事実を利用して構成された本願発
明の作用効果を、さらに図面によつて具体的に説
明すると、
水素同位体ガスとヘリウムの混合排気ガスが通
る排気ダクト8側と核融合プラズマ6を生成させ
る空間側とパラジウム合金板3を境界として仕切
つておき、核融合プラズマ6を生成させると、核
融合プラズマ6とパラジウム合金板3との間に存
在する空間内のガスは核融合プラズマの真空ポン
プ機能により、排気側に設置されている真空排気
装置10に比較して格段に大きな排気速度で常に
真空排気されることになり、従つて、この空間内
のガス圧は常に排気ダクト8側より低くなる。即
ち、ガス圧の高い方から低い方への圧力勾配は常
にパラジウム合金板3を軽油して核融合プラズマ
6の方向に存在することになる。一方、パラジウ
ム合金板3は500℃程度に加熱維持すると、前記
のごとく、水素同位体のみが自身のガス圧の高い
側から低い側へパラジウム合金板3中を透過移動
する。従つて、排気ダクト8内を真空排気装置1
0の方向へ流れている水素同位体ガスとヘリウム
の混合排ガス中から水素同位体ガスのみが矢印に
従つてパラジウム合金板3を透過移動して核融合
プラズマ側へ常に還流することになる。 The effects of the present invention, which is constructed using the above two facts, will be explained in more detail with reference to the drawings. 6 and the palladium alloy plate 3 as a boundary, and when the fusion plasma 6 is generated, the gas in the space existing between the fusion plasma 6 and the palladium alloy plate 3 becomes the fusion plasma. Due to the vacuum pump function of lower than the side. That is, a pressure gradient from a higher gas pressure side to a lower gas pressure side always exists in the direction of the fusion plasma 6 through the palladium alloy plate 3. On the other hand, when the palladium alloy plate 3 is heated and maintained at about 500° C., only the hydrogen isotope permeates through the palladium alloy plate 3 from the high gas pressure side to the low gas pressure side, as described above. Therefore, the inside of the exhaust duct 8 is vacuum-exhausted by the evacuation device 1.
From the mixed exhaust gas of hydrogen isotope gas and helium flowing in the direction of 0, only the hydrogen isotope gas passes through the palladium alloy plate 3 according to the arrow and constantly flows back to the fusion plasma side.
本発明の機能を有する核融合装置は従来の核融
合装置と比較して次のような利点を有している。 A nuclear fusion device having the functions of the present invention has the following advantages compared to conventional nuclear fusion devices.
(1) 排気混合ガス中の水素同位体とヘリウムガス
をそれぞれ分離させ、水素同位体は核融合プラ
ズマ中へ還流させることができるので、燃料物
質である水素同位体の燃料利用効率を高めるこ
とができる。(1) The hydrogen isotope and helium gas in the exhaust gas mixture can be separated, and the hydrogen isotope can be returned to the fusion plasma, increasing the fuel usage efficiency of the hydrogen isotope as a fuel material. can.
(2) 排気混合ガス中の主としてヘリウムのみを真
空排気装置で排気除去すればよいため、真空ポ
ンプの排気容量(負荷)を軽減でき、それだけ
装置の建設コストを低下できる。(2) Since only the helium in the exhaust gas mixture needs to be exhausted and removed by the vacuum exhaust device, the exhaust capacity (load) of the vacuum pump can be reduced, and the construction cost of the device can be reduced accordingly.
(3) 放射性物質である三重水素の真空排気装置内
への流入量が減少するので、放射線管理上、真
空排気装置の運転、保守が容易である。(3) Since the amount of tritium, which is a radioactive substance, flowing into the vacuum evacuation equipment is reduced, operation and maintenance of the evacuation equipment is easier from a radiation control perspective.
(4) 真空排気装置から排出される排ガス中に含ま
れる放射性三重水素量が低減するため、排ガス
処理が簡便となる。(4) Since the amount of radioactive tritium contained in the exhaust gas discharged from the vacuum exhaust equipment is reduced, exhaust gas treatment becomes easier.
(5) ポロイダルダイバー方式の核融合装置のみな
らず、その他全てのダイバータ方式(バンド
ル、ヘリカル、ブランチ等)および機械式リミ
タ方式へも適用できる。(5) Applicable not only to poloidal diverter type fusion devices, but also to all other diverter types (bundle, helical, branch, etc.) and mechanical limiter types.
第1図は本発明装置の一例の構成を示す縦断面
図、第2図は第1図におけるA部を拡大して示す
縦断面図である。
1……ブランケツト、2……加熱ヒータ、3…
…パラジウム合金板、4……放射線遮蔽体、5…
…可動スリツト板、6……核融合プラズマ、7…
…ダイバータ板、8……排気ダクト、9……真空
バルブ、10……真空排気装置、11……真空容
器外壁。
FIG. 1 is a longitudinal sectional view showing the configuration of an example of the apparatus of the present invention, and FIG. 2 is an enlarged longitudinal sectional view showing a section A in FIG. 1... Blanket, 2... Heater, 3...
...Palladium alloy plate, 4...Radiation shield, 5...
...Movable slit plate, 6...Fusion plasma, 7...
... Diverter plate, 8 ... Exhaust duct, 9 ... Vacuum valve, 10 ... Vacuum exhaust device, 11 ... Vacuum container outer wall.
Claims (1)
一壁、ブランケツト、放射線遮蔽体及び外壁から
構成された高度真空容器とから成る核融合反応装
置において、該ブランケツトと放射線遮蔽体との
間に未反応燃料物質である水素同位体ガスと核融
合反応生成物(灰物質)であるヘリウムとから成
る核融合プラズマ排気ガスの排気真空系に通ずる
通路を設け、該通路において第一壁及びブランケ
ツトを貫通して開口部を設け、該開口部に特定の
温度において水素同位体ガスを透過させる特質を
有するパラジウム合金板を付設し、該パラジウム
合金板に加熱手段を設けたことを特徴とする該パ
ラジウム合金板を透過して同位体水素を炉心プラ
ズマに還流することによつて水素同位体・ヘリウ
ム分離機能を有する核融合装置。 2 該開口部は、該パラジウム合金板が該核融合
プラズマに直接曝されることを防止するために、
該ブランケツトの一部分が該パラジウム合金板と
核融合プラズマとの間に張り出すように形成され
た構造であることを特徴とする第1項に記載の核
融合装置。 3 該通路において、該パラジウム合金板の上流
側にガス流量を制御するための可動スリツト板が
設置されたことを特徴とする第1項に記載の核融
合装置。[Scope of Claims] 1. A nuclear fusion reactor comprising core plasma and a high vacuum vessel configured of a first wall containing the core plasma, a blanket, a radiation shield and an outer wall, wherein the blanket, the radiation shield and A passageway leading to an exhaust vacuum system for fusion plasma exhaust gas consisting of hydrogen isotope gas, which is an unreacted fuel substance, and helium, which is a fusion reaction product (ash substance), is provided between the first wall and the first wall. and an opening is provided through the blanket, a palladium alloy plate having a property of transmitting hydrogen isotope gas at a specific temperature is attached to the opening, and a heating means is provided on the palladium alloy plate. A nuclear fusion device that has a hydrogen isotope/helium separation function by passing isotopic hydrogen through the palladium alloy plate and circulating it back into the core plasma. 2. The opening is configured to prevent the palladium alloy plate from being directly exposed to the fusion plasma.
2. The nuclear fusion device according to claim 1, wherein a portion of the blanket is formed to extend between the palladium alloy plate and the fusion plasma. 3. The nuclear fusion device according to item 1, wherein a movable slit plate for controlling the gas flow rate is installed upstream of the palladium alloy plate in the passage.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56055397A JPS57169696A (en) | 1981-04-13 | 1981-04-13 | Nuclear fusion device having hydrogen isotope . helium seperation function |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56055397A JPS57169696A (en) | 1981-04-13 | 1981-04-13 | Nuclear fusion device having hydrogen isotope . helium seperation function |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57169696A JPS57169696A (en) | 1982-10-19 |
| JPS6324274B2 true JPS6324274B2 (en) | 1988-05-19 |
Family
ID=12997388
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56055397A Granted JPS57169696A (en) | 1981-04-13 | 1981-04-13 | Nuclear fusion device having hydrogen isotope . helium seperation function |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS57169696A (en) |
-
1981
- 1981-04-13 JP JP56055397A patent/JPS57169696A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS57169696A (en) | 1982-10-19 |
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