ハイブリッド炉（Hybrid reactor）は、核融合・プラズマ物理学の装置。核融合炉心からの高エネルギー中性子を核分裂性ブランケットに利用し、核燃料の増殖や放射性廃棄物の消滅処理を行う装置である。未臨界の核分裂ブランケットを組み合わせることで、臨界安全性を保ちつつプラズマ性能の要求を緩和する。この用語集が追う論文のうち、タイトルにこの主題が現れるものは35本ある。比重が最も大きかったのは1975–1979年で、その期間の論文の0.24%を占めた。直近の2025–2029年では0.02%。この用語集がこの主題を最初に拾うのは1975年以降で、それ以前の収録論文には現れない。
推移
研究の変遷
1970–19842本 · 0.08%
初期の概念設計と反応物理
この時代の論文は、ミラーフュージョン・フィッションハイブリッド炉のための225MW中性粒子入射装置と、D-D核融合反応の役割を扱っている。具体的な設計パラメータと反応物理に焦点を当てた初期の概念検討である。
この時代の論文から
- A 225-MW neutral injection system for a mirror fusion-fission hybrid reactorNuclear Fusion 1975
- The D-D nuclear fusion reaction in a hybrid reactorNuclear Fusion 1976
1985–19942本 · 0.04%
中性子工学と経済性の検討
この時代は中性子工学と経済性の分析が中心で、ブランケットの中性子特性と核分裂性核種の蓄積、エネルギー収支が扱われた。メソ触媒ハイブリッド炉の関連性も検討されている。
同時に語られた主題中性子工学
この時代の論文から
- Relevance of mesocatalytic hybrid reactors for accumulation of fissile nuclei and energy balance analysisNuclear Fusion 1993
- Parametric study on blanket neutronics and economics of fusion—fission hybrid reactorsFusion Engineering and Design 1989
1995–20044本 · 0.04%
多様な応用と概念的設計
ペブルベッドブランケットの定常熱流動モデル、実験用トカマク炉を用いた核融合・核融合ハイブリッド炉と体積中性子源の概念設計、ネプツニウム237の核変換など、応用と設計の幅が広がった。また中国の核融合活動におけるハイブリッド炉計画も紹介された。
この時代の論文から
- Steady state thermal-hydraulic models of pebble bed blankets on hybrid reactorsFusion Engineering and Design 1995
- Experimental tokamak reactor concept design for fusion-fusion hybrid reactor and volumetric neutron sourceFusion Engineering and Design 1995
- Transmutation of the actinide neptunium-237 with a hybrid reactorFusion Engineering and Design 1995
- Perspective on fusion research in China (2) fusion activities in China with special intonation on hybrid reactor programFusion Engineering and Design 2001
2005–201415本 · 0.10%
中性子工学とブランケット設計の深化
中性子工学の解析が中心となり、核燃焼計算システム、水冷却・ヘリウム冷却のエネルギー生産ブランケット、高速核分裂燃料増殖ブランケット、トリウム系ブランケットなど多様な設計が検討された。高功率密度ブランケットの熱流動設計も含まれる。
この時代の論文から
- New burnup calculation system for fusion–fission hybrid reactorFusion Engineering and Design 2007
- Neutronics analysis of water-cooled energy production blanket for a fusion–fission hybrid reactorFusion Engineering and Design 2010
- Neutronics performance evaluation of fast-fission fuel breeding blankets for a fusion–fission hybrid reactorFusion Engineering and Design 2010
- Neutronic calculations of a thorium-based fusion–fission hybrid reactor blanketFusion Engineering and Design 2010
2015–202612本 · 0.05%
実験的検証と新たな炉心概念
水冷却天然ウランブランケットのモックアップ試験による239Pu生成率測定、冷却材オプションの核変換性能比較、Zピンチ駆動核融合・核分裂ハイブリッド炉の第一壁応答、連続パルス反転磁場ピンチ炉心、オンラインでのトリチウム生成率測定など、実験的検証と新しい炉心概念が登場した。
この記述以降に論文が追加されている
同時に語られた主題トリチウム、逆磁場ピンチ、トリチウム生成、ピンチプラズマ、オーミック加熱、モンテカルロ法
この時代の論文から
- A study of 239Pu production rate in a water cooled natural uranium blanket mock-up of a fusion–fission hybrid reactorNuclear Fusion 2016
- Transmutation performance analysis on coolant options in a hybrid reactor system design for high level waste incinerationFusion Engineering and Design 2015
- Influence of low energy radiations on the fusion chamber dynamics and first wall response in a Z-Pinch driven fusion-fission hybrid reactor (Z-FFR)Fusion Engineering and Design 2018
- A continuously pulsed Reversed Field Pinch core for an ohmically heated hybrid reactorFusion Engineering and Design 2018
この数字の作り方
- 数え方 —
- 同じものが別の名前で書かれていてもまとめて数えている。綴りが変わった時期に推移が動いて見える、ということは起きない
- 割合 —
- その時代の収録論文全体に占める比率。コーパスは1970年代より2010年代のほうが9倍大きいため、本数のままではほとんどの主題が右肩上がりに見えてしまう
- 記述 —
- その時代の論文・共起する主題・登場する装置だけを根拠にAIが書いている
- 冒頭の定義 —
- 用語そのものの説明だけは、論文9本の要旨を読ませたうえでAIの分野知識で書かせている。ここだけは収録論文に書かれていることの要約ではない
- 範囲 —
- 収録は6誌に限られる。ここで減っていることは、分野がその取り組みをやめたことを意味しない