Исследование термоядерных D-3 He-топливных циклов с наработкой гелия-3 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.14, кандидат технических наук Чирков, Алексей Юрьевич
- Специальность ВАК РФ01.04.14
- Количество страниц 159
Оглавление диссертации кандидат технических наук Чирков, Алексей Юрьевич
ВВЕДЕНИЕ
ГЛАВА 1. ТЕРМОЯДЕРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ ЦИКЛЫ И ПРОБЛЕМА
МАЛОРАДИОАКТИВНОГО СИНТЕЗА
1.1. Термоядерные реакции и топливные циклы для УТС
1.2. Состояние исследований топливных циклов термоядерных реакторов
1.3. Критерии эффективности термоядерных циклов
1.4. Постановка задачи исследования
ГЛАВА 2. ПАРАМЕТРИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ПРОИЗВОДСТВА
ЭНЕРГИИ В ТЕРМОЯДЕРНОЙ ПЛАЗМЕ
2.1. Радиоактивность дейтериевых циклов
2.2. Радиационные потери
2.3. Зажигание и горение
2.4. Предельная эффективность протонных циклов
2.5. Малорадиоактивный цикл D-Не с наработкой Не
2.6. Выводы по главе
ГЛАВА 3. КИНЕТИКА ТЕРМОЯДЕРНОЙ ПЛАЗМЫ
3.1. Кинетическая модель термоядерной плазмы
3.2. Исследование уравнения Фоккера-Планка для продуктов и его приближенные аналитические решения
3.3. Численное решение уравнений Фоккера-Планка и анализ кинетики термоядерных продуктов в амбиполярном реакторе d-Mif'
ГЛАВА 4. БАЛАНС МОЩНОСТЕЙ ТЕРМОЯДЕРНОЙ ПЛАЗМЫ В
МАГНИТНЫХ СИСТЕМАХ
4.1. Амбиполярный реактор
4.2. Реактор на основе магнитной конфигурации с обращенным полем
4.3. Предельные параметры токамаков на альтернативном топливе
4.4. Анализ аномального переноса в амбиполярной ловушке и FRC
Рекомендованный список диссертаций по специальности «Теплофизика и теоретическая теплотехника», 01.04.14 шифр ВАК
Моделирование и анализ теплофизических процессов D-3 He термоядерной плазмы обращенной магнитной конфигурации2001 год, кандидат технических наук Рыжков, Сергей Витальевич
Разработка и применение метода исследования изотопного состава высокотемпературной водородной плазмы по потокам выходящих атомов2010 год, кандидат физико-математических наук Миронов, Максим Игоревич
Сцинтилляционные спектрометры нейтронного и гамма излучения для диагностики термоядерной плазмы2007 год, кандидат физико-математических наук Кащук, Юрий Анатольевич
Исследование изотопных эффектов и дополнительного нагрева плазмы в токамаках по потокам атомов перезарядки2012 год, доктор физико-математических наук Чернышев, Федор Всеволодович
Компактный токамак с аспектным отношением А=2 как объемный источник нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенд для материаловедческих исследований: Системный анализ2005 год, кандидат физико-математических наук Обысов, Николай Александрович
Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование термоядерных D-3 He-топливных циклов с наработкой гелия-3»
Управляемый термоядерный синтез (УТС) [1] является одним и наиболее важных социально, экономически и экологически приемлемым перспективным источником энергии для обеспечения будущих глобальных потребностей человечества. Эксперименты на современных установках магнитного удержания плазмы вплотную приблизились к условиям реализации термоядерного горения D-T-топлива, а работы в направлении использования УТС для производства энергии в настоящий момент находятся на пороге создания опытного термоядерного реактора с D-T-циклом. Наиболее эффективным альтернативным топливом, которое обеспечивает необходимый положительный энергетический выход термоядерного реактора, наряду с традиционной равнокомпонентной смесью дейтерия D и трития Т является смесь дейтерия и легкого гелия 3Не [2, 3].
Использование D-T-топлива в будущих термоядерных реакторах может оказаться крайне проблематичным в связи с тем, что в D-T-реакторе мощные потоки быстрых нейтронов (энергия нейтрона равна 14.1 МэВ) из плазмы на элементы конструкций приводят к быстрой (5-6 лет) потере прочности конструкционных материалов и высокому уровню их наведенной радиоактивности. Эти факторы обуславливают недопустимо высокую для коммерческого реактора стоимость производства энергии и оставляют открытой проблему захоронения радиоактивных материалов.
Важнейшим преимуществом D-3He -топлива является то, что нейтронный поток и уровень энергий нейтронов во много раз ниже по сравнению с D-T-реактором равной мощности. Одним из весьма серьезных препятствий на пути к созданию малорадиоактивной D- Не-термоядерной энергетики является отсутствие промышленных запасов 3Не на Земле. Поэтому в Висконсинском университете (США) была разработана концепция добычи в необходимых масштабах 3Не из лунного грунта [4].
В настоящей диссертационной работе исследуются варианты D- Нецикла, в которых в качестве сырья (первичного топлива) используется только дейтерий. Наработка необходимого количества легкого гелия Не достигается в
3 3 реакциях образования Не и трития Т (с последующим его превращением в Не) непосредственно в процессе производства энергии в реакторе. В вариантах такого Б-3Не-цикла с наработкой 3Не отношение концентраций легкого гелия и дейтерия на уровне nmJnD~0.\-03, что оказывается достаточным для достижения высокой эффективности и приемлемо низкого уровня нейтронного потока. Принципиальное отличие предложенных в работе вариантов такого цикла от катализированных D-D-циклов, использующих образующиеся в плазме 3Не и Т, заключается в том, что в предложенных вариантах цикла с
3 3 наработкой Не основная доля энергии производится в безнейтронной D- Нереакции, в то время как в катализированных D-D-циклах на 0-3Не-реакцию приходится лишь небольшая часть всей производимой термоядерной энергии. Цель работы - показать возможность высокоэффективного малорадио
3 3 активного производства энергии в термоядерном
D-He
-цикле с наработкой Не непосредственно при работе термоядерного реакторе.
Научная новизна и практическая ценность работы состоят в следующем.
1. Проведен сравнительный анализ основных параметров и энергетической эффективности различных термоядерных топливных циклов.
2. Выполнено численное моделирование кинетики заряженных термоядерных продуктов с учетом возможностей их селективного удаления и вступления во вторичные реакции при замедлении.
3. На основе модели низкочастотной аномальной диффузии частиц проанализированы аномальные потери плазмы из цилиндрических магнитных конфигураций и оценены времена жизни плазмы в магнитной ловушке с учетом возможности формирования режима улучшенного удержания.
4. Показана принципиальная возможность осуществления
D-3Heо термоядерных топливных циклов с наработкой Не непосредственно в процессе высокоэффективного производства энергии в реакторе. Показано, что в таких циклах при достижимых значениях отношения концентраций гелия-3 к дейтерию w3He/«D=0.1-0.3 возможно обеспечить низкое выделение энергии в нейтронах (~5 % от полной термоядерной мощности).
5. Выполненные расчеты параметров реакторов с магнитным удержанием (амбиполярная ловушка, обращенная магнитная конфигурация, классический и сферический токамаки) для D-3He-, а также D-T- и D-D-циклов, показали, что
3 3 требования к системе удержания реакторов для D- He-циклов с наработкой Не сравнимы с требованиями к D-T-системам, при этом нейтронные потоки из плазмы D-3He-peaKTopa во много раз ниже.
Автором на защиту выносятся:
1. Результаты сравнительного анализа термоядерных топливных циклов.
3 3
2. Варианты D- He-цикла с наработкой Не и результаты их параметрического анализа.
3. Кинетическая модель и баланс мощностей термоядерной плазмы в реакторах с магнитным удержанием.
4. Результаты анализа аномальной диффузии частиц поперек магнитного поля в цилиндрически симметричной плазме.
5. Результаты расчетов основных параметров термоядерной плазмы и системы удержания реакторов на основе амбиполярной ловушки, обращенной магнитной конфигурации, классического и сферического токамаков.
Результаты работы были представлены на XXVII и XXVIII Звенигородских конференциях по физике плазмы и УТС, V Международном симпозиуме по радиационной плазмодинамике, Научно-технической конференции в МГТУ им. Н.Э. Баумана, семинаре в РНЦ "Курчатовский институт". Основные результаты диссертации содержаться в работах [5-10].
Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения и содержит 159 страниц текста, 9 таблиц, 43 рисунка. Список используемой литературы насчитывает 125 наименований.
Похожие диссертационные работы по специальности «Теплофизика и теоретическая теплотехника», 01.04.14 шифр ВАК
Исследование энергетической эффективности альтернативных систем термоядерного синтеза2013 год, кандидат наук Чирков, Алексей Юрьевич
Исследование тепловых и сверхтепловых ионов по потокам атомов из плазмы крупных токамаков2010 год, доктор физико-математических наук Афанасьев, Валерий Иванович
Комплексная разработка и применение адаптивных автоколебательных и робастных систем управления плазмой в термоядерных установках2003 год, доктор технических наук Митришкин, Юрий Владимирович
Численное моделирование физических процессов в плазме токамаков TCV, KTM, JUST-T2008 год, кандидат физико-математических наук Докука, Владимир Николаевич
Активация и обращение с радиоактивными материалами термоядерных реакторов1999 год, кандидат технических наук Сериков, Аркадий Геннадьевич
Заключение диссертации по теме «Теплофизика и теоретическая теплотехника», Чирков, Алексей Юрьевич
4.5. Выводы по главе 4
Анализ показал, что все рассмотренные магнитные системы при определенных условиях в той или иной степени пригодны для создания
3 3 реактора, использующего D-He -цикл с наработкой Не. Отметим для каждой из систем основные трудности и проблемы, которые необходимо решить при концептуальном проектировании термоядерного реактора на основе этих систем.
В классическом токамаке-реакторе необходимо обеспечить очень высокий коэффициент отражения циклотронного излучения (более 92 %) в течение всего срока службы первой стенки, что при сегодняшнем уровне технологий представляется почти невероятным. Даже при Гх>92 % требуются сравнительно высокое время удержания и рекордные р.
Эти проблемы отпадают при переходе от классического к сферическому
-у токамаку. Главная трудность D- Не-сферического токамака - высокие для этой системы магнитное поле и ток в плазме.
Одна из проблем открытой амбиполярной ловушки - охлаждение электронной компоненты. Охлаждение, видимо, связано с попаданием в плазму вторичноэмиссионных электронов через открытые линии, пронизывающие стенку вакуумной камеры [121, 122]. В этом случае проблема может быть решена при установке на концы системы криволинейных (например, тороидальных) ячеек, вызывающих поперечный дрейф и тем самым создающих барьер для эмитированных электронов [123, 124].
Серьезный недостаток концепции амбиполярной системы заключается в проблеме создания высоких потенциальных барьеров (до 300 кэВ) для удержания ионов и связанной с этим необходимостью обеспечения низкой концентрации частиц в термобарьере.
Практически идеальной системой для D-3He -топлива является FRC с точки зрения технической простоты, равновесия плазмы, и, что особенно важно для D- He-плазмы, энергобаланса. В области, где должна располагаться практически вся термоядерная плазма в FRC-реакторе, магнитное поле почти вытеснено (|3~1). Следовательно, циклотронные потери пренебрежимы. Кроме того, из-за (3»1 в FRC рекордно высокая плотность энерговыделения возможна при относительно небольших магнитных полях. Наличие открытых силовых линий в системе привлекательно с точки зрения использования систем прямого преобразования.
Наиболее серьезная проблема сегодняшних FRC-установок - высокий уровень аномальной диффузии. Окончательный ответ о возможности улучшенного удержания в FRC, видимо, будет дан ближайшими экспериментами.
Как показали расчеты для реакторов с различными магнитными системами (амбиполярная ловушка, FRC, токамаки), основные требования к системе удержания реакторов для
D-3He -цикла с наработкой 3Не сравнимы с требованиями к D-T-системам, а требования к чистоте плазмы - существенно
3 3 жестче. Нейтронные потоки из плазмы в
D-He -цикле с наработкой Не, как и ожидалось [125], находятся на приемлемо низком уровне.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
В результате проведенных исследований показана принципиальная возможность реализации малорадиоактивных термоядерных 0-3Не-циклов с производством Не. Рассмотрено несколько вариантов такого цикла. Основные результаты заключаются в следующем.
1. Показана возможность высоэффективного малорадиоактивного
3 3 производства энергии в
D- Не -цикла с наработкой Не непосредственно при производстве энергии в реакторе.
3 3
2. Показано, что в
D- Не -цикле с наработкой Не при достижимых значениях отношения концентраций гелия-3 к дейтерию «зНе/ио=0.1-0.3 возможно обеспечить низкое выделение энергии в нейтронах (~5 % от полной термоядерной мощности) в сочетании с высокоэффективным производством энергии.
3. Выполнено численное моделирование кинетики заряженных термоядерных продуктов с учетом возможностей их селективного удаления и вступления во вторичные реакции при замедлении.
4. Проведен анализ аномального переноса на основе модели низкочастотной поперечной диффузии частиц, оценены времена жизни плазмы в цилиндрических магнитных конфигурациях с учетом возможности формирования режима улучшенного.
5. Расчеты параметров реакторов с магнитным удержанием (амбиполяр-ная ловушка, обращенная магнитная конфигурация, классический и сферический токамаки) для D-3He-, а также D-T- и D-D-циклов, показали, что требования к системе удержания реакторов для 0-3Не-циклов с наработкой 3Не сравнимы с требованиями к D-T-системам, при этом нейтронные потоки из плазмы В-3Не-реактора существенно ниже.
Главное преимущество рассмотренных в работе вариантов
D-3He -цикла заключается в том, что в качестве сырья (первичного топлива) используется только достаточно дешевый и доступный дейтерий, а наработка необходимого количества легкого гелия 3Не достигается в реакциях образования 3Не и трития Т (с последующим его превращением в 3Не) непосредственно в процессе производства энергии в реакторе. При этом основная доля энергии произо -2 водится в безнейтронной D- Не-реакции. Нейтронные потоки в D- He-циклах с наработкой 3Не примерно на том же уровне, что и в равнокомпонентном D-3He
3 3 цикле. К сожалению, в D- Не -циклах с наработкой Не не удается избежать манипуляций с тритием, что следует отнести к недостаткам предложенной концепции.
Сравнение различных вариантов цикла с наработкой 3Не показало, что наилучшее сочетание параметров реализуется при условии использования системы селективного удаления заряженных продуктов реакций.
Как показал проведенный анализ, с точки зрения создания малорадиоактивного термоядерного реактора, использующего топливо земного происхож
3 Я дения, пригоден практически только D- Не -цикл с наработкой Не.
Согласно результатам сравнения различных магнитных конфигураций, наиболее предпочтительной системой удержания для малорадиоактиввного
3 3
D-He -реактора (с наработкой Не) является, видимо, обращенная магнитная конфигурация (FRC). Значительными потенциальными возможностями и достоинствами обладает также сферический токамак.
Таким образом, по нашему мнению, полученные в работе результаты последовательно обосновывают целесообразность и принципиальную возможность реализации концепции малорадиоактивного термоядерного реактора, использующего D-3He -цикл с наработкой 3Не для коммерческого производства энергии.
Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Чирков, Алексей Юрьевич, 2001 год
1. Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции. - М.: Физматгиз, 1961.
2. Santarius J.F. Very high efficiency fusion reactor concept // Nucl. Fusion. 1987. -V. 27.-P. 167-171.
3. К оценке параметров термоядерного реактора на D-3He топливе / И.Н. Головин, В.В. Костенко, В.И. Хвесюк, Н.В. Шабров // Письма в ЖТФ. -1988.-Т.14.-С. 1860-1863.
4. Wittenberg L.J., Santarius J.F., Kulcinski G.L. Lunar source of 3He for commercial fusion power // Fusion Technol. 1986. - V. 10. - P. 167-178.
5. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. Производство энергии в амбиполярных реакторах с D-T, D-3He и D-D топливными циклами // Письма в ЖТФ. -2000. Т. 26, № 21 - С. 61-66.
6. Khvesyuk V.I., Chirkov A.Yu. Parameters of D-T, catalyzed D-D, and D-3He tandem mirror reactors in burning operating // J. Plasma Fusion Res. SERIES. -2000.-V. 3.-P. 537-540.
7. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. Параметры реактора с обращенным магнитным полем в режиме низкочастотных аномальных потерь // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 2000. - Вып. 3. - С. 17-27.
8. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. Анализ топливных циклов для альтернативных термоядерных реакторов // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 2000. - Вып. 3,- С. 28-35.
9. Khvesyuk V.I., Chirkov A.Yu. Stochastic drift wave model for anomalous transport in tandem mirror and FRC // Fusion Technol. 2001. - V. 39, № IT. -P. 398-401.
10. Chirkov A.Yu., Khvesyuk V.I. Analysis of D-3He/catalyzed D-D plasma as a source of fusion power // Fusion Technol. 2001. - V. 39, № IT. - P. 406-409.11 .McNally J.R., Jr. Physics of fusion fuel cycles // Nuclear Technology/Fusion. -1982.-V. 2.-P. 9-28.
11. Коган В.И., Лисица B.C. Радиационные процессы в плазме // Итоги науки и техники. Физика плазмы. Т. 4. М.: ВИНИТИ, 1983. С. 209-274.13 .Feldbaher R. Nuclear reaction cross sections and reactivity parameter. Vienna: IAEA, 1987.
12. Nevins W.M., R. Swain Thermonuclear fusion rate coefficient for p-nB reaction // Nucl. Fusion. 2000. - V. 40. - P. 865-872.
13. ITER Physics Basis / ITER Physics Expert Groups et al. // Nucl. Fusion. 1999. -V. 39.-P. 2137-2638.
14. Кадомцев Б.Б., Пистунович В.И. Международный токамак-реактор ИНТОР. Фаза I // Атомная энергия. 1983. - Т. 54. - Вып. 2. - С. 83-98.
15. Development of "RF DEMO-S" Steady state reactor concept / Presented by N.N. Yasiliev // Japan-US workshop on fusion power plants and related advanced technology, Kyoto, March 24-26, 1999. P. 18-65.
16. Васильев H.H., Лукаш В.Э. Проекты термоядерных реакторов с альтернативным топливным циклом // Атомная техника за рубежом. 1983. -№ 7.-С. 17-21.
17. Greenspan Е., Miley G.H. Deuterium-based plasmas as a source for helium-3 // Nuclear Technology/Fusion. 1982. - V. 2. - P. 43-54.
18. Self-ignition of an advanced fuel field-reversed configuration reactor by fusion product heating / M. Ohinishi, S. Ohi, M. Okamoto, H. Momota, J. Wakabaya-shi // Fusion Technol. 1987. - V. 12. - P. 249-256.
19. Aneutronic energy: Proc. of Int. Symposium, Princeton, New Jersey, 1987 //Nucl. Instrum. Methods. 1988. - V. A271.
20. Kinetics and an analysis of the D- He tandem mirror reactor plasma parameters / I.N. Golovin, V.I. Khvesyuk, V.V. Kostenko et al. // in Proc. of Workshop Held at Villa Manastero, Varenna, Italy, September 6-15, 1989. P. 673-692.
21. Головин И. H. Малорадиоактивный управляемый термоядерный синтез.1989. (Препринт ИАЭ-4885/8).о
22. Костенко В.В., Хвесюк В.И., Шабров Н.В. Анализ D- Не топливного цикла термоядерных энергетических установок // Атомная энергия. — 1990. Т. 68. -Вып. З.-С. 188-193.
23. Wittenberg L.J. Terrestrial sources of helium-3 fusion fuel atrip to the center of the Earth // Fusion Technol. - 1989. - V. 15. - P. 1108-1113.л
24. A review of He resources and acquisition for use as fusion fuel / L.J. Wittenberg, E.N. Cameron, G.L. Kulcinski, et al. // Fusion Technol. 1992. - V. 21. - P. 2230-2253.
25. Классические предельные значения производства энергии в плазме D-3He амбиполярного реактора / В.И. Хвесюк, Н.В. Шабров, Д.В. Семенов, А.Н. Ляхов // ЖТФ. 1998. - Т.68, №7. - С. 37-43.
26. Drift Pumping of Tandem Mirror Thermal Barriers / D.E. Baldwin, J.A. Byers, Y.J. Chen, T.B. Kaiser // Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Research: Proc. 11th Int. Conf., Kyoto, 1986. Vienna: IAEA, 1986. P. 293-303.
27. Хвесюк В.И., Шабров Н.В. К вопросу о поперечной откачке ионов из пробкотрона внешним вращающимся магнитным полем // Письма в ЖТФ. -1993.-Т. 19.-С. 42-45.
28. Khvesyuk V.I., Shabrov N.V., Lyakhov A.N. Ash pumping from toroidal and mirror magnetic confinement systems // Fusion Technol. 1995. - V. 27, № IT. -P. 406^108.
29. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. Кинетика и баланс мощностей1. D-Heтермоядерного топливного цикла // Вестник МГТУ. Сер. Естественные науки. 1999. -№ 2. - С. 91-102.
30. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. Параметры горения топлива на основе дейтерия в амбиполярном реакторе // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 1999. -Вып. 2. - С. 82-88.
31. Димов Г.И. Амбиполярная ловушка: экспериментальные результаты, проблемы и перспективы // Физика плазмы. 1997. - Т. 23. - С. 883-908.
32. Tuszewski M. Field reversed configurations // Nucl. Fusion. 1988. - V. 28. - P. 2033-2092.
33. Куртмуллаев P.X., Малютин А.И., Семенов B.H. Компактный тор // Итоги науки и техники. Физика плазмы. Т. 7. М.: ВИНИТИ, 1985. - С. 80-135.
34. Сайке А. Физика сферических токамаков // ЖТФ. 1999. - Т. 69, № 9. -С. 58-62.
35. В.G. Logan, C.D. Henning, G.A. Carlson. Summary of the Mirror Advanced Reactor Study. Lawrence Livermore National Laboratory, 1984. (UCRL-90372).о
36. Ra: A high efficiency, D- He, tandem mirror fusion reactor / J.F. Santarius, H.M. Ataya H.M., M.L. Corradiw, et al. // in Proc. Twelfth symposium on fusion engineering, Monterey, California, October 12-16. IEEE, New York, 1987.1. P. 752-760.
37. Conceptual design of D-3He FRC reactor ARTEMIS / H. Momota, A. Ishida, Y. Kohzaki, et al. // Fusion Technol. 1992. - V. 21. - P. 2307-2323.
38. Miller R.L. System Perspectives of ARIES-ST // Japan-US workshop on fusion power plants and related advanced technology, Kyoto, March 24-26, 1999. P. 185-197.л
39. Galambos J.D., Peng Y.-K. M. Ignition and burn criteria for D- He tokamak and spherical torus reactors // Fusion Technol. 1991. - V. 19. - P. 31-42.
40. Apollo-L3, an Advanced Fuel Fusion Power Reactor Utilizing Direct and Thermal Energy Conversion / G.L. Kulcinski, G.A. Emmert, J.F. Santarius, et al. // Fusion Technology. 1991. -V. 19. - P. 791-799.
41. Khvesyuk V.I., Ryzhkov S.V. Analysis of D-3He-6Li fuel cycle // IAEA
42. Technical Committee Meeting "Innovative Approaches to Fusion Energy", Pleasanton, California, USA, 1997.
43. Кукушкин А.Б., Коган В.И. Некоторые параметры бор-протонной плазмы // Физика плазмы. 1979. - Т. 5. - С. 1264-1268.
44. Alternate fusion fuel cycle research / Conn R.W. et al. // Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Res.: 8th Int. Conf., Brussels, 1980. V. 5. P. 621-631.
45. Сковорода A.A., Шафранов В.Д. Изометрические магнитные системы для удержания плазмы // Физика плазмы. 1995. - Т. 21. - С. 937 - 958.
46. Трубников Б.А. Универсальный коэффициент выхода циклотронного излучения из плазменных конфигураций // Вопросы теории плазмы. Вып. 7. / Под ред. Б.Б. Кадомцева, М: Энергоатомиздат, 1973. С. 274-300.
47. Tamor S. Extension of Trubnikov's radiation loss formula to relativistic temperatures//Nucl. Fusion. 1983.-V. 23, №. 12.-P. 1704-1708.
48. Ахиезер А.И., Берестецкий В.Б. Квантовая электродинамика. М: Наука, 1981.
49. Maxon M.S. and Corman E.G. Electron-electron bremsstrahlung from a quantum plasma (z=l)//Phys. Rev.- 1967.-V. 163, № l.-P. 156-162.
50. Haug E. Bremsstrahlung and pair production in the field of free electrons // Z. Naturforsch. 1975. - V. 30a. - P. 1099-1113.
51. Heitler W. The Quantum Theory of Radiation, 3rd ed, London: Oxford University Press, 1954.
52. Бекефи Дж. Радиационные процессы в плазме. М: Мир, 1971.
53. Chirkov A.Yu., Khvesyuk V.I., Ryzhkov S.V. Power and spectra of thermal relativistic bremsstrahlung // V Международный симпозиум по радиационной плазмодинамике. М: НИЦ "Инженер", 2000. С. 95-96.
54. Stickforth J. Zur theorie der bremsstrahlung in plasmen hoher temperatur // Z. Physik. 1961. - V. 164.-P. 1-20.
55. Haug E. Electron-electron bremsstrahlung in a hot plasma // Z. Naturforsch. -1975. -V. 30a. P. 1546-1552.
56. Svensson R. Electron-positron pair equilibria in relativistic plasmas // Astrophys.
57. J. 1982. - V. 258. - P. 335-348. 60.Зельдович Я.Б., Райзер Ю.П. Физика ударных волн и высокотемпературных гидродинамических явлений. М: Наука, 1966.
58. Hirano К. Ignition of deuterium based fuel cycles in a high beta system // Nagoya: Nagoya University, 1987. (IPPJ-810).
59. Dawson J.M. // Fusion / Ed. by E. Teller. New York: Academic Press, 1981. Vol. 1. PartB. Chapt. 16.
60. Сивухин Д.В. Кулоновские столкновения в полностью ионизованной плазме // Вопросы теории плазмы. Вып. 4. / Под ред. М.А. Леонтовича. М: Атомиздат, 1964. С. 81-187.
61. Путвинский С.В. Альфа-частицы в токамаке // Вопросы теории плазмы. Вып. 18. / Под ред. Б.Б. Кадомцева, М: Энергоатомиздат, 1990. С. 209-315.
62. Perkins S.T., Kullen D.E. Elastic nuclear plus interference cross sections for light-charged particles // Nucl. Sci. Eng. 1981. - V. 77. - P. 20-93.
63. Rosenbluth M.N., MacDonald W.M. and Judd D.L. Fokker-Planck equation for an inverse-square force // Phys. Rev. 1957. - V. 107. - P. 1-6.
64. Трубников Б.А. Приведение кинетического уравнения в случае кулоновских столкновений к дифференциальному виду // ЖЭТФ. 1958. - Т. 34. - С. 1341-1343.
65. Devaney J.J. and Stein M.L. Plasma energy deposition from nuclear elastic scattering // Nucl. Sci. Eng. 1971. - V. 46. - P. 323-333.
66. Nakao Y., Ohta M., Nakashima H. Effect of nuclear elastic scattering on ignition end thermal instability characteristics of D-D fusion reactor plasma // Nucl. Fusion. 1981,- V. 21, № 8. - P. 973-979.
67. Choi C.K., Hsiao M.Y. Effect of nuclear elastic scattering on energetic fusion product slowing-down // Nucl. Fusion. 1983. - V. 23, №2. - P. 195-200.
68. Kantrowitz F.D., Conn R.V. Kinetic analysis of nuclear and Coulomb scattering in high-temperature tandem mirror plasma // Nucl. Fusion. 1984. - V. 24, №10. -P. 1335-1346.
69. Ho S.K., Smith G.R., Nevins W.M. and Miley G.H. An alpha particle distribution function for mirror loss-cone type instability calculations // Fusion Technol. -1986.-V. 10.-P. 1171-1176.
70. Самарский А.А., Николаев E.C. Методы решения сеточных уравнений. М: Наука, 1978.
71. Arsenin V.V. MHD stability of a plasma in axisymmetric systems // Trans. Fusion Technol. 1999. -V. 35, № IT. - P. 3-9.
72. Ambipolar potential effect on a drift-wave mode in tandem-mirror plasma /
73. A. Mase, J.H. Jeong, A. Itakura et al. // Phys. Rev. Lett. 1990. - V. 64, №19. -P. 2281-2284.
74. Control of the radial electric field and of turbulent fluctuations in a tandem mirror plasma / A. Mase, A. Itakura, M. Inutake et al. // Nuclear Fusion. 1991. - V. 31, №9.-P. 1725-1733.
75. Пастухов В.П. Классические продольные потери плазмы в открытых адиабатических ловушках // Вопросы теории плазмы. Вып. 13. / Под ред. Б.Б. Кадомцева, М: Энергоатомиздат, 1984. С. 160-204.
76. Димов Г. И. Амбиполярная ловушка: экспериментальные результаты, проблемы и перспективы. Новосибирск, 1997. (Препринт ИЯФ им. Г.И. Будкера СО РАН, № 97-65).
77. Chirkov A.Yu., Khvesyuk V.I. Comparison of tandem mirror reactors using D-T, alternative D-3He and catalyzed D-D fuel cycles // Fusion Technol. — 2001. V. 39, № IT. - P. 402-405.
78. НШ M. J. On a spherical vortex // Philos. Trans. Roy. Soc. Ser. A. 1894. - Pt.l, C/XXXV.-P. 213-245.
79. Hsiao M.-Y., Miley G.H. Particle-confinement criteria for axisymmetric field-reversed magnetic configurations //Nucl. Fusion. 1984. - V. 24. - P. 1029
80. Steinhauer L.C. Improved analytic equilibrium for a field-reversed configuration // Phys. Fluids. 1990. - V. В 2. - P. 3081-3085.
81. Rostoker N., Binderbauer M. and Skinner R. Classical scattering in a highs beta self-collider/FRC // Physics of High Energy Particles in Toroidal Systems (AIP Conf. Proc.), American Institute of Physics, New York, 1994. P. 168-185.
82. Slough J.T., Miller K.E. Flux generation and sustainment of a field reversed configuration with rotating magnetic field current drive // Phys. Plasmas. 2000. -V. 7.-P. 1945-1950.
83. Квазистационарная термоядерная система на основе обращенной магнитнойлконфигурации с использованием D-He топлива /В. А. Бурцев, С.В. Божокин, Г.И. Дудникова и др. // ВАНТ. Сер. Термоядерный синтез. 1989. -Вып. 1,-С. 46-52.
84. Божокин С.В. Об удержании альфа-частиц в установках типа компактный тор // Физика плазмы. 1986. - Т. 12. - С. 1292-1296.
85. Hsiao M.-Y., Miley G.H. Velocity-space particle loss in field-reversed configurations // Phys. Fluids. 1985. - V. 28, № 5. - P. 1440-1449.
86. Хвесюк В.И., Хвесюк А.В., Ляхов А.Н. Глобальные стохастические частицы в ловушке с обращенной магнитной конфигурацией // Письма в ЖТФ. -1997.-Т. 23, №21.-С. 37-40.
87. Khvesyuk V.I., Chirkov A.Yu. Turbulence of high-beta plasma // The US-Japan Workshop on Physics of High-Beta Plasma Confinement in Innovative Fusion. Report NIFS-PROC-41. National Institute for Fusion Science, Nagoya, Japan, 1999. P. 19-26.
88. Krall N.A. The effect of low-frequency turbulence on flux, particle, and energy confinement in a field-reversed configuration // Phys. Fluids. 1989. - V. В 1, №9.-P. 1811-1817.
89. Hoffman A.L. et al. Field reversed configuration transport. Theory and measurement of flux, energy, and particle lifetimes // Plasma Physics andtti
90. Controlled Nuclear Fusion Research (Proc. 11 Int. Conf.), V. 2, IAEA, Vienna, 1987. P. 541-549.
91. Hoffman A.L., Slough J.T. Field reversed configuration lifetime scaling based on measurements from the large s experiment // Nucl. Fusion. 1993. - V. 33. - P. 27-38.
92. Steinhauer L. FRC data digest // US-Japan Workshop on FRC, Niigata, 1996. 94.Burrel K.H. Effect of ExB velocity shear and magnetic shear on turbulence and transport in magnetic confinement devices // Phys. Plasmas. 1997. - V. 4. - P. 1499-1518.
93. Improved confinement in RFP with electric field / V. Antoni et al. // Plasma Phys. Control Fusion. 2000. - V. 42. - P. 83-87.
94. Experimental evidence of improved confinement in a high-beta field-reversed configuration plasma by neutral beam injection / T. Asai, Y. Suzuki, T. Yoneda et al. // Phys. Plasmas. 2000. - V. 7, № 6. - P. 2294-2297.
95. Physics design of ITER-FEAT / M. Shimada, A. Chudnovskii, A. Costley, et al. // J. Plasma Fusion Res. SERIES. 2000. - V. 3. - P. 77-83.
96. Evans K. et al. D-D tokamak reactor studies. Argonne National Laboratory, 1980 (ANL/FPP/TM-138).
97. MHD-limits to plasma confinement / E. Troyon, R. Gruber, H. Saurenmann, et al. // Plasma Phys. Controlled Fusion. 1984. - V. 29. - P. 209-214.
98. Petty C.C. Comprehensive Energy confinement scalings derived from similarity experiments. DIII-D Technical Bulletin. 1999. - GA-A23064.
99. Кадомцев Б.Б. Турбулентность плазмы // Вопросы теории плазмы. Вып. 4. / Под ред. М.А. Леонтовича. М: Атомиздат, 1964. С. 188-339.
100. Михайловский А.Б. Теория плазменных неустойчивостей, Т. 2. Неустойчивости неоднородной плазмы, М: Атомиздат, 1977.
101. Тимофеев А.В. Резонансные явления в колебаниях плазмы, М.: Физматлит, 2000.
102. Tasso Н. A non-linear equation for drift waves // Phys. Let. A. 1997. - V.232.-P. 247-251.
103. Wagner F. Regime of improved confinement and high beta in neutral-beam-heated divertor discharges of ASDEX tokamak // Phys. Rev. Lett. 1982. - V. 49. -P. 1408-1411.
104. Itoh K., Itoh S.-I. The role of the electric field in confinement // Plasma Phys. Control Fusion. 1996. - V. 38. - P. 1-49.
105. Havryluk R.J. Confinement, transport, and instabilities in DIII-D experiments // Rev. Mod. Phys. 1998. - V. 70. - P. 537-554.
106. Timofeev A.V., Tupikov S.E. Drift instability in non uniform electric field // Fusion Technol. 1999. - V. 35, № IT. - P. 253-257.
107. Measurement of magnetic field fluctuation in a field-reversed-configuration plasma / S. Okada, S. Ueki, H. Himura, et al. // Fusion Technol. 1995. - V. 27, № IT.-P. 341-344.
108. Roach C.M., Akers R. J., Conway N .J., et al. Confinement in START beam heated discharges // Nucl. Fusion. 2001. - V. 41. - P. 11-30.
109. Ryzhkov S.V. Energy and particle confinement times for a field-reversed configuration. Univ. of Wisconsin-Madison, 1999 (UWFDM-1102).
110. Чириков Б.В. // Вопросы теории плазмы. Вып. 13 / Под ред. Б.Б. Кадомцева. М: Энергоатомиздат, 1984. С. 3-73.
111. Лихтенберг А., Либерман. М. Регулярная и стохастическая динамика / Пер. с англ. под ред. Б.В. Чирикова. М.: Мир, 1984
112. Заславский Г.М., Сагдеев Р.З., Введение в нелинейную физику. От маятника до турбулентности и хаоса. М: Наука, 1988
113. Вайт Р. Аномальный перенос частиц и энергии в плазме // Основы физики плазмы. Т. 1 / Под. ред. А.А. Галеева и Р. Судана. М.: Энергоатомиздат, 1983. С. 525-598.
114. Хортон В. Низкочастотная турбулентность плазмы // Основы физики плазмы. Т. 2 / Под. ред. А.А. Галеева и Р. Судана. М.: Энергоатомиздат, 1983. С. 275-364.
115. Khvesyuk V. I., Shabrov N. V., Lyakhov A. N. Selective ion pumping from a mirror trap // Intern. Conf. on Open Plasma Confinement Systems for Fusion: Proc. Novosibirsk, 1993. - P. 245-260.
116. Khvesyuk V.I., Chirkov A.Yu., Pshenichnikov A.A. Analysis of influence of the radial electric field on turbulent transport in a tandem mirror plasma // J. Plasma Fusion Res. SERIES. 2000. - V. 3. - P. 150-153.
117. Drift wave test particle transport in reversed shear profile / W. Horton, H.-B. Park, J.-M. Kwon, et al. // Phys. Plasmas. 1998. - V. 5. - P. 3910-3917.
118. Global drift wave map test particle simulations / J.-M. Kwon, W. Horton, P. Zhu, et al. // Phys. Plasmas. 2000. - V. 7. - P. 1169-1180.
119. Energy analysis of ECRH-induced end-loss warm electrons in a tandem mirror / K. Kurihara, T. Saito, Y. Kiwamoto, Y. Miyoshi // J. Phys. Soc. Japan. 1989. -V. 58.-P. 3453-3456.
120. Study of potential formation in an open field configuration / K. Kurihara,
121. Y. Kiwamoto, T. Saito, K. Yatsu, S. Miyoshi // J. Phys. Soc. Japan. 1992. -V. 61.-P. 3153-3165.
122. Chirkov A.Yu., Khvesyuk V.I., Ryzhkov S.V. Modified open systems for low radioactive fusion reactors // Fusion Technol. 1999. - V. 35, № IT. - P. 393397.
123. Khvesyuk V.I., Chirkov A.Yu., Badikov D.N. Magnetic suppression concept for secondary emission electron end flux in open systems // J. Plasma Fusion Res. SERIES. 2000. - V. 3. - P. 211-213.
124. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. Физическое обоснование малорадиоактивного D-He-термоядерного топливного цикла с наработкой Не // Вестник МГТУ. Сер. Естественные науки. 2001. - № 1. - С. 76-86.
Обратите внимание, представленные выше научные тексты размещены для ознакомления и получены посредством распознавания оригинальных текстов диссертаций (OCR). В связи с чем, в них могут содержаться ошибки, связанные с несовершенством алгоритмов распознавания. В PDF файлах диссертаций и авторефератов, которые мы доставляем, подобных ошибок нет.