Моделирование и анализ теплофизических процессов D-3 He термоядерной плазмы обращенной магнитной конфигурации тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.14, кандидат технических наук Рыжков, Сергей Витальевич

• Рыжков, Сергей Витальевич
• кандидат технических наук
• 2001

Оглавление диссертации кандидат технических наук Рыжков, Сергей Витальевич

ОБОЗНАЧЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ВАЖНОСТЬ

ИССЛЕДОВАНИЙ ОБРАЩЕННОЙ МАГНИТНОЙ КОНФИГУРАЦИИ

11. Концепции термоядерных реакторов

1.1.1. Системы магнитного удержания

1.1.2. Обращенная магнитная конфигурация (FRC) 22 1.2. Необходимость разработки малорадиоактивного термоядерного реактора и исследований FRC

ГЛАВА 2. МОДЕЛЬ И ОБЩИЙ АНАЛИЗ D-3He ПЛАЗМЫ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА ОСНОВЕ ОБРАЩЕННОЙ

МАГНИТНОЙ КОНФИГУРАЦИИ :

2.1. Математическая модель

D- Не плазмы обращенной магнитной конфигурации (FRC)

2.1.1. Равновесие и макроскопическая устойчивость

2.1.2. Энергетический баланс плазмы

2.1.3. Метод поддержания тока

2.2. Описание программного кода

2.3. Исходные данные для расчета

2.4. Оптимальный режим и рабочие параметры реактора на основе FRC

ГЛАВА 3. АНАЛИЗ ПЛАЗМОФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ СИСТЕМЫ

3.1. Удержание плазмы FRC

3.1.1.0 критериях удержания частиц плазмы 68 3.1.2. Зависимости времен удержания энергии и частиц плазмы

3.2. Влияние правильного учета тормозного излучения в плазме

ГЛАВА 4. ПАРАМЕТРЫ О-3Не ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СРАВНЕНИЕ С ДРУГИМИ КОНЦЕПЦИЯМИ

4.1. Системный анализ и основные параметры реактора

4.2. Проблема получения Не

4.3. Концептуальные проекты термоядерных реакторов и их сравнение

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование и анализ теплофизических процессов D-3 He термоядерной плазмы обращенной магнитной конфигурации»

Проблема управляемого термоядерного синтеза (УТС) [1] зародилась в нашей стране в 1950-1951 г.г. и с первого дня начала работ по этой тематике проводилась параллель между термоядерными (ТЯЭС) и атомными электростанциями (АЭС) [2]. Термоядерные реакторы гораздо сложнее ядерных, создание и поддержание их требует гораздо более высокой технической культуры в промышленности, их изготовляющей, и при эксплуатации, чем создание и поддержание ядерных реакторов. Однако использование реакции ГУ-Т (дейтерий-тритий) приводит к тому, что радиационная безопасность такого реактора сопоставима с опасностью ядерных реакторов, а стоимость электроэнергии от термоядерных электростанций не ниже стоимости электроэнергии от АЭС.

Поэтому, более обещающим и надежным выглядит создание термоядерных реакторов с малой радиационной опасностью. Такую перспективу открывает использование в качестве топлива смеси дейтерия с гелием-3 (О-3Не). При этом биологическая опасность термоядерных реакторов может быть снижена на четыре-пять порядков величины по сравнению с ядерными реакторами, полностью отпадает необходимость обработки радиоактивных материалов и их транспортировки, качественно упрощается захоронение радиоактивных отходов.

До недавнего времени вопрос о 0-3Не топливе был вне пределов серьезного рассмотрения из-за того, что запасов гелия-3 на Земле недостаточно. л

Опубликованные данные [3] указывают на то, что на Луне запасы Не значительны и при переводе всей современной электроэнергетики мира на сжигание лунного гелия-3 его хватило бы на тысячелетие. В упомянутых разработках показано, что доставка гелия-3 с Луны не только технически возможна и энергетически выгодна, но и экономически оправдана. Стоимость лунного гелия-3 обусловит наименьшую составляющую электроэнергии 5%).

В настоящее время в международном научном сообществе можно выделить лишь несколько институтов, занимающихся исследованием альтернативных топлив. В частности, изучением D- Не плазмы занимаются три центра: МГТУ им. Н.Э. Баумана, National Institute for Fusion Science (Нагойя, Япония), University of Wisconsin (Мэдисон, США). Кроме того, группа МГТУ им. Баумана имеет связи с научно-исследовательскими группами в Niigata University (Япония) и University of Washington (Сиэтл, США), в которых проводится анализ плазмы обращенной магнитной конфигурации.

Следует отметить, что на сегодня наиболее актуальными направлениями развития и совершенствования термоядерных систем-реакторов являются:

1. Осуществление зажигания D- Т реакции. Ближе всех к этой цели находятся токамаки. На действующих установках (DIII-D, JET, JT-60) его достичь не удастся и поэтому одновременно запущено несколько дорогостоящих проектов (ITER, FIRE).

2. Изучение малорадиоактивных/улучшенных топлив (нет трития или минимальное загрязнение) и альтернативных конфигураций (по отношению к токамаку). Кроме давно рассматриваемых D-D, D-He, р-пВ реакций теперь более тщательно исследуются катализированные (D-T-D и D-3He-D) и топливно-энергетические циклы (D-3Не-6Li).

3. Получение стабильного плазменного ядра (на данный момент на стеллараторе LHD время удержания конфигурации/ импульса равно 30 с), вопросы равновесия плазмы, включая кинетическую и МГД-устойчивость.

Итогом деятельности в названных направлениях должно быть создание радиационно безопасных термоядерных установок с коэффициентом усиления

Р, мощности в плазме реактора Q = —— > 10, используя последние достижения в области физики плазмы, инженерии и технологий. Pfus - мощность, выделившаяся в результате реакций синтеза, Ргщ - дополнительная мощность, инжектируемая в плазму для поддержания заданной температуры горючего.

Система магнитного удержания плазмы FRC (Field Reversed Configuration; обращенная магнитная конфигурация) - одна из наиболее перспективных рассматриваемых в настоящее время схем. Весьма показательно сравнение принципиальных особенностей FRC с наиболее продвинутыми замкнутыми ловушками - токамаками.

В отличие от токамаков, FRC не имеет тороидального магнитного поля, благодаря чему достижимы высокие значения бета плазмы, то есть более высокое удельное энерговыделение в термоядерной плазме (по современным оценкам удельное энерговыделение в термоядерной плазме токамаков примерно в 10 раз ниже, чем в обычном ядерном реакторе, а в FRC возможно достичь и превысить значения, характерные для современных реакторов).

Кроме этого, вместо характерной тороидальной геометрии для FRC присуща линейная цилиндрическая схема, обладающая помимо прочего естественным дивертором, что является существенным преимуществом с точки зрения решения ряда инженерных задач. Наконец, реальным является создание сравнительно компактных опытных термоядерных установок на базе обращенной магнитной конфигурации - FRC.

Таким образом, наиболее привлекательными особенностями FRC являются:

- малые габариты системы;

- относительная дешевизна этого класса установок;

- возможность обеспечения высоких бета плазмы {fi « 1), а следовательно и высокого удельного энерговыделения в плазме термоядерного реактора при относительно небольших затратах мощности на создание удерживающего магнитного поля, что связано с отсутствием его тороидальной компоненты;

- достижение энерговыделения, сравнимого с ядерными реакторами;

- широкие возможности управления геометрическими размерами плазменного образования, с целью улучшения параметров плазмы.

Поэтому для настоящей диссертационной работы была определена следующая цель: теоретическое исследование и анализ тепло- и плазмофизических процессов в термоядерных установках, конкретно в системах с обращенным магнитным полем (РЯС), способных работать в широком диапазоне температур, магнитного поля и применяемых топлив. Таким образом, основной целью данной работы является:

- оценка осуществимости управляемой В-Не термоядерной реакции, определение наиболее характерных параметров реакторной плазмы;

- изучение способов повышения энергетической эффективности реактора синтеза при минимальном нейтронном выходе;

- определение максимально возможных параметров термоядерного реактора; поиск условий, обеспечивающих максимальную энергетическую эффективность плазмы и минимальную стоимость электричества при создании оптимальных условий удержания; обоснование критериев оптимизации условий удержания.

Температура плазмы, свойства топлива, внешнее магнитное поле существенно влияют как на удержание плазменного образования, так и на теплофизические процессы взаимодействия плазменного ядра с менее плотной коркой и стенкой. Данная работа посвящена исследованию физических процессов обращенной магнитной конфигурации в широком диапазоне температур (Т = 60.90 кэВ). Хорошо известно [1, 4], что при увеличении температуры топлива легче получить зажигание, а при большем значении магнитного поля проще добиться удержания плазмы. Но оба этих случая ведут к увеличению излучения и соответственно большим потерям. С учетом выполнения условий равновесия плазмы, ее стабильности и поддержания наиболее часто используются два варианта: низкие значения температуры при высоких В и большие Т при маленьких магнитных полях. В связи с этим были подробно проанализированы результаты исследований обоих типов удержания.

В соответствии с целью работы следует:

1. Провести анализ существующих моделей равновесия многокомпонентной высокотемпературной плазмы обращенной магнитной конфигурации и разработать математическую модель плазмы БЯС.

2. Получить критерии удержания О-3Не плазмы различных конфигураций и выбрать оптимальную для удержания продуктов реакции (а-частиц и протонов).

3. Исходя из профилей температуры, плотности и магнитного поля найти средние энергии, потоки частиц и мощностей, определяющие энергетический баланс термоядерной й-3Не плазмы.

4. Определить необходимые (с точки зрения энергетического баланса) параметры плазмы, при которых реализуется положительный энергетический выход. Определить минимальную энергетическую и экономическую стоимость электроэнергии И-3Не термоядерного реактора с выходной мощностью 1000 МВт с учетом уточненных формул для тормозного излучения и энергетического времени удержания плазмы.

5. Получить результаты численного моделирования плазмы термоядерного реактора на основе РИС с учетом преобразования тепловой энергии в электрическую. Определить параметры системы, при которых достигается минимальная стоимость электричества.

Содержание работы отражено в четырех главах. ГЛАВА I. В данной главе кратко изложено состояние исследований по разработке малорадиоактивного термоядерного реактора с О-3Не топливом. Рассмотрены некоторые подходы к моделированию таких систем и характерные особенности реакторной плазмы. Показаны параметры основных концептуальных проектов на основе токамака и FRC.

Заключение диссертации по теме «Теплофизика и теоретическая теплотехника», Рыжков, Сергей Витальевич

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Впервые выполнен анализ малорадиоактивной Б- Не плазмы обращенной магнитной конфигурации (БЯС) с учетом баланса мощностей, являющийся частью концептуального проекта термоядерной электростанции. Исследованы различные физические, инженерные и экономические факторы и выполнены параметрические вариации. В математической модели учтены основные процессы, влияющие на энергетический баланс плазмы. Выполнены оценки процессов энергообмена в фоновой плазме и накопления продуктов синтеза (протонов и альфа-частиц).

2. Впервые проведен полный анализ стационарного Не РЯС термоядерного реактора, основанного на поддержании тока вращающимся магнитным полем (ДМЕ). Для изучения плазмы использована квазиравновесная конфигурация, для которой смоделированы и исследованы теплофизические процессы. Сравнение с концептуальным дизайном Б-Т РЯС реактора показывает, что Б- Не БЯС электростанция будет более привлекательной.

3. Впервые предложены комбинированные схемы на основе

Б-Не- и топлива, даны оценки 3-м реакторным системам и получены многообещающие результаты по возможности использования этого альтернативного топливно-энергетического цикла.

4. Проанализированы зависимости времен удержания частиц и энергии плазмы. Показано, что скейлинги времен жизни в БЛС зависят от транспортных режимов и геометрических параметров и хорошо согласуются с экспериментальными измерениями (для данного статуса экспериментов: Т!« 1 кэВ и б > 1) потерь энергии и частиц по величине и скейлингу. Улучшенные формулы сравнены с другими эмпирическими и теоретическими скейлинговыми законами.

-122

5. Представлены результаты численных квантово-электродинамических расчетов мощности и спектров тормозного излучения из полностью ионизованной плазмы легких элементов (заряд иона Z;«137) для случая релятивистских температур электронного газа (7>401.104 кэВ). Учитывается излучение электронов как на ионах, так и на электронах. Использованы сечения процессов, полученные в борновском приближении. Предложены простые формулы для мощности излучения, аппроксимирующие результаты численных расчетов.

6. Результаты показали, что значения плазменного коэффициента усиления л мощности (Q) для D- Не реактора на основе обращенной магнитной конфигурации составляют « 30-40 и таким образом с запасом перекрывают необходимую энергетическую эффективность термоядерных систем (Q > 10).

7. Впервые в качестве плазменной конфигурации термоядерного реактора на основе FRC использовано равновесие racetrack и при выводе критериев удержания рассмотрены все частицы, удерживаемые, не только внутри сепаратрисы, но и в системе вообще (абсолютное удержание).

Автор выражает благодарность д-ру Дж. Ф. Сантариусу (Университет Висконсин-Мэдисон, США) за помощь в работе, ценные замечания и полезные обсуждения.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Рыжков, Сергей Витальевич, 2001 год

1. Арцимович JI.A. Управляемые термоядерные реакции. М.: Физматгиз, 1961.-467 с.

2. Головин И.Н. Малорадиоактивный управляемый термоядерный синтез (реакторы с D- Не). Москва: ЦНИИатоминформ, 1989. - 48 с. (Препринт ИАЭ № 4885/8).

3. 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.

4. Tuszewski M. Field reversed configurations // Nucl. Fusion. 1988. - V. 28, №11.-P. 2033-2092.

5. Kernbichler W. Operational parameters for D- He in field-reversed configurations // Fusion Technol. 1992. - V. 21. - P. 2297-2306.

6. D-3He burning, second stability region, and the Ignitor experiment / B. Coppi, P. Detragiache, S. Migliuolo, M. Nassi, B. Rogers // Fusion Technol. 1994. - V. 25.-P. 353-367.

7. Systems analysis in support of the selection of the ARIES-RS design point / C.G. Bathke and the ARIES team // Fusion Eng. and Design. 1997. - V. 38. - P. 5974.

8. Summary of APOLLO, a D-3He tokamak reactor design / G.L. Kulcinski, G.A. Emmert, J.P. Blanchard et al. // Fusion Technol. 1992. - V. 21. - P. 2292-2315.

9. Conceptual design of D-3He FRC reactor ARTEMIS / H. Momota, A. Ishida, Y. Kohzaki et al. // Fusion Technol. 1992. - V. 21. - P. 2307-2323.

10. Куртмуллаев P.X., Малютин А.И., Семенов B.H. Компактный тор // Итоги науки и техники. Физика плазмы. М.: ВИНИТИ, 1985. - Т. 7. - С. 80-135.

11. FRC 2001: A white paper on FRC development in the next five years / L.C. Steinhauer, D.C. Barnes, M. Binderbauer et al. // Fusion Technol. 1996. - V. 30. -P. 116-126.

12. Hoffman A.L. An ideal compact fusion reactor based on a field-reversed configuration // Fusion Technol. 1996. - V. 30. - P. 1367-1371.

13. Could advanced fusion fuels be used with today's technology? / J.F. Santarius, G.L. Kulcinski, L.A. El-Guebaly, and H.Y. Khater // Journal of Fusion Energy. -1998.-V. 17.-P. 33-40.

14. Final report.: Report of the 1992 fusion panel / EPRI. Director R.L. Hirsch. TR-1011649. -EPRI, 1992.

15. Golovin I.N., Khvesyuk V.I., Semeonov D.V. Plasma kinetic analysis of a D-3He tandem mirror reactor with ash pumping // Fusion Technol. 1995. - V. 27. -P. 402-405.

16. Classical limiting values of energy production in the D- He plasma of an ambipolar reactor / V.I. Khvesyuk, N.V. Shabrov, D.V. Semeonov et al. // Fusion Technol. 1995. - V. 27. - P. 406-410.

17. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. Производство энергии в амбиполярных5реакторах с D-T, D- Не и D-D топливными циклами // Письма в ЖТФ. -2000.-Т. 26.-С. 61-66.

18. 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.

19. Димов Г.И. Амбиполярная ловушка: экспериментальные результаты, проблемы и перспективы // Физика плазмы. 1997. - Т. 23. - С. 883-908.

20. Experimental study of potential confinement of ICRF-heated plasma in Gamma 10 / K. Yatsu, L.G. Bruskin, T. Cho et al. // J. of Plasma and Fusion Research. 1998. - V. 74, № 8. - P. 844-849.

21. Божокин C.B. Об удержании альфа-частиц в установках типа компактный тор// Физика плазмы. 1986. - Т. 12. - С. 1292-1297.

22. Hoffman A.L. Flux buildup in field reversed configurations using rotating magnetic fields // Phys. Plasmas. 1998. - V. 5. - P. 979-988.

23. Cost assessment of a generic magnetic fusion reactor / J. Sheffield, R.A. Dory, S.M. Cohn et al. // Fusion Technol. -1986. V. 9. - P. 199-249.

24. Hill M.J. On a spherical vortex // Philos. Trans. R. Soc. Ser. A. 1894. - Pt.l, C/XXXV.-P. 213-245.

25. Steinhauer L.C. Improved analytic equilibrium for a field-reversed configuration //Phys. Fluids. 1990. - V. В 2, № 12. - P. 3081-3085.

26. Kinetic tilting stability of field-reversed configurations / D C. Barnes, J.L. Schwarzmeier, H.R. Lewis, C.E. Seyler // Phys. Fluids. 1986. - V. 29. - P. 26162633.

27. Hoh F.C. Simple picture of the finite Larmor radius stabilization effect // Research Notes. 1963. - V. 10.-P. 1359.

28. Steinhauer L.C., Ishida A. Relaxation of a two-species magnetofluid and application to finite-beta flowing plasmas // Phys. Plasmas. 1998. - V. 5, №7.- P. 2609-2622.

29. Study of driven magnetic reconnection in a laboratory plasma / M. Yamada, H. Ji, S. Hsu et al. //Phys. Plasmas. 1997. - V. 4. - P. 1936-1943.

30. The large-s field-reversed configuration experiment / A.L. Hoffman, L.N. Carey, E.A. Crawford et al. // Fusion Technol. 1993. - V. 23. - P. 185-194.

31. Шкаровский И., Джонстон Т., Бачинский М. Кинетика частиц плазмы. М.: Атомиздат, 1969. - 305 с.

32. Путвинский С.В. Альфа частицы в токамаке // Вопросы теории плазмы /Под ред. Б.Б. Кадомцева (М.). - 1990. - Вып. 18. - С. 209 - 315.

33. Deng B.Q., Emmert G.A. Fast ion pressure in fusion plasmas. Madison, 1987.- 15 c. (Preprint Fusion Technology Institute, University of Wisconsin № UWFDM-718).

34. Feldbacher R. Nuclear reaction cross sections and reactivity parameter library and files. Vienna: IAEA, 1987. - 148 c.

35. Bosch H.-S., Hale G.M. Improved formulas for fusion cross-sections and thermal reactivities // Nucl. Fusion. 1992. - V. 32, № 4. - P. 213-231.

36. 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.

37. Svensson R. Electron-positron pair equilibria in relativistic plasmas // Astro. Phys. J. -1982. V. 258. - P. 335-348.

38. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю., Рыжков C.B. Радиационные потери из плазмы с учетом релятивизма и квантовых эффектов // Вторая Российская Национальная Конференция по Теплообмену.: Труды. Москва, 1998. - Т. 6. -С. 382-385.

39. McNally Jr.J.R. Physics of fusion fuel cycles // Nuclear Technology/ Fusion. -1982.-V. 2.-P. 9-28.

40. Kukushkin A.B. Heat transport by cyclotron waves in plasmas with strong magnetic field and highly reflecting walls // Conf. IAEA CN-56/D-l-5-l(R).: Proc. Vienna: IAEA, 1992. - C. 415-424.

41. Berk H.L., Momota H., Tajima T. Plasma current sustained by fusion charged particles in a field-reversed configuration // Phys. Fluids. 1987. - V. 30. -P. 3548-3565.

42. Tamor S. Extension of Trubnikov's radiation loss formula to relativistic temperatures //Nucl. Fusion. 1983. - V. 23, № 12. - P. 1704-1708.

43. Трубников Б.А. Универсальный коэффициент выхода циклотронного излучения из плазменных конфигураций // Вопросы теории плазмы / Под ред. Б.Б. Кадомцева (М.). 1973. - Вып. 7. - С. 274-303.

44. Krivosheev M.V., Litunovsky V.N. Compact D- He fueled fusion reactor based on an FRC // Trans, of Fusion Technol. 1995. - V. 27. - P. 337-340.

45. 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.

46. Stambaugh R. The spherical tokamak path to fusion power I I Fusion Technol.- 1998. -V. 33. P. 17-42.

47. Finn J.M. Stochastic behavior of particle orbits in field reversed geometries // Plasma Phys. 1979. - V. 21. - P. 405-432.

48. Auerbach S.P., Condit W.C. Classical diffusion in a field-reversed mirror // Nucl. Fusion. 1981. - V. 21, №. 8. - P. 927-942.

49. Finn J.M., Sudan R.N. Field-reversed configurations with a component of energetic particles //Nucl. Fusion. 1982. - V. 22, № 11. - P. 1443-1517.

50. Kim J.-S., Cary J.R. Charged particle motion near a linear magnetic null // Phys. Fluids. 1983. - V. 26, № 8. - P. 2167-2175.

51. Хвесюк В.И., Хвесюк А.В., Ляхов А.Н. Глобальные стохастические частицы в ловушке с обращенной магнитной конфигурацией // Письма в ЖТФ.- 1997.-Т. 23,№11.-С. 37-39.

52. Post R.F., Brandenburg J.E. Analytical field-reversed equilibria derived from self-consistent particle orbits Part I // Nucl. Fusion. - 1981. - V. 21, № 12. -P. 1633-1642.

53. Collisionless pitch angle scattering of plasma ions at the edge region of a field-reversed configuration / T. Takahashi, Y. Tomita, H. Momota, N.V. Shabrov // Phys. Plasmas. 1997. - V. 4, № 12. - P. 4301-4308.

54. Заславский Г.М., Сагдеев P.X. Введение в нелинейную физику. От маятника до нелинейности и хаоса М.: Наука, 1988. - 389 с.

55. Lewins J.D. Conservation of angular momentum in a varying magnetic field // Fusion Technol. 1998. - V. 34. - P. 241-254.

56. О'Neil T.M. Trapped plasmas with a single sign of charge // Physics Today.- 1999.-V. 2.-P. 24-30.

57. Wang M.Y., Miley G.H. Particle orbits in field-reversed mirrors // Nucl. Fusion.- 1979.-V. 19, № 1. P. 39-49.

58. Wang M. Y., Miley G.H. Particle-confinement criteria for axisymmetric field-reversed magnetic configurations 11 Nucl. Fusion. 1984. - V: 24, № 8. - P. 10291038.

59. Hsiao M.-Y., Miley G.H. Velocity-space particle loss in field-reversed configurations // Phys. Fluids. 1985. - V. 28, № 5. - P. 1440-1449.

60. Tuszewski M., Linford R.K. Particle transport in field-reversed configurations // Phys. Fluids. 1982. - V. 25, № 5. - P. 765-776.

61. Manfredi G., Dendy R.O. Test-particle transport in strong electrostatic drift turbulence with finite larmor radius effects // Phys. Rev. Lett. 1996. - V. 76, №23.-P. 4360-4363.

62. Krall N.A. The effect of low-frequency turbulence on flux, particle, and energy confinement in a field-reversed configuration // Phys. Fluids. 1989. - V. B \, №9.-P. 1811-1817.

63. Sobehart J.R., Farengo R. Low-frequency drift dissipative modes in field-reversed configurations //Phys. Fluids. 1990. - V. B 2, № 12. -P. 3206-3208.

64. Measurement of magnetic field fluctuation in a field-reversed-configuration plasma / S. Okada, S. Ueki, H Himura et al. // Trans, of Fusion Technol. 1995. -V. 27.-P. 341-344.

65. Steinhauer L.C. FRC data digest // U.S.-Japan Workshop on Compact Toroids.: Proc. Niigata, 1996. - P. 111-114.

66. Confinement and stability of plasmas in a field-reversed configuration / J.T. Slough, A.L. Hoffman, L.C. Steinhauer et al. // Phys. Rev. Lett. 1992. - V. 69, № 15. - P. 2212-2215.

67. Miley G.H. Compact tori for alternate fuel fusion // Nucl. Instrum. Methods. 1983.-V. 207.-P. 111-120.

68. Krall N.A. Low-frequency stability for field reversed configuration parameters // Phys. Fluids. 1987. - V. 30, № 3. - P. 878-883.

69. 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.

70. Naitou H., Kamimura Т., Dawson J.M. Kinetic effects on the convective plasma diffusion and the heat transport // J. Phys. Soc. Jpn. 1979. - V. 46, № 1. - P. 258265.

71. Hsiao M.-Y., Chiang P.R. Effects of velocity-space particle loss in field-reversed configurations // Phys. Fluids. 1990. - V. 2, № 1. - P. 106-114.

72. Stickforth J. Zur theorie der bremsstrahlung in plasmen hoher temperatur // Z. Physik. -1961. V. 164. - P. 1-20.

73. Maxon M.S., Corman E.G. Electron-electron bremsstrahlung from a quantum plasma (z=l) // Phys. Rev. 1967. - V. 163, № 1. - P. 156-162.

74. Maxon S. Bremsstrahlung rate and spectra from a hot gas (z=l) // Phys. Rev. A.- 1972. V. 5, № 4. - P. 1630-1633.

75. Haug E. Bremsstrahlung and pair production in the field of free electrons // Z. Naturforsch. 1975. - V. 30 a. - P. 1099-1113.

76. Haug E. Electron-electron bremsstrahlung in a hot plasma IIZ. Naturforsch.- 1975.-V. 30 a.-P. 1546-1552.

77. Greene J. Bremsstrahlung from a maxwellian gas 7/ Astrophys. J. 1959.- V. 130. P. 693-701.

78. Lamoureux M., Avdonina M. Bremsstrahlung in hot plasmas with partially ionized atoms // Phys. Rev. E. 1997. - V. 55, № 1. - P. 912-926.

79. Hirano K. Ignition of deuterium based fuel cycles in a high beta system.- Nagoya, 1987. 63 p. (Preprint Institute of Plasma Physics, Nagoya University № IPPJ-810).

80. Rider Т.Н. A general critique of inertial-electrostatic confinement fusion systems // Phys. Plasmas. 1995. - V. 2, № 6. - P. 1853-1871.

81. Кукушкин А.Б., Коган В.И. Некоторые параметры бор-протонной плазмы // Физика плазмы. 1979. - Т. 5. - С. 1264-1270.

82. Ахиезер А.И., Берестецкий В.Б. Квантовая электродинамика. М.: Наука, 1981.-357 с.

83. Elwert G. // Ann. Phys. 1939. - V. 34. - P. 178-193.

84. Зельдович Я.Б., Райзер Ю.П. Физика ударных волн и высокотемпературных гидродинамических явлений. М.: Наука, 1966. - 423 с.

85. Бекефи Дж. Радиационные процессы в плазме. М.: Мир, 1971. - 437 с.

86. Ландау Л.Д., Лифшиц Е.М. Теоретическая физика. М.: Наука, 1989. Т. 5: Статистическая физика. - 637 с.

87. Ландау Л.Д., Лифшиц Е.М. Теоретическая физика. М.: Наука, 1989. Т. 2: Теория поля. - 509 с.

88. Monkhorst H.J. Relativistic bremsstrahlung. Gainesville, 1998. - 9 с. (Preprint University of Florida № 884).

89. Moir R.W. Liquid first walls for magnetic fusion energy configurations // Nuclear Fusion. 1997. - V. 37. - P. 557-566.

90. Chirkov A.Yu., Khvesyuk V.I., Ryzhkov S.V. Modified open systems for low radioactive fusion reactors // Fusion Technol. 1999. - V. 35 (IT). - P. 393-397.л

91. Thompson H.E. Cost of He from the Moon // Second Wisconsin Symposium on Helium-3 and Fusion Power.: Proc. Madison, Wisconsin, 1993. - P. 159-172.

92. Валяев Б.М. Углеводородная дегазация земли и генезис нефтегазовых месторождений // Геология нефти и газа. 1997. - № 9. - С. 30-37.

93. Self-ignition of an advanced fuel field-reversed configuration reactor by fusion product heating / M. Ohnishi, S. Ohi, M. Okamoto et al. // Fusion Technol. 1987.-V. 12.-P. 249-256.

94. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. Параметры горения топлива на основе дейтерия в амбиполярном реакторе // ВАНТ. 1999. - № 2. - С. 82-88.

95. Santarius J.F., Emmert G.A., Khater H.Y. et al. Field-reversed configuration power plant critical issues. Madison, 1998. - 5 c. (Preprint Fusion Technology Institute, University of Wisconsin №> UWFDM-1084).л

96. Systems analysis of a D- He field-reversed configuration power plant / S. V. Ryzhkov, J.F. Santarius, G.A. Emmert, C.N. Nguyen, and L.C. Steinhauer // (in preparation). 2001.

97. Семенов Д.В. Кинетический анализ энергетического баланса D-3He термоядерной плазмы: Дис. на соискание ученой степени канд. техн. наук. -Москва, 1996. 122 с.

98. 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. 245-253.

99. Волосов В.И. Асимметричная центробежная магнитная ловушка // Физика плазмы. 1997. - Т. 23, № 9. - С. 811-815.

100. Kernbichler W. Field-reversed configurations an option for fusion? // Fusion Technol. -1991. - V. 20. - P. 863-867.

101. Головин И.Н., Кадомцев Б.Б. Состояние и перспективы управляемого термоядерного синтеза. Москва, 1996. - 37 с. (Препринт РНЦ-Курчатовский Институт).•з

102. Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. Кинетика и баланс мощностей D-He термоядерного топливного цикла // Вестник МГТУ. 1999. - Т. 3, № 2. -С. 91-102.

103. Santarius J.F., Mogahed Е.А., Emmert G.A. et al. Final report for the field-reversed configuration power plant critical-issue scoping study. Madison, 2000. - 72 c. (Preprint Fusion Technology Institute, University of Wisconsin № UWFDM-1129).

104. D-3He field reversed configuration fusion power plant / V.I. Khvesyuk, S.V. Ryzhkov, J.F. Santarius et al. // Fusion Technol. 2001. - V. 39 (IT). - P. 410413.