RU2056649C1 - Controlled thermonuclear fusion process and controlled thermonuclear reactor implementing it - Google Patents

Controlled thermonuclear fusion process and controlled thermonuclear reactor implementing it Download PDF

Info

Publication number
RU2056649C1
RU2056649C1 RU92002692A RU92002692A RU2056649C1 RU 2056649 C1 RU2056649 C1 RU 2056649C1 RU 92002692 A RU92002692 A RU 92002692A RU 92002692 A RU92002692 A RU 92002692A RU 2056649 C1 RU2056649 C1 RU 2056649C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
fuel mixture
plasma
energy
neutrons
reactor
Prior art date
Application number
RU92002692A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU92002692A (en
Inventor
Сергей Николаевич Столбов
Юрий Васильевич Дробышевский
Original Assignee
Сергей Николаевич Столбов
Юрий Васильевич Дробышевский
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Сергей Николаевич Столбов, Юрий Васильевич Дробышевский filed Critical Сергей Николаевич Столбов
Priority to RU92002692A priority Critical patent/RU2056649C1/en
Publication of RU92002692A publication Critical patent/RU92002692A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2056649C1 publication Critical patent/RU2056649C1/en

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/10Fusion reactors

Abstract

FIELD: power engineering, nuclear physics, thermonuclear fusion. SUBSTANCE: fuel mixture is doped with substances possessing large area of their interaction with neutrons, positive energy release, and incorporating, in addition to other products of reaction, tritium, such as 6Li, 7Li, 3He. Neutrons formed in thermonuclear fusion reactions are focused onto fuel mixture, 3He and T nuclei are separated from products of reaction and returned to source fuel mixture. Reactor has working chamber with plasma forming and holding unit, energy conversion device, fuel mixture treatment and introduction unit. Plasma forming unit is provided with device for forming and focusing thermal neutron flux with neutron source. Fuel mixture introduction unit faces focus area of device for forming and focusing thermal neutron flux. Separating unit for products of reaction is connected to treatment unit and to fuel mixture introduction unit. Coolant flows through working chamber of reactor and through separating unit for products of reaction. EFFECT: improved reliability of nuclear fusion control. 9 cl, 9 dwg, 1 tbl

Description

Изобретение относится к ядерной физике, в частности к физике процессов термоядерного синтеза. This invention relates to nuclear physics, in particular to the physics of nuclear fusion processes.

Известен способ термоядерного синтеза с использованием в качестве топлива дейтерия (D) и трития (Т), включающий подготовку, нагрев и последующее удержание нагретой термоядерной плазмы, реализованный в устройстве взрывного типа (в термоядерной бомбе), содержащем топливную смесь, включающую дейтерий (D), тритий (Т), источник нейтронов на основе делящегося вещества, отражающую нейтроны структуру и устройство удержания плазмы взрывного типа [1] Исходная топливная смесь содержит дейтерид лития. Known is a method of fusion using as deuterium fuel (D) and tritium (T), comprising preparing, heating and subsequent retention of the heated fusion plasma, implemented in the device of the explosive type (a fusion bomb) containing a fuel mixture comprising deuterium (D) , tritium (T), the source of neutrons of fissile material on the basis of reflecting neutrons plasma confinement structure and the type of explosive device [1] Initial fuel mixture comprises lithium deuteride. В этом способе быстрые первичные нейтроны, которые образуются в реакциях деления тяжелых ядер, концентрируют для взаимодействия с ядрами лития, содержащимися в исходной смеси, и нагревают смесь в процессе протекающих экзотермических реакций. In this method, the primary fast neutrons are produced in the fission of heavy nuclei, concentrated to react with lithium nuclei contained in the feed mixture, and the mixture is heated during the exothermic reactions occurring. Образующиеся быстрые ядра трития взаимодействуют с дейтерием и тритием исходной смеси и разогревают ее до температур ядерного взаимодействия в веществе топливной смеси, после чего начинаются чисто термоядерные дейтерий-дейтериевые (D+D) и дейтерий-тритиевые (D+T) реакции в устройстве. The resulting rapid tritium nucleus interact with deuterium and tritium, and the initial mixture is heated until its temperature nuclear interaction in the substance of the fuel mixture, and then begin pure fusion of deuterium-deuterium (D + D) and deuterium-tritium (D + T) reaction device. Образуемые в процессе вторичные нейтроны также взаимодействуют с ядрами лития (Li) и образованными в термоядерных реакциях вторичными нейтронно-взаимодействующими ядрами гелия-3 ( 3 Не). Formed in the process as secondary neutrons interact with nuclei of lithium (Li) and formed in thermonuclear reactions secondary neutron interacting nuclei of helium-3 (3He). В результате образуются быстрые ядра, в том числе ядра трития, участвующие в основных реакциях. As a result of rapidly formed the nucleus, including tritium nuclei involved in the major reactions. Для концентрирования быстрые первичные нейтроны отражают от экрана, внешнего для области протекания реакций, и возвращают в нее. For concentrating the primary fast neutrons are reflected from the screen to the external region of the reactions, and returned to her. Удержание плазмы осуществляют, используя внешнее устройство взрывного типа. plasma confinement is performed using external apparatus of the explosive type. Время удержания характеризуется длительностью взрыва, причем с ростом времени удержания и плотности нейтронов в области нагрева смеси растут эффективность выгорания топлива и энергетическая эффективность устройства. Retention time duration characterized explosion, and with increasing retention time and neutron density in heating the mixture rising fuel burnup efficiency and energy efficiency of the device.

Данный способ термоядерного синтеза легких ядер с использованием быстрых нейтронов не стационарен и принципиально не управляем. The process of fusion of light nuclei with use of fast neutrons is not stationary and essentially not controllable.

Известен способ управляемого термоядерного синтеза, принятый за прототип [2] Сущность его заключается в том, что подготовленную топливную смесь, включающую дейтерий (D) и тритий (Т), вводят в область нагрева и нагревают до температур ядерного взаимодействия в плазме Т i ≥ 10 КэВ внешними устройствами, включая нагрев нестационарным магнитным полем, затем удерживают плазму действием магнитного поля и преобразуют выделившуюся энергию. Known method for controlled thermonuclear fusion, adopted as the prototype [2] The essence of it is that the prepared fuel composition comprising a deuterium (D) and tritium (T) is fed into the heating region and heated to nuclear interaction temperature plasma T i ≥ 10 keV external devices, including the non-stationary magnetic field heating, then hold the plasma by the magnetic field and convert the released energy.

Этот способ управляемого термоядерного синтеза энергетически неэффективен прежде всего на стадии нагрева топлива. This process of controlled nuclear fusion energy inefficient primarily on the fuel heating stage. Способ может быть реализован в единичных и крайне дорогих установках, поскольку энергетическая эффективность способа зависит от размеров области удержания и общей мощности устройства. The method may be implemented in a single and very costly installations, as the energy efficiency of the process depends on the dimensions of the confinement region and the total device power.

Известен управляемый термоядерный реактор для осуществления этого способа [3] Он содержит рабочую камеру с узлом формирования и удержания плазмы и областью удержания плазмы, узел подготовки и узел ввода топливной смеси, устройство сепарации продуктов реакций и устройство энергосъема-энергопреобразования. Known controlled thermonuclear reactor for carrying out the method [3] It comprises a working chamber with a knot formation and retention of the plasma and plasma confinement region, a node preparing unit input and fuel mixture, product separation apparatus reactions and energy extraction device-energy transformation.

Недостаток этого реактора заключается в его энергетической неэффективности, что связано с его конструктивными особенностями. The disadvantage of this reactor is its energy inefficiency, because of its design features. В данном реакторе узел формирования плазмы нагревает топливную смесь и формирует плазму внешними для плазмы энеpгоносителями, в связи с чем в процессе выгорания смеси необходимо возмещать вложенную в нагрев энергию. In this reactor, the plasma generating unit heats the fuel mixture and generates a plasma outside the plasma enepgonositelyami, in connection with which the process of burning the mixture must compensate embedded in heat energy. Это не позволяет до достижения критических параметров по характеристикам плазмы и режиму работы иметь устройство энергетически выгодное, а сильная зависимость этих параметров от характерных размеров устройства и вводимой энергетической мощности и потому высокая стоимость не позволяют реализовать его энергетически эффективным на практике. This does not allow to reach the critical parameters of the plasma characteristics and mode of operation have energetically advantageous device, and a strong dependence of these parameters on the characteristic size of the device and input power energy and therefore high cost does not allow to realize its energy efficient in practice.

Задача, решаемая изобретением, заключается в создании энергетически эффективного способа управляемого термоядерного синтеза и управляемого термоядерного реактора для его осуществления. The problem solved by the invention is to provide an energy efficient process of controlled nuclear fusion and a controlled nuclear fusion reactor to carry it out.

Решение данной задачи обусловлено следующими техническими результатами: самообеспеченностью способа по используемым в нем изотопам, энергетической эффективностью способа на всех стадиях нагрева и выгорания топливной смеси; The solution to this problem due to the following technical results: self-sufficiency of the method used therein isotopes, energy efficiency at all stages of the process of heating and burning the fuel mixture; полезным использованием нейтронов. beneficial use of neutrons.

Дополнительными техническими результатами являются повышение эффективности съема энергии, выделяющейся в реакторе, повышение эффективности преобразования энергии, снижение тепловых нагрузок на "первую стенку" реактора. Additional technical result is a more efficient energy extraction liberated in the reactor, increasing the energy conversion efficiency, reduced heat loads on the "first wall" reactor.

Указанные технические результаты достигаются тем, что по способу управляемого термоядерного синтеза, включающему подготовку, ввод и нагрев топливной смеси, содержащей дейтерий и тритий, до температур ядерного взаимодействия, удержание плазмы и преобpазование энергии, согласно изобретению в исходную топливную смесь добавляют вещества, взаимодействующие с нейтронами с положительным энерговыделением и образующие тритий в ходе реакций синтеза, термализуют образующиеся в реакциях термоядерного синтеза нейтроны и фокусируют их в фокусно These technical results are achieved in that according to the process of controlled nuclear fusion comprising the preparation is introduced and the heating of fuel mixture containing deuterium and tritium, to nuclear interaction temperature plasma confinement and preobpazovanie energy according to the invention in the initial fuel mixture are added substances that interact with neutrons positive energy release and forming tritium during synthesis reactions ther- malize formed in reactions fusion neutrons and focus them at a focal области на топливной смеси при нагреве, а затем после удержания горячей термоядерной плазмы и преобразования выделившейся энергии сепарируют ядра трития и гелия-3 из продуктов реакций в плазме и возвращают их в исходную топливную смесь. area on the fuel mixture under heating, and then after hot fusion plasma confinement and energy conversion precipitated and separated tritium nucleus of helium-3 from the reaction products in plasma and return them to the original fuel mixture.

Возможен вариант реализации способа, когда температура в плазме выдерживается такой, что выполняется следующее соотношение между параметрами, характеризующими плазму: The variant of the method, when the plasma temperature is maintained such that the following relation between the parameters characterizing the plasma:
n D · < σ ·V> DD ≥ n T · < σ ·V> DT , где n D плотность дейтерия в плазме; n D · <σ · V> DD ≥ n T · <σ · V> DT, where n D density deuterium plasma;
n T плотность трития в плазме; n T tritium in plasma density;
< σ · V> DD усредненные сечение взаимодействия и скорость движения ионов в DD-реакциях в плазме; <Σ · V> DD averaged interaction cross section and velocity of ion motion in DD-reactions in the plasma;
< σ · V> DT усредненные сечение взаимодействия и скорость движения ионов в DT-реакциях в плазме. <Σ · V> DT averaged interaction cross section and velocity of ion motion in the DT-reactions in the plasma.

Возможен вариант реализации способа, когда топливную смесь выполняют и вводят в виде твердых мишеней, нейтроны фокусируют в фокусной области на расстоянии от ее центра таком, что распределение плотности нейтронов в фокусной области имеет минимум в центре, а ближайшие максимумы лежат на расстоянии, большем размера мишеней. The variant of the method, when the fuel mixture is performed and administered in solid targets, neutrons is focused onto a focal area at a distance from its center such that the distribution of neutron density in the focal region has a minimum at the center and the next maxima lie at a distance greater than the target size .

Сущность предложенного, управляемого термоядерного реактора заключается в том, что в реакторе, который содержит рабочую камеру с узлом формирования и удержания плазмы и областью удержания плазмы, узел подготовки и узел ввода топливной смеси, устройство энергосъема-энергопреобразования, устройство сепарации продуктов реакций, согласно изобретению узел формирования плазмы снабжен устройством термализации и формирования направленного потока нейтронов с фокусной областью, узел ввода топливной смеси ориентирован в фокусную область уст The essence of the proposed controlled nuclear fusion reactor is that in a reactor which comprises a working chamber with a knot formation and confinement of the plasma and the region of the plasma confinement assembly preparation and assembly of input fuel mixture output energy-energy transformation device, the separation device of reaction products according to the invention assembly plasma formation device provided with thermalized neutrons and formation of directional flux from the focus area input node fuel mixture directed into the focal region of the mouth ойства термализации и формирования направленного потока нейтронов, узел сепарации продуктов реакций соединен с узлом подготовки топливной смеси. oystva thermalization and formation of directional flux of neutrons, the reaction products separation assembly is connected to the node preparing the fuel mixture.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что устройство энергосъема-энергопреобразования содержит контур теплоносителя с каналами контура теплоносителя, который соединен с рабочей камерой и узлом сепарации продуктов реакций. Possible embodiment of the reactor, characterized in that the device comprises energy transformation output energy-coolant circuit with coolant channels circuit which is connected to the working chamber and the node separation of the reaction products.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что каналы контура теплоносителя на входе в рабочую камеру реактора имеют тангенциальный наклон относительно области удержания плазмы. Possible embodiment of the reactor, characterized in that channels the coolant circuit at the inlet into the working chamber of the reactor are inclined relative to the tangential field plasma confinement.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что узел формирования и удержания плазмы выполнен в виде магнитной ловушки. Possible embodiment of the reactor, characterized in that the plasma formation and retention assembly is in the form of a magnetic trap.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что узел удержания плазмы выполнен в виде открытой магнитной ловушки, часть которой имеет форму магнитного сопла, соединенного с устройством энергосъема-энергопреобразования. Possible embodiment of the reactor, wherein the plasma confinement assembly is formed as an open magnetic trap, a portion of which is in the form of a magnetic nozzle coupled to the device output energy-energy transformation.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что магнитная ловушка содержит магнитные катушки, которые соединены с устройством энегосъема-энергопреобразования. Possible embodiment of the reactor, characterized in that the magnetic trap comprises magnetic coils that are coupled to device enegosema-energy transformation.

На фиг. FIG. 1 изображена технологическая схема способа управляемого термоядерного синтеза; 1 is a flowchart illustrating a process of controlled nuclear fusion; на фиг. FIG. 2 показан цикл реализации способа, замкнутый по Т и 3 Не; 2 illustrates a method for implementing a cycle of T and a closed 3He; на фиг. FIG. 3 управляемый термоядерный реактор; 3 controlled nuclear reactor; на фиг. FIG. 4 управляемый термоядерный реактор на базе открытой магнитной ловушки с односторонней "бутылочной" конфигурацией поля; 4 controlled nuclear reactor based on an open magnetic traps with single-sided "bottle" field configuration; на фиг. FIG. 5 управляемый термоядерный реактор на базе закрытой магнитной ловушки типа "гофрированный тор" с осевым прогревом плазмы; 5 controlled thermonuclear reactor based on the closed magnetic trap type "corrugated torus" axial plasma preheating; на фиг. FIG. 6 управляемый термоядерный реактор на базе закрытой ловушки "тормак" с периферийным прогревом плазмы; 6 controlled thermonuclear reactor is based on a closed trap "tormak" peripheral plasma by heating; на фиг. FIG. 7 управляемый термоядерный реактор с шаровой симметрией устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов; 7 controlled nuclear reactor with spherical symmetry and thermalization device forming directional neutron flux; на фиг. FIG. 8 график пространственного распределения нейтронов в фокусе устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов реактора; 8 a graph of the spatial distribution of neutrons in focus thermalization device and forming a directional flow of reactor neutron; на фиг. FIG. 9 график зависимости от времени потока нейтронов в фокусе устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов. 9 plotted against time of the neutron flux in the focus thermalization device and forming directional neutron flux.

Предлагаемый реактор содержит рабочую камеру 1, узел 2 формирования и удержания плазмы, узел 3 подготовки топливной смеси, узел 4 ввода топливной смеси, устройство 5 энергосъема-энергопреобразования, устройство 6 сепарации продуктов реакций, устройство 7 термализации и формирования потока нейтронов, фокусную область 8 устройства термализации и формирования потока нейтронов, внешний источник 9 нейтронов, контур 10 теплоносителя, дополнительную фокусную область 11, область 12 удержания плазмы. The proposed reactor comprises a processing chamber 1, a node 2 formation and the plasma confinement assembly 3 producing a fuel mixture unit 4 is input fuel mixture unit 5 output energy-energy transformation device 6, the separation of the reaction products, the device 7 thermalization and shaping the neutron flux, the focal region 8 of the device thermalization and shaping the neutron flux, an external source of neutrons 9, the circuit 10 of coolant, additional focal region 11, region 12 of plasma confinement.

Внутри защитного корпуса реактора размещена рабочая (реакционная) камера 1, которую охватывает устройство 7 термализации и формирования потока нейтронов. Inside the protective casing of the reactor is placed a working (reaction) chamber 1, which covers the thermalization device 7 and forming the neutron flux. Фокусные области 8 устройства термализации и формирования потока нейтронов находятся внутри рабочей камеры 1 реактора. Focal region 8 forming apparatus thermalization and neutron flux are inside the processing chamber 1 of the reactor. Сквозь устройство 7 термализации и формирования направленного потока нейтронов и рабочую камеру 1 проходят каналы узла 4 ввода топливной смеси, которые соединены с узлом 3 подготовки топливной смеси, и узла сепарации 6 продуктов реакций, который соединен с узлом 3 подготовки топливной смеси и узлом 4 ее ввода. Through the device 7 thermalization and forming a directional flow of neutrons and the working chamber 1 pass channels of the unit 4 Input fuel mixture which are connected to the node 3, the preparation of the fuel mixture, and the node separation 6 of the reaction products, which is connected to the node 3 producing a fuel mixture and node 4 of its input . Каналы узла 4 ввода топливной смеси и узла 6 сепарации продуктов реакций могут быть совмещены с каналами контура 10 теплоносителя. Channels input node 4 and node fuel mixture 6 separation of reaction products can be combined with the circuit 10 of coolant channels. Контур 10 теплоносителя проходит через рабочую камеру 1 с областью 12 удержания плазмы, устройство 6 сепарации продуктов реакций и устройство 5 энергосъема-энергопреобразования. Coolant circuit 10 passes through the working chamber 1 to the area 12 of the plasma confinement device 6 separation of reaction products and energy extraction device 5-energy transformation. Узел 2 формирования и удержания плазмы охватывает рабочую камеру 1 и проникает в нее полями и потоками частиц. Node 2 plasma formation and retention covers the working chamber 1 and penetrates it fields and particle streams. Внутрь реактора может быть введен управляемый источник 9 нейтронов. Inside of the reactor may be introduced a controllable source 9 neutrons. Вне рабочей камеры могут быть размещены дополнительные фокусные области 11 с устройствами использования избыточных нейтронов. Additional working chamber is the focal region 11 with devices using excess neutrons can be accommodated. Устройство 5 энергосъема-энергопреобразования может быть соединено с магнитными катушками узла формирования и удержания плазмы. Energy extraction apparatus 5-energy transformation can be connected to the magnetic coils forming the node and the plasma confinement.

Способ управляемого термоядерного синтеза, включающий подготовку, ввод и нагрев топливной смеси, содержащей дейтерий и тритий, до темпеpатур ядерного взаимодействия, удержание плазмы и преобразование энергии, заключается в том, что в исходную топливную смесь добавляют вещества, взаимодействующие с нейтронами с положительным энерговыделением и образующие тритий в результате реакций синтеза, например, 3 Не, 6 Li. The process of controlled nuclear fusion comprising the preparation is introduced and the heating of fuel mixture containing deuterium and tritium, before of the temperature of the nuclear interaction, plasma confinement and energy conversion lies in the fact that in the original fuel mixture are added substances that interact with neutrons with positive energy release and generators tritium in the synthesis reactions, for example, 3 He, 6 Li. Смесь вводят в область с высокой плотностью нейтронов, где она разогревается в ходе протекающих реакций до термоядерных температур. The mixture is introduced to the high-density neutron where it is heated in the course of the reactions to fusion temperatures. Рождающиеся затем в горячей плазме за счет ядерных реакций синтеза (D+D), (D+T) в области 12 удержания плазмы быстрые нейтроны термализуют внутри устройства 7 термализации и формирования направленного потока нейтронов за счет отражений от ее поверхностей и формируют из них поток движущихся в выделенных направлениях нейтронов. Born then hot plasma due to nuclear fusion reactions (D + D), (D + T) in 12 plasma confinement fast neutrons ther- malize the device 7 thermalization and formation of directional flux of neutrons due to reflections from the surface thereof and form one stream moving in isolated neutron directions. В результате этого образуют вне вещества структуры устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов внутри реактора фокусные области с высокой плотностью нейтронов, в которые вновь вводят топливную смесь. The resulting substance is form thermalization device structure and formation of directional flux of neutrons within the reactor focal region with a high density of neutrons in which the newly injected fuel mixture. Ядра трития и гелия-3, образующиеся в протекающих в реакторе ядерных реакциях, после энергосъема-энергопреобразования выделившейся в процессе энергии выделяют из продуктов реакций, а в последующем включают в топливную смесь и вновь вводят в реактор. Cores of tritium and helium-3, formed in the reactor occurring in nuclear reactions after energy output-energy transformation of energy released in the process is recovered from the reaction products, and in the subsequent include fuel mixture and re-introduced into the reactor.

Существенно, что в описываемом способе выгорающие в фокусной области 8 (области катализа) ядра 3 Не восполняют за счет их рождения в основных реакциях синтеза, а выгорающие в области 12 удержания плазмы ядра 3 Н восполняют за счет их рождения в нейтронно-ядерных реакциях с 3 Не и 6 Li. It is essential that in the described method burnable within the focus region 8 (catalysis) of the core 3 is not compensated at the expense of their production in main syntheses, and burn-in region 12 hold core plasma 3 H replenish due to their birth in neutron nuclear reactions with 3 He and 6 Li. Одновременно сосуществуют (D+D)-подцикл, в котором рождаются и выжигаются ядра 3 Не, Т, а также (D+T)-подцикл, в котором выжигаются ядра трития. Simultaneously coexist (D + D) -podtsikl, which are produced and burnt kernels 3 He, T, and (D + T) -podtsikl wherein burned tritium nucleus.

При реализации способа важен каталитически замкнутый цикл работы устройства, самостабилизированный по Т и 3 Не (см.фиг.2). In the method of catalytically important closed loop operation of the device, self-stabilized by T and 3He (sm.fig.2). Важно, что полный цикл избыточен по нейтронам. It is important that the full cycle of redundant neutrons. Должен выгорать один из трех рожденных в цикле нейтронов, что снижает требования к добротности устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов, а в пределе, поглощая избыточные нейтроны легкими изотопами водорода, частично замкнуть цикл и по дейтерию. Should one of the three fade-born neutrons cycle, which reduces the requirements for the Q thermalization device and forming directional neutron flux, and in the limit, light absorbing excess neutrons hydrogen isotopes partially close the loop and deuterium.

При реализации способа в описываемом процессе протекают также реакции 3 Не, 6 Li, 7 Li, с ядрами D и Т, и более детальный анализ должен учитывать и их взаимодействие, но они несущественно влияют на каталитическую замкнутость цикла способа (см. таблицу). In the method described in process as reactions of 3 He, 6 Li, 7 Li, with the nuclei of D, and T, and a more detailed analysis must take into account their interaction but they are not essential influence on the catalytic cycle isolation method (see. Table).

Возможно включение в исходную топливную смесь также изотопов 7 Be, 10 B и др. не содержащих трития среди продуктов реакций, но поскольку в этих случаях среди продуктов их взаимодействия есть изотопы 6 Li и 7 Li, содержащие тритий среди продуктов их реакций с нейтронами, это является лишь модификацией предлагаемого способа. Perhaps inclusion of the original fuel mixture as isotopes 7 Be, 10 B et al. Do not contain tritium among reaction products, but since in these cases include their reaction products have isotopes 6 Li and 7 Li, containing tritium among their reaction products with neutrons, it It is a modification of the method. Применение 7 Ве ограничено его малым временем жизни. Application 7 Be limited by its short lifetime.

При реализации способа существенно наличие стационарного, каталитически замкнутого по всем участвующим в процессе изотопам режима его реализации. In the method substantially steady presence of catalytically closed on all participating in the process of isotopes mode implementation. Этот режим характеризуется тем, что на каждые четыре взаимодействующих ядра дейтерия в цикле в топливную смесь вводят одно взаимодействующее с нейтронами ядро гелия-3. This mode is characterized in that for each four deuterium nuclei interacting in a loop into the fuel mixture is injected neutrons interacting with one nucleus of helium-3.

Режим каталитически замкнутого по всем участвующим изотопам стационарного выгорания плазмы можно также представить как режим, когда выполняется следующее соотношение между параметрами (см.пример 5), характеризующими плазму: catalytically mode closed on all participating isotope burn-stationary plasma can also be represented as when the following relation between the parameters (see Example 5) characterize the plasma:
n D · < σ ·V> DD ≥ n T · < σ ·V> DT . n D · <σ · V> DD ≥ n T · <σ · V> DT.

При этом количество ядер трития и ядер гелия-3, рождающихся и выгорающих при реализации способа, постоянно, и способ является каталитически замкнутым по этим изотопам. The number of nuclei of tritium and helium-3 nuclei produced and burnable when implementing the method continuously, and the method is catalytically closed to these isotopes. Способ будет реализован и тогда, когда он каталитически не замкнут, но при этом или будет идти постоянная наработка данных изотопов, или нужен их ввод. The method will be implemented and when it is catalytically is not closed, but it will go or continuous production of isotopes data, or need their input.

Возможен вариант реализации способа, отличающийся тем, что топливную смесь выполняют и вводят в виде твердых мишеней, нейтроны фокусируют в фокусной области на расстоянии от ее центра таком, что распределение плотности нейтронов в фокусной области имеет минимум в центре, а ближайшие максимумы лежат на расстоянии, большем размера мишеней. The variant of the method, characterized in that the fuel mixture is performed and administered in solid targets, neutrons is focused onto a focal area at a distance from its center such that the distribution of neutron density in the focal region has a minimum at the center and the next maxima lie at a distance, larger target size. Это позволяет за счет неоднородного выгорания мишеней в фокусной области самоцентрировать их, при этом увеличить время удержания и выгорания мишени. This allows due to the nonuniform burning targets within the focus area samotsentrirovat them, while increasing the retention time and burn the target.

Главное, что отличает предлагаемый способ получения энергии в управляемом реакторе термоядерного синтеза дейтерия и трития, это то, что нагрев исходной реакционной смеси не "внешний" (с помощью введения в нагреваемый объем энергии), а "внутренний" за счет экзотермических реакций взаимодействия ядер нагреваемой смеси с нейтронами. The main thing that distinguishes the proposed method for producing energy in a controlled reactor nuclear fusion of deuterium and tritium, is that the heating of the feed is not "outside" (by introducing a heated amount of energy), and the "inner" due to exothermic reactions between nuclei heated mixture with neutrons. В этом случае как в области нагрева (фокусе), так и в области выгорания (синтеза) (области могут совпадать пространственно) энергетический баланс положителен. In this case, like in the heating field (focus), and in the region burnup (synthetic) (region may coincide spatially), the energy balance is positive. При организации с помощью замедляюще-фокусирующей структуры замкнутого движения нейтронов способ энергетически выгоден, а при сепарации изотопов Т, 3 Не, и их возврате в исходную смесь не ограничен и по сырьевой базе. When the organization using neutron slowing-closed movement of the focusing structure is energetically favorable process and for the separation of isotopes T, 3He, and their return to the starting mixture and is not limited raw material base. Ядра Т и 3 Не, выгорая, самовозобновляются в цикле способа. Cores T and 3He, burning out, samovozobnovlyayutsya loop fashion.

Реактор управляемого термоядерного синтеза работает следующим образом. Controlled thermonuclear fusion reactor operates as follows.

Рожденные в реакторе быстрые нейтроны, войдя в устройство 7 термализации и формирования направленного потока нейтронов, двигаются в веществе анизотропного замедлителя и отдают ему свою энергию, которая отводится от структуры потоком теплоносителя. Born fast neutrons in the reactor, entering the thermalization device 7 and the directional formation neutron flux, moving in anisotropic substance retardant and give it the energy, which is removed from the structure of the coolant flow. Потерявшие энергию, термализованные нейтроны диффундируют в веществе структуры, рассеиваясь на ядрах замедлителя и управляемо отражаясь от поверхностей анизотропной структуры, формируются в направленный к фокусным областям 8 поток нейтронов. Lost energy thermalized neutrons diffuse into the material structure, scattered by nuclei retarder and controllably reflected from the surfaces of the anisotropic structures are formed towards the focal region 8 of the neutron flux. Одновременно узел 4 ввода топливной смеси направляет в фокусную область 8 топливную смесь, которая содержит в своем составе ядра 3 Не и (или) 6 Li, а также D и Т. Для того, чтобы длина взаимодействия l n была порядка (или меньше) размеров фокусной области 8, необходимо, чтобы топливная смесь входила в эту область либо в твердом и жидком, либо в газообразном состоянии при Р Не-3 ≥10 -2 атм (l n ≅ 1см). Simultaneously, the input unit 4 directs the fuel mixture in the focal region 8 fuel mixture which contains in its structure the nucleus of 3 He and (or) 6 Li, as well as D and T. In order to interaction length l n of the order (or smaller) sizes focus region 8, it is necessary that the fuel mixture entered into this area in either solid or liquid, or gaseous state at P-3 not ≥10 -2 atm (l n ≅ 1cm). В результате экзотермических реакций потока нейтронов с ядрами 3 Не и 6 Li в части фокусной области в области катализа происходит внутренний разогрев смеси. As a result, exothermic reactions with neutron flux cores 3 and 6 not in part Li focus region in catalysis internal exotherm occurs. Рожденные в области 12 синтеза быстрые нейтроны термализуют в устройстве 7 термализации и формирования потока направленных нейтронов и возвращают в фокусную область 8 устройства. Born in the synthesis of 12 fast neutrons thermalized in the thermalization device 7 and the formation of flow directed neutrons and returned to the focal region 8 of the device. Цикл жизни нейтронов повторяется. Neutron life cycle repeats.

Внешний источник 9 нейтронов может быть выполнен в виде устройства, которое реализует генерацию потока нейтронов за счет протекания ядерных реакций, в результате которых образуются нейтроны, например, (α, n или γ,n), или реакций деления, и необходим только для инициирования процесса. External source 9 neutrons may be configured as a device that implements the neutron flux generation due to the nuclear reactions, resulting in the formation neutrons, for example, (α, n or γ, n), or fission reactions, and is required only for the initiation process .

Реактор может работать и без внешнего источника нейтронов с прогревом плазмы, как и в обычных термоядерных реакторах, внешними источниками энергии на начальном этапе работы устройства до инициирования первичных быстрых нейтронов в плазме. The reactor can operate without an external source of neutrons with the heating of the plasma, as in conventional fusion reactors, external sources of energy at the initial stage of the device prior to the initiation of the primary fast neutrons in the plasma.

В дополнительных фокусных областях 11 могут быть размещены устройства использования избыточных нейтронов. The additional focus areas 11 can be placed devices use excess neutrons. Это может быть, например, устройство для наработки дейтерия из "легкой воды" путем ее прокачки через область дополнительного фокуса устройства 7 термализации и формирования направленного потока нейтронов или иные устройства для получения изотопов веществ. This may be, for example, the apparatus for producing deuterium from the "Light Water" by pumping it through a region of additional focus thermalization device 7 and the directional formation of the neutron flux or other devices for obtaining substances isotopes.

При использовании в устройстве термализации и формирования направленного потока нейтронов нейтронно-отражающих суперзеркал с ферромагнитными отражающими покрытиями возможно управление потоком нейтронов в фокусы и дополнительные фокусы ЗФС изменением внешнего магнитного поля и тем самым дополнитель- ное управление работой источников нейтронов и устройств использования избыточных нейтронов. When used in a thermalization device and forming a directional flow of neutrons a neutron-reflecting supermirrors with ferromagnetic reflective coatings can be controlled by a neutron flux in the focus and additional foci FSL change in the external magnetic field and thus control the operation An additional neutron sources and devices using excess neutrons.

Устройство 6 сепарации продуктов реакций выделяет продукты реакций, прежде всего дейтерий, тритий, гелий-3, а также вещества, не участвующие в каталитическом цикле атомы 3 Не и Н, для их вывода. Separation apparatus 6 The product is isolated reaction products primarily deuterium, tritium, helium-3, as well as substances that do not participate in the catalytic cycle of 3 He atoms and H for their withdrawal. Сепарацию этих веществ можно проводить любым известным способом, например сорбционным и низкотемпературным разделением. The separation of these substances may be carried out in any known manner, for example by low temperature the sorption and separation.

Узел 3 подготовки топливной смеси может быть выполнен любым, например в виде смесителя и компрессора для рабочего вещества в газовой или жидкой фазах или в виде внешнего устройства для изготовления твердых мишеней, например, из дейтерида лития, или в виде полых шаровых мишеней, содержащих D, T, 3 He, 6 Li, 7 Li ( 7 Be, 10 B). Node 3 producing a fuel mixture can be formed by any such as a mixer and a compressor for the working medium in gas or liquid phases or as an external device for producing solid targets, for example, from lithium deuteride, or in the form of hollow spherical targets containing D, T, 3 He, 6 Li, 7 Li (7 Be, 10 B).

Узел 4 ввода топливной смеси может быть выполнен в виде любого инжектора, например в виде струйного сопла для газа или жидкости или в виде стреляющего устройства для твердых мишеней. Node 4 input fuel mixture can be formed in any form of an injector, such as a jet nozzle for a gas or liquid or as a firing device for the solid targets.

Узлы 3 и 4 подготовки и ввода рабочего вещества совместно с устройством 6 сепарации продуктов реакций в реакторе управляемого термоядерного синтеза обеспечивают необходимый режим работы реактора и каталитическую замкнутость процесса по 3 Не и Т, управляя их составом на входе в реактор и изменяя их состав после вывода из рабочей камеры 1. Nodes 3 and 4 preparation and an input of the working medium together with the device 6, the separation of the reaction products in the reactor is controlled fusion provide the required reactor operation and catalytic isolation process 3He and T by controlling their composition at the reactor inlet and changing their composition after the withdrawal of 1 the working chamber.

Узел 2 формирования и удержания горячей термоядерной плазмы может быть любым. Node 2 formation and retention of a hot plasma fusion may be any. Он может быть выполнен, например, в виде магнитных изолирующих ловушек с замкнутым магнитным полем, может быть выполнен с полем открытых конфигураций ловушек. It can be formed, for example, in the form of magnetic traps with insulating closed magnetic field can be formed with the field open trap configurations.

Устройство 5 энергосъема-энергопреобразования, как и в прототипе, прежде всего содержит систему съема выделившейся энергии быстрых продуктов реакций в реакторе как от заряженных, так и от нейтральных частиц на конструкционных элементах реактора, включая энергосъем с устройства формирования и фокусирования потока тепловых нейтронов, от термализуемых в быстрых нейтронах. The apparatus 5 output energy-energy transformation, as in the prior art primarily comprises a system for removal of the released energy fast reaction products in the reactor from both charged and of neutral particles in the structural reactor components, including the energy output from the device forming and focusing the flux of thermal neutrons from termalizuemyh in fast neutrons. Дополнительно теплоноситель рабочее вещество системы энергосъема-энергопреобразования посредством контура 10 теплоносителя прокачивают через рабочую камеру 1 реактора для съема выделяющейся там энергии. Additionally, the coolant working substance energy extraction system-energy transformation circuit 10 through the coolant pumped through the working chamber of the reactor 1 for removing energy released there. В качестве теплоносителя необходимо использовать вещества с малым сечением захвата нейтронов, не агрессивные при их температурной деструкции, например 15 N 2 , 4 He, причем использование 4 Не в рабочей камере реактора наиболее обосновано, хотя в связи с температурной деструкцией 15 N 2 энергосъем с плазмы с его использованием более эффективен. As the coolant is necessary to use material with low neutron capture cross section, not aggressive in their thermal degradation, such as 15 N 2, 4 He, and the use of 4He reactor most justified in the working chamber, although due to temperature degradation 15 N 2 output energy to plasma with its use more effective.

Контур 10 теплосъема имеет устройство 5 энергосъема-энергопреобразования, которое может быть как теплообменным устройством, соединенным с тепловой машиной для преобразования тепловой энергии в другие виды, например в электрическую, так и устройством прямого преобразования тепловой энергии в электрическую, например МГД- или ЭГД-генератором. Circuit 10 has a heat removal device 5 output energy-energy transformation, which may be a heat exchange device connected with a heat engine for transforming heat energy into other forms, such as electric and direct conversion device of thermal energy into electrical energy, such as an MHD generator, or the EHD . Перед входом в устройство прямого преобразования энергии может находиться устройство преобразования энергии, выполненное в виде сопла, например магнитного, которое преобразует тепловую энергию рабочего вещества в его продольное движение. Before entering the direct energy conversion device may be power conversion device configured as a nozzle, for example magnetic, which converts thermal energy of working substance in its longitudinal movement. При этом интересен вариант (см. фиг. 4) выполнения устройства с системой 2 удержания плазмы, выполненной в виде открытой магнитной ловушки. In this interesting variant (see. FIG. 4) of a device with two plasma confinement system formed as an open magnetic trap. Горячая плазма и теплоноситель через открытую часть магнитной ловушки выходят в область их расширения, магнитное поле в котором также расширяется и выполнено в форме магнитного сопла. The hot plasma and the heat medium through the open part of the magnetic trap are located in the region of their extension, a magnetic field which also extends and is in the form of a magnetic nozzle. "Внутренний" прогрев топливной смеси и требования высокой плотности вещества при этом существенно изменяют требования на величину рабочего давления внутри камеры. "Inner" warming up the fuel mixture, and high density substances requirements while significantly alter the requirements of the working pressure value inside the chamber. Это уже не обязательно требование низкого давления внутри камеры. This is not necessarily a requirement of low pressure within the chamber. Теплоноситель может и должен прокачиваться через рабочий объем устройства, что сразу снижает тепловые нагрузки на внутренней стенке устройства. The coolant can and should be pumped through the working volume of the device, which immediately reduces the thermal load on the internal wall of the device. В процессе работы плазменный шнур обтекается теплоносящим веществом контура 10, которое, охлаждая периферийную область, снимая энергию с повеpхности плазмы, нейтрализуя ее внешние частицы, обрывает ее радиальный дрейф и создает возможность для непрерывной работы устройства. In operation, the plasma column material flows about teplonosyaschim circuit 10, which cooling a peripheral region, removing energy from the plasma povephnosti neutralizing its external particles interrupts its radial drift and creates the possibility for continuous operation. Кроме того, подобно тому, как это происходит в СВЧ-плазмотронах, тангенциальная закрученность потока теплоносителя дополнительно стабилизирует плазму у оси ловушки. In addition, just as it happens in the microwave plasma torch, tangential coolant flow twist further stabilizes plasma from the trap axis.

Потери вещества и энергии на периферии области синтеза компенсируются инжекцией в нее горячей плазмы путем инжекции исходной топливной смеси в фокусную область 8 устройства 7 термализации и формирования направленного потока термализованных нейтронов и самопрогрева инжектируемой смеси в нейтронно-ядерных реакциях (см.примеры 4 и 5). Loss of energy and matter in the synthesis of the peripheral portion is compensated by injecting into it a hot plasma source by injection of the fuel mixture in the focal region 8 of the device 7 thermalization and forming a directional flow of thermalized neutrons and samoprogreva injected mixture in neutron nuclear reactions (see Example 4 and 5).

Возможен также вариант, когда контур 10 теплосъема разорван, а устройство преобразования энергии выполнено в виде сопла, например магнитного, преобразующего тепловую энергию рабочего вещества в движение. It is also possible when the heat removal circuit 10 is broken, and the energy conversion device is formed of a nozzle, for example magnetic, converting the thermal energy of working substance in motion. Он может быть использован в виде реактивного движителя. It can be used in the form of jet propulsion.

Необходимо обратить внимание на то, что сечение взаимодействия нейтронов с веществом растет с уменьшением энергии взаимодействия частиц, а длина взаимодействия нейтронов l n 1/n · σ зависит от плотности этих ядер в веществе топливной смеси. Attention is drawn to the fact that the cross section of neutron interaction with a substance increases with a decrease in the energy of interaction particles and neutrons interaction length l n 1 / n · σ depends on the density of these nuclei in the substance of the fuel mixture. Поэтому в фокусной области 8 необходимо либо создать условия, в которых плотность топливной смеси сохранялась (или росла), либо быстрые частицы, рожденные в результате нейтронного нагрева, должны уходить из области каталитического нагрева в область выгорания, сохраняя область 8 каталитического нагрева холодной и плотной. Therefore, in the focus region 8 is necessary either to create conditions in which the density of the fuel mixture persisted (or growing) or fast particles produced as a result of neutron heating must leave the field of catalytic heating to burn-retaining region 8 catalytic heating cold and dense. С этой целью при вводе топливной смеси в газовой фазе область 8 катализа (область фокусирования нейтронов прогрева плазмы в реакциях взаимодействия изотопов с нейтронами и рождения быстрых ядер трития) размещена в сильном магнитном поле, спадающем в направлении магнитной ловушки (области удержания плазмы). To this end, when entering the fuel mixture in the gas phase catalysis area 8 (area focusing neutron reactions in the plasma warm interaction isotope fast neutrons and tritium nuclei of birth) is placed in a strong magnetic field, the decreasing in the magnetic trap (plasma confinement region). Поэтому появляющиеся в экзотермических нейтронно-ядерных реакциях быстрые заряженные частицы (горячая плазма) градиентом магнитного поля "вбрасываются" в область 12 удержания и отрываются от относительно холодного, плотного инжектируемого вещества топливной смеси. Therefore, appearing in exothermic neutron nuclear reactions fast charged particle (hot plasma) of the magnetic field gradient "are thrown" to hold 12 and detached from the relatively cool, dense substance injected fuel mixture.

Выполнение реактора в варианте, когда вводимая топливная смесь имеет вид мишеней, которые периодически вводят в область 8 фокуса, позволяет реализовывать режим работы, подобный работе лазерных инерционных установок (пример 5). Execution of the reactor in the embodiment, when the fuel mixture is introduced has the form of targets which are periodically administered to the focus 8, allows to implement operation similar to the laser inertial units (Example 5).

При достаточно большой скорости инжекции (V ≥10 5 см/с) инжектируемое вещество почти не взаимодействует с плазмой реактора и разогревается только при взаимодействии с нейтронами в фокусных областях до термоядерных температур. At a sufficiently high injection velocity (V ≥10 5 cm / s) of the injected substance hardly interact with plasma and the reactor is heated only when interacting with neutrons in focal areas to fusion temperatures.

Реализация реактора таким, чтобы распределение плотности нейтронов имело минимум в центре фокуса, например, путем сведения потока нейтронов на некоторую шаровую поверхность около фокуса с размерами поверхности, несколько большими размеров мишени, позволяет самоцентрировать мишень в процессе ее выгорания (фиг. 7,8). Implementation of the reactor so that the distribution of neutron density was minimum in the center of focus, for example, by reducing the neutron flux at certain spherical surface near the focus with the surface dimensions slightly larger target sizes allows samotsentrirovat target during its burning (Fig. 7,8). При этом фокусная область дополнительно может находиться в поле магнитной ловушки реактора, что позволяет дожигать плазму, уходящую из этой инерционно-удерживающей области в магнитно-удерживающую область реактора. In this case the focal region may further be in the field of the magnetic trap reactor which allows afterburning plasma, leaving from this inertial restraint region in magnetically retaining region of the reactor.

Если период работы реактора меньше, чем время вымирания нейтронов в устройстве формирования направленного потока нейтронов (пример 5), то в момент инжекции топлива в нейтронные фокусы оно взаимодействует с нейтронами, рожденными в предыдущих актах синтеза в горячей плазме (фиг.9), даже если процесс синтеза периодически при малом удерживающем поле прерывается. If the period of operation of the reactor is less than the time of extinction of neutrons forming apparatus directed neutron flux (Example 5), the moment of fuel injection into it focuses neutron interacts with neutrons born in the previous synthesis acts in a hot plasma (9), even if synthesis process periodically at a small retention field is interrupted.

Особо отметим в этом случае вариант выполнения системы 2 удержания плазмы с магнитными ловушками 12, которые содержат магнитные катушки, которые соединены с устройством 5 энергосъема-энергопреобразования, а магнитное поле является периодическим. We emphasize in this case the embodiment of the system 2 with magnetic plasma confinement traps 12 that contain magnetic coils, which are connected with the energy extraction device 5, energy transformation and the magnetic field is periodic. При этом в связи с диамагнитностью плазмы выделяющаяся энергия при расширении плазмы индуцируется в магнитной системе удержания плазмы в ток, который через контур энергопитания системы энергосъема-энергопреобразования и далее, например, через трансформатор связи может быть передан на полезную нагрузку. Thus in connection with the plasma of the diamagnetic energy released during the expansion of the plasma is induced in the magnetic system of plasma confinement in the current loop through which the power supply system, energy transformation and energy extraction on, for example, through a coupling transformer can be transmitted to the payload.

Интересен вариант выполнения реактора, когда период изменения магнитного поля и тока в контуре является резонансным для данного контура, а добротность контура высока. An interesting embodiment of the reactor, when the period of change of the magnetic field and current in the circuit is resonant for this circuit and the circuit Q-factor high.

При выполнении внутренних поверхностей устройства 7 термализации и формирования потока термализованных нейтронов в виде суперзеркал, с ферромагнитными покрытиями в связи с зависимостью коэффициента отражения зеркал от величины магнитного поля поток нейтронов в направлении фокусов периодичен при периодическом внешнем магнитном поле устройства. When the inner surfaces 7 thermalization device and forming a flow of thermalized neutrons in the form supermirrors with ferromagnetic coatings in connection with the dependence of the reflection coefficient of the mirrors of the magnetic field in the direction of the flow of neutrons with occasional foci periodic external magnetic field generating apparatus.

П р и м е р 1. Возможны различные варианты выполнения узла 2 формирования и удержания горячей термоядерной плазмы в управляемом термоядерном реакторе синтеза. EXAMPLE EXAMPLE 1. Various embodiments of the forming unit 2 and the hot fusion plasma confinement in controlled thermonuclear fusion reactor. Он может быть выполнен в виде различных магнитных ловушек (фиг. 5,6), например на базе закрытой магнитной ловушки типа "гофрированный тор" с осевым прогревом плазмы, на базе открытой ловушки "тормак" с периферийным прогревом плазмы и др. It can be configured in a variety of magnetic traps (Fig. 5.6), for example on the basis of a closed magnetic trap type "corrugated torus" axial heating of the plasma, based on an open trap "tormak" peripheral heating of the plasma, and others.

Выполнение реактора с закрытой магнитной ловушкой, удерживающей горячую термоядерную плазму, когда магнитное поле системы формирования и удержания плазмы замкнуто и торовидно, позволяет удерживать достаточно долго значительные объемы плазмы. Execution of the reactor with a closed magnetic trap that holds the hot fusion plasma when the magnetic field and the formation of plasma containment system is closed and toroidal, allows to keep long enough significant amounts of plasma. В вопросах стабилизации плазмы в магнитных ловушках в настоящее время достигнуты значительные успехи. In questions of stabilization of plasma in magnetic traps are now made significant progress. Время жизни горячих частиц плазмы в основном определяется скоростью турбулентной диффузии ее частиц поперек магнитного поля. Lifetime of the hot particles in the plasma is determined mainly by turbulent diffusion velocity of its particles across the magnetic field. Область 8 фокусов устройства формирования направленного потока термализованных нейтронов (ЗФС) может быть размещена в сильном магнитном поле, спадающем в направлении области 12 удержания плазмы. Field 8 foci forming apparatus directed flow of thermalized neutrons (PFS) can be placed in a strong magnetic field, the decreasing in the direction of plasma confinement region 12. Поэтому появляющиеся в экзотермических нейтронно-ядерных реакциях быстрые заряженные частицы, появляющаяся горячая плазма, градиентом магнитного поля "вбрасываются" в ловушку, отрываются от относительно холодного, плотного инжектируемого вещества топливной смеси. Therefore, appearing in exothermic neutron nuclear reactions fast charged particles emerging hot plasma, a magnetic field gradient "are thrown" to trap detached from relatively cold, dense substance injected fuel mixture. При этом область сильного поля (совместно с фокусом ЗФС) может быть выполнена на оси тора в виде перетяжки в кольцевом (азимутальном) магнитном поле, что интересно для замкнутых ловушек типа "гофрированный тор", а также "стеллатор" и "торсатрон" с дополнительными "перетягивающими" катушками и нарушенным постоянством поля вдоль азимута и оси тора. Thus the strong field region (together with the focus PFS) may be formed on the torus axis in the form of a constriction in the circumferential (azimuthal) magnetic field, which is interesting for type "corrugated torus" closed traps and "stellarators" and "torsatrons" with additional "overtorque" coils and impaired constancy fields along the azimuth and the axis of the torus. Для устройств типа "тормак", "тополотрон", характерных наличием сильного поперечного спадающего в направлении магнитной ловушки (оси области удержания) магнитного поля и явно выраженным максимумом поля на периферии плазменного шнура, область прогрева (область катализа) и фокусы ЗФС могут быть помещены на периферии. For devices such as "tormak" "topolotron" characteristic of the presence of a strong cross-falling in the direction of the magnetic trap (retention field axis) magnetic field and a pronounced maximum field at the periphery of the plasma column, warming region (Catalysis area) and focuses FSL may be placed on periphery. Для всех устройств магнитного удержания, в особенности устройств типа "токамак", характеризуемых периодическим процессом работы, отсутствием явно выраженного градиента поперечного оси плазменного шнура магнитного поля в направлении к оси шнура, существенностью индуцированного тока вдоль плазменного шнура и поэтому не допускающих магнитных перетяжек на шнуре, возможно выполнение реактора, когда фокусы ЗФС помещены внутрь области удержания, но не выделены максимумом магнитного поля, а топливо инжектируется в виде твердых мишеней. For all the devices of magnetic confinement, particularly devices such as "Tokamak", characterized by a batch process operation, the lack of explicit gradient transverse axis of the magnetic field of the plasma column toward the pinch axis substantially induced current along the plasma column and therefore does not allow magnetic constrictions on the cord, possible execution reactor when foci FSL placed inside the containment area, but not isolated peak magnetic field, and the fuel is injected in the form of solid targets.

П р и м е р 2. Реактор с магнитной системой 2 формирования и удержания плазмы, выполненной "открытой" такой, что фокусная область ЗФС пространственно совпадает с максимумом магнитного поля, находящимся между областями удержания (магнитными ловушками), а устройства энергопреобразования помещены напротив открытых торцов магнитных ловушек, может быть выполнен с магнитным полем ловушек как "бейсбольной", так и "бутылочной" конфигурации (фиг.4). Example EXAMPLE 2 The reactor with the magnet system 2 and the formation of plasma confinement made "open" such that the focal region FSL spatially coincides with the maximum magnetic field is located between the retention areas (magnetic traps), and the energy transformation device placed opposite the open ends of magnetic traps can be formed with magnetic field traps as "baseball", or "bottle" configuration (Figure 4).

Выполнение реактора таким, что магнитная система 2 формирования и удержания плазмы открытая, когда фокусная область 8 находится в области с ненулевым, направленным внутрь области удержания (ловушки) градиентом магнитного поля, а со стороны "открытого" торца магнитной ловушки помещено расширяющееся сопло, магнитное поле которого тоже расширяется, интересно для применения устройства в качестве реактивного двигателя. Execution of the reactor so that the magnetic system 2 forming and plasma confinement open when the focal region 8 is in the field of non-zero, the inward containment region (traps) gradient magnetic field, and from the "open" end of the magnetic trap placed divergent nozzle, the magnetic field which also expands, it is interesting to use the device as a jet engine. Работа устройства ничем существенно не отличается от работы устройства на базе "двухсторонней" открытой магнитной ловушки. The operation does not significantly differ from that of devices based on "bilateral" open magnetic traps. Поток рабочего вещества может быть направлен как вдоль, так и поперек магнитного поля со стороны "закрытого" торца магнитной ловушки. The flow of the working medium can be directed both along and across the magnetic field from the "closed" end of the magnetic trap.

П р и м е р 3. Рассматривая замедляюще-фокусирующую структуру (ЗФС), характеризуемую прежде всего как среду с резко выделенной анизотропностью замедляющего вещества и внутренней поверхностной проводимостью для отселектированных структурой нейтронов с возможностью геометрической фокусировки потоков нейтронов в фокусных областях структуры, можно оценить скорость селекции нейтронов элементом структуры как EXAMPLE EXAMPLE 3. Considering the slowing-focusing structure (FAR), characterized primarily as a medium with a greatly retarding substance selected anisotropy and the inner surface conduction been accumulated for neutron structure with the possibility of geometric focus neutron flux in the focal regions of the structure, it is possible to estimate the speed selection neutron structure as the element
(dn/d τ out = K w ·K v ·K t · n/τ s , где n плотность тепловых нейтронов в среде; (dn / d τ out = K w · K v · K t · n / τ s, wherein n the density of thermal neutrons in a medium;
τ s , время между столкновениями нейтронов с веществом среды; τ s, the time between collisions of the neutrons with the substance of the medium;
τ s l s /V n , где l s длина пробега нейтронов в среде ЗФС, τ s l s / V n, where l s neutron path length in the medium FSL,
l s 1/(n s · σ s ), где n s плотность вещества замедлителя; l s 1 / (n s · σ s) , wherein n s moderator material density;
σ s сечение рассеяния нейтронов веществом; σ s neutron scattering cross section material;
V n скорость тепловых нейтронов; V n speed of thermal neutrons;
V n 2,2 ·10 5 см/с; V n 2,2 · May 10 cm / s;
К w эффективность захвата нейтронов по углам; K w neutron capture efficiency at the corners;
К w ω / 4 π где π 3,1416; K w ω / 4 π where π 3.1416;
ω- область (угловая) захвата нейтронов селектирующей структурой; ω- region (corner) of the selecting neutron capture structure;
К v объемная эффективность захвата нейтронов; K v the volumetric efficiency of neutron capture;
К v > l s · Φ s /h, где h межканальное расстояние в области селекции; K v> l s · Φ s / h, where h interchannel spacing in the field of breeding;
К t эффективность транспортировки нейтронов в каналах путем многократного отражения пологопадающих нейтронов их поверхностью. K t neutron transport efficiency in the channels by multiple reflection dipping neutron their surface.

Для линейных структур (структур с близколежащими линейными каналами селекции) For linear structures (structures with a nearly linear selection channels)
K w K w

Figure 00000001
Φ s /π, где Φ угол между направлением осей каналов селекции и направлением движения захваченного нейтрона; Φ s / π, where Φ angle between the axes of the channel selection and the direction of movement of the captured neutrons;
Φ < Φ s где Φ s угол полного отражения нейтронов поверхностью каналов. Φ <Φ s wherein Φ s the angle of total reflection of neutrons channel surface.

Для плоских структур (структур с близколежащими плоскостями и каналами селекции нейтронов между ними For flat structures (structures with closely spaced planes and neutrons selection channels therebetween
K w K w

Figure 00000002
Φ s /π, где Φ угол между направлением движения захваченного нейтрона и плоскостью элемента структуры: Φ s / π, where Φ angle between the direction of the captured motion of the neutron and the plane structure of the element:
Φ < Φ s , где Φ s угол полного отражения нейтронов поверхностью каналов. Φ <Φ s, wherein Φ s the angle of the total reflection surface of the neutron channels.

Для захваченных структурой нейтронов K t → 1. Отсюда (dn/dτ) out K w ·K v ·K t ·n ·V n /l s . For the captured neutrons of the structure K t → 1. Hence (dn / dτ) out K w · K v · K t · n · V n / l s.

В области селекции на длине каналов dx при поперечном сечении области селекции S суммарный поток составляет In the selection field on the channel length dx at the cross-sectional area S of selection is the total flux
(dN/dτ) out ( K w ·K v ·K t ·n ·V n /l s )·S ·dx. (dN / dτ) out (K w · K v · K t · n · V n / l s) · S · dx.

Можно записать это соотношение через плотность потока отселектированных элементом структуры нейтронов dn 2 : This ratio can be written through been accumulated neutron flux density structure element dn 2:
(dN/dτ) out S ·V n ·dn 2 . (dN / dτ) out S · V n · dn 2. Отсюда dn 2 n (K w ·K v ·K t /l s ) ·dx. Hence dn 2 n (K w · K v · K t / l s) · dx.

Введем τ full характерное время потери нейтронов элементом структуры: We introduce the characteristic time τ full neutron loss element structure:
τ full 1/(1 /τ out + 1/τ a + 1/τ n ) τ full 1 / (1 / τ out + 1 / τ a + 1 / τ n)
Характерное время селекции нейтронов элементами структуры можно оценить как The characteristic time of selection elements neutron structure can be estimated as
τ out τ s /(K w ·K v · K t ): где τ out ≈ 10 -2 c; τ out τ s / (K w · K v · K t): where τ out ≈ 10 -2 c;
τ s ≈ 10 -5 c. τ s ≈ 10 -5 c.

τ a время поглощения нейтронов веществом ЗФС: time τ a neutron absorption material FSL:
τ a l a /V n , где l a длина пробега нейтронов в среде ЗФС: τ a l a / V n, where l a neutron path length in the medium FSL:
l a 1/(n s · σ a ), где n s плотность вещества замедлителя; l a 1 / (n s · σ a) , wherein n s moderator material density;
σ a сечение поглощения нейтронов веществом. σ a neutron absorption cross section material.

τ n время жизни нейтронов; τ n lifetime of neutrons;
τ n 898,16 с. with τ n 898,16.

Максимальное число проходов нейтронами фокуса The maximum number of passes focus neutrons
N f τ fulla . N f τ full / τ a.

Введем для оценки характеристики структуры, число столкновений нейтронов с ядрами вещества до селекции N out . Introduce to estimate characteristics of the structure, the number of neutron collisions with nuclei of material to N out selection.

N out 1/(K w ·K v · K t ). N out 1 / (K w · K v · K t).

Определим К а коэффициент селекции нейтронов; To define a coefficient selection neutrons;
К а (dN/d τ) out /(dN/d τ) abs ; And K (dN / d τ) out / (dN / d τ) abs;
K a τ aout; K a τ a / τ out;
K as / σ a ) ·K w ·K t; K a (σ s / σ a ) · K w · K t;
K a N s · K w ·K t; K a N s · K w · K t;
K a Ns/N out ; K a Ns / N out;
(dN/d τ) abs скорость поглощения нейтронов веществом; (dN / d τ) abs neutron absorption rate of the substance;
N s количество (максимальное) столкновений нейтронов с веществом структуры: N s number (maximum) neutron collisions with the structure of the substance:
N ss / σ a ) N s (σ s / σ a )
Для характеристики ЗФС полезно ввести коэффициент эффективности вывода нейтронов структурой To characterize the FSL is useful to introduce the coefficient of efficiency of neutron output structure
K eff (dN/d τ) out (dN/dτ) full ; K eff (dN / d τ) out (dN / dτ) full;
K eff 1/(1+1/K a ·(1 +τ an )); K eff 1 / (1 + 1 / K a · (1 + τ a / τ n)) ;
(dN/dτ) full скорость вывода нейтронов веществом. (dN / dτ) full neutron output rate of the substance.

Видно, что в структурах, в которых К а >> 1, К еff → 1. It is evident that in the structures in which K a >> 1, K eff → 1.

По аналогии с диффузионной длиной L, характеризующей меру смещения тепловых нейтронов в процессе их диффузии, By analogy with the diffusion length L, which characterizes the extent of displacement of the thermal neutrons in the process of diffusion
L (D · τ a ) 1/2 (l s ·l a /3) 1/2 l s ·(N s /3) 1/2 можно ввести длину диффузии тепловых нейтронов в процессе их селекции L (D · τ a) 1/2 (l s · l a / 3) 1/2 l s · (N s / 3) 1/2 can introduce thermal neutron diffusion length during their breeding
L out (D· τ out ) 1/2 l s · (N out /3) 1/2 L ·(1/K a ) 1/2 . L out (D · τ out) 1/2 l s · (N out / 3) 1/2 L · (1 / K a) 1/2.

В эффективно действующей ЗФС L out < L. In an effective FSL L out <L.

Видно, что в структуре с ЗФС выход нейтронов, если они были термализованы в ее глубине, определяется уже не диффузным их выходом, а селективно-канальным их выводом. It is seen that in a structure with FSL neutron yield, if they have been thermalized in its depth is determined not diffuse their output, and selectively-channel their output. Более того, поскольку L out это длина диффузии нейтронов, но в структуре с ЗФС, и поскольку L out < L, то поток чисто диффузных нейтронов в сравнении с блоком такого же замедляющего вещества и тех же размеров с поверхности должен резко упасть. Moreover, since the length L out diffusion of neutrons, but with a structure FSL, and since L out <L, then the flow of neutrons purely diffuse as compared with the block of the same material and retarding the same size from the surface should sharply fall.

Считая для примера, что внутри постоянной по параметрам ЗФС нейтроны, имея плотность n o в максимуме, спадают линейно к границе, найдем плотность нейтронов в потоке, выходящем из структуры толщиной L o (с длиной канала селекции L o ) с каналами, перпендикулярными этой трубке селекции сечением S, Assuming for example that the inside constant by parameters FSL neutrons, having a density n o at the maximum, fall down linearly to the boundary, we find neutron density in the effluent from the structure of thickness L o (with the length of the channel selection L o) with channels perpendicular to this tube selection section S,
n 2 (n o /2) ·K w ·K v ·K t ·(L o /l s ) n 2 (n o / 2) · K w · K v · K t · (L o / l s)
Для сравнения поток диффузных нейтронов с той же поверхности при подобном распределении нейтронов в замедлителе составляет For comparison, diffuse stream of neutrons with the same surface with such a distribution of neutrons in the moderator is
n 1 2· n o ·(l s /L o ). n January 2 · n o · (l s / L o).

Отсюда here
n 2 /n 1 = (K w ·K v · K t /4)· (L o /l s )=(1/12) · (L o /L out ) 2 . n 2 / n 1 = (K w · K v · K t / 4) · (L o / l s ) = (1/12) · (L o / L out) 2.

Известны изотопы веществ, для которых величина N s велика и достигает значений N s ( 16 0) 1,9 ·10 4 ; Known isotopes of substances for which the value N s and reaches high values N s (0 16) 1.9 × 10 4; N s ( 15 N) 1,9· 10 5 ; N s (15 N) 1,9 · 10 May; N s ( 208 Pb) 1,9 ·10 5 ; N s (208 Pb) 1,9 · 10 May; N s ( 13 C) N s (13 C)
3 ·10 3 ; 3 × 10 3; N s ( 14 C)=5 ·10 6 , на основе, например, химических соединений которых возможно создание структур, эффективно использующих механизм селективного вывода тепловых нейтронов из глубины замедлителя при L o >> l s и при малых значениях L out . N s (14 C) = 5 × 10 6, based on, for example, chemical compounds which is possible to create structures, effectively using the mechanism of the selective output thermal neutron moderator depth of at L o >> l s and for small values of L out.

Поскольку поток выходящих из ЗФС нейтронов имеет малую угловую расходимость, то при формировании соответствующим образом структуры потоки можно сводить и интегрировать в некоторых выделенных областях, называемых фокусами структуры. Since the flow of neutrons emerging from FAR has a small angular divergence, at forming structure appropriately flows can be reduced and integrate in some selected areas, called foci structure. В простейших случаях шаровой и цилиндрической симметрий устройств эффективность усиления плотности в сходящихся потоках можно оценить как In the simplest cases, spherical and cylindrical symmetry devices amplification efficiency density in converging streams can be estimated as
n(r )= n(R in ) (R in /r) k n(R in ) ·(1/ Φ s ) k , где R in внутренний радиус (размер) ЗФС; n (r) = n (R in) (R in / r) k n (R in) · ( 1 / Φ s) k, wherein R in the inner radius (size) FSL;
k 1 для цилиндрических структур, k 1 for cylindrical structures,
k 2 для шаровых структур; k 2 for spherical structures;
Для фокусных районов To focus areas
n f n 2 ·(1/ Φ s ) 2 для точечного фокуса или n f n 2 · (1 / Φ s) 2 to a point focus or
n f n 2 ·(1/ Φ s ) для линейного фокуса. n f n 2 · (1 / Φ s) for a linear focus.

Поэтому плотность нейтронов в фокусной области при точечной области фокуса можно оценить как Therefore, the neutron density in the focus area when the focus point area can be assessed as
n f (3 ·n o /2) ·(l s /L out ) 2 ·(L o /l s ) ·(1/ Φ s ) 2 или при линейной фокусной области ЗФС n f (3 · n o / 2) · (l s / L out ) 2 · (L o / l s) · ( 1 / Φ s) 2 or the linear focus region FSL
n f (3 ·n o /2) ·(l s /L out ) 2 ·(L o /l s ) ·(1/ Φ s ). n f (3 · n o / 2) · (l s / L out ) 2 · (L o / l s) · ( 1 / Φ s).

Видно, что возможно увеличение плотности нейтронов в движущемся (сходящемся) потоке нейтронов в сравнении с плотностью нейтронов в теле замедлителя. It can be seen that the possible increase in neutron density in the moving (convergent) neutron flux versus neutron moderator density in the body.

Рассмотрим пример конкретного выполнения устройства. Consider the example of embodiment of the device. Пусть структура выполнения из 208 Pb. Let structure implementation 208 of Pb. Тогда σ s = 11,6 бн, σ a = 4,9 ·10 -4 бн, N s 2,4 ·10 4 , n s 3,3 ·10 22-3 , l s 2,6 см, L 240 см. Then σ s = 11,6 BN, σ a = 4,9 · 10 -4 BN, N s 2,4 · 10 4, n s 3,3 · 10 22 cm -3, l s 2,6 cm, L 240 cm.

Пусть при этом структуру характеризуют следующие величины: K t 1, h 0,1 см, Φ= 8', тогда в структуре K w 9,2 ·10 -4 , K v 0,1. Suppose that this structure is characterized by the following values: K t 1, h 0,1 cm, Φ = 8 ', while in the structure of K w 9,2 · 10 -4, K v 0,1. Поэтому в этом случае N out 1,4 ·10 4 , L out 170 см, К а 2, K eff 0,65. Therefore, in this case N out 1,4 · April 10, L out of 170 cm, and K 2, K eff 0,65.

В структуре с суперзеркальным покрытием каналов возможно Φ s = 1 о , поэтому N out 400, L out 30 см, K v 0,5, K w 5 ·10 -3 , К а 60, K eff = 0,98 (но в этом случае оценки сделаны без учета поглощения нейтронов покрытием). In the structure with channels superzerkalnym coating may Φ s = 1 on, so 400 N out, L out of 30 cm, K v 0,5, K w 5 x 10 -3, and 60 K, K eff = 0,98 (but this case the estimates made by ignoring the absorption of neutrons coating).

Размеры фокусной области при этом можно оценить как Dimensions focus region thus can be estimated as
r f R in ·Φ s r f R in · Φ s
При R in 50 см; When R in 50 cm; Φ s = 10' r f 0,15 см, а при R in 50 cм; Φ s = 10 'r f 0,15 cm, and when R in 50 cm; Φ s 1 о r f 0,9 см. Φ s about 1 r f 0,9 cm.

В этом случае плотность нейтронов в фокусе составляет n f 6 ·n o и n f 25 ·n o для цилиндрического фокуса и n f 2500 ·n o и n f 1400 ·n o для точечного фокуса соответственно для разных вариантов покрытий, т.е. In this case the neutron density at the focus 6 is n f · n o and 25 n f · n o for a cylindrical focus and n f · n o 2500 and 1400 n f · n o respectively for the point of focus for different variants coatings, ie . n f >> n o . n f >> n o.

При этом в варианте выполнения структуры с изменяющейся кривизной элементов реально плотность нейтронов в фокусе может быть еще выше, а размеры фокусной области еще меньше. In the embodiment with a changing curvature structure elements actual neutron density at the focus may be even higher, and the size of the focus area is even smaller.

При использовании предлагаемых способа и устройства достигается рост энергетической эффективности термоядерного синтеза за счет энергетически выгодного "внутреннего" прогрева топливной смеси при взаимодействии с тепловыми нейтронами, за счет термализации, возврата и полезного использования рожденных быстрых нейтронов, самообеспеченности процесса по используемым в способе и устройстве редким изотопам и повышения эффективности энергосъема. When using proposed method and device is achieved by growth in the energy efficiency of fusion due to energetically favorable "internal" warm-fuel mixture in the interaction with thermal neutrons due to thermalization, return and useful born fast neutrons, self-sufficiency process used in the method and apparatus of rare isotopes and improve the efficiency of energy extraction.

П р и м е р 4. Прежде всего необходимо обратить внимание на тот факт, что Т и 3 Не являются малораспространенными изотопами, поэтому цикл работы энергетического реактора должен быть каталитически замкнутым, т.е. EXAMPLE EXAMPLE 4. First of all attention should be paid to the fact that T 3 and are not less common isotope, so the cycle of the energy reactor should be catalytically closed, i.e. чтобы в цикле работы реактора их количество не уменьшалось. to a loop reactor their number is decreased. Проанализируем работу каталитически замкнутого термоядерного реактора, пользуясь при этом следующей моделью. Analyze work catalytically closed fusion reactor, taking advantage of the following model. Внутри реактора в области объемом V идут термоядерные реакции. Inside the reactor in volume V thermonuclear reaction going. Рождающиеся в реакторе нейтроны действием ЗФС возвращаются в фокус в некий объем V ф (они могут проходить этот объем несколько раз, всякий раз возвращаемые ЗФС обратно). Born neutrons in the reactor action FSL back focus in a volume V f (they can pass this amount several times, each time returned back FSL). Топливная смесь, включающая D,T, 3 He, 6 Li, проходит сквозь этот объем, взаимодействуя с нейтронами. A fuel mixture comprising D, T, 3 He, 6 Li, passes through the volume of interacting with neutrons. 3 Не, 6 Li разогревают всю смесь, рождают быстрые ядра трития. 3 He, Li 6 entire mixture is heated, give rise to rapid tritium nucleus. Нагретая плазма захватывается магнитным полем ловушки. Heated plasma trapped by the magnetic field traps. Считается, что в среднем каталитический разогрев идет только в части V к объема V ф . It is believed that the average catalyst is heating only a portion of the volume V to V f. Условие равенства выгорающих и рождающихся ядер Т в полном цикле с учетом их возврата на вход после съема выделившейся энергии при условии, что ядра Т рождаются как в области катализа V к , так и в объеме выгорания V. Conditions equality and burnable nuclei produced in a complete cycle T based on their return to the entrance after removal of the released energy, provided that the core T are produced both in the field of catalysis V k, and in the volume of burnout V.

Figure 00000003

Одновременно участвующий в процессе катализа 3 Не как выгорает, так и рождается вновь: At the same time involved in the process of catalysis 3 Not like burns, and is born again:
N N
Figure 00000004
Figure 00000005
N N 2 2 D D •<σ•v> DD •V•τ=N • <σ • v> DD • V • τ = N
Figure 00000006
N n •<σ•v> N n • <σ • v>
Figure 00000007
V•τ=N V • τ = N
Figure 00000008
. .

Поэтому плотность нейтронов, необходимая для самостабилизации 3 Не, Therefore, the density of neutrons necessary for the self-stabilization of 3 He,
N n N n

Figure 00000009
N D N D
Figure 00000010

Из этого условия можно найти соотношение между энерговыделением в основном объеме V и в объеме V к от заряженных частиц в плазму в каталитически связанных DD и 3 Не-n реакциях This condition can be found in the relation between the energy release of the main volume V and the volume V to the charged particles from the plasma in a catalytically related DD and 3He-n Reactions
W W
Figure 00000011
=W = W
Figure 00000012
W DD W DD
Figure 00000013
≈ W DD •0,3. ≈ W DD • 0,3.

Сопоставив условия самостабилизации 3 Не и Т, получим условие каталитической замкнутости цикла: Comparing the conditions of self-stabilization of 3 He and T, we obtain the condition of the catalytic cycle is closed:

Figure 00000014
1 + 1 +
Figure 00000015
1+A. 1 + A.

Здесь Here
A A

Figure 00000016
характеризует долю энерговыделения от 6 Li в фокусе ЗФС или с точки зрения энерговыделения It characterizes the share of energy from 6 Li to focus FSL or in terms of energy
W DT =W W DT = W
Figure 00000017
(1+A)≈3,82•W DD •(1+A). (1 + A) ≈3,82 • W DD • ( 1 + A).

Полное энерговыделение в области синтеза The total energy in the synthesis of
W= W DD +W DT ≈W W = W DD + W DT ≈W

Figure 00000018
1 + 1 +
Figure 00000019
(1+A) (1 + A)
Figure 00000020
, поэтому связь между энерговыделением в фокусе и области синтеза So the connection between the energy release in the focus and the synthesis of
Figure 00000021
Figure 00000022
Figure 00000023
где W ф W Li-n + W He-n - энерговыделение в фокусе реактора, W ф /W ≈ 0,129 при А 0. Относительное энерговыделение в фокусе реактора в замкнутом цикле значительно при его относительно малых размерах, может быть повышено увеличением доли 6 Li в смеси и может быть уменьшено при неполном выжигании ядер 3 Не, рожденных в цикле. where W f W n + Li-He-W n - focus the energy in the reactor, W p / W ≈ 0.129 A at 0. The relative focus the energy in the reactor in a closed circuit substantially at its relatively small size, can be increased by increasing the proportion of 6 Li in the mixture and it may be decreased by incomplete burning out of 3 He nuclei born in the cycle. В цикле, самостабилизированном по 3 Не и Т, существует избыточность по нейтронам. In cycle 3 is not self-stabilized and T, there is surplus of neutrons.

Найдем плотность нейтронов в фокусной области ЗФС. We find the neutron density in the focal area of ​​FSL. Воспользовавшись соотношениями, характеризующими ЗФС, эту плотность можно грубо оценить как Using the relations that characterize the FSL, can be roughly estimated that the density as
n out (0)= Ф n out (0) = F

Figure 00000024
где Ф n (1/c) выход нейтронов из области синтеза реактора: where F n (1 / c) neutron yield from the field of the synthesis reactor:
Ф n (1/2 ·n F n (1/2 · n 2 2 D D ·< σ ·V> DD + n D ·n T x x< σ ·V> DT )· V (3/2 + A)· n · <Σ · V> DD + n D · n T x x <σ · V> DT) · V (3/2 + A) · n 2 2 D D · < σ · V> DD ·V; · <Σ · V> DD · V;
K eff эффективность селекции нейтронов в ЗФС, примем K eff 0,98; K eff efficiency of neutron breeding in the FSL, take K eff 0,98;
K t потеря нейтронов при транспортировке в ЗФС, примем K t ≈1; K t neutron loss during transportation to FSL, take K t ≈1;
K n число проходов нейтронами фокуса 1≅ K n ≅К а , 2 ≅ К а ≅ 60. K n number of passes focus neutrons 1≅ K n ≅K a, and 2 ≅ K ≅ 60.

Примем К n 30 (определяется захватом нейтронов в фокусе), Assume n K 30 (determined by neutron capture in focus),
V n 2,2 ·10 5 см/с скорость тепловых нейтронов, V n 2,2 · 10 5 cm / s velocity of thermal neutrons,
r ф радиус фокусной области, примем его равным 1 см. r the radius of the focal area p, take it to 1 cm.

n out (0)=(3/2+A)•n n out (0) = (3/2 + A) • n 2 2 D D •<σ•v> DD •V • <σ • v> DD • V

Figure 00000025

Поскольку в случае магнитного удержания n D ≅ 10 15-3 и < σ ·V> DD ≈10 -17 при Т i ≈10 5 эВ, то при А 0 и V ≈ 4 ·10 6 см 3 получим n out (0) ≈ 10 16 см -3 . Since in the case of magnetic confinement n D ≅ October 15 cm -3 and <σ · V> DD ≈10 -17 for T i ≈10 5 eV, then for A and 0 V ≈ 4 × 10 6 cm 3, we obtain n out (0 ) ≈ 10 16 cm -3.

Найдем также плотность 3 Не в струе газа, инжектируемого в фокус, Let us find the density of 3 He in the gas stream injected into focus,
n n

Figure 00000026
Figure 00000027
считая, что V ф /V к 1. Получим n 3He ≈3· 10 17 см -3 для случая < σ ·V > He-n ≈ 1,2 ·10 -15 см -3/ с, что эквивалентно давлению газа в струе Р 3Не (атм) 3,7 ·10 -20 n 3He (см -3 ) ≈ 0,01 атм. assuming that V p / V 1 to obtain n 3He ≈3 · 10 17 cm -3 in the case of <σ · V> He-n ≈ 1,2 · 10 -15 cm 3 / s, which is equivalent to the gas pressure in 3He jet P (atm) 3.7 · 10 -20 n 3He (cm -3) ≈ 0,01 atm.

Для рассмотренного случая WW DD х х[(2,4 +A)/(1+A)] 1,602 ·10 -19 2,43 ·10 6 (10 15 ) 2 ·10 -17 2,4 4 · 10 6 ≈ 37,3 10 6 ; For the case considered WW DD x x [(2,4 + A) / (1 + A)] 1,602 · 10 -19 2.43 · 10 6 (10 15) 2 · 10 4 -17 2.4 × 10 6 ≈ 37,3 June 10; W 37,3 ·10 6 Вт; W 37,3 · June 10 W; W ф 2,9 ·10 6 Вт. F W 2.9 × 10 6 watts.

Считая, что вся энергия, выделяемая в фокусе, идет на нагрев газовой струи, найдем температуру полученной плазмы Assuming that all of the energy released at the focus, is to heat the gas stream, temperature of the resulting plasma find
Т пл mp

Figure 00000028
W ф /(1,602· 10 -19 ·n 3He ·r W f / (1.602 · 10 -19 · n 3He · r 2 2 ф f ·V г ) · V d)
Figure 00000029
16 ·10 4 эВ, при этом считая, что V r 16 10 4 eV, while assuming that V r
Figure 00000030
10 3 см/с и струя состоит только из 3 Не. March 10 cm / sec and the jet consists of 3 He. Для поперечной инжекционной струи (поперек магнитного поля) в области магнитной перетяжки, когда холодный газ проходит мимо, или при вводе вещества в виде твердых мишеней при импульсном режиме работы реактора (смотри далее) температуру инжектируемой плазмы можно увеличить. For jet injection transverse (perpendicular to the magnetic field) in the magnetic field of the constriction, when the cold gas passes, or when entering a substance in the form of solid targets pulsed with the reactor operation mode (see below) can be injected to increase the temperature of the plasma. Кроме того, в пусковом режиме необходимо резко увеличить плотность нейтронов в фокусе, что можно сделать, используя каталитически не стабилизированный режим с n D ≈ n Т. In addition, the start-up mode, you dramatically increase the density of neutrons in focus, what can be done using catalytically not stabilized mode n D ≈ n T.
П р и м е р 5. Каталитический разогрев топливной термоядерной смеси возможен не только в устройствах, работающих в стационарном режиме, но и в устройствах, которые работают в импульсном режиме. EXAMPLE EXAMPLE 5 Catalytic heating thermonuclear fuel mixture is possible not only in devices operating in a steady state, but also in devices that operate in a pulsed mode. Пусть имеем каталитический реактор, в котором ЗФС выполнена в виде полого шара с нейтронным фокусом в ее геометрическом центре. Suppose we have a catalytic reactor in which the FAR is designed as a hollow sphere with a neutron focus at its geometric center. Пусть твердые шаровые мишени, содержащие 3 Не, 6 Li, D, T, с помощью стреляющего устройства периодически вбрасываются в область нейтронного фокуса. Let the spherical solid target comprising 3 He, 6 Li, D, T, via the firing device are thrown periodically to neutron focus. Тогда, если в момент когда мишень находится в фокусе структуры, ЗФС сформировала поток сходящихся к центру, движущихся с тепловыми скоростями (V n 2,2 ·10 5 см/сек) нейтронов, то при попадании этого потока на мишень в приповерхностном слое начинается интенсивное энерговыделение в результате протекания ( 3 Не, n) и (или) ( 6 Li,n) ядерных реакций. Then, if at the moment when the target is in focus structure formed FSL flow converging to the center, moving at thermal speed (V n 2,2 · May 10 cm / sec) of neutrons at the contact of this flow on a target in the surface layer begins intensive energy released as a result of flow (3He, n) and (or) (6 Li, n) nuclear reaction. Сделаем оценки процесса выгорания мишени. We make the evaluation target burnout process. Длину взаимодействия нейтронов с веществом можно представить как l n 1/n ·σ. The length of the interaction of neutrons with the substance can be represented as l n 1 / n · σ. Для случая холодной мишени, содержащей ядра 3 Не, 6 Li, находящиеся в фокусе структуры, и на которую с тепловой скоростью набегает плотный фронт тепловых нейтронов, поскольку σ= 5,4 ·10 -21 см 2 и nn He ≈10 22 см -3 , получим l n 2 ·10 -2 см. При этом только за счет энерговыделения от нейтронных реакций температура плазмы в приповерхностной области может достичь величины For the case of cold target containing core 3 He, 6 Li, are in focus structure, and on which a thermal velocity impinges front dense thermal neutrons as σ = 5,4 · 10 -21 cm 2 and nn He ≈10 22 cm - 3, we obtain l n 2 × 10 -2 cm. However, only due to the energy of the neutron reaction temperature of the plasma in the surface area can reach values of
Figure 00000031

Здесь считаем, что Q n 0,78 МэВ, n 3He /(n 3He + n P + n T + n ocн ) 1/4, n Here, we assume that Q n 0,78 MeV, n 3He / (n 3He + n P + n T + n ocn) 1/4, n
Figure 00000032
/n / n
Figure 00000033
1 на поверхности; 1 on the surface;
n n
Figure 00000034
плотность 3 Не в мишени; density of the 3He in the target;
n D плотность D в мишени; n D density D in the target;
n T плотность Т в мишени; n T T in the target density;
n осн плотность базового вещества, в котором содержатся 3 Не, Т, D; n est density of the base material, containing 3 He, T, D;
n n
Figure 00000035
плотность нейтронов на фронте. neutron density at the front.

Если поверхность мишени состоит из дейтерида лития, насыщенного тритием, то Т пл 0,2 МэВ при n If the target surface consists of lithium deuteride, tritiated, the Tm of 0.2 MeV at n

Figure 00000036
/ n / n
Figure 00000037
≈ 0,1. ≈ 0,1.

Скорость набегающего потока нейтронов существенно меньше скоростей горячих ионов выгорающей приповерхностной плазмы, можно считать, что сквозь неподвижный фронт нейтронов плотностью n Velocity of the incident neutron flux substantially smaller velocity hot burnable surface plasma ions may be considered that a stationary front through neutron density n

Figure 00000038
наружу протекает горячая плазма, содержащая 3 Не ( 6 Li). It flows out hot plasma containing 3 He (6 Li). Длина выгорания быстрых 3 Не в нейтронном фронте l n 50 см. Степень выгорания на расстоянии Δr= 1 см Length of burn fast 3He neutron in front l n 50 cm. Degree burn at a distance Δr = 1 cm
Figure 00000039
0,02 достаточно высока, важно, что при этом рождается поток горячих ядер трития (W T 0,19 МэВ). 0.02 is high enough, it is important that this flow of hot born tritium nuclei (W T 0,19 MeV). Кроме того, в приповерхностном слое горячей плазмы протекают (D,D) и (D,T) термоядерные реакции. Furthermore, in the surface layer of the hot plasma flow (D, D) and (D, T) fusion reaction. Плазменное давление в приповерхностном слое получим, приняв Т ф 10 5 эВ, n ф 10 22 см -3 , равным Р пл 1,58· 10 -18 · n ф · Т ф = 10 9 атм. Plasma pressure receive surface layer, taking T ^ 10 to 5 eV, n f 10 22 cm -3, equal to 1.58 · F mp 10 -18 · n · f T = f September 10 atm.

Должен появиться скачок уплотнения на поверхности мишени n >> n o 10 22 см -3 . Shock wave should appear on the target surface n >> n o 10 22 cm -3. Плотность рождающихся в области горения быстрых нейтронов оценим как n (1/2 n Density produced in the combustion of fast neutrons estimated as n Nb (1/2 n 2 2 D D · < σ ·V> DD + n D · n T < σ · V> DT ) · l n /V i при V i 10 3 см/с, < σ ·V> ≈10 -15 см 3 /с, l n ≈ 10 -2 см; · <Σ · V> DD + n D · n T <σ · V> DT) · l n / V i with V i March 10 cm / s, <σ · V> ≈10 -15 cm 3 / s, l n ≈ 10 cm -2; n 10 19 см -3 при n D n T 10 22 см -3 ; n Nb October 19 cm -3 at n D n T 10 22 cm -3; n n Nb
10 21 см -3 при n D n T 10 23-3 . October 21 cm -3 at n D n T October 23 cm -3. Нейтронное поле этой плотности, двигаясь со скоростью V n 10 8 см/с, за время τ ≈10 -10 с проникает во все тело мишени, и начинается ее интенсивное разогревание в ходе ( 3 Не,n) реакций и быстрыми ядрами трития. This density neutron field moving at a velocity V n 10 8 cm / s, a time τ ≈10 -10 to penetrate all of the target body, and begins its warming during intensive (3He, n) reactions and rapid tritium nuclei. Начинается ее взрывное выгорание. It begins its explosive burnout. В процессе реакций горения в объеме мишени выполняются следующие основные кинетические уравнения (без учета высокотемпературных каналов выгорания изотопов Т и 3 Не): In the process of burning reactions are performed in the target volume following basic kinetic equation (excluding channels of high burnup and isotopic T 3 He):

Figure 00000040
Figure 00000041
Figure 00000042

Важно, что dn It is important that dn
Figure 00000043
+ dn T (n + Dn T (n 2 2 D D ·<σ·V> DD n D ·n T ·< σ·V> DT ) ·d τ · <Σ · V> DD n D · n T · <σ · V> DT) · d τ
Условие каталитической замкнутости процесса требует, чтобы dn Conditions of the catalytic process requires isolation to dn
Figure 00000044
/ dτ 0; / Dτ 0; dn T /d τ 0. Это означает, что n D ·< σ ·V> DD n T ·< σ · V> DT . dn T / d τ 0. This means that n D · <σ · V> DD n T · <σ · V> DT. Возможен режим работы (n D ·< σ ·V> DD ) > (n T ·< σ ·V> DT ) с наработкой Т и 3 Не в реакторе. Possible mode (n D · <σ · V > DD)> (n T · <σ · V> DT) with operating time T 3 and not in the reactor. Соотношение прежде всего отражает тот факт, что основной канал рождения 3 Не и Т это DD-реакции, хотя Т может и рождаться и вымирать и в других процессах (см.таблицу), которые в более полном анализе должны учитываться в уравнениях процесса. The ratio primarily reflects the fact that the main channel of the birth of 3 He and DD-T is a reaction, although T may be born and to die, and in other processes (see table), which are more thorough analysis should be considered in the process equations. Насыщенность мишени тритием желательна только в приповерхностном слое. Saturation tritium target is desired only in the surface layer. Время выгорания мишени можно оценить как burning time target can be estimated as
Figure 00000045
r o /V r o / V
Figure 00000046
10 -9 c, но наличие скачка давления в области нейтронного фронта в результате протекающих там ( 3 Не, n) реакций может увеличить общее время выгорания мишени. 10 -9 c, but the presence of the pressure drop in the front as a result of neutron occurring there (3He, n) reactions may increase the total burn time target. Если все же τ i If, however, τ i
Figure 00000047
10 -9 с, то эту эффективность можно оценить как k D 10 -9 c, this efficiency can be estimated as k D
Figure 00000048
n D •<σ•v> DD •τ i =10 -3 при n D 10 23 см -3 , <σ•v> DD n D • <σ • v> DD • τ i = 10 -3 with n D 10 23 cm -3, <σ • v> DD
Figure 00000049
10 -15 см -3 /c. 10 -15 cm -3 / c. Плотность потока быстрых нейтронов из области выгорания n nm ≈ 3/2n The fast neutron flux density of the region burnup n nm ≈ 3 / 2n 2 2 D D · < σ · V> DD· τ i ≈ 10 21-3 . · <Σ · V> DD · τ i ≈ October 21 cm -3.

Рожденные в процессе выгорания быстрые нейтроны входят в шаровую ЗФС со скоростью V n 10 9 см/с, за время τ≈ τ i ≈ 10 -5 с замедляются до тепловых скоростей, отдавая свою энергию структуре. Born during burn fast neutrons enter the ball FSL at a speed V n 10 9 cm / s, during τ≈ τ i ≈ 10 -5 s slowed to thermal velocities, giving its energy to the structure. Затем ЗФС возвращает тепловые нейтроны обратно в область нейтронного фокуса. Then FSL returns thermal neutrons back to neutron focus. При этом нейтроны, возвращаясь из области замедления, с радиуса RR in + L при R 2 · 10 2 см достигают фокуса структуры за время τ R n /V n ≈ 10 -3 с. Thus neutrons returning from the deceleration region with radius RR in + L when R 2 × 10 2 cm attain focus structure in a time τ R n / V n ≈ 10 -3 s. (R in внутренний радиус ЗФС; L s длина замедления нейтронов). (R in the inner radius FSL; L s neutron slowing down length). Плотность нейтронов на фронте сходящегося потока The neutron density at the front of the convergent flow
n n =n nm •(r o /r) n n = n nm • (r o / r)

Figure 00000050
/2π. / 2π.

Если n nm ≈10 21-3 ; If n nm ≈10 21 cm -3; r o /r ≈ 1; r o / r ≈ 1;

Figure 00000051
Figure 00000052
≈ 10 4 ;10 April;
Δ Ω / 2 π ≈ 10 -3 , то n n ≈ 10 22 см -3 . Δ Ω / 2 π ≈ 10 -3, then n n ≈ 10 22 cm -3.

Повторяются начальные условия. Repeated the initial conditions. Процесс выгорания повторится, если до схлопывания нейтронного фронта в фокусе поместить туда новую мишень. The process of burning continues, if prior to the collapse of a neutron in front focus placed to a new target. График временной зависимости плотности рожденных быстрых нейтронов и возвращаемых медленных нейтронов представлен на фиг. Schedule time dependence of the density of fast neutrons born and returned slow neutrons is shown in FIG. 6. При этом с целью самоцентрирования выгорающей мишени в процессе горения нейтроны могут сводиться не в фокус, а на некоторую шаровую поверхность вокруг него, примерное распределение плотности нейтронов в фокусе в этом случае представлено на фиг. 6. In this case, for the purpose burnable target self-centering in the combustion process neutrons can not be reduced in the focus, onto a spherical surface around it, approximate distribution of neutron density at the focus in this case is shown in FIG. 7.Возможен вариант работы реактора, когда отражающие поверхности ЗФС выполнены с использованием ферромагнитного вещества, а внешнее магнитное поле периодическое и импульсное. 7.Vozmozhen embodiment of the reactor, when the reflecting surfaces FSL implemented using a ferromagnetic substance, and the external magnetic field and a periodic pulse. При этом мишени из топливной смеси вводят в устройство с тем же периодом, а плотность нейтронов на фронте сходящегося потока в случае, если период изменения поля меньше времени вымирания нейтронов в ЗФС Т << τ full , может достигать величин In this case the target of the fuel mixture is introduced into the device with the same period and the density of neutrons by convergent flow front if the period of variation of the field is less than the time of extinction of neutrons in FSL T << τ full, can reach values
n n n n

Figure 00000053
(n nm •(r o /r) (n nm • (r o / r)
Figure 00000054
2π)•τ full /T, где Т период изменения магнитного поля. 2π) • τ full / T, where T is the period of variation of the magnetic field.

Claims (9)

1. Способ управляемого термоядерного синтеза, включающий подготовку, ввод и нагрев топливной смеси, содержащей дейтерий и тритий, до температур ядерного взаимодействия, удержание плазмы и преобразование энергии, отличающийся тем, что в исходную топливную смесь добавляют вещества, взаимодействующие с нейтронами с положительным энерговыделением и образующие тритий в результате реакций синтеза, при этом термализуют образующиеся в реакциях термоядерного синтеза нейтроны и фокусируют их в фокусной области на топливной смеси при нагреве, а 1. A method for controlled thermonuclear fusion, comprising preparation is introduced and the heating of fuel mixture containing deuterium and tritium, nuclear interaction to temperature plasma confinement and energy conversion, characterized in that the starting fuel mixture are added substances that interact with neutrons with energy release and positive forming the resulting tritium fusion reactions, with ther- malize formed in reactions fusion neutrons and focus them at a focal region in the fuel mixture during heating, and после удержания горячей термоядерной плазмы и преобразования выделившейся энергии выделяют ядра трития и гелия-3 из продуктов реакций в плазме и вводят их в исходную топливную смесь. retention after hot fusion plasma and conversion of the released energy recovered tritium nuclei and helium-3 from the reaction products in plasma and introduce them into the original fuel mixture.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что температура в плазме выдерживается такой, что выполняется следующее соотношение между параметрами, характеризующими плазму: 2. A method according to claim 1, characterized in that the plasma temperature is maintained such that the following relation between the parameters characterizing the plasma:
n D •<σ•v> DD ≥n T •<σ•v> DT , n D • <σ • v> DD ≥n T • <σ • v> DT,
где n D - плотность дейтерия в плазме; where n D - density deuterium plasma;
n т - плотность трития в плазме; n T - tritium density in the plasma;
<σ•v> DD - усредненное произведение сечения взаимодействия и скорости движения ионов в DD-реакциях в плазме; <σ • v> DD - the average product of the interaction cross section and the ion velocity in the DD-reactions in the plasma;
<σ•v> DT - усредненное произведение сечения взаимодействия и скорости движения ионов в DT-реакциях в плазме. <σ • v> DT - the average product of the interaction cross section and the speed of motion of the ions in the DT-reactions in plasma.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что топливную смесь выполняют и вводят в виде твердых мишеней, при этом нейтроны фокусируют в фокусной области на расстоянии от ее центра так, что распределение плотности нейтронов в фокусной области имеет минимум в центре, а ближайшие максимумы лежат на расстоянии, большем размера мишеней. 3. A method according to claim 1, characterized in that the fuel mixture is performed and administered in solid targets, the neutrons focused into a focal area at a distance from its center so that the distribution of neutron density in the focal region has a minimum at the center and the next maxima lie at a distance greater than the target size.
4. Реактор управляемого термоядерного синтеза, содержащий рабочую камеру, включающую узел формирования и удержания плазмы и область удержания плазмы, узел подготовки и узел ввода топливной смеси, устройство энергосъема-энергопреобразования и устройство сепарации продуктов реакций, отличающийся тем, что узел формирования плазмы снабжен устройством термализации и формирования направленного потока нейтронов с фокусной областью, при этом узел ввода топливной смеси ориентирован в фокусную область потока устройства термализации и формир 4. controlled thermonuclear fusion reactor comprising a process chamber, comprising the formation and confinement of plasma and the region of the plasma confinement assembly, preparation and assembly of the fuel mixture entering the node, apparatus and energy output-energy transformation device separation of reaction products, wherein the plasma generating unit is provided with a device thermalization and shaping the neutron flux directed from the focus area, the fuel mixture introduction assembly is oriented in a focal region and thermalization stream forming unit вания направленного потока нейтронов, причем узел сепарации продуктов реакций соединен с узлом подготовки топливной смеси. Bani directional neutron flux, wherein the reaction products separation assembly is connected to the node preparing the fuel mixture.
5. Реактор по п.4, отличающийся тем, что устройство энергосъема-энергопреобразования содержит контур теплоносителя с каналами контура теплоносителя, который соединен с рабочей камерой и узлом сепарации продуктов реакций. 5. Reactor according to claim 4, characterized in that the device comprises energy transformation output energy-coolant circuit with coolant channels circuit which is connected to the working chamber and the node separation of the reaction products.
6. Реактор по п.5, отличающийся тем, что каналы контура теплоносителя на входе в рабочую камеру реактора имеют тангенциальный наклон относительно области удержания плазмы. 6. Reactor according to claim 5, characterized in that channels the coolant circuit at the inlet into the working chamber of the reactor are inclined relative to the tangential field plasma confinement.
7. Реактор по п.4, отличающийся тем, что узел формирования и удержания плазмы выполнен в виде магнитной ловушки. 7. Reactor according to claim 4, characterized in that the forming assembly and the plasma confinement is in the form of a magnetic trap.
8. Реактор по п.7, отличающийся тем, что узел формирования и удержания плазмы выполнен в виде открытой магнитной ловушки, часть которой имеет форму магнитного сопла, соединенного с устройством энергосъема-энергопреобразования. 8. Reactor according to claim 7, characterized in that the plasma formation and retention unit is made as an open magnetic trap, a portion of which is in the form of a magnetic nozzle coupled to the device output energy-energy transformation.
9. Реактор по п. 7, отличающийся тем, что магнитная ловушка содержит магнитные катушки, которые соединены с устройством энергосъема-энергопреобразования. 9. Reactor according to claim. 7, characterized in that the magnetic trap comprises magnetic coils, which are connected to the device output energy-energy transformation.
RU92002692A 1992-10-29 1992-10-29 Controlled thermonuclear fusion process and controlled thermonuclear reactor implementing it RU2056649C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU92002692A RU2056649C1 (en) 1992-10-29 1992-10-29 Controlled thermonuclear fusion process and controlled thermonuclear reactor implementing it

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU92002692A RU2056649C1 (en) 1992-10-29 1992-10-29 Controlled thermonuclear fusion process and controlled thermonuclear reactor implementing it

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU92002692A RU92002692A (en) 1995-01-27
RU2056649C1 true RU2056649C1 (en) 1996-03-20

Family

ID=20131204

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU92002692A RU2056649C1 (en) 1992-10-29 1992-10-29 Controlled thermonuclear fusion process and controlled thermonuclear reactor implementing it

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2056649C1 (en)

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2000010173A1 (en) * 1998-08-13 2000-02-24 Otkrytoe Aktsionernoe Obschestvo Nauchno-Issledovatelsky Institut Stali Method for carrying out a fission nuclear chain reaction on resonance neutrons
EA007870B1 (en) * 2001-03-19 2007-02-27 Дзе Риджентс Оф Дзе Юниверсити Оф Калифорния A system of converting fusion product energies
US7439678B2 (en) 2001-02-01 2008-10-21 The Regents Of The University Of California Magnetic and electrostatic confinement of plasma with tuning of electrostatic field
US8031824B2 (en) 2005-03-07 2011-10-04 Regents Of The University Of California Inductive plasma source for plasma electric generation system
WO2014104945A2 (en) * 2012-12-25 2014-07-03 Petrov Georgy Nikolaevich Neutron doping method and device
US9123512B2 (en) 2005-03-07 2015-09-01 The Regents Of The Unviersity Of California RF current drive for plasma electric generation system
US9607719B2 (en) 2005-03-07 2017-03-28 The Regents Of The University Of California Vacuum chamber for plasma electric generation system
US9997261B2 (en) 2011-11-14 2018-06-12 The Regents Of The University Of California Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
US10049774B2 (en) 2013-09-24 2018-08-14 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
WO2019028167A1 (en) * 2017-08-01 2019-02-07 Nex-Gen Solar Technologies, LLC Light-nuclei element synthesis
US10217532B2 (en) 2014-10-13 2019-02-26 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for merging and compressing compact tori

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика, т.1. М.: Энергоатомиздат, 1983, с.593. 2. Патент США N 3016342, кл. G 21B 1/00, 1962. 3. Патент США N 3708391, кл. G 21B 1/00, 1973. *

Cited By (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2000010173A1 (en) * 1998-08-13 2000-02-24 Otkrytoe Aktsionernoe Obschestvo Nauchno-Issledovatelsky Institut Stali Method for carrying out a fission nuclear chain reaction on resonance neutrons
US8461762B2 (en) 2001-02-01 2013-06-11 The Regents Of The University Of California Apparatus for magnetic and electrostatic confinement of plasma
US9386676B2 (en) 2001-02-01 2016-07-05 The Regents Of The University Of California Apparatus for magnetic and electrostatic confinement of plasma
US7439678B2 (en) 2001-02-01 2008-10-21 The Regents Of The University Of California Magnetic and electrostatic confinement of plasma with tuning of electrostatic field
US9370086B2 (en) 2001-02-01 2016-06-14 The Regents Of The University Of California Formation of a field reversed configuration for magnetic and electrostatic confinement of plasma
US7477718B2 (en) 2001-02-01 2009-01-13 The Regents Of The University Of California Formation of a field reversed configuration for magnetic and electrostatic confinement of plasma
US9265137B2 (en) 2001-02-01 2016-02-16 The Regents Of The University Of California Formation of a field reversed configuration for magnetic and electrostatic confinement of plasma
US9672943B2 (en) 2001-02-01 2017-06-06 The Regents Of The University Of California Apparatus for magnetic and electrostatic confinement of plasma
US10217531B2 (en) 2001-02-01 2019-02-26 The Regents Of The University Of California Formation of a field reversed configuration for magnetic and electrostatic confinement of plasma
EA007870B1 (en) * 2001-03-19 2007-02-27 Дзе Риджентс Оф Дзе Юниверсити Оф Калифорния A system of converting fusion product energies
US7719199B2 (en) 2001-03-19 2010-05-18 The Regents Of The University Of California Controlled fusion in a field reversed configuration and direct energy conversion
US7459654B2 (en) 2001-03-19 2008-12-02 The Regents Of The University Of California Controlled fusion in a field reversed configuration and direct energy conversion
US7391160B2 (en) 2001-03-19 2008-06-24 Regents Of The University Of California Controlled fusion in a field reversed configuration and direct energy conversion
US9607719B2 (en) 2005-03-07 2017-03-28 The Regents Of The University Of California Vacuum chamber for plasma electric generation system
US8031824B2 (en) 2005-03-07 2011-10-04 Regents Of The University Of California Inductive plasma source for plasma electric generation system
US9564248B2 (en) 2005-03-07 2017-02-07 The Regents Of The University Of California Inductive plasma source and plasma containment
US9123512B2 (en) 2005-03-07 2015-09-01 The Regents Of The Unviersity Of California RF current drive for plasma electric generation system
US9997261B2 (en) 2011-11-14 2018-06-12 The Regents Of The University Of California Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
WO2014104945A3 (en) * 2012-12-25 2014-08-07 Petrov Georgy Nikolaevich Neutron doping method and device
WO2014104945A2 (en) * 2012-12-25 2014-07-03 Petrov Georgy Nikolaevich Neutron doping method and device
US10049774B2 (en) 2013-09-24 2018-08-14 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
US10217532B2 (en) 2014-10-13 2019-02-26 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for merging and compressing compact tori
WO2019028167A1 (en) * 2017-08-01 2019-02-07 Nex-Gen Solar Technologies, LLC Light-nuclei element synthesis

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Perkins et al. Shock ignition: A new approach to high gain inertial confinement fusion on the national ignition facility
AU2007202901B2 (en) Magnetic and electrostatic confinement of plasma in a field reversed configuration
CN104900276B (en) Nuclear fission reactor
CN101589439B (en) Nuclear reactor can be controlled long-term operation
US5041760A (en) Method and apparatus for generating and utilizing a compound plasma configuration
US4314879A (en) Production of field-reversed mirror plasma with a coaxial plasma gun
Wesson The science of JET
Rostoker et al. Colliding beam fusion reactor
AU2007203057B2 (en) Controlled fusion in a field reversed configuration and direct energy conversion
Merzhanov et al. Physics of reaction waves
Craxton et al. Direct-drive inertial confinement fusion: A review
CN104766635B (en) Nuclear fission reactor systems
US3071525A (en) Method and apparatus for producing thermonuclear reactions
US3664921A (en) Proton e-layer astron for producing controlled fusion reactions
US4347621A (en) Trochoidal nuclear fusion reactor
Nakai et al. Principles of inertial confinement fusion-physics of implosion and the concept of inertial fusion energy
KR20100103457A (en) Control of a laser inertial confinement fusion-fission power plant
EP0242398B1 (en) Method and apparatus for controlling charged particles
Steinhauer FRC 2001: a white paper on FRC development in the next five years
Spalding Cusp containment and thermonuclear reactors
Tahir et al. Numerical simulation and theoretical analysis of implosion, ignition and burn of heavy-ion-beam reactor-size ICF targets
Hartman et al. New type of collective accelerator
US9564248B2 (en) Inductive plasma source and plasma containment
US4894199A (en) Beam fusion device and method
US6628740B2 (en) Controlled fusion in a field reversed configuration and direct energy conversion

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20101030