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
plasma
fuel mixture
neutrons
energy
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
    • Y02E30/10Nuclear fusion 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. The invention relates to nuclear physics, in particular to the physics of 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. 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. 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. Образуемые в процессе вторичные нейтроны также взаимодействуют с ядрами лития (Li) и образованными в термоядерных реакциях вторичными нейтронно-взаимодействующими ядрами гелия-3 (3Не). В результате образуются быстрые ядра, в том числе ядра трития, участвующие в основных реакциях. Для концентрирования быстрые первичные нейтроны отражают от экрана, внешнего для области протекания реакций, и возвращают в нее. Удержание плазмы осуществляют, используя внешнее устройство взрывного типа. 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.A known method of thermonuclear fusion using deuterium (D) and tritium (T) as fuel, including the preparation, heating, and subsequent confinement of heated thermonuclear plasma, is implemented in an explosive device (in a thermonuclear bomb) containing a fuel mixture comprising deuterium (D) , tritium (T), fission-based neutron source, neutron-reflecting structure and explosive-type plasma confinement device [1] The initial fuel mixture contains lithium deuteride. In this method, fast primary neutrons that are formed in fission reactions of heavy nuclei are concentrated to interact with lithium nuclei contained in the initial mixture, and the mixture is heated in the course of ongoing exothermic reactions. The resulting fast tritium nuclei interact with deuterium and tritium in the initial mixture and heat it up to the temperatures of nuclear interaction in the substance of the fuel mixture, after which pure thermonuclear deuterium-deuterium (D + D) and deuterium-tritium (D + T) reactions begin in the device. Secondary neutrons formed in the process also interact with lithium (Li) nuclei and secondary neutron-interacting helium-3 ( 3 He) nuclei formed in thermonuclear reactions. As a result, fast nuclei are formed, including tritium nuclei involved in the main reactions. For concentration, fast primary neutrons are reflected from the screen, which is external to the reaction region, and returned to it. The plasma confinement is carried out using an external explosive device. The retention time is characterized by the duration of the explosion, and with increasing retention time and neutron density in the heating region of the mixture, the fuel burnup efficiency and the energy efficiency of the device increase.

Данный способ термоядерного синтеза легких ядер с использованием быстрых нейтронов не стационарен и принципиально не управляем. This method of thermonuclear fusion of light nuclei using fast neutrons is not stationary and fundamentally not controlled.

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 Тi ≥ 10 КэВ внешними устройствами, включая нагрев нестационарным магнитным полем, затем удерживают плазму действием магнитного поля и преобразуют выделившуюся энергию.A known method of controlled thermonuclear fusion, adopted as a prototype [2] Its essence lies in the fact that the prepared fuel mixture, including deuterium (D) and tritium (T), is introduced into the heating region and heated to the temperature of nuclear interaction in the plasma T i ≥ 10 KeV external devices, including heating by a non-stationary magnetic field, then hold the plasma by the action of a magnetic field and transform the released energy.

Этот способ управляемого термоядерного синтеза энергетически неэффективен прежде всего на стадии нагрева топлива. Способ может быть реализован в единичных и крайне дорогих установках, поскольку энергетическая эффективность способа зависит от размеров области удержания и общей мощности устройства. This method of controlled thermonuclear fusion is energetically inefficient primarily at the stage of fuel heating. The method can be implemented in single and extremely expensive installations, since the energy efficiency of the method depends on the size of the retention area and the total power of the device.

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 implementing this method [3] It contains a working chamber with a node for the formation and confinement of plasma and a plasma confinement region, a preparation unit and an inlet for the fuel mixture, a device for separating reaction products and a device for energy-energy conversion.

Недостаток этого реактора заключается в его энергетической неэффективности, что связано с его конструктивными особенностями. 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. 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. The disadvantage of this reactor is its energy inefficiency, which is associated with its design features. In this reactor, the plasma forming unit heats the fuel mixture and forms the plasma with energy carriers external to the plasma, and therefore, during the burnout of the mixture, the energy invested in the heating must be replaced. This does not allow, until critical parameters for plasma characteristics and operation mode are reached, to have an energy-efficient device, and the strong dependence of these parameters on the characteristic dimensions of the device and the energy input and therefore the high cost do not allow it to be 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 create an energy-efficient method of controlled thermonuclear fusion and a controlled thermonuclear reactor for its implementation.

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; полезным использованием нейтронов. The solution to this problem is due to the following technical results: the self-sufficiency of the method according to the isotopes used in it, the energy efficiency of the method at all stages of heating and burning of the fuel mixture; 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 results are an increase in the efficiency of removal of energy released in the reactor, an increase in the efficiency of energy conversion, a decrease in thermal loads on the "first wall" of the 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 фокусной 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. These technical results are achieved by the fact that, according to the invention, substances interacting with neutrons are added to the initial fuel mixture by the controlled thermonuclear fusion method, including preparing, introducing and heating a fuel mixture containing deuterium and tritium to nuclear interaction temperatures, plasma confinement and energy conversion. with positive energy release and forming tritium in the course of fusion reactions, thermalize the neutrons formed in fusion reactions and focus them focal area on the fuel mixture under heating, and then after hot fusion plasma containment and converting the energy released is separated helium-3 and tritium nuclei of 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:
nD · < σ ·V>D-D ≥ nT · < σ ·V>D-T, где nD плотность дейтерия в плазме;
nT плотность трития в плазме;
< σ · V>D-D усредненные сечение взаимодействия и скорость движения ионов в D-D-реакциях в плазме;
< σ · V>D-T усредненные сечение взаимодействия и скорость движения ионов в D-T-реакциях в плазме.
A possible implementation of the method, when the temperature in the plasma is maintained such that the following relationship between the parameters characterizing the plasma:
n D · <σ · V> DD ≥ n T · <σ · V> DT , where n D is the density of deuterium in the plasma;
n T plasma tritium density;
<σ · V> DD are the averaged interaction cross sections and the ion velocity in DD reactions in the plasma;
<σ · V> DT are the averaged interaction cross sections and the ion velocity 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. A possible implementation of the method is when the fuel mixture is carried out and introduced in the form of solid targets, the neutrons are focused in the focal region 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 nearest maxima lie at a distance larger than the size of the targets .

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 устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов, узел сепарации продуктов реакций соединен с узлом подготовки топливной смеси. The essence of the proposed controlled nuclear fusion reactor is that in a reactor that contains a working chamber with a plasma forming and holding unit and a plasma holding area, a preparation unit and a fuel mixture input unit, an energy removal-energy conversion device, a reaction product separation device, according to the invention, an assembly of plasma formation is equipped with a thermalization device and the formation of a directed neutron flux with a focal region, the fuel mixture input unit is oriented to the focal region of the device 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. A reactor embodiment is possible, characterized in that the energy removal-energy conversion device comprises a coolant circuit with channels of a coolant circuit, which is connected to a working chamber and a separation unit for 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. A reactor embodiment is possible, characterized in that the channels of the coolant circuit at the entrance to the working chamber of the reactor have a tangential slope relative to the plasma confinement region.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что узел формирования и удержания плазмы выполнен в виде магнитной ловушки. A possible implementation of the reactor, characterized in that the site of the formation and retention of the plasma is made 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. A reactor implementation option is possible, characterized in that the plasma confinement unit is made in the form of an open magnetic trap, part of which has the form of a magnetic nozzle connected to an energy extraction-energy conversion device.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что магнитная ловушка содержит магнитные катушки, которые соединены с устройством энегосъема-энергопреобразования. A possible implementation of the reactor, characterized in that the magnetic trap contains magnetic coils that are connected to a device for energy extraction-energy conversion.

На фиг. 1 изображена технологическая схема способа управляемого термоядерного синтеза; на фиг. 2 показан цикл реализации способа, замкнутый по Т и 3Не; на фиг. 3 управляемый термоядерный реактор; на фиг. 4 управляемый термоядерный реактор на базе открытой магнитной ловушки с односторонней "бутылочной" конфигурацией поля; на фиг. 5 управляемый термоядерный реактор на базе закрытой магнитной ловушки типа "гофрированный тор" с осевым прогревом плазмы; на фиг. 6 управляемый термоядерный реактор на базе закрытой ловушки "тормак" с периферийным прогревом плазмы; на фиг. 7 управляемый термоядерный реактор с шаровой симметрией устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов; на фиг. 8 график пространственного распределения нейтронов в фокусе устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов реактора; на фиг. 9 график зависимости от времени потока нейтронов в фокусе устройства термализации и формирования направленного потока нейтронов.In FIG. 1 shows a flow chart of a method of controlled thermonuclear fusion; in FIG. 2 shows a cycle of the method, closed by T and 3 He; in FIG. 3 controlled thermonuclear reactor; in FIG. 4 controlled thermonuclear reactor based on an open magnetic trap with a one-sided “bottle” field configuration; in FIG. 5 controlled thermonuclear reactor based on a closed corrugated torus magnetic trap with axial plasma heating; in FIG. 6 controlled thermonuclear reactor based on a closed trap "tormac" with peripheral plasma heating; in FIG. 7 controlled thermonuclear reactor with spherical symmetry of a thermalization device and the formation of a directed neutron flux; in FIG. 8 is a graph of the spatial distribution of neutrons in the focus of a thermalization device and the formation of a directed neutron flux of a reactor; in FIG. 9 is a graph of neutron flux versus time at the focus of a thermalization device and the formation of a directed 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 contains a working chamber 1, a node 2 for forming and holding a plasma, a node 3 for preparing a fuel mixture, a node 4 for introducing a fuel mixture, a device 5 for energy extraction and energy conversion, a device 6 for separating reaction products, a device 7 for thermalizing and forming a neutron flux, a focal region 8 of the device thermalization and formation of a neutron flux, an external source of 9 neutrons, a coolant circuit 10, an additional focal region 11, a plasma confinement region 12.

Внутри защитного корпуса реактора размещена рабочая (реакционная) камера 1, которую охватывает устройство 7 термализации и формирования потока нейтронов. Фокусные области 8 устройства термализации и формирования потока нейтронов находятся внутри рабочей камеры 1 реактора. 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. Каналы узла 4 ввода топливной смеси и узла 6 сепарации продуктов реакций могут быть совмещены с каналами контура 10 теплоносителя. Контур 10 теплоносителя проходит через рабочую камеру 1 с областью 12 удержания плазмы, устройство 6 сепарации продуктов реакций и устройство 5 энергосъема-энергопреобразования. Узел 2 формирования и удержания плазмы охватывает рабочую камеру 1 и проникает в нее полями и потоками частиц. Внутрь реактора может быть введен управляемый источник 9 нейтронов. Вне рабочей камеры могут быть размещены дополнительные фокусные области 11 с устройствами использования избыточных нейтронов. Устройство 5 энергосъема-энергопреобразования может быть соединено с магнитными катушками узла формирования и удержания плазмы. A working (reaction) chamber 1 is placed inside the reactor pressure vessel, which is covered by the device 7 for thermalization and formation of a neutron flux. The focal areas 8 of the device for thermalization and formation of a neutron flux are located inside the working chamber 1 of the reactor. Through the device 7 for thermalization and formation of a directed neutron flux and the working chamber 1 pass the channels of the fuel mixture input unit 4, which are connected to the fuel mixture preparation unit 3, and the reaction product separation unit 6, which is connected to the fuel mixture preparation unit 3 and its input unit 4 . The channels of the fuel mixture input unit 4 and the reaction product separation unit 6 can be combined with the channels of the coolant circuit 10. The coolant circuit 10 passes through a working chamber 1 with a plasma confinement region 12, a reaction product separation device 6 and an energy removal-energy conversion device 5. The node 2 of the formation and retention of the plasma covers the working chamber 1 and penetrates into it by fields and particle flows. A controlled source of 9 neutrons can be introduced inside the reactor. Outside the working chamber, additional focal regions 11 with devices for using excess neutrons can be placed. The device 5 energy removal-energy conversion can be connected to the magnetic coils of the node forming and holding the plasma.

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, 3Не, 6Li. Смесь вводят в область с высокой плотностью нейтронов, где она разогревается в ходе протекающих реакций до термоядерных температур. 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. 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. 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.The method of controlled thermonuclear fusion, including the preparation, introduction and heating of a fuel mixture containing deuterium and tritium to the temperatures of nuclear interaction, plasma confinement and energy conversion, consists in adding substances that interact with positive energy release neutrons to form the initial fuel mixture tritium as a result of synthesis reactions, for example, 3 He, 6 Li. The mixture is introduced into the region with a high neutron density, where it is heated in the course of reactions to thermonuclear temperatures. Then, the fast neutrons are generated in a hot plasma due to nuclear fusion reactions (D + D), (D + T) in the plasma confinement region 12 inside the thermalization device 7 and the formation of a directed neutron flux due to reflections from its surfaces and form a flow of moving in selected neutron directions. As a result of this, the structures of the thermalization device and the formation of a directed neutron flux inside the reactor form focal regions with a high neutron density into which the fuel mixture is again introduced. The tritium and helium-3 nuclei formed in the nuclear reactions occurring in the reactor, after energy removal-energy conversion of the energy released in the process, are extracted from the reaction products, and subsequently included in the fuel mixture and reintroduced into the reactor.

Существенно, что в описываемом способе выгорающие в фокусной области 8 (области катализа) ядра 3Не восполняют за счет их рождения в основных реакциях синтеза, а выгорающие в области 12 удержания плазмы ядра 3Н восполняют за счет их рождения в нейтронно-ядерных реакциях с 3Не и 6Li. Одновременно сосуществуют (D+D)-подцикл, в котором рождаются и выжигаются ядра 3Не, Т, а также (D+T)-подцикл, в котором выжигаются ядра трития.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 Not and 6 Li. At the same time, a (D + D) subcycle coexists in which 3 He, T nuclei are born and burned, as well as a (D + T) subcycle in which tritium nuclei are burned.

При реализации способа важен каталитически замкнутый цикл работы устройства, самостабилизированный по Т и 3Не (см.фиг.2). Важно, что полный цикл избыточен по нейтронам. 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.When implementing the method, a catalytically closed cycle of the device’s operation, which is self-stabilized by T and 3 He, is important (see Fig. 2). It is important that the full cycle is neutron redundant. One of the three neutrons born in the cycle should burn out, which reduces the requirements for the quality factor of the thermalization device and the formation of a directed neutron flux, and in the limit, by absorbing excess neutrons with light hydrogen isotopes, partially close the cycle by deuterium as well.

При реализации способа в описываемом процессе протекают также реакции 3Не, 6Li, 7Li, 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).When implementing the method in the described process, 3 He, 6 Li, 7 Li reactions also occur with D and T nuclei, and a more detailed analysis should take into account their interaction, but they do not significantly affect the catalytic closure of the method cycle (see table).

Возможно включение в исходную топливную смесь также изотопов 7Be, 10B и др. не содержащих трития среди продуктов реакций, но поскольку в этих случаях среди продуктов их взаимодействия есть изотопы 6Li и 7Li, содержащие тритий среди продуктов их реакций с нейтронами, это является лишь модификацией предлагаемого способа. Применение 7Ве ограничено его малым временем жизни.It is possible to include in the initial fuel mixture isotopes 7 Be, 10 B, etc., not containing tritium among the reaction products, but since in these cases among the products of their interaction there are 6 Li and 7 Li isotopes containing tritium among the products of their reactions with neutrons, this is only a modification of the proposed method. The use of 7 Be is limited by its short lifetime.

При реализации способа существенно наличие стационарного, каталитически замкнутого по всем участвующим в процессе изотопам режима его реализации. Этот режим характеризуется тем, что на каждые четыре взаимодействующих ядра дейтерия в цикле в топливную смесь вводят одно взаимодействующее с нейтронами ядро гелия-3. When implementing the method, the presence of a stationary mode, catalytically closed by all the isotopes involved in the process, is essential for its implementation. This mode is characterized by the fact that for every four interacting deuterium nuclei in the cycle, one helium-3 core interacting with neutrons is introduced into the fuel mixture.

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:
nD · < σ ·V>D-D ≥ nT · < σ ·V>D-T.
The regime of stationary plasma burn-out catalytically closed for all participating isotopes can also be represented as a regime when the following relationship between the parameters (see Example 5) characterizing the plasma is fulfilled:
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. Способ будет реализован и тогда, когда он каталитически не замкнут, но при этом или будет идти постоянная наработка данных изотопов, или нужен их ввод. Moreover, the number of tritium nuclei and helium-3 nuclei that are born and burn out during the implementation of the method is constant, and the method is catalytically closed by these isotopes. The method will be implemented even when it is not catalytically closed, but at the same time either the isotopes of these isotopes will be continuously produced, or their input is needed.

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. Это позволяет за счет неоднородного выгорания мишеней в фокусной области самоцентрировать их, при этом увеличить время удержания и выгорания мишени. A possible implementation of the method, characterized in that the fuel mixture is carried out and introduced in the form of solid targets, the neutrons are focused in the focal region 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 nearest maxima lie at a distance larger targets. This makes it possible to self-center them due to inhomogeneous burning of targets in the focal region, while increasing the retention and burning time of 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. В этом случае как в области нагрева (фокусе), так и в области выгорания (синтеза) (области могут совпадать пространственно) энергетический баланс положителен. При организации с помощью замедляюще-фокусирующей структуры замкнутого движения нейтронов способ энергетически выгоден, а при сепарации изотопов Т, 3Не, и их возврате в исходную смесь не ограничен и по сырьевой базе. Ядра Т и 3Не, выгорая, самовозобновляются в цикле способа.The main thing that distinguishes the proposed method for generating energy in a controlled fusion reactor of deuterium and tritium is that the heating of the initial reaction mixture is not "external" (by introducing energy into the heated volume), but "internal" due to exothermic reactions of the interaction of the nuclei of the heated mixtures with neutrons. In this case, both in the heating region (focus) and in the region of burnout (synthesis) (the region may spatially coincide), the energy balance is positive. When organizing a closed neutron motion using the retarding-focusing structure, the method is energetically favorable, and when separating T, 3 He isotopes, and returning them to the original mixture is not limited by the raw material base. The nuclei of T and 3 He, fading, self-renew in the cycle of the method.

Реактор управляемого термоядерного синтеза работает следующим образом. The 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. 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. Одновременно узел 4 ввода топливной смеси направляет в фокусную область 8 топливную смесь, которая содержит в своем составе ядра 3Не и (или) 6Li, а также D и Т. Для того, чтобы длина взаимодействия ln 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 РНе-3 ≥10-2 атм (ln ≅ 1см). В результате экзотермических реакций потока нейтронов с ядрами 3Не и 6Li в части фокусной области в области катализа происходит внутренний разогрев смеси. Рожденные в области 12 синтеза быстрые нейтроны термализуют в устройстве 7 термализации и формирования потока направленных нейтронов и возвращают в фокусную область 8 устройства. Цикл жизни нейтронов повторяется.Fast neutrons born in the reactor, entering the device 7 of thermalization and the formation of a directed neutron flux, move in the substance of the anisotropic moderator and give it their energy, which is removed from the structure by the coolant flow. Thermalized neutrons that have lost their energy diffuse in the material of the structure, scattering on the nuclei of the moderator and controllably reflected from the surfaces of the anisotropic structure, form a neutron flux directed to the focal regions 8. At the same time, the fuel mixture input unit 4 sends a fuel mixture to the focal region 8, which contains 3 He and (or) 6 Li cores, as well as D and T. In order for the interaction length l n to be of the order of (or shorter) sizes of the focal region 8, it is necessary that the fuel mixture enter this region either in solid or liquid, or in a gaseous state with P He-3 ≥10 -2 atm (l n ≅ 1cm). As a result of exothermic reactions of the neutron flux with 3 He and 6 Li nuclei, an internal heating of the mixture occurs in the part of the focal region in the catalysis region. Born in the synthesis region 12, fast neutrons are thermalized in the thermalization device 7 and the formation of a directed neutron flux and returned to the focal region 8 of the device. The 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. The external neutron source 9 can be made in the form of a device that implements the generation of a neutron flux due to the occurrence of nuclear reactions resulting in the formation of neutrons, for example, (α, n or γ, n), or fission reactions, and is only necessary to initiate the 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 neutron source with plasma heating, as in conventional thermonuclear reactors, with external energy sources at the initial stage of operation of the device until the initiation of primary fast neutrons in the plasma.

В дополнительных фокусных областях 11 могут быть размещены устройства использования избыточных нейтронов. 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. In additional focal areas 11, devices for using excess neutrons can be placed. This may be, for example, a device for producing deuterium from "light water" by pumping it through the additional focus area of the thermalization device 7 and forming a directed neutron flux or other devices for producing isotopes of substances.

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. Using a neutron-reflecting super-mirror with ferromagnetic reflecting coatings in the device for thermalizing and generating a directed neutron flux, it is possible to control the neutron flux into the foci and additional PFS foci by changing the external magnetic field and thereby additional control of the operation of neutron sources and devices for 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 3Не и Н, для их вывода. Сепарацию этих веществ можно проводить любым известным способом, например сорбционным и низкотемпературным разделением.The device 6 for the separation of reaction products releases reaction products, primarily deuterium, tritium, helium-3, as well as substances that are not involved in the catalytic cycle of 3 He and H atoms, for their output. The separation of these substances can be carried out by any known method, for example, sorption and low-temperature 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, 3He, 6Li, 7Li ( 7Be, 10B).The fuel mixture preparation unit 3 can be made by anyone, for example, in the form of a mixer and compressor for a working substance in the gas or liquid phases or as an external device for the manufacture of 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. The fuel mixture input unit 4 can be made in the form of any injector, for example, in the form of a jet nozzle for gas or liquid, or in the form of a firing device for 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 3Не и Т, управляя их составом на входе в реактор и изменяя их состав после вывода из рабочей камеры 1.The nodes 3 and 4 of the preparation and input of the working substance together with the device 6 for separating the reaction products in the controlled fusion reactor provide the necessary mode of operation of the reactor and the catalytic isolation of the 3 He and T process, controlling their composition at the reactor inlet and changing their composition after withdrawal from working chamber 1.

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

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. Дополнительно теплоноситель рабочее вещество системы энергосъема-энергопреобразования посредством контура 10 теплоносителя прокачивают через рабочую камеру 1 реактора для съема выделяющейся там энергии. В качестве теплоносителя необходимо использовать вещества с малым сечением захвата нейтронов, не агрессивные при их температурной деструкции, например 15N2, 4He, причем использование 4Не в рабочей камере реактора наиболее обосновано, хотя в связи с температурной деструкцией 15N2 энергосъем с плазмы с его использованием более эффективен.The device 5 energy removal-energy conversion, as in the prototype, primarily contains a system for removing the released energy of fast reaction products in the reactor from both charged and neutral particles on the structural elements of the reactor, including energy removal from the device for generating and focusing the thermal neutron flux, from thermalizable in fast neutrons. Additionally, the coolant is the working substance of the energy removal-energy conversion system through the coolant circuit 10 is pumped through the working chamber 1 of the reactor to remove the energy released there. As a heat carrier, it is necessary to use substances with a small neutron capture cross section that are not aggressive at their temperature destruction, for example 15 N 2 , 4 He, and the use of 4 He in the reactor’s working chamber is most justified, although due to the temperature destruction of 15 N 2 the energy is taken from plasma using it is 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. 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. При этом интересен вариант (см. фиг. 4) выполнения устройства с системой 2 удержания плазмы, выполненной в виде открытой магнитной ловушки. 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. "Внутренний" прогрев топливной смеси и требования высокой плотности вещества при этом существенно изменяют требования на величину рабочего давления внутри камеры. Это уже не обязательно требование низкого давления внутри камеры. Теплоноситель может и должен прокачиваться через рабочий объем устройства, что сразу снижает тепловые нагрузки на внутренней стенке устройства. 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. Кроме того, подобно тому, как это происходит в СВЧ-плазмотронах, тангенциальная закрученность потока теплоносителя дополнительно стабилизирует плазму у оси ловушки. The heat removal circuit 10 has an energy removal-energy conversion device 5, which can be either a heat exchanger connected to a heat engine for converting heat energy into other types, for example, electrical energy, or a device for directly converting heat energy into electrical energy, for example, an MHD or EHD generator . Before entering the direct energy conversion device, there may be an energy conversion device made in the form of a nozzle, for example magnetic, which converts the thermal energy of the working substance into its longitudinal motion. In this case, an interesting option (see Fig. 4) is the implementation of the device with the plasma retention system 2, made in the form of an open magnetic trap. Hot plasma and heat carrier through the open part of the magnetic trap exit into the region of their expansion, the magnetic field in which also expands and is made in the form of a magnetic nozzle. The “internal” heating of the fuel mixture and the requirements for a high density of the substance significantly change the requirements for the working pressure inside the chamber. This is no longer a requirement for low pressure inside the chamber. The coolant can and should be pumped through the working volume of the device, which immediately reduces thermal loads on the inner wall of the device. In the process, the plasma cord flows around the coolant of circuit 10, which, cooling the peripheral region, removing energy from the surface of the plasma, neutralizing its external particles, breaks off its radial drift and makes it possible for the device to operate continuously. In addition, just as this occurs in microwave plasmatrons, the tangential swirl of the coolant flow additionally stabilizes the plasma at the axis of the trap.

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). Losses of matter and energy at the periphery of the synthesis region are compensated by injection of hot plasma into it by injection of the initial fuel mixture into the focal region 8 of the thermalization device 7 and the formation of a directed flux of thermalized neutrons and self-heating of the injected mixture in neutron-nuclear reactions (see examples 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. Он может быть использован в виде реактивного движителя. It is also possible that the heat removal circuit 10 is broken, and the energy conversion device is made in the form of a nozzle, for example magnetic, that converts the thermal energy of the working substance into motion. It can be used as a jet propulsion.

Необходимо обратить внимание на то, что сечение взаимодействия нейтронов с веществом растет с уменьшением энергии взаимодействия частиц, а длина взаимодействия нейтронов ln 1/n · σ зависит от плотности этих ядер в веществе топливной смеси. 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. 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). 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.It is necessary to pay attention to the fact that the cross section for the interaction of neutrons with matter increases with decreasing energy of the interaction of particles, and the length of the interaction of neutrons l n 1 / n · σ depends on the density of these nuclei in the substance of the fuel mixture. Therefore, in the focal region 8, it is necessary either to create conditions in which the density of the fuel mixture was preserved (or increased), or fast particles produced as a result of neutron heating should leave the catalytic heating region to the burnout region, keeping the catalytic heating region 8 cold and dense. To this end, when the fuel mixture is introduced in the gas phase, the catalysis region 8 (the region of focusing of neutrons in plasma heating in the reactions of isotope-neutron interaction and the production of fast tritium nuclei) is placed in a strong magnetic field that decreases in the direction of the magnetic trap (plasma confinement region). Therefore, fast charged particles (hot plasma) appearing in exothermic neutron-nuclear reactions are “thrown” into the confinement region 12 with a magnetic field gradient and detached from the relatively cold, dense injected substance of the 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). The implementation of the reactor in the case where the injected fuel mixture has the form of targets that are periodically introduced into the focus area 8, allows you to implement a mode of operation similar to the operation of laser inertial installations (example 5).

При достаточно большой скорости инжекции (V ≥105 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 rate (V ≥10 5 cm / s), the injected substance hardly interacts with the plasma of the reactor and heats up only when interacting with neutrons in the focal regions to thermonuclear 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). 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. The implementation of the reactor so that the distribution of the neutron density had a minimum in the center of the focus, for example, by reducing the neutron flux to some spherical surface near the focus with the surface dimensions slightly larger than the target, allows the target to self-center during burnout (Fig. 7.8). In this case, the focal region can additionally be in the field of the magnetic trap of the reactor, which makes it possible to burn off the plasma leaving this inertial-confining region to the magnetically confining 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 reactor’s operating period is shorter than the neutron extinction time in the device for generating a directed neutron flux (Example 5), then at the moment of fuel injection into neutron foci it interacts with neutrons generated in previous synthesis events in a hot plasma (Fig. 9), even if the synthesis process is interrupted periodically with a small confining field.

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. 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. In this case, we especially note the embodiment of the plasma confinement system 2 with magnetic traps 12, which contain magnetic coils that are connected to the energy removal-energy conversion device 5, and the magnetic field is periodic. In this case, due to the diamagnetic nature of the plasma, the released energy during plasma expansion is induced in the magnetic plasma confinement system into a current, which can be transferred to the payload through the power supply loop of the power removal-energy conversion system and then, for example, through a communication transformer.

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 is when the period of change in the magnetic field and current in the circuit is resonant for a given circuit, and the quality factor of the circuit is 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 performing the internal surfaces of the device 7 thermalization and the formation of a flux of thermalized neutrons in the form of super mirrors, with ferromagnetic coatings due to the dependence of the reflection coefficient of the mirrors on the magnitude of the magnetic field, the neutron flux in the direction of the foci is periodic with a periodic external magnetic field of the device.

П р и м е р 1. Возможны различные варианты выполнения узла 2 формирования и удержания горячей термоядерной плазмы в управляемом термоядерном реакторе синтеза. 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. PRI me R 1. There are various options for the implementation of the node 2 of the formation and retention of hot fusion plasma in a controlled fusion reactor. It can be made in the form of various magnetic traps (Fig. 5, 6), for example, on the basis of a closed magnetic trap of the “corrugated torus” type with axial heating of the plasma, on the basis of an open trap “brakes” with peripheral heating of the plasma, etc.

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. В вопросах стабилизации плазмы в магнитных ловушках в настоящее время достигнуты значительные успехи. Время жизни горячих частиц плазмы в основном определяется скоростью турбулентной диффузии ее частиц поперек магнитного поля. Область 8 фокусов устройства формирования направленного потока термализованных нейтронов (ЗФС) может быть размещена в сильном магнитном поле, спадающем в направлении области 12 удержания плазмы. 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. 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. 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. 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. The implementation of the reactor with a closed magnetic trap that holds the hot thermonuclear plasma, when the magnetic field of the plasma formation and confinement system is closed and toroidal, allows holding significant volumes of plasma for a sufficiently long time. Considerable successes have now been achieved in matters of plasma stabilization in magnetic traps. The lifetime of hot plasma particles is mainly determined by the speed of turbulent diffusion of its particles across the magnetic field. The region 8 of the foci of the device for the formation of a directed flux of thermalized neutrons (PFS) can be placed in a strong magnetic field that decreases in the direction of the region 12 of the plasma confinement. Therefore, the fast charged particles appearing in exothermic neutron-nuclear reactions, the appearing hot plasma, are “thrown” into the trap by the gradient of the magnetic field, detached from the relatively cold, dense injected substance of the fuel mixture. In this case, the region of a strong field (together with the focus of the ZFS) can be made on the axis of the torus in the form of a constriction in an annular (azimuthal) magnetic field, which is interesting for closed traps of the "corrugated torus" type, as well as the "stellator" and "torsatron" with additional by “pulling” coils and disturbed field constancy along the azimuth and torus axis. For devices of the “tormak”, “topolotron” type, characterized by the presence of a strong transverse magnetic field decreasing in the direction of the magnetic trap (axis of the confinement region) and a pronounced field maximum at the periphery of the plasma cord, the heating region (catalysis region) and ZFS foci can be placed on the periphery. For all magnetic confinement devices, in particular tokamak-type devices, characterized by a periodic operation, the absence of a pronounced gradient of the transverse axis of the plasma cord of the magnetic field towards the axis of the cord, the essentiality of the induced current along the plasma cord, and therefore not allowing magnetic constrictions on the cord, it is possible to carry out a reactor when the PFS foci are placed inside the confinement region but are not highlighted by the maximum 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 2. A reactor with a magnetic system 2 for forming and holding a plasma made “open” such that the focus area of the PFS coincides spatially with the maximum of the magnetic field located between the holding regions (magnetic traps), and the energy conversion devices are placed opposite the open ones the ends of the magnetic traps can be performed with the magnetic field of the traps as a "baseball" and "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. Работа устройства ничем существенно не отличается от работы устройства на базе "двухсторонней" открытой магнитной ловушки. Поток рабочего вещества может быть направлен как вдоль, так и поперек магнитного поля со стороны "закрытого" торца магнитной ловушки. The design of the reactor so that the magnetic system 2 of the formation and confinement of the plasma is open when the focal region 8 is in a region with a non-zero magnetic field gradient directed inside the confinement (trap) region, and an expanding nozzle, a magnetic field, is placed on the side of the "open" end of the magnetic trap which is also expanding, it is interesting to use the device as a jet engine. The operation of the device is no different from the operation of a device based on a "two-sided" open magnetic trap. The flow of the working substance can be directed both along and across the magnetic field from the side of 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
(dn/d τout= Kw ·Kv ·Kt ·n/τs, где n плотность тепловых нейтронов в среде;
τs, время между столкновениями нейтронов с веществом среды;
τs ls/Vn, где ls длина пробега нейтронов в среде ЗФС,
ls 1/(ns · σs), где ns плотность вещества замедлителя;
σs сечение рассеяния нейтронов веществом;
Vn скорость тепловых нейтронов;
Vn 2,2 ·105 см/с;
Кw эффективность захвата нейтронов по углам;
Кwω / 4 π где π 3,1416;
ω- область (угловая) захвата нейтронов селектирующей структурой;
Кv объемная эффективность захвата нейтронов;
Кv > ls · Φs/h, где h межканальное расстояние в области селекции;
Кt эффективность транспортировки нейтронов в каналах путем многократного отражения пологопадающих нейтронов их поверхностью.
Example 3. Considering a retardation-focusing structure (ZFS), characterized primarily as a medium with sharply distinguished anisotropy of the retardant and internal surface conductivity for neutrons selected by the structure with the possibility of geometric focusing of neutron fluxes in the focal regions of the structure, we can estimate the velocity neutron selection as an element of the structure as
(dn / d τ out = K w · K v · K t · n / τ s , where n is the density of thermal neutrons in the medium;
τ s , time between neutron collisions with the substance of the medium;
τ s l s / V n , where l s is the mean free path of neutrons in the PFS medium,
l s 1 / (n s · σ s ), where n s is the density of the moderator substance;
σ s is the neutron scattering cross section for matter;
V n is the speed of thermal neutrons;
V n 2.2 · 10 5 cm / s;
K w neutron capture efficiency in the corners;
K w ω / 4 π where π 3,1416;
ω is the region (angular) of neutron capture by a selective structure;
K v volumetric efficiency of neutron capture;
To v > l s · Φ s / h, where h is the inter-channel distance in the selection region;
To t is the efficiency of neutron transport in channels by multiple reflection of dipping neutrons by their surface.

Для линейных структур (структур с близколежащими линейными каналами селекции)
Kw

Figure 00000001
Φs/π, где Φ угол между направлением осей каналов селекции и направлением движения захваченного нейтрона;
Φ < Φs где Φs угол полного отражения нейтронов поверхностью каналов.For linear structures (structures with closely spaced linear selection channels)
K w
Figure 00000001
Φ s / π, where Φ is the angle between the direction of the axes of the selection channels and the direction of motion of the captured neutron;
Φ <Φ s where Φ s is the angle of total neutron reflection by the channel surface.

Для плоских структур (структур с близколежащими плоскостями и каналами селекции нейтронов между ними
Kw

Figure 00000002
Φs/π, где Φ угол между направлением движения захваченного нейтрона и плоскостью элемента структуры:
Φ < Φs, где Φs угол полного отражения нейтронов поверхностью каналов.For planar structures (structures with closely spaced planes and neutron selection channels between them
K w
Figure 00000002
Φ s / π, where Φ is the angle between the direction of motion of the captured neutron and the plane of the structure element:
Φ <Φ s , where Φ s is the angle of total neutron reflection by the channel surface.

Для захваченных структурой нейтронов Kt→ 1. Отсюда (dn/dτ)out Kw ·Kv ·Kt ·n ·Vn/ls.For neutrons captured by 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
(dN/dτ)out( Kw ·Kv ·Kt ·n ·Vn/ls)·S ·dx.
In the selection region along the length of the channels dx with a cross section of the selection region S, the total flow is
(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 dn2:
(dN/dτ)out S ·Vn ·dn2. Отсюда dn2 n (Kw ·Kv ·Kt/ls) ·dx.
This relation can be written in terms of the flux density of the neutrons selected by an element of the neutron structure dn 2
(dN / dτ) out S V n dn 2 . Hence dn 2 n (K w · K v · K t / l s ) · dx.

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

τa время поглощения нейтронов веществом ЗФС:
τa la/Vn, где la длина пробега нейтронов в среде ЗФС:
la 1/(ns · σa ), где ns плотность вещества замедлителя;
σa сечение поглощения нейтронов веществом.
τ a the time of absorption of neutrons by the substance ZFS:
τ a l a / V n , where l a the mean free path of neutrons in the PFS medium:
l a 1 / (n s · σ a ), where n s is the density of the moderator substance;
σ a is the neutron absorption cross section for matter.

τn время жизни нейтронов;
τn 898,16 с.
τ n neutron lifetime;
τ n 898.16 s.

Максимальное число проходов нейтронами фокуса
Nf τfulla.
Maximum number of passes by focus neutrons
N f τ full / τ a .

Введем для оценки характеристики структуры, число столкновений нейтронов с ядрами вещества до селекции Nout.Let us introduce to evaluate the characteristics of the structure, the number of collisions of neutrons with nuclei of matter before selection N out .

Nout 1/(Kw ·Kv · Kt).N out 1 / (K w · K v · K t ).

Определим Ка коэффициент селекции нейтронов;
Ка (dN/d τ)out/(dN/d τ)abs;
Kaτaout;
Kas / σa) ·Kw ·Kt;
Ka Ns· Kw ·Kt;
Ka Ns/Nout;
(dN/d τ)abs скорость поглощения нейтронов веществом;
Ns количество (максимальное) столкновений нейтронов с веществом структуры:
Nss / σa)
Для характеристики ЗФС полезно ввести коэффициент эффективности вывода нейтронов структурой
Keff (dN/d τ)out (dN/dτ) full;
Keff 1/(1+1/Ka ·(1 +τan));
(dN/dτ)full скорость вывода нейтронов веществом.
To define a coefficient selection neutrons;
K a (dN / d τ) out / (dN / d τ) abs ;
K a τ a / τ out;
K as / σ a ) · K w · K t;
K a N s · K w · K t;
K a Ns / N out ;
(dN / d τ) abs the neutron absorption rate by a substance;
N s the number (maximum) of neutron collisions with the substance of the structure:
N ss / σ a )
To characterize the PFS, it is useful to introduce a coefficient of the efficiency of neutron removal by
K eff (dN / dτ) out (dN / dτ) full ;
K eff 1 / (1 + 1 / K a · (1 + τ a / τ n ));
(dN / dτ) full rate of neutron removal by matter.

Видно, что в структурах, в которых Ка >> 1, Кеff → 1.It can be seen that in structures in which К а >> 1, К еff → 1.

По аналогии с диффузионной длиной L, характеризующей меру смещения тепловых нейтронов в процессе их диффузии,
L (D · τa )1/2 (ls ·la/3)1/2 ls ·(Ns/3)1/2 можно ввести длину диффузии тепловых нейтронов в процессе их селекции
Lout (D· τout)1/2 ls· (Nout/3)1/2L ·(1/Ka)1/2.
By analogy with the diffusion length L, which characterizes the measure of displacement of thermal neutrons in the process of their diffusion,
L (D · τ a ) 1/2 (l s · l a / 3) 1/2 l s · (N s / 3) 1/2 you can enter the diffusion length of thermal neutrons in the process of selection
L out (D · τ out ) 1/2 l s · (N out / 3) 1/2 L · (1 / K a ) 1/2 .

В эффективно действующей ЗФС Lout < L.In an effective ZFS, 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. Более того, поскольку Lout это длина диффузии нейтронов, но в структуре с ЗФС, и поскольку Lout < L, то поток чисто диффузных нейтронов в сравнении с блоком такого же замедляющего вещества и тех же размеров с поверхности должен резко упасть.It can be seen that in a structure with PFS, the neutron yield, if they were thermalized in its depth, is no longer determined by their diffuse output, but by their selective channel output. Moreover, since L out is the diffusion length of neutrons, but in a structure with PFS, and since L out <L, the flux of purely diffuse neutrons in comparison with a block of the same moderating substance and the same size from the surface should drop sharply.

Считая для примера, что внутри постоянной по параметрам ЗФС нейтроны, имея плотность no в максимуме, спадают линейно к границе, найдем плотность нейтронов в потоке, выходящем из структуры толщиной Lo(с длиной канала селекции Lo) с каналами, перпендикулярными этой трубке селекции сечением S,
n2 (no/2) ·Kw ·Kv ·Kt ·(Lo/ls)
Для сравнения поток диффузных нейтронов с той же поверхности при подобном распределении нейтронов в замедлителе составляет
n1 2· no ·(ls/Lo).
Assuming for example that inside a constant constant in the PFS parameters, neutrons, having a density n o at the maximum, decrease linearly to the boundary, we find the neutron density in the stream exiting the structure with a thickness L o (with a selection channel length 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 )
For comparison, the flux of diffuse neutrons from the same surface with a similar distribution of neutrons in the moderator is
n 1 2 · n o · (l s / L o ).

Отсюда
n2/n1= (Kw ·Kv· Kt/4)· (Lo/ls)=(1/12) · (Lo/Lout)2.
From here
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 Ns велика и достигает значений Ns(160) 1,9 ·104; Ns(15N) 1,9· 105; Ns(208Pb) 1,9 ·105; Ns (13C)
3 ·103; Ns(14C)=5 ·106, на основе, например, химических соединений которых возможно создание структур, эффективно использующих механизм селективного вывода тепловых нейтронов из глубины замедлителя при Lo >> ls и при малых значениях Lout.
Isotopes of substances are known for which the value of N s is large and reaches the values of N s ( 16 0) 1.9 · 10 4 ; N s ( 15 N) 1.9 · 10 5 ; N s ( 208 Pb) 1.9 · 10 5 ; N s ( 13 C)
3 · 10 3 ; N s ( 14 C) = 5 · 10 6 , based on, for example, chemical compounds of which it is possible to create structures that effectively use the mechanism of selective removal of thermal neutrons from the depth of the moderator at L o >> l s and at 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. В простейших случаях шаровой и цилиндрической симметрий устройств эффективность усиления плотности в сходящихся потоках можно оценить как
n(r )= n(Rin) (Rin/r)k n(Rin) ·(1/ Φs)k, где Rin внутренний радиус (размер) ЗФС;
k 1 для цилиндрических структур,
k 2 для шаровых структур;
Для фокусных районов
nf n2 ·(1/ Φs )2 для точечного фокуса или
nf n2 ·(1/ Φs) для линейного фокуса.
Since the flux of neutrons emanating from the PFS has a small angular divergence, when the structure is formed appropriately, the fluxes can be reduced and integrated in some selected areas called structure foci. In the simplest cases of spherical and cylindrical symmetries of devices, the density gain efficiency in converging flows can be estimated as
n (r) = n (R in ) (R in / r) k n (R in ) · (1 / Φ s ) k , where R in is the internal radius (size) of the PFS;
k 1 for cylindrical structures,
k 2 for spherical structures;
For focal areas
n f n 2 · (1 / Φ s ) 2 for point focus or
n f n 2 · (1 / Φ s ) for linear focus.

Поэтому плотность нейтронов в фокусной области при точечной области фокуса можно оценить как
nf (3 ·no/2) ·(ls/Lout)2 ·(Lo/ls) ·(1/ Φs )2 или при линейной фокусной области ЗФС
nf (3 ·no/2) ·(ls/Lout)2 ·(Lo/ls) ·(1/ Φs ).
Therefore, the neutron density in the focal region at the point region of the focus can be estimated as
n f (3 · n o / 2) · (l s / L out ) 2 · (L o / l s ) · (1 / Φ s ) 2 or with a linear focus area of the ZFS
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 is seen that it is possible to increase the neutron density in a moving (converging) neutron flux in comparison with the neutron density in the moderator body.

Рассмотрим пример конкретного выполнения устройства. Пусть структура выполнения из 208Pb. Тогда σs= 11,6 бн, σa= 4,9 ·10-4 бн, Ns 2,4 ·104, ns 3,3 ·1022-3, ls 2,6 см, L 240 см.Consider an example of a specific implementation of the device. Let the execution structure of 208 Pb. 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: Kt 1, h 0,1 см, Φ= 8', тогда в структуре Kw 9,2 ·10-4, Kv 0,1. Поэтому в этом случае Nout 1,4 ·104, L out 170 см, Ка 2, Keff 0,65.Suppose that the structure is characterized by the following quantities: K t 1, h 0.1 cm, Φ = 8 ', then in the structure K w 9.2 · 10 -4 , K v 0.1. Therefore, in this case, N out 1.4 · 10 4 , L out 170 cm, K a 2, K eff 0.65.

В структуре с суперзеркальным покрытием каналов возможно Φs= 1о, поэтому Nout 400, Lout 30 см, Kv 0,5, Kw 5 ·10-3, Ка 60, Keff= 0,98 (но в этом случае оценки сделаны без учета поглощения нейтронов покрытием).In a structure with a super-mirror coating of the channels, Φ s = 1 о is possible; therefore, N out 400, L out 30 cm, K v 0.5, K w 5 · 10 -3 , K a 60, K eff = 0.98 (but in in this case, estimates are made without taking into account the absorption of neutrons by the coating).

Размеры фокусной области при этом можно оценить как
rf Rin ·Φs
При Rin 50 см; Φs= 10' rf 0,15 см, а при Rin 50 cм; Φs 1о rf 0,9 см.
The dimensions of the focal region can be estimated as
r f R in · Φ s
At R in 50 cm; Φ s = 10 'r f 0.15 cm, and at R in 50 cm; Φ s 1 о r f 0.9 cm.

В этом случае плотность нейтронов в фокусе составляет nf 6 ·no и nf 25 ·no для цилиндрического фокуса и nf 2500 ·no и nf 1400 ·noдля точечного фокуса соответственно для разных вариантов покрытий, т.е. nf >> no.In this case, the neutron density at the focus is n f 6 · n o and n f 25 · n o for the cylindrical focus and n f 2500 · n o and n f 1400 · n o for the point focus, respectively, for different coatings, i.e. . 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. Moreover, in an embodiment of a structure with a varying curvature of the elements, the actual neutron density in the focus can be even higher, and the sizes of the focal region are 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. Using the proposed method and device, an increase in the energy efficiency of thermonuclear fusion is achieved due to the energetically advantageous "internal" heating of the fuel mixture when interacting with thermal neutrons, due to thermalization, return and useful use of the generated fast neutrons, and the process’s self-sufficiency in the rare isotopes used in the method and device and improving energy efficiency.

П р и м е р 4. Прежде всего необходимо обратить внимание на тот факт, что Т и 3Не являются малораспространенными изотопами, поэтому цикл работы энергетического реактора должен быть каталитически замкнутым, т.е. чтобы в цикле работы реактора их количество не уменьшалось. Проанализируем работу каталитически замкнутого термоядерного реактора, пользуясь при этом следующей моделью. Внутри реактора в области объемом V идут термоядерные реакции. Рождающиеся в реакторе нейтроны действием ЗФС возвращаются в фокус в некий объем Vф (они могут проходить этот объем несколько раз, всякий раз возвращаемые ЗФС обратно). Топливная смесь, включающая D,T,3He, 6Li, проходит сквозь этот объем, взаимодействуя с нейтронами. 3Не, 6Li разогревают всю смесь, рождают быстрые ядра трития. Нагретая плазма захватывается магнитным полем ловушки. Считается, что в среднем каталитический разогрев идет только в части Vк объема Vф. 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 Vк, так и в объеме выгорания V.Example 4. First of all, it is necessary to pay attention to the fact that T and 3 are not rare isotopes, therefore, the cycle of an energy reactor should be catalytically closed, i.e. so that in the cycle of the reactor, their number is not reduced. Let us analyze the operation of a catalytically closed thermonuclear reactor, using the following model. Inside the reactor, thermonuclear reactions occur in a region of volume V. Neutrons generated in the reactor by the action of PFS return to focus in a certain volume V f (they can pass this volume several times, each time returned by PFS back). The fuel mixture, including D, T, 3 He, 6 Li, passes through this volume, interacting with neutrons. 3 He, 6 Li heat the whole mixture, give rise to fast tritium nuclei. The heated plasma is captured by the magnetic field of the trap. It is believed that, on average, catalytic heating occurs only in part V to volume V f . The condition for the equality of burnable and generated T nuclei in the full cycle, taking into account their return to the input after removal of the released energy, provided that the T nuclei are generated both in the catalysis region V k and in the burnup volume V.

Figure 00000003

Одновременно участвующий в процессе катализа 3Не как выгорает, так и рождается вновь:
N
Figure 00000004
Figure 00000005
N 2 D •<σ•v>D-D•V•τ=N
Figure 00000006
Nn•<σ•v>
Figure 00000007
V•τ=N
Figure 00000008
.
Figure 00000003

At the same time participating in the process of catalysis 3 Not both burns out and is born again:
N
Figure 00000004
Figure 00000005
N 2 D • <σ • v> DD • V • τ = N
Figure 00000006
N n • <σ • v>
Figure 00000007
V • τ = N
Figure 00000008
.

Поэтому плотность нейтронов, необходимая для самостабилизации 3Не,
Nn

Figure 00000009
ND
Figure 00000010

Из этого условия можно найти соотношение между энерговыделением в основном объеме V и в объеме Vк от заряженных частиц в плазму в каталитически связанных D-D и 3Не-n реакциях
W
Figure 00000011
=W
Figure 00000012
WD-D
Figure 00000013
≈ WD-D•0,3.Therefore, the neutron density necessary for self-stabilization of 3 He,
N n
Figure 00000009
N D
Figure 00000010

From this condition, one can find the relationship between the energy release in the main volume V and in the volume V k from charged particles to plasma in catalytically coupled DD and 3 He-n reactions
W
Figure 00000011
= W
Figure 00000012
W DD
Figure 00000013
≈ W DD • 0.3.

Сопоставив условия самостабилизации 3Не и Т, получим условие каталитической замкнутости цикла:

Figure 00000014
1 +
Figure 00000015
1+A.Comparing the conditions of self-stabilization of 3 He and T, we obtain the condition for the catalytic closure of the cycle:
Figure 00000014
1 +
Figure 00000015
1 + A.

Здесь
A

Figure 00000016
характеризует долю энерговыделения от 6Li в фокусе ЗФС или с точки зрения энерговыделения
WD-T=W
Figure 00000017
(1+A)≈3,82•WD-D•(1+A).Here
A
Figure 00000016
characterizes the share of energy release from 6 Li in the focus of the ZFS or from the point of view of energy release
W DT = W
Figure 00000017
(1 + A) ≈ 3.82 • W DD • (1 + A).

Полное энерговыделение в области синтеза
W= WD-D+WD-T≈W

Figure 00000018
1 +
Figure 00000019
(1+A)
Figure 00000020
, поэтому связь между энерговыделением в фокусе и области синтеза
Figure 00000021
Figure 00000022
Figure 00000023
где Wф WLi-n + WHe-n- энерговыделение в фокусе реактора, Wф/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 6Li в смеси и может быть уменьшено при неполном выжигании ядер 3Не, рожденных в цикле. В цикле, самостабилизированном по 3Не и Т, существует избыточность по нейтронам.Total energy in synthesis
W = W DD + W DT ≈W
Figure 00000018
1 +
Figure 00000019
(1 + A)
Figure 00000020
, therefore, the relationship between the energy release in focus and the synthesis region
Figure 00000021
Figure 00000022
Figure 00000023
where W f W Li-n + W He-n is the energy release at the focus of the reactor, W f / W ≈ 0.129 at A 0. The relative energy release at the focus of the reactor in a closed loop is significant when it is relatively small, can be increased by increasing the proportion of 6 Li in the mixture and can be reduced by incomplete burning of 3 He nuclei born in the cycle. In a cycle self-stabilized by 3 He and T, there is neutron redundancy.

Найдем плотность нейтронов в фокусной области ЗФС. Воспользовавшись соотношениями, характеризующими ЗФС, эту плотность можно грубо оценить как
nout(0)= Ф

Figure 00000024
где Фn (1/c) выход нейтронов из области синтеза реактора:
Фn (1/2 ·n 2 D ·< σ ·V>D-D + nD ·n Tx x< σ ·V>D-T)· V (3/2 + A)· n 2 D · < σ · V>D-D ·V;
Keff эффективность селекции нейтронов в ЗФС, примем Keff 0,98;
Kt потеря нейтронов при транспортировке в ЗФС, примем Kt ≈1;
Kn число проходов нейтронами фокуса 1≅ Kn ≅Ка, 2 ≅ Ка ≅ 60.We find the neutron density in the focal region of the PFS. Using the relations characterizing the PFS, this density can be roughly estimated as
n out (0) = f
Figure 00000024
where f n (1 / c) the neutron yield from the synthesis of the reactor:
F n (1/2 2 D Σ <σ V V> DD + n D <n T x x <σ V V> DT ) V V (3/2 + A) n n 2 D <Σ · V> DD · V;
K eff the efficiency of neutron selection in the PFS, we will take K eff 0.98;
K t the loss of neutrons during transportation to the PFS, we take K t ≈1;
K n the number of focus neutron passes 1 ≅ K n ≅K a , 2 ≅ K a ≅ 60.

Примем Кn 30 (определяется захватом нейтронов в фокусе),
Vn 2,2 ·105 см/с скорость тепловых нейтронов,
rф радиус фокусной области, примем его равным 1 см.
Take K n 30 (determined by the capture of neutrons in focus),
V n 2.2 · 10 5 cm / s thermal neutron velocity,
r f the radius of the focal region, we take it equal to 1 cm

nout(0)=(3/2+A)•n 2 D •<σ•v>D-D•V

Figure 00000025

Поскольку в случае магнитного удержания nD ≅ 1015-3 и < σ ·V>D-D ≈10-17 при Тi ≈105 эВ, то при А 0 и V ≈ 4 ·106 см3 получим nout(0) ≈ 1016 см-3.n out (0) = (3/2 + A) • n 2 D • <σ • v> DD • V
Figure 00000025

Since in the case of magnetic confinement n D ≅ 10 15 cm -3 and <σ · V> DD ≈ 10 -17 at T i ≈10 5 eV, then at A 0 and V ≈ 4 · 10 6 cm 3 we get n out (0 ) ≈ 10 16 cm -3 .

Найдем также плотность 3Не в струе газа, инжектируемого в фокус,
n

Figure 00000026
Figure 00000027
считая, что Vф/Vк1. Получим n3He ≈3· 1017 см-3 для случая < σ ·V >He-n ≈ 1,2 ·10-15 см-3/с, что эквивалентно давлению газа в струе Р3Не(атм) 3,7 ·10-20 n3He (см-3) ≈ 0,01 атм.We also find the density of 3 He in the jet of gas injected into the focus,
n
Figure 00000026
Figure 00000027
assuming that V f / V to 1. We get n 3He ≈3 · 10 17 cm -3 for the case <σ · V> He-n ≈ 1.2 · 10 -15 cm -3 / s, which is equivalent to the gas pressure in jet P 3He (atm) 3.7 · 10 -20 n 3He (cm -3 ) ≈ 0.01 atm.

Для рассмотренного случая W WD-Dх х[(2,4 +A)/(1+A)] 1,602 ·10-19 2,43 ·106 (1015)2 ·10-17 2,4 4 · 106 ≈ 37,3 106; W 37,3 ·106Вт; Wф 2,9 ·106 Вт.For the case under consideration, WW DD x x [(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 ; W 37.3 · 10 6 W; W f 2.9 · 10 6 W.

Считая, что вся энергия, выделяемая в фокусе, идет на нагрев газовой струи, найдем температуру полученной плазмы
Тпл

Figure 00000028
Wф/(1,602· 10-19 ·n3He ·r 2 ф ·Vг)
Figure 00000029
16 ·104 эВ, при этом считая, что Vr
Figure 00000030
103 см/с и струя состоит только из 3Не. 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. Кроме того, в пусковом режиме необходимо резко увеличить плотность нейтронов в фокусе, что можно сделать, используя каталитически не стабилизированный режим с nD ≈ nТ.
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. Пусть имеем каталитический реактор, в котором ЗФС выполнена в виде полого шара с нейтронным фокусом в ее геометрическом центре. Пусть твердые шаровые мишени, содержащие 3Не, 6Li, D, T, с помощью стреляющего устройства периодически вбрасываются в область нейтронного фокуса. Тогда, если в момент когда мишень находится в фокусе структуры, ЗФС сформировала поток сходящихся к центру, движущихся с тепловыми скоростями (Vn 2,2 ·105см/сек) нейтронов, то при попадании этого потока на мишень в приповерхностном слое начинается интенсивное энерговыделение в результате протекания (3Не, n) и (или) (6Li,n) ядерных реакций. Сделаем оценки процесса выгорания мишени. Длину взаимодействия нейтронов с веществом можно представить как ln 1/n ·σ. Для случая холодной мишени, содержащей ядра 3Не, 6Li, находящиеся в фокусе структуры, и на которую с тепловой скоростью набегает плотный фронт тепловых нейтронов, поскольку σ= 5,4 ·10-21 см2 и n nHe ≈1022 см-3, получим ln 2 ·10-2 см. При этом только за счет энерговыделения от нейтронных реакций температура плазмы в приповерхностной области может достичь величины
Figure 00000031

Здесь считаем, что Qn 0,78 МэВ, n3He/(n3He+ nP + nT + nocн) 1/4, n
Figure 00000032
/n
Figure 00000033
1 на поверхности;
n
Figure 00000034
плотность 3Не в мишени;
nD плотность D в мишени;
nT плотность Т в мишени;
nосн плотность базового вещества, в котором содержатся 3Не, Т, D;
n
Figure 00000035
плотность нейтронов на фронте.Assuming that all the energy released in focus is used to heat the gas jet, we find the temperature of the resulting plasma
T pl
Figure 00000028
W f / (1.602 · 10 −19 · n 3He · r 2 f V g )
Figure 00000029
16 · 10 4 eV, while assuming that V r
Figure 00000030
10 3 cm / s and the jet consists of only 3 He. For a transverse injection jet (across the magnetic field) in the magnetic waist region, when cold gas passes by, or when a substance is injected in the form of solid targets during a pulsed reactor operation mode (see below), the temperature of the injected plasma can be increased. In addition, in the starting mode, it is necessary to sharply increase the neutron density in focus, which can be done using a catalytically unstable mode with n D ≈ n T.
PRI me R 5. Catalytic heating of the fuel thermonuclear mixture is possible not only in devices operating in stationary mode, but also in devices that operate in pulsed mode. Let us have a catalytic reactor in which the PFS is made in the form of a hollow ball with a neutron focus at its geometric center. Let solid spherical targets containing 3 He, 6 Li, D, T, with the help of a firing device, be periodically thrown into the region of the neutron focus. Then, if at the moment when the target is in the focus of the structure, the PFS formed a flux of neutrons converging toward the center, moving with thermal velocities (V n 2.2 · 10 5 cm / s), then when this flux hits the target in the surface layer, intense energy release as a result of the occurrence of ( 3 He, n) and (or) ( 6 Li, n) nuclear reactions. We make estimates of the process of burning out the target. The length of the interaction of neutrons with matter can be represented as l n 1 / n · σ. For the case of a cold target containing 3 He, 6 Li nuclei located at the focus of the structure, and onto which a dense front of thermal neutrons runs at a thermal speed, since σ = 5.4 · 10 -21 cm 2 and nn He ≈10 22 cm - 3 , we obtain l n 2 · 10 -2 cm. Moreover, only due to energy release from neutron reactions the plasma temperature in the near-surface region can reach
Figure 00000031

Here we assume that Q n 0.78 MeV, n 3He / (n 3He + n P + n T + n ocн ) 1/4, n
Figure 00000032
/ n
Figure 00000033
1 on the surface;
n
Figure 00000034
density 3 Not in the target;
n D is the density D in the target;
n T is the density T in the target;
n basic density of the base substance, which contains 3 He, T, D;
n
Figure 00000035
neutron density at the front.

Если поверхность мишени состоит из дейтерида лития, насыщенного тритием, то Тпл 0,2 МэВ при n

Figure 00000036
/ n
Figure 00000037
≈ 0,1.If the target surface consists of lithium deuteride saturated with tritium, then T pl 0.2 MeV at n
Figure 00000036
/ n
Figure 00000037
≈ 0.1.

Скорость набегающего потока нейтронов существенно меньше скоростей горячих ионов выгорающей приповерхностной плазмы, можно считать, что сквозь неподвижный фронт нейтронов плотностью n

Figure 00000038
наружу протекает горячая плазма, содержащая 3Не (6Li). Длина выгорания быстрых 3Не в нейтронном фронте ln 50 см. Степень выгорания на расстоянии Δr= 1 см
Figure 00000039
0,02 достаточно высока, важно, что при этом рождается поток горячих ядер трития (WT 0,19 МэВ). Кроме того, в приповерхностном слое горячей плазмы протекают (D,D) и (D,T) термоядерные реакции. Плазменное давление в приповерхностном слое получим, приняв Тф 105 эВ, nф 1022см-3, равным Р пл 1,58· 10-18 · nф · Тф= 109 атм.The velocity of the incident neutron flux is significantly lower than the velocities of the hot ions of the burning out near-surface plasma; we can assume that through a stationary front of neutrons with density n
Figure 00000038
hot plasma containing 3 He ( 6 Li) flows out. The burnup length of fast 3 He in the neutron front l n 50 cm. The degree of burnup at a distance Δr = 1 cm
Figure 00000039
0.02 is quite high, it is important that in this case a stream of hot tritium nuclei is generated (W T 0.19 MeV). In addition, thermonuclear reactions occur in the surface layer of hot plasma (D, D) and (D, T). We obtain the plasma pressure in the surface layer by taking T f 10 5 eV, n f 10 22 cm -3 , equal to R pl 1.58 · 10 -18 · n f · T f = 10 9 atm.

Должен появиться скачок уплотнения на поверхности мишени n >> no 1022 см-3. Плотность рождающихся в области горения быстрых нейтронов оценим как n (1/2 n 2 D · < σ ·V>D-D + nD · nT < σ · V>D-T) · ln/Viпри Vi 103 см/с, < σ ·V> ≈10-15 см3/с, ln ≈ 10-2 см; n 1019 см-3при nD nT 1022 см-3; n
1021 см-3 при nD n T1023-3. Нейтронное поле этой плотности, двигаясь со скоростью Vn 108 см/с, за время τ ≈10-10 с проникает во все тело мишени, и начинается ее интенсивное разогревание в ходе (3Не,n) реакций и быстрыми ядрами трития. Начинается ее взрывное выгорание. В процессе реакций горения в объеме мишени выполняются следующие основные кинетические уравнения (без учета высокотемпературных каналов выгорания изотопов Т и 3Не):

Figure 00000040
Figure 00000041
Figure 00000042

Важно, что dn
Figure 00000043
+ dnT (n 2 D ·<σ·V>D-D nD ·nT ·< σ·V>D-T) ·d τ
Условие каталитической замкнутости процесса требует, чтобы dn
Figure 00000044
/ dτ 0; dnT/d τ 0. Это означает, что nD ·< σ ·V>D-D nT ·< σ · V>D-T. Возможен режим работы (nD ·< σ ·V>D-D) > (nT ·< σ ·V>D-T) с наработкой Т и 3Не в реакторе. Соотношение прежде всего отражает тот факт, что основной канал рождения 3Не 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. Насыщенность мишени тритием желательна только в приповерхностном слое. Время выгорания мишени можно оценить как
Figure 00000045
ro/V
Figure 00000046
10-9 c, но наличие скачка давления в области нейтронного фронта в результате протекающих там (3Не, n) реакций может увеличить общее время выгорания мишени. Если все же τi
Figure 00000047
10-9 с, то эту эффективность можно оценить как kD
Figure 00000048
nD•<σ•v>D-D•τi=10-3 при nD 1023 см-3, <σ•v>D-D
Figure 00000049
10-15 см-3/c. Плотность потока быстрых нейтронов из области выгорания nnm ≈ 3/2n 2 D · < σ · V>D-D· τi ≈ 1021-3.A shock wave should appear on the target surface n >> n o 10 22 cm -3 . The density of fast neutrons generated in the combustion region is estimated as n nf (1/2 n 2 D <Σ · V> DD + n D · n T <σ · V> DT ) · l n / V i for V i 10 3 cm / s, <σ · V> ≈10 -15 cm 3 / s, l n ≈ 10 -2 cm; n nf 10 19 cm -3 with n D n T 10 22 cm -3 ; n nf
10 21 cm -3 for n D n T 10 23 cm -3 . A neutron field of this density, moving at a speed of V n 10 8 cm / s, penetrates the whole body of the target in a time τ ≈ 10 -10 s and its intense heating begins during ( 3 He, n) reactions and fast tritium nuclei. Its explosive burnout begins. In the process of combustion reactions in the target volume, the following basic kinetic equations are fulfilled (without taking into account the high-temperature combustion channels of the T and 3 He isotopes):
Figure 00000040
Figure 00000041
Figure 00000042

It is important that dn
Figure 00000043
+ dn T (n 2 D <Σ · V> DD n D · n T · <σ · V> DT ) d d
The condition of catalytic isolation of the process requires that dn
Figure 00000044
/ dτ 0; dn T / d τ 0. This means that n D · <σ · V> DD n T · <σ · V> DT . The operating mode (n D · <σ · V> DD )> (n T · <σ · V> DT ) with an operating time of T and 3 He in the reactor is possible. The correlation primarily reflects the fact that the main channel for the production of 3 He and T is a DD reaction, although T can be born and die out in other processes (see table), which should be taken into account in the process equations in a more complete analysis. Saturation of the target with tritium is desirable only in the surface layer. Target burnup time can be estimated as
Figure 00000045
r o / V
Figure 00000046
10 -9 s, but the presence of a pressure jump in the region of the neutron front as a result of the reactions occurring there ( 3 He, n) can increase the total time of the burnout of the target. If nevertheless τ i
Figure 00000047
10 -9 s, then this efficiency can be estimated as k D
Figure 00000048
n D • <σ • v> DD • τ i = 10 -3 for n D 10 23 cm -3 , <σ • v> DD
Figure 00000049
10 -15 cm -3 / s. Fast neutron flux density from the burnup region n nm ≈ 3 / 2n 2 D · <Σ · V> DD · τ i ≈ 10 21 cm -3 .

Рожденные в процессе выгорания быстрые нейтроны входят в шаровую ЗФС со скоростью Vn 109 см/с, за время τ≈ τi ≈ 10-5 с замедляются до тепловых скоростей, отдавая свою энергию структуре. Затем ЗФС возвращает тепловые нейтроны обратно в область нейтронного фокуса. При этом нейтроны, возвращаясь из области замедления, с радиуса R Rin + L при R 2 · 102 см достигают фокуса структуры за время τ Rn/Vn ≈ 10-3 с. (Rin внутренний радиус ЗФС; Ls длина замедления нейтронов). Плотность нейтронов на фронте сходящегося потока
nn=nnm•(ro/r)

Figure 00000050
/2π.Fast neutrons born in the process of burning out enter the spherical ZFS at a speed of V n 10 9 cm / s, during time τ≈ τ i ≈ 10 -5 s they slow down to thermal speeds, giving their energy to the structure. Then the PFS returns thermal neutrons back to the region of the neutron focus. In this case, neutrons returning from the deceleration region from the radius RR in + L at R 2 · 10 2 cm reach the focus of the structure in a time τ R n / V n ≈ 10 -3 s. (R in is the inner radius of the PFS; L s is the neutron moderation length). Neutron Density at the Front of a Converging Flux
n n = n nm • (r o / r)
Figure 00000050
/ 2π.

Если nnm ≈1021-3; ro/r ≈ 1;

Figure 00000051
Figure 00000052
≈ 104;
Δ Ω / 2 π ≈ 10-3, то nn ≈ 1022 см-3.If n nm ≈10 21 cm -3 ; r o / r ≈ 1;
Figure 00000051
Figure 00000052
≈ 10 4 ;
Δ Ω / 2 π ≈ 10 -3 , then n n ≈ 10 22 cm -3 .

Повторяются начальные условия. Процесс выгорания повторится, если до схлопывания нейтронного фронта в фокусе поместить туда новую мишень. График временной зависимости плотности рожденных быстрых нейтронов и возвращаемых медленных нейтронов представлен на фиг. 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. 7.Возможен вариант работы реактора, когда отражающие поверхности ЗФС выполнены с использованием ферромагнитного вещества, а внешнее магнитное поле периодическое и импульсное. 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 << τfull, может достигать величин
nn

Figure 00000053
(nnm•(ro/r)
Figure 00000054
2π)•τfull/T, где Т период изменения магнитного поля.The initial conditions are repeated. The burnout process will be repeated if, before the neutron front collapses, a new target is placed in focus. The time plot of the density of generated fast neutrons and returned slow neutrons is shown in FIG. 6. In this case, for the purpose of self-centering of a burning target during the combustion process, neutrons may not be brought into focus, but onto some spherical surface around it, an approximate distribution of neutron density in focus in this case is shown in FIG. 7. It is possible for the reactor to operate when the reflecting surfaces of the ZFS are made using ferromagnetic material, and the external magnetic field is periodic and pulsed. In this case, targets from the fuel mixture are introduced into the device with the same period, and the neutron density at the front of the converging stream, if the period of the field change is less than the neutron extinction time in the PFS T << τ full , can reach
n n
Figure 00000053
(n nm • (r o / r)
Figure 00000054
2π) • τ full / T, where T is the period of change 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 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. 1. A method of controlled thermonuclear fusion, including the preparation, introduction and heating of a fuel mixture containing deuterium and tritium to nuclear interaction temperatures, plasma confinement and energy conversion, characterized in that substances interacting with neutrons with positive energy release are added to the initial fuel mixture generating tritium as a result of fusion reactions, while thermalizing the neutrons generated in fusion reactions and focusing them in the focal region on the fuel mixture when heated, and After holding the hot thermonuclear plasma and converting the released energy, tritium and helium-3 nuclei are isolated from the reaction products in the plasma and introduced into the initial fuel mixture. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что температура в плазме выдерживается такой, что выполняется следующее соотношение между параметрами, характеризующими плазму:
nD•<σ•v>D-D≥nT•<σ•v>D-T,
где nD - плотность дейтерия в плазме;
nт - плотность трития в плазме;
<σ•v>D-D - усредненное произведение сечения взаимодействия и скорости движения ионов в D-D-реакциях в плазме;
<σ•v>D-T - усредненное произведение сечения взаимодействия и скорости движения ионов в D-T-реакциях в плазме.
2. The method according to claim 1, characterized in that the temperature in the plasma is maintained such that the following relationship between the parameters characterizing the plasma is fulfilled:
n D • <σ • v> DD ≥n T • <σ • v> DT ,
where n D is the density of deuterium in the plasma;
n t - plasma tritium density;
<σ • v> DD is the average product of the interaction cross section and the ion velocity in DD reactions in the plasma;
<σ • v> DT is the averaged product of the interaction cross section and the ion velocity in the DT reactions in the 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. The method according to claim 1, characterized in that the fuel mixture is carried out and introduced in the form of solid targets, while the neutrons are focused in the focal region at a distance from its center so that the neutron density distribution in the focal region has a minimum at the center, and the nearest the maxima lie at a distance greater than the size of the targets. 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 формирования направленного потока нейтронов, причем узел сепарации продуктов реакций соединен с узлом подготовки топливной смеси. 4. A controlled thermonuclear fusion reactor comprising a working chamber including a plasma forming and holding unit and a plasma holding area, a preparation unit and a fuel mixture input unit, an energy removal-energy conversion device, and a reaction product separation device, characterized in that the plasma forming unit is equipped with a thermalization device and the formation of a directed neutron flux with a focal region, while the site of the input of the fuel mixture is oriented to the focal region of the flow of the thermalization device and Bani directional neutron flux, wherein the separation of the reaction products node coupled to node producing a 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. The reactor according to claim 4, characterized in that the energy removal-energy conversion device comprises a coolant circuit with channels of the coolant circuit, which is connected to the working chamber and the separation unit 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. The reactor according to claim 5, characterized in that the channels of the coolant circuit at the entrance to the working chamber of the reactor have a tangential slope relative to the plasma confinement region. 7. Реактор по п.4, отличающийся тем, что узел формирования и удержания плазмы выполнен в виде магнитной ловушки. 7. The reactor according to claim 4, characterized in that the plasma forming and holding unit is made 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. The reactor according to claim 7, characterized in that the plasma formation and retention unit is made in the form of an open magnetic trap, part of which has the form of a magnetic nozzle connected to an energy removal-energy conversion device. 9. Реактор по п. 7, отличающийся тем, что магнитная ловушка содержит магнитные катушки, которые соединены с устройством энергосъема-энергопреобразования. 9. The reactor according to p. 7, characterized in that the magnetic trap contains magnetic coils that are connected to a device for energy extraction-energy conversion.
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 (17)

* 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
US10418170B2 (en) 2015-05-12 2019-09-17 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for reducing undesired eddy currents
US10440806B2 (en) 2014-10-30 2019-10-08 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
US11195627B2 (en) 2016-10-28 2021-12-07 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for improved sustainment of a high performance FRC plasma at elevated energies utilizing neutral beam injectors with tunable beam energies
US11211172B2 (en) 2016-11-04 2021-12-28 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for improved sustainment of a high performance FRC with multi-scaled capture type vacuum pumping
US11217351B2 (en) 2015-11-13 2022-01-04 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for FRC plasma position stability
US11335467B2 (en) 2016-11-15 2022-05-17 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for improved sustainment of a high performance FRC and high harmonic fast wave electron heating in a high performance FRC

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 (42)

* 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
US10361005B2 (en) 2001-02-01 2019-07-23 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
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
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
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
US9672943B2 (en) 2001-02-01 2017-06-06 The Regents Of The University Of California Apparatus 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
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
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
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
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
EA007870B1 (en) * 2001-03-19 2007-02-27 Дзе Риджентс Оф Дзе Юниверсити Оф Калифорния A system of converting fusion product energies
US8031824B2 (en) 2005-03-07 2011-10-04 Regents Of The University Of California Inductive plasma source for plasma electric generation system
US10395778B2 (en) 2005-03-07 2019-08-27 The Regents Of The University 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
US9123512B2 (en) 2005-03-07 2015-09-01 The Regents Of The Unviersity Of California RF current drive 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
US10403405B2 (en) 2005-03-07 2019-09-03 The Regents Of The University Of California Inductive plasma source and plasma containment
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
US10446275B2 (en) 2011-11-14 2019-10-15 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
US10790064B2 (en) 2013-09-24 2020-09-29 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
US11373763B2 (en) 2013-09-24 2022-06-28 Tae Technologies, Inc. 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
US10438702B2 (en) 2013-09-24 2019-10-08 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
US10665351B2 (en) 2014-10-13 2020-05-26 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for merging and compressing compact tori
US11200990B2 (en) 2014-10-13 2021-12-14 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for merging and compressing compact tori
US10217532B2 (en) 2014-10-13 2019-02-26 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for merging and compressing compact tori
US10743398B2 (en) 2014-10-30 2020-08-11 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
US10440806B2 (en) 2014-10-30 2019-10-08 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
US11337294B2 (en) 2014-10-30 2022-05-17 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for forming and maintaining a high performance FRC
US10418170B2 (en) 2015-05-12 2019-09-17 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for reducing undesired eddy currents
US10910149B2 (en) 2015-05-12 2021-02-02 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for reducing undesired eddy currents
US11217351B2 (en) 2015-11-13 2022-01-04 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for FRC plasma position stability
US11195627B2 (en) 2016-10-28 2021-12-07 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for improved sustainment of a high performance FRC plasma at elevated energies utilizing neutral beam injectors with tunable beam energies
US11211172B2 (en) 2016-11-04 2021-12-28 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for improved sustainment of a high performance FRC with multi-scaled capture type vacuum pumping
US11482343B2 (en) 2016-11-04 2022-10-25 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for improved sustainment of a high performance FRC with multi-scaled capture type vacuum pumping
US11335467B2 (en) 2016-11-15 2022-05-17 Tae Technologies, Inc. Systems and methods for improved sustainment of a high performance FRC and high harmonic fast wave electron heating in a high performance FRC
WO2019028167A1 (en) * 2017-08-01 2019-02-07 Nex-Gen Solar Technologies, LLC Light-nuclei element synthesis

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2056649C1 (en) Controlled thermonuclear fusion process and controlled thermonuclear reactor implementing it
US20170236599A1 (en) Inductive plasma source and plasma containment
US20170301409A1 (en) Vacuum chamber for plasma electric generation system
JP5319273B2 (en) System and method for driving ions and electrons in an FRC magnetic field
US10395778B2 (en) RF current drive for plasma electric generation system
US7459654B2 (en) Controlled fusion in a field reversed configuration and direct energy conversion
EP2187713B9 (en) Magnetic and electrostatic confinement of plasma in a field reversed configuration
RU2174717C2 (en) Thermonuclear reactor and its reaction process
US3664921A (en) Proton e-layer astron for producing controlled fusion reactions
US4618470A (en) Magnetic confinement nuclear energy generator
JP2019219421A (en) Method, device, and system for reducing neutron inside small scale non-contaminant emission nuclear reactor
CA2529163A1 (en) Fusion apparatus and methods
US3668067A (en) Polygonal astron reactor for producing controlled fusion reactions
Nayak et al. Thermonuclear burn of DT and DD fuels using three-temperature model: Non-equilibrium effects
US20210029812A1 (en) System Of Converging Plasma Pistons
Kirkpatrick et al. Ignition and burn in inertially confined magnetized fuel
US20200335229A1 (en) Thermo-kinetic reactor with micro-nuclear implosions
Bickerton History of the approach to ignition
RU2182260C2 (en) Method for starting nuclear rocket engines based on resonant-dynamic fission and fusion reactions
Harrison Basic Concepts of Fusion
Koloc Method and apparatus for generating and utilizing a compound plasma configuration
Moir Physics of mirror reactors and devices
McNally Jr Some fusion perspectives
Jensen Fusion-A potential power source
Volosov Some problems of magnetic fusion reactor and asymmetric centrifugal magnetic confinement device

Legal Events

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

Effective date: 20101030