Исследование и оптимизация параметров инжектора быстрых атомов водорода

К числу актуальных проблем современной науки и техники относится исследование и разработка новых, обладающих высокой эффективностью способов преобразования различных видов энергии в электрическую энергию. Одним из таких перспективных направлений, занимающих важное место в энергетике будущего, являются термоядерные реакторы (ТЯР), используадие энергию, освобождающуюся в результате управляемых реакций синтеза легких ядер изотопов водорода. Успешное развитие исследований в области управляемого термоядерного синтеза (УТС) особенно на протяжении последних двух десятков лет поставило на повестку дня вопрос о разработке первых энергетических ТЯР.

Наиболее многообещающим направлением на пути к созданию ТЯР в настоящее время признана область токамаков — термоядерных установок, начало строительства которых было положено в СССР, в Институте атомной энергии им, И. В. Курчатова еще в 1955 году [ I ], Сейчас в ряде стран мира ведется сооружение и проектирование серии крупных токамаков, на которых должны быть достигнуты условия «зажигания» и продемонстрирована физическая осуществимость самоподдерживающейся термоядерной реакции. Это ТРТЯ [2] в США, ЗТ-60 [3]в Японии, ЗЕТ [4]в Западной Европе и Т-15 [5]в СССР. Перечисленные токамаки по своим размерам и важнейшим физическим параметрам моделируют плазму установок, рассматриваемых в качестве экспериментальных ТЯР.

Следующим этапом в программе УТС является проектирование и создание опытного реактора-токамака — системы, предназначенной для решения широкого круга инженерных и технологических задач, связанных с разработкой промышленной энергетической установки. Так как стоимость первой установки такого масштаба может составить более миллиарда рублей, то для ускорения темпов её сооружения в 1978 году начата разработка проекта международного реактора-токамака под названием ИНГОР [6]. Разрабатывается также ряд национальных предварительных проектов опытно-энергетических реакторов на основе то-камака. Это ГТРТ (СССР) [7], OTP (СССР) [В J, HFCTR (CM) [9], NUWMAK (США) [10] и ряд других.

Таким образом, в настоящее время в развитии работ по программе УТС обозначилось постепенное смещение центра тяжести с собственно физических исследований в область инженерных и технологических задач, связанных с проработками как общей схемы ТЯР, так и его отдельных подсистем. Такие проработки дают возможность достаточно надежно определить принципиальную схему построения ТЯР, выделить его основные узлы и определить круг конкретных вопросов, требующих решения при проектировании и сооружении реактораОдним из важнейших направлений в прогнозировании развития данного этапа является выявление наиболее существенных технико-экономических характеристик и оптимизация параметров разрабатываемых ТЯР. Необходимость развития этого направления обусловлена тем, что экономическая конкурентоспособность термоядерного реактора-токамака по сравнению, например, с реакторами деления и бридерами еще не ясна, поэтому поиски оптимальных вариантов построения ТЯР в целом и его важнейших систем и узлов могут определить место реакторов этого типа в тошшвноэнергетическом балансе в будущем.

Одной из таких важнейших систем, в существенной степени определяющей стоимость ТЯР, а также эффективность его работы и надежность в целом, является система инжекции атомов в ТЯР, предназначенная для дополнительного нагрева плазмы до термоядерных температур. Первые попытки инжекции мощных потоков частиц в плазму относятся к концу 50-х годов [II ], однако интенсивное развитие эксперименты по нагреву плазмы в магнитных ловушках с помощью пучков быстрых атомов водорода получили только в последнее десятилетие, когда выяснилось, что традиционный для токамаков джоулев нагрев оказался недостаточным для достижения термоядерных параметров плазмы. Успешные эксперименты на установках CLEO [12], ДТС [13], ORMAK [14], TFR [15], DITE [16] и Т-II fxvj ввдвинули ин-жевдию в ряд эффективных средств нагрева плазмы, а после достижения в 1978 году на токамаке PLT [18] рекордной температуры около 75 млн 0 К инжекция быстрых атомов рассматривается как одно из основных потенциальных средств для нагрева плазмы в ТЯР. В настоящее время практически во всех предлагаемых схемах реакторов на основе токамаков для создания плазмы с термоядерными параметрами предусматривается инжекция быстрых атомов водорода (дейтерия).

Требования, предъявляемые к инжекционным системам термоядерных установок, жестко связаны с видом, назначением и масштабами установки, в которую инжектируются пучки. Для исследовательских установок ближайших лет (TFTR, T-I5 и др.) основными характеристиками, обусловленными этими требованиями, являются: I) мощность, вводимого в установку пучка атомов (от единиц до десятков МВт), 2) энергия частиц пучка (до 200 кэВ), 3) длительность импульса инжекции (до 10 с), 4) геометрические размеры потока атомов (от 1С? до 2*10^ см**), 5) сопутствующий поток «холодного» газа. Для установок следующего поколения (ИНТОР, ГТРТ и др.) определяющее значение цриобретают: I) стоимость и 2) энергетическая эффективность систем инжекции.

В результате работы коллектива Лаборатории инжекторов ИАЭ им.- И. В. Курчатова было сформулировано два основополагающих подхода, определяющих возможные принципиальные схемы построения инжек-ционных систем крупномасштабных термоядерных установок [19]. Во-первых, система инжекции должна состоять из нескольких инжек-ционных зон, каждая из которых объединяет по несколько одновременно работающих автономных инжекторов, обеспечивающих введение в установку необходимой суммарной мощности. Такая схема построения инжекционной системы повышает надежность её работы, а также позволяет выбрать оптимальные параметры как отдельного инжектора, так и всей системы в целом. Во-вторых, выбор схемы построения автономного инжектора должен связываться с физическими основами способа получения энергетичных пучков атомов — через положительные или отрицательные ионы. При энергиях быстрых атомов Е0, не превышающих 200 кэВ, наиболее эффективна схема получения пучков атомов через положительные ионы. При Е0, превышающих 200 кэВ, предпочтительнее схема, предусматривающая доускорение и нейтрализацию отрицательных ионов. Действительно, положительные ионы водорода (дейтерия) генерируются лучше чем отрицательные, однако с ростом энергии Е0 резко снижается эффективность их преобразования в атомы на перезарядной мишени, в то время как для отрицательных ионов зависимость их «обдирки» от энергии по крайней мере до Е0 = 1000 кэВ слаба (рис.1), Поэтому положительные ионы более целесообразно использовать для получения сравнительно низкоэнергетичных пучков (Е0 < 200 кэВ), а отрицательные — для пучков атомов высоких энергий (Е0> 200 кэВ).

Все существующие, строящиеся и проектируемые для создания в ближайшие 10−15 лет системы инжекции щупных термоядерных установок основываются на схеме перезарядки положительных ионов в атомы. С одной стороныэта ситуация явилась результатом того, что все существующие и строящиеся термоядерные установки (табл. I [6]) предусматривают инжекцию пучков быстрых атомов водорода (дейтерия) лишь в диапазоне энергий до 200 кэВ. С другой стороны, техника и технология получения пучков отрицательных ионов со значительными токами и их доускорение до высоких энергий в настоящее время еще недостаточно развиты. В то же время мощное развитие в последнее десятилетие получили инжекторы на основе положительных ионов, что явилось следствием развития, во-первых, физики, техники и технологии сильноточных источников положительных ионов, во-вторых, прогрессом в создании высокоцроизводительных откачных вакуумных средств и, в-третьих, разработкой систем электрического питания инжекторов, отвечающих современным требованиям получения сильноточных стационарных пучков. Таблица I.

Параметры инжекционных систем наиболее крупных существующих и строящихся токамаков т • Установка j • ! • ! Год пуска {Мощность — I пучка j .'атомов, i МВТ j • • Энергия {Длитель- |Количест-пучка, |ность во кэВ jимпульса {инжекто- 1 1 ^.

PLT (США) 1979;1980 3rt2 40 0,2 4−6.

TFR (Франция) I979−1980 1,2 40 0,1 2.

DITE (Англия) 1980 2,4 30 0,025 4.

PDX (США) I980−1981 6,0 50 0,5 4−6.

DIII (США) I980-I98I 7,0 80 0,5 2.

1982;1984 20,0 80 Г, 0 6.

TFTR (США) I982−1983 35,0 120 1,5 5.

T-I5 (СССР) I983−1984 5,0 80 Г, 5 3.

3 ET (Евроатом) I983−1984 17,0 160 10⁰ 2.

DT-60 (Япония) 1984 20,0 75 10,0 14.

ZEPHYR (®-г> 1987 25,0 160 1,5 6.

ИНГОР (Мездуна- 1992 75,-0 175 8,0 4−5 родный токамак-реактор).

Схема процесса, положенная в основу инжектора с получением быстрых атомов из положительных ионов, такова: в газовом разряде образуются положительные ионы водорода (дейтерия), далее они извлекаются из разряда, ускоряются и формируются в пучок, после чего перерабатываются в нейтральные атомы на перезарядной мишени с эфкпд,% 100.

О 100 300 ' 500 Ео, КэВ (Н).

О 200 600 юоо Е0кэВ (Б).

Рис Л. Зависимость КПД инжектора от энергии быстрых атомов.

Е0: I — инжектор, основанный на прямой перезарядке положительных ионов- 2 — инжектор с использованиемотрицательных ионов при двойной перезарядке на натриевой мишени [19].

II.

Рис. 2. Структура инжектора, основанного на прямой перезарядке положительных ионов: I — ионный источник- 2 — нейтрализатор- 3 — сепаратор- 4 — приемник ионов- 5 — приемник атомов. фективностью, определяемой соответствующим сечением перезарядки. Полученный поток атомов очищается от неперезарядившихся ионов и инжектируется затем в плазму термоядерной установки. На рис. 2 представлены основные конструктивные элементы этой схемы инжектора: ионные источники, I, формирующие и ускоряющие пучки положительных ионовнейтрализаторы 2, в которых происходит перезарядка ускоренных ионов в атомысепаратор 3 пучка быстрых атомов и неперезарядившихся в нейтрализаторе ионовприемник ионов 4- приемник атомов служащий для измерения параметров пучка атомов при настройке инжектора,'.

Описанная схема получения интенсивных потоков быстрых атомов водорода (дейтерия) положена в основу конструкции инжекторов самой крупной советской установки Т-15, сооружаемой в Отделении физики плазмы ИАЭ им. И, В, Курчатова.

Таким образом, анализ систем инжекции, построенных на базе перезарядки положительных ионов в атомы, представляется в настоящее время наиболее актуальным. В связи с этим в данной работе проводилось рассмотрение именно этой схемы построения инжекторов. Вместе с тем, разработанный в данной работе подход, а также отдельные конкретные модели и методы исследования могут быть использованы и при изучении инжекторов быстрых атомов на основе отрицательных ионов.

Экспериментально метод нагрева плазмы инжекцией цродемонстри-рован достаточно надежно, что позволяет экстраполировать данный метод на будущие эксперименты вплоть до ТЯР. На первый план при этом выдвигаются задачи оптимального выбора общей схемы конструкции и параметров системы инжекции и её основных элементов. На стадии проработки концептуальных проектов, когда основные физико-технические связи и зависимости отдельными узлами инжектора установлены, однако их отдельные параметры еще не заданы жестко и могут меняться в широких пределах, наиболее эффективным путем решения этих задач является метод математического моделирования, опирающийся на исследования математической модели изучаемого объекта [20].

Работа в направлении создания математической модели инжектора ведется рядом авторов на протяжении уже нескольких лет, однако в известных публикациях либо дается анализ только отдельных (причем не всех) элементов ионно-атомного тракта (см., например, [21−23]), либо предлагаются существенно упрощенные модели инжекторов, как правило, исключающие из рассмотрения целый ряд важных взаимосвязей и даже конструктивных узлов [24,25]. Рядом авторов [26, 27] сделаны первые шаги в направлении оптимизации параметров инжекторов, однако предлагаемые математические модели ограничиваются рассмотрением оптимальности инжекторов с точки зрения одной-двух переменных. Рекомендации по выбору параметров и конструированию ионно-атомного тракта инжекторов выдаются на основании расчета отдельных конструктивных узлов исключительно путем перебора ряда вариантов.

В связи с этим особую актуальность и практическую ценность имеет разработка комплексной математической модели, которая могла бы быть ориентирована не только на проведение параметрического анализа конструкции ионно-атомного тракта, но и на многопараметрическую оптимизацию процессов преобразования энергии и конструкции инжектора по различным критериям оптимальности.

Данная диссертация посвящена исследованию элементов ионно-атомного тракта, созданию на базе этого исследования комплексной математической модели инжектора, обоснованию критериев оптимальности, проведению многопараметрической оптимизации и выдаче ряда рекомендаций по выбору оптимальных параметров и конструктивных схем инжекторов.

НА ЗАЩИТУ ВЫНОСИТСЯ:

I. Комплексная математическая модель схемы инжектора, основанной на преобразовании электрической энергии в кинетическую энергию пучка быстрых атомов водорода.

2. Математические модели процессов преобразования энергии в основных элементах ионно-атомного тракта инжектора — ионном источнике, нейтрализаторе, сепараторе пучков ионов и атомов, приёмниках пучков, криогенной вакуумной системе откачки.

3. Результаты экспериментального исследования работы ряда основных конструктивных узлов ионно-атомного тракта, необходимые для обоснования и проверки адекватности соответствующих блоков математической модели.

4. Результаты численного исследования инжектора: оптимальные характеристики для различной энергии (от 40 до 160 кэВ) инжектируемых атомовчувствительность математической модели инжектора по всем управляющим факторам и ранжировка наиболее значимых из них по выбранным критериям оптимальностиоптимальные решения схемы построения конструкции инжекторов.

Содержание диссертации изложено в следующей последовательности.

В главе I рассмотрены принципиальные конструкторские решения, которые положены в основу большинства известных существующих инжек-ционных систем, позволившие обосновать принципиальную схему построения инжектора и определить возможные тенденции её развития.

В главе 2 изложены основные принципы построения математической модели инжектора, описана её структурная схема, выявлены основные входные и выходные параметры модели, определены критерии оптимальности инжекторов.

Глава 3 посвящена анализу работы отдельных конструктивных узлов ионно-атомного тракта инжектора. Представлены результаты экспериментальной проверки разработанных математических моделей ионного источника, нейтрализатора, сепаратора пучков, приёмников и криооткачки.

В главе 4 рассмотрена задача оптимизации параметров инжектора и описан способ её решения. На базе анализа результатов оптимизации по различным критериям качества выдан ряд рекомендаций по выбору оптимальных параметров мощных инжекторов.

1. Reardon P.J. Review of tokamak engineering and TFTR technology. In s Proc. 7-th Symp. on Engin. Problems of Fusion Research (Knoxville, Tennessee, USA, 1977), v.1, рИЗ".

2. Андреев В. Р., Боядаренко И. М., Бондарчук Э. Н. и цр. Тока-мак-15. Основные параметры и состояние проекта. Там же, с. 6.6. «International tokamak reactor Zero Phase», Intern. Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 1980.

3. Велихов Е. П., Глухих В. А., Гурьев В. В. и др. Гибридный термоядерный реактор токамак .для производства делящегося топлива и электроэнергии. «Атомная энергия», 1978, т.45,вып.I, с.З.

4. Новости термоядерных исследований в СССР, М., ИАЭ, 1983, Ш 3(29), с. 19.

5. Cohn D.R. et al. High field compact tokamak re actor (HFCTR). M.I.T. Plasma Center, USA, RR-78−2, 1978.

6. Badger B. et al." NUWMAK", Univ, Wisсons. Madison, UWEDM-330, 1979. ВЫВОДЫЖМРНММММММШЯИЯ'По результатам проведенной работы можно сделать следующие выводы :

7. Проведено экспериментальное исследование процессов преобразования энергии в основных конструктивных узлах инжектора. Показана адекватность математических моделей соответствующих конструктивных узлов.

8. Post R.f. Annual Review Unclear Science, v.9, p.428,1959.

9. Cordey J.G. et al. Neutral injection heating o? a tokamak-theory and experiment. «Nucl .Fusion», 1975, 15, И 2,441−4-51.

10. Ellis R. et al. High-power neutral-beam heating in the adia-batic toroidal compressor. «Nucl.Fusion», 1976, 16, N 3″ 524−527.

11. Berry L.A. et al. Neutral beam injection experiments in ОЕМДК. In «Plasma Phys. and Contr. Nucl.Fus.Res. (Proc.5-th Intern, conf., Tokyo, 1974)», v.1, IAEA, Vienna, 19 751 113−126,.

12. Equipe TFR. Heating by injection of fast neutrals and study of ion energy balance in TFR. In «Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Res. (Proc. 6-th Int. Conf., Berchtesgaden, 1976) v.1, IAEA, Vienna, 1977, p.69−84.

13. Paul J.W.M. et al. Divertor and injection experiments in BITE tokamak. Ibid, p.269−287.

14. Vlasenkov V.S. et al. Fast neutral-beam injection experiments in T—11. In: «Plasma Phys. and Contr .Nucl.Fusion Research (Proc. 6-th Intern. Conf., Berchtesgaden, 1976)», v.1, IAEA, Vienna, 1977, p.85−94.

15. Eubaur H.P. et al. Neutral-beam-heating results from the Princeton Large Torus. -" Phys. Rev. Letters", 1979, 43, N 4, p.270−274.

16. Ветров В. А., Латышев Л. А., Рыбаулин Н.М."Семашко Н.Н."Серёгин B.C., Чуян Р. К. О выборе оптимальных параметров инжектора быстрых атомов. В сб.?" Вопросы атомной науки и техники. Серия'.Термоядерный синтез", 1981, вып. 1(7), с. 99−106.

17. Stone R.R., Haughian J.M. The design of the calorimeter and beam dump for the TFTR Prototype neutral beam injector.1.: Proc. 7-th Symp. on Engin. Problems of Fusion Research (Knoxville, Tennessee, USA, 1977), v.2, p.1425.

18. Valby L.E. Cryopumping system for TFTR neutral beam injectors. Ibid., p.1040.

19. Семашко H.H."Владимиров A.H."Кузнецов В.В. и др. Инжекторы быстрых атомов водорода. М., «Энергоизцат», 1981.

20. Colleraine А.Р., Holland М.М. et al. The DOUBLET-III neutral beam injection system. In: Proc. 7-th Symp. on Engin. Prob-lems of Fusion Research (Knoxville, Tennessee, USA, 1977)" v.1, p.549.

21. Pittenger L.C., Stone R.R. et al. A neutral beam injection system for the Tokamak Fusion Test Reactor.- Ibid., p.555″.

22. Yamato H., Shinya K. et al. Design study of a neutral injection system for the JAER-I Experimental Fusion Reactor (¿-Ш?). Ibid.- p.560.27"Feist J.H. A computer program for parameter studies of a neutral injection beam line. Ibid.- p.1554.

23. Bol K. et al. Neutral-beam-heating in the adiabatic Toroidal compressor. Phys.Rev.Lett., v.32, p.661, 1974.29"Berry L.A. et al. Proc. 5-th Int.Gonf.on Plasma Physics and Contr. Nucl. Fusion Research, p.113, 1974.

24. Cordey J.G. et al. Neutral injection heating of a tokamak plasma. Nuclear Fusion, v.15, p.441, 1975.

25. Vlasenkov V.S. et al. Plasma heating and stability in T-II tokamak with neutral-beam injection. In: «Plasma Phys. and Contr. Nucl. Fusion Res. (Proc. 7-th Int.Conf., Innsbruck, 1978)», v.1, IAEA, Vienna, 1979, p.211−229.

26. Murakami M., Eubaur H.P. Recent progress in tokamak experiments. «Phys. Today», 1979, 52, N 5, p.25−32.

27. Чухия И.А."Никулин В.А."Серегин B.C. Конструкция ионно-атомного тракта инжекторов токамака T-I5. В сб.:" Доклады 2-й Всесоюзн.конф. по инженерным проблемам ТЯР", т. I, Л.1982,357.

28. Matsuda S., Araki M., Horiike Н. et al. Prototype injector unit for JT-60. In: Proc.8-th Symp. on Engin.Probl.of Fusion Res. (San Francisco, California, USA, 1979), v.3, p.1383−1389).

29. Harder C.R., Holland M.M., Parker J.W. DOUBEET-III beamline Ibid., v.2, p.839−843.

30. Lou K., Roth D., Haughian J. et al. TFTR neutral beam injector prototype hardware. Ibid., v.2, p.967−971.

31. Cooper W.S., Elischer V.P., Goldberg D.A. et al." A conceptual design for the ZEPHTR neutral beam injection system", 1981, EBL-12 383, 7C-20.

32. Ehlers K.W. Rectangularly shaped large area plasma source. Ins Proc. 7-th Synrp. on Engin.Probl. of Fusion Res. (Khox-ville, Tennessee, USA, 1977), v.1, p.291−294.

33. Кулыгин B.M., Панасенков A.A., Семашко H.H., Чухин И. А. Ионный источник без внешнего магнитного поля ИБМ-5. ЖГФ" 1979″ т.49″ с. 168.

34. Stirling W.L."Tsai С.С." Ryau P.M. Duo Pigatron ion source. Rev. Scient•Instr." 1977, v.48., p.533.

35. Bariaud A., Becherer R., Desmons M. et al. Intense neutral beam development at FAR for JET. InsProc. 8-th Symp. on Eng. Problems of Fus. Res.(San Francisco, California, USA, 1979)" v. 2, p.685−688.

36. Semashko H.N., Panasenkov A.A., Kulygin V.M. Some aspects of the stationary ion sources constructing. Ibid., v.1, p.221−224.

37. Menon M.M. Neutral beam heating applications and development. In: Proc." The Institute of Electrical and Electronics engineers (USA)", 1981, v.6, IT 8, p.168.

38. Кулыгин В.M., Малахов H.П., Панасенков A.A., Семашко H.H., Серегин B.C. и др. Стационарный ионный источник без внешнего магнитного поля ИШ-5С. В сб.:" Докл. 2-ой Всесоюзн. конф. по инженерным проблемам ТЯР" ., Л., 1981, с. 364.

39. Малахов Н. П., Семашко H.H., Морозов В. В. и др. Катода ионных источников из плавленного и спеченного гексаборида лантана. Там же, с. 399.

40. Schechter D.E., Kim J., Tsai С.С. et al. Hollow cathode forpositive ion sources. In: Proc. 8-th Symp. on Eng.Probl. of Fus .Res. (San Francisco, California, USA, 1979)" v.2, p.p. 1038−1045.

41. Гебель, Кроу, Форрестер. Полый катод из гексаборида лантана для создания плотной плазмы. В сб.:" Приборы для научных исследований", 1978, т.49, № 4, с.50−54.

42. Tsai С.С. et al. Performance of a High Energy (r¹⁰⁰ keV) Long Pulse (a-10 sec) Ion Source for Plasma Heating Applications. Bull.Amer.Phys.Soc., v.25, 1980, p.971.

43. Ehlers K.W., Leung R.F. Characteristics of the Berkeley nralticusp ion source. Rev.Scient.Instrum.1979″ v.50,p.1353.

44. Menon M.M., Tsai C.C., Gardner W.L. et al. Development of the ion source for РЕК neutral beam infection. In: Proc. 8-th Symp. on Eng.Probl. of Fus .Res. (San Francisco, Calif. USA, 1979), v.2, p.656−660.

45. Goede A.P.H., Green T.S. Performance of two large volume magnetic multipole plasma sources. Ibid., p.680−686.

46. Berkner K.H. et al. Performance Characteristics of a LongPulse Accelerator Configured for 120 keV, 10 A (hydrogen) 5 sec Operation. Bull.Amer.Phys.Soc., v.25, 1980, p.982.

47. Окимура, Мацуда, Мизутани и др. Источник квазистационарного 5-амперного пучка ионов с энергией 70 кэВ. В сб.?" Приборы щя научных исследований", 1980, т.51, $ 6, с.37−44.

48. Johnson R.L., Baer М.В., Dagenhart W.K. et al. Component design description of the neutral beam injectors for Р1Д?.1.: Proc. 7-th Symp, on Eng. Probl. of Fusion Res. (Knox-ville, Tennessee, USA, 1977), v.1, p.530−552.

49. Harbaugh W.E. The development of a high energy density heat sink. In: Proc.8-th Symp. on Eng. Probl. of Fusion Res.(San Francisco, California, USA, 1979), v.2,p.996−1000.

50. Kreith F., Margolis D. Heat transfer and friction in turbulent vortex flow. In: Applied Scientific Research, Section A, v.8, IT 6, 1959, p.4−57.

51. Kuriyama M. et al. Ion beam dump for JT-60 NBI (Japan Atomic Energy Res. Inst., Tokai, IbarafcL), JAERI-M-9746, 1981.

52. Вагг W.L., Moir R.W., Hamilton G.W. Tests of high-power direct conversion on beams and plasma" Ins Proc.8-th Symp. on Eng.Probl. of Fus.Res. (San Francisco, California, USA, 1979) v.2, p.1029−1033.

53. Виноградова 0.А."Димитров С.К."Луцько А.С. и др. Прямое преобразование энергии моноэнергетичных пучков ионов с компенсацией объемного заряда. -" Атомная энергия", 1977, т.42, вып.5, с. 411.

54. Усынин Г. Б., Карабасов А. С. Чирков В.А., Оптимизационные модели реакторов на быстрых нейтронах. М.," Атомиздат", 1981,.

55. Чуян Р. К. Модели и оптимизация двигателей летательных аппаратов. М. ," МАИ", 1980.

56. Stirling W.L., Davis R.C., Jeruigan Т.О. et al. Plasma properties and performance of the 10 cm duopigatron ion source. In: Proc. of the 2-nd Symp. on Ion Sources and Formation of Ion Beams. Berkeley, USA, 1974. Paper YI-10−1.

57. Fume Hi M., Valckx F.P.G. -Nucl.Instrum. and Methods, 1976, v.135, P.203.

58. Ehlers K.W. Rectangularly shaped large area plasma source. In: Proc. 7-th Symp. on Eng.Probi. of Fusion Res. (Knoxvil-le, Tennessee, USA, 1977), v.1, p.291−294.

59. Семашко Н. Н. Инжекторы быстрых атомов. В сб.: «Итоги науки и техники», серия «Физика плазмы», ВИНИТИ АН СССР, 1980, т. I, ч. I, с. 232.

60. Дулыгин В.M."Панасенков A.A., Семашко H.H., Серегин B.C.и up. Сильноточные ионные источники без внешнего магнитного поля (ИШ). В сб.:" Тезисы докл.1У Всесоюзн.конф. по плазменным ускорителям и ионным инжекторам". M., I978, c. III-II2.

61. Панасенков A.A., Серегин B.C. Сильноточные ионные источники для инжекторов термоядерных установок. В сб.:" Труды МЭИ. Серия: Энергофизические процессы в криогенике и теплофизике" вып.534, с. I05-II0, 1981.

62. Панасенков A.A., Равичев С. А. Источник с периферийным магнитным полем. В сб.:" Тезисы докл.5-ой Всесоюзн.конф. по плазменным ускорителям и ионным инжекторам", М., АН СССР, изд. «Наука», 1982, с. 70.

63. Stirling, Ehlers Н.Е. et al. Parameters of ion source. Rev. Scient.Instr., 1979″ v.50, p"1853.

64. Кулыгин В.M., Панасенков A.A., Баланс частиц и энергии в разряде ионного источника. Препринт ИАЭ-3322/7, М., 1980.

65. Gutherie A., Walkering R. (ed)"Electrical Discharges in Magnetic Fields. JT.T., 194−9.

66. Грудинский П. Г., под ред. Электротехнический справочник. M.," Энергия", 1974.

67. Пирс Дне. Теория и расчет электронных пучков. Пер. с англ. М., «Сов.радио», 1956.

68. Незлин М. В. Об угловой расходимости ионных пучков. ЖТФД960 т.30, с. 168.

69. Райко В. И. О законах подобия для источников ионов. ЕК&-, 1963 т.33, с. 244.

70. Cooper et al. Nucl. Fusion, 1972, v.12, p.263.

71. Болдасов B.C., Волков Б. И., Свешников А. Г. «Семашко H.H.К определению формы плазменного эмиттера и ускоренного пучка в ионно-оптич.системе.Докл.АНСССР, 1974, т.218, с 1049.

72. Еремин Л. В., Латышев Л. А., Чуян Р. К. Расчет движения пучка заряженных частиц в области с плавающими границами. В сб.^Методы расчета электронно-оптических систем", ч.2,Новосибирск, ВЦСО АН COOP, 1973, сЛ15−120.

73. Сливков И. Н. Электроизоляция и разряд в вакууме. М. «» Атом-изцат", 1972.

74. Coupland J.R., Green T.S., Hammond D.P. et al. Rev. Scient Instrum., 1973″ v.44, p.1258.

75. Kulygin V.M., Panasenkov A.A., Semaschko N.N. et al. Formation of intense ion beam with, a multiple-slot-ion-optic system.1. t Proc. of the 2-nd Symp. on ion sources and formation of ion beams. Berkeley, 1974, paper II-10−1.

76. Панасенков A.A. Получение и формирование мощных пучков для инжекции и магнитные ловушки. Диссертация на соиск. ученой степени канд.физ.-мат.наук. М., ИАЭ им. И. В. Курчатова, 1976.

77. Lietzke A.F. et al. Initial Operation of NBSTF, the prototype Neutral-Beamline for TFTR. Bull.Amer.Physics Society, v. 25, 1980, p. 982.

78. Пипко А.й., Плисковский В. Я., Пенчко Е. А. Конструирование и расчет вакуумных систем. М."" Энергия", 1979.

79. Григорьян В. Г. «Латышев Л. А. «Обухов В. А. и др. Распределение потоков вторичных заряженных частиц в ячейке ионно-оптической системы ионного источника. Препринт ИАЭ-3024, М., 1978.

80. Панасенков A.A. «Рыбаулин Н. М. „Серегин B.C., Чуян Р. К. Численная модель сильноточного ионного источника. В сб. i“ Вопросы атомной науки и техники. Серия Термоядерный синтез», М., 1982″ вып. К9), с.86−95.

81. Флеров H.H. Ограничения удельной мощности ионного источника, связанные с деформацией охлаждаемых электродов. Препринт ИАЗ-3209, М., 1979.

82. Черкасский В. М., Насосы.Вентили.Компрессоры.М.," Энергия", 1977.

83. Кулыгин В. М., Панасенков A.A. Динамика компонентного состава водородного пучка в водородной мишени. Препринт ИАЭ-2993, М., 1978.

84. Гоячаренко Н. В., Слабный A.A. Импульсный показательный манометр. -ПТЭ, & 5, 1965, с. 242.

85. Тозони О. В., Майергойз И. Д. Расчёт трехмерных электромагнитных полей. Киев, «Техника», 1974.

86. Семашко H.H."Владимиров А.Н., Кулыгин В. М., Серегин B.C. и др. Экспериментальный инжектор ИРЕК. В сб.:" Доклады 2-й Всесоюзн.конф.по инженерным проблемам", т.1,Л."НИИЭФА, 1982, с.352−356.

87. Kreith F., Margolis D. Heat transfer and friction in turhu-lent vortex flow. Appl.Sci.Res.Sec.A, 1959, v.8,N.

88. Наумов B.K., Семашко H.H. Некоторые вопросы обеспечения теплового режима токоприемников мощного инжектора нейтральных атомов. В сб.:" Вопросы атомной науки и техники. Серия:" Термоядерный синтез", 1980, вып.1(5), с.67−76.

89. Лопина, Берглес. Теплопередача и потери давления в искусственно закрученном однородном потоке воды. В сб. ^'Теплопередача", т.91, сер. С, № 3, 1969, с.158−168, изд." МИР" .

90. Торсен, Лэндис. Трение и характеристики теплообмена в турбулентном закрученном потоке при наличии больших поперечных градиентов температуры. В сб.:" Теплопередача", № I, 1968, с. 91, изд." Мир" .

91. Gambill W.R. et al. Heat Transfer, Burnout and Pressure Drop for Water in Swirl Plow Through Tubes with Internal Twisted Tapes. «Chem. Eng. Prog. Symp. Ser., V.57"tf 52, 1961, p.p. 127−137.

92. Под ред. Саксаганского Г. Л. Сверхвысокий вакуум в радиационно физическом алпаратостроении. М.," Атомиздат", 1976.

93. Волков В. А., Корягин Н. И., Цустовойт Ю. М. и др. Опытный вариант криопанели для откачки инжекторов термоядерных установок. В сб.:" Доклада 2-ой Всесоюзн.конф. по инженерным проблемам ТЯР", т.4, Л., НИИЭФА, 1982, с.161−168.

94. Ansley S.P. et al. The development of a liquid helium cooled cryopumping system. In: Proc. 7-th Symp. on Eng.Probl. of Fusion Res. (Knoxville, Tennessee, USA, 1977), v.2, p.p. 1801−1805.

95. Shibata T. et al. Beam line studies of the JT-60 neutral beam injector. Ibid, v.1, p.p. 544−548.

96. Riviere A.C., Sheffield J. Transfer efficiency of intense neutral beams. In? Nucl.Fus., 1975, v.15, p.944.

97. Stewart L.D. et al, Reionization losses in neutral beam ducts. In: Proc. 8-th Symp. on Eng. Probl. of Fus.Res. (San Francisco, California, USA, 1979), v.2, p.844−848.

98. Kulygin V. H, Panasenkov A.A. Tokamak injection neutral beam reionization losses. Ibid., p.850−852.

99. Pitterenger L.C. Vacuum engineering for fusion research and fusion reactors. Preprint VCRL-78 501, 1976.11/1 • Михайчев B.E. Вакуумные крионасосы. M. «» Энергия", 1976.

100. Уальд' Д.Дж. Метода поиска оптимизма. М.," Наука", 1967.ИЗ. Кархов А. Н. Расчётные модели для параметрических исследований инжекторов быстрых атомов. В сб.:" Вопросы атомной науки и техники. Сер.:Термоядерный синтез, вып. 1(3), 1979, с.27−39.

101. Безвербая Н. К., Горшков A.M. Обобщение энергетических и экономических показателей криогенных установок. -" Химическое и нефтяное машиностроение", М., 1976, № 5.

102. Безвербая Н. К., Горшков A.M., Маслаков В. А. Энергетические и экономические показатели криогенных установок. Труда МВТУ, Js 240, «Глубокий холод и кондиционирование», М., 1976.

103. Растригин Л. А., Системы экстремального управления. М.," Наука", 1974.