Помощь в написании студенческих работ
Антистрессовый сервис

Моделирование и анализ теплофизических процессов D-3 He термоядерной плазмы обращенной магнитной конфигурации

Диссертация: Моделирование и анализ теплофизических процессов D-3 He термоядерной плазмы обращенной магнитной конфигурации
ДиссертацияПомощь в написанииУзнать стоимостьмоей работы

В настоящее время в международном научном сообществе можно выделить лишь несколько институтов, занимающихся исследованием альтернативных топлив. В частности, изучением DНе плазмы занимаются три центра: МГТУ им. Н. Э. Баумана, National Institute for Fusion Science (Нагойя, Япония), University of Wisconsin (Мэдисон, США). Кроме того, группа МГТУ им. Баумана имеет связи с научно-исследовательскими… Читать ещё >

Моделирование и анализ теплофизических процессов D-3 He термоядерной плазмы обращенной магнитной конфигурации (реферат, курсовая, диплом, контрольная)

Содержание

  • ОБОЗНАЧЕНИЯ
  • ГЛАВА 1. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ И ВАЖНОСТЬ ИССЛЕДОВАНИЙ ОБРАЩЕННОЙ МАГНИТНОЙ КОНФИГУРАЦИИ
    • 11. Концепции термоядерных реакторов
      • 1. 1. 1. Системы магнитного удержания
      • 1. 1. 2. Обращенная магнитная конфигурация (FRC) 22 1.2. Необходимость разработки малорадиоактивного термоядерного реактора и исследований FRC
  • ГЛАВА 2. МОДЕЛЬ И ОБЩИЙ АНАЛИЗ D-3He ПЛАЗМЫ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА ОСНОВЕ ОБРАЩЕННОЙ МАГНИТНОЙ КОНФИГУРАЦИИ
    • 2. 1. Математическая модель
  • D- Не плазмы обращенной магнитной конфигурации (FRC)
    • 2. 1. 1. Равновесие и макроскопическая устойчивость
    • 2. 1. 2. Энергетический баланс плазмы
    • 2. 1. 3. Метод поддержания тока
    • 2. 2. Описание программного кода
    • 2. 3. Исходные данные для расчета
    • 2. 4. Оптимальный режим и рабочие параметры реактора на основе FRC
  • ГЛАВА 3. АНАЛИЗ ПЛАЗМОФИЗИЧЕСКИХ СВОЙСТВ СИСТЕМЫ
    • 3. 1. Удержание плазмы FRC
      • 3. 1. 1. 0. критериях удержания частиц плазмы 68 3.1.2. Зависимости времен удержания энергии и частиц плазмы
    • 3. 2. Влияние правильного учета тормозного излучения в плазме
  • ГЛАВА 4. ПАРАМЕТРЫ О-3Не
  • ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА И СРАВНЕНИЕ С ДРУГИМИ КОНЦЕПЦИЯМИ
    • 4. 1. Системный анализ и основные параметры реактора
    • 4. 2. Проблема получения Не
    • 4. 3. Концептуальные проекты термоядерных реакторов и их сравнение

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Таким образом, наиболее привлекательными особенностями FRC являются:

— малые габариты системы;

— относительная дешевизна этого класса установок;

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

— достижение энерговыделения, сравнимого с ядерными реакторами;

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

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

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

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

— определение максимально возможных параметров термоядерного реакторапоиск условий, обеспечивающих максимальную энергетическую эффективность плазмы и минимальную стоимость электричества при создании оптимальных условий удержанияобоснование критериев оптимизации условий удержания.

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

В соответствии с целью работы следует:

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

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

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

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

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

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

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

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

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

3. Впервые предложены комбинированные схемы на основе.

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

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

— 122.

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

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

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

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

Показать весь текст

Список литературы

  1. JI.A. Управляемые термоядерные реакции. М.: Физматгиз, 1961.-467 с.
  2. И.Н. Малорадиоактивный управляемый термоядерный синтез (реакторы с D- Не). Москва: ЦНИИатоминформ, 1989. — 48 с. (Препринт ИАЭ № 4885/8).
  3. Wittenberg L.J., Santarius J.F., Kulcinski G.L. Lunar source of 3He for commercial fusion power// Fusion Technol. 1986. — V. 10. — P. 167−178.
  4. Tuszewski M. Field reversed configurations // Nucl. Fusion. 1988. — V. 28, № 11.-P. 2033−2092.
  5. Kernbichler W. Operational parameters for D- He in field-reversed configurations // Fusion Technol. 1992. — V. 21. — P. 2297−2306.
  6. D-3He burning, second stability region, and the Ignitor experiment / B. Coppi, P. Detragiache, S. Migliuolo, M. Nassi, B. Rogers // Fusion Technol. 1994. — V. 25.-P. 353−367.
  7. Systems analysis in support of the selection of the ARIES-RS design point / C.G. Bathke and the ARIES team // Fusion Eng. and Design. 1997. — V. 38. — P. 5974.
  8. Summary of APOLLO, a D-3He tokamak reactor design / G.L. Kulcinski, G.A. Emmert, J.P. Blanchard et al. // Fusion Technol. 1992. — V. 21. — P. 2292−2315.
  9. Conceptual design of D-3He FRC reactor ARTEMIS / H. Momota, A. Ishida, Y. Kohzaki et al. // Fusion Technol. 1992. — V. 21. — P. 2307−2323.
  10. P.X., Малютин А. И., Семенов B.H. Компактный тор // Итоги науки и техники. Физика плазмы. М.: ВИНИТИ, 1985. — Т. 7. — С. 80−135.
  11. FRC 2001: A white paper on FRC development in the next five years / L.C. Steinhauer, D.C. Barnes, M. Binderbauer et al. // Fusion Technol. 1996. — V. 30. -P. 116−126.
  12. Hoffman A.L. An ideal compact fusion reactor based on a field-reversed configuration // Fusion Technol. 1996. — V. 30. — P. 1367−1371.
  13. Could advanced fusion fuels be used with today’s technology? / J.F. Santarius, G.L. Kulcinski, L.A. El-Guebaly, and H.Y. Khater // Journal of Fusion Energy. -1998.-V. 17.-P. 33−40.
  14. Final report.: Report of the 1992 fusion panel / EPRI. Director R.L. Hirsch. TR-1 011 649. -EPRI, 1992.
  15. Golovin I.N., Khvesyuk V.I., Semeonov D.V. Plasma kinetic analysis of a D-3He tandem mirror reactor with ash pumping // Fusion Technol. 1995. — V. 27. -P. 402−405.
  16. Classical limiting values of energy production in the D- He plasma of an ambipolar reactor / V.I. Khvesyuk, N.V. Shabrov, D.V. Semeonov et al. // Fusion Technol. 1995. — V. 27. — P. 406−410.
  17. В.И., Чирков А. Ю. Производство энергии в амбиполярных5реакторах с D-T, D- Не и D-D топливными циклами // Письма в ЖТФ. -2000.-Т. 26.-С. 61−66.
  18. Chirkov A.Yu., Khvesyuk V.I. Analysis of D-3He/catalyzed D-D plasma as a source of fusion power // Fusion Technol. 2001. — V. 39 (IT). — P. 406−409.
  19. Г. И. Амбиполярная ловушка: экспериментальные результаты, проблемы и перспективы // Физика плазмы. 1997. — Т. 23. — С. 883−908.
  20. Experimental study of potential confinement of ICRF-heated plasma in Gamma 10 / K. Yatsu, L.G. Bruskin, T. Cho et al. // J. of Plasma and Fusion Research. 1998. — V. 74, № 8. — P. 844−849.
  21. C.B. Об удержании альфа-частиц в установках типа компактный тор// Физика плазмы. 1986. — Т. 12. — С. 1292−1297.
  22. Hoffman A.L. Flux buildup in field reversed configurations using rotating magnetic fields // Phys. Plasmas. 1998. — V. 5. — P. 979−988.
  23. Cost assessment of a generic magnetic fusion reactor / J. Sheffield, R.A. Dory, S.M. Cohn et al. // Fusion Technol. -1986. V. 9. — P. 199−249.
  24. Hill M.J. On a spherical vortex // Philos. Trans. R. Soc. Ser. A. 1894. — Pt. l, C/XXXV.-P. 213−245.
  25. Steinhauer L.C. Improved analytic equilibrium for a field-reversed configuration //Phys. Fluids. 1990. — V. В 2, № 12. — P. 3081−3085.
  26. Kinetic tilting stability of field-reversed configurations / D C. Barnes, J.L. Schwarzmeier, H.R. Lewis, C.E. Seyler // Phys. Fluids. 1986. — V. 29. — P. 26 162 633.
  27. Hoh F.C. Simple picture of the finite Larmor radius stabilization effect // Research Notes. 1963. — V. 10.-P. 1359.
  28. Steinhauer L.C., Ishida A. Relaxation of a two-species magnetofluid and application to finite-beta flowing plasmas // Phys. Plasmas. 1998. — V. 5, № 7.- P. 2609−2622.
  29. Study of driven magnetic reconnection in a laboratory plasma / M. Yamada, H. Ji, S. Hsu et al. //Phys. Plasmas. 1997. — V. 4. — P. 1936−1943.
  30. The large-s field-reversed configuration experiment / A.L. Hoffman, L.N. Carey, E.A. Crawford et al. // Fusion Technol. 1993. — V. 23. — P. 185−194.
  31. И., Джонстон Т., Бачинский М. Кинетика частиц плазмы. М.: Атомиздат, 1969. — 305 с.
  32. С.В. Альфа частицы в токамаке // Вопросы теории плазмы /Под ред. Б. Б. Кадомцева (М.). — 1990. — Вып. 18. — С. 209 — 315.
  33. Deng B.Q., Emmert G.A. Fast ion pressure in fusion plasmas. Madison, 1987.- 15 c. (Preprint Fusion Technology Institute, University of Wisconsin № UWFDM-718).
  34. Feldbacher R. Nuclear reaction cross sections and reactivity parameter library and files. Vienna: IAEA, 1987. — 148 c.
  35. Bosch H.-S., Hale G.M. Improved formulas for fusion cross-sections and thermal reactivities // Nucl. Fusion. 1992. — V. 32, № 4. — P. 213−231.
  36. Hoffman A.L., Slough J.T. Field reversed configuration lifetime scaling based on measurements from the large s experiment // Nucl. Fusion. 1993. — V. 33. -P. 27−38.
  37. Svensson R. Electron-positron pair equilibria in relativistic plasmas // Astro. Phys. J. -1982. V. 258. — P. 335−348.
  38. В.И., Чирков А. Ю., Рыжков C.B. Радиационные потери из плазмы с учетом релятивизма и квантовых эффектов // Вторая Российская Национальная Конференция по Теплообмену.: Труды. Москва, 1998. — Т. 6. -С. 382−385.
  39. McNally Jr.J.R. Physics of fusion fuel cycles // Nuclear Technology/ Fusion. -1982.-V. 2.-P. 9−28.
  40. Kukushkin A.B. Heat transport by cyclotron waves in plasmas with strong magnetic field and highly reflecting walls // Conf. IAEA CN-56/D-l-5-l®.: Proc. Vienna: IAEA, 1992. — C. 415−424.
  41. Berk H.L., Momota H., Tajima T. Plasma current sustained by fusion charged particles in a field-reversed configuration // Phys. Fluids. 1987. — V. 30. -P. 3548−3565.
  42. Tamor S. Extension of Trubnikov’s radiation loss formula to relativistic temperatures //Nucl. Fusion. 1983. — V. 23, № 12. — P. 1704−1708.
  43. .А. Универсальный коэффициент выхода циклотронного излучения из плазменных конфигураций // Вопросы теории плазмы / Под ред. Б. Б. Кадомцева (М.). 1973. — Вып. 7. — С. 274−303.
  44. Krivosheev M.V., Litunovsky V.N. Compact D- He fueled fusion reactor based on an FRC // Trans, of Fusion Technol. 1995. — V. 27. — P. 337−340.
  45. Experimental evidence of improved confinement in a high-beta field-reversed configuration plasma by neutral beam injection / T. Asai, Y. Suzuki, T. Yoneda et al. // Phys. Plasmas. 2000. — V. 7, № 6. — P. 2294−2297.
  46. Stambaugh R. The spherical tokamak path to fusion power I I Fusion Technol.- 1998. -V. 33. P. 17−42.
  47. Finn J.M. Stochastic behavior of particle orbits in field reversed geometries // Plasma Phys. 1979. — V. 21. — P. 405−432.
  48. Auerbach S.P., Condit W.C. Classical diffusion in a field-reversed mirror // Nucl. Fusion. 1981. — V. 21, №. 8. — P. 927−942.
  49. Finn J.M., Sudan R.N. Field-reversed configurations with a component of energetic particles //Nucl. Fusion. 1982. — V. 22, № 11. — P. 1443−1517.
  50. Kim J.-S., Cary J.R. Charged particle motion near a linear magnetic null // Phys. Fluids. 1983. — V. 26, № 8. — P. 2167−2175.
  51. В.И., Хвесюк А. В., Ляхов А. Н. Глобальные стохастические частицы в ловушке с обращенной магнитной конфигурацией // Письма в ЖТФ.- 1997.-Т. 23,№ 11.-С. 37−39.
  52. Post R.F., Brandenburg J.E. Analytical field-reversed equilibria derived from self-consistent particle orbits Part I // Nucl. Fusion. — 1981. — V. 21, № 12. -P. 1633−1642.
  53. Collisionless pitch angle scattering of plasma ions at the edge region of a field-reversed configuration / T. Takahashi, Y. Tomita, H. Momota, N.V. Shabrov // Phys. Plasmas. 1997. — V. 4, № 12. — P. 4301−4308.
  54. Г. М., Сагдеев P.X. Введение в нелинейную физику. От маятника до нелинейности и хаоса М.: Наука, 1988. — 389 с.
  55. Lewins J.D. Conservation of angular momentum in a varying magnetic field // Fusion Technol. 1998. — V. 34. — P. 241−254.
  56. О’Neil T.M. Trapped plasmas with a single sign of charge // Physics Today.- 1999.-V. 2.-P. 24−30.
  57. Wang M.Y., Miley G.H. Particle orbits in field-reversed mirrors // Nucl. Fusion.- 1979.-V. 19, № 1. P. 39−49.
  58. Wang M. Y., Miley G.H. Particle-confinement criteria for axisymmetric field-reversed magnetic configurations 11 Nucl. Fusion. 1984. — V: 24, № 8. — P. 10 291 038.
  59. Hsiao M.-Y., Miley G.H. Velocity-space particle loss in field-reversed configurations // Phys. Fluids. 1985. — V. 28, № 5. — P. 1440−1449.
  60. Tuszewski M., Linford R.K. Particle transport in field-reversed configurations // Phys. Fluids. 1982. — V. 25, № 5. — P. 765−776.
  61. Manfredi G., Dendy R.O. Test-particle transport in strong electrostatic drift turbulence with finite larmor radius effects // Phys. Rev. Lett. 1996. — V. 76, № 23.-P. 4360−4363.
  62. Krall N.A. The effect of low-frequency turbulence on flux, particle, and energy confinement in a field-reversed configuration // Phys. Fluids. 1989. — V. B, № 9.-P. 1811−1817.
  63. Sobehart J.R., Farengo R. Low-frequency drift dissipative modes in field-reversed configurations //Phys. Fluids. 1990. — V. B 2, № 12. -P. 3206−3208.
  64. Measurement of magnetic field fluctuation in a field-reversed-configuration plasma / S. Okada, S. Ueki, H Himura et al. // Trans, of Fusion Technol. 1995. -V. 27.-P. 341−344.
  65. Steinhauer L.C. FRC data digest // U.S.-Japan Workshop on Compact Toroids.: Proc. Niigata, 1996. — P. 111−114.
  66. Confinement and stability of plasmas in a field-reversed configuration / J.T. Slough, A.L. Hoffman, L.C. Steinhauer et al. // Phys. Rev. Lett. 1992. — V. 69, № 15. — P. 2212−2215.
  67. Miley G.H. Compact tori for alternate fuel fusion // Nucl. Instrum. Methods. 1983.-V. 207.-P. 111−120.
  68. Krall N.A. Low-frequency stability for field reversed configuration parameters // Phys. Fluids. 1987. — V. 30, № 3. — P. 878−883.
  69. Khvesyuk V.I., Chirkov A.Yu. Stochastic drift wave model for anomalous transport in tandem mirror and FRC // Fusion Technol. 2001. — V. 39 (IT). -P. 398−401.
  70. Naitou H., Kamimura Т., Dawson J.M. Kinetic effects on the convective plasma diffusion and the heat transport // J. Phys. Soc. Jpn. 1979. — V. 46, № 1. — P. 258 265.
  71. Hsiao M.-Y., Chiang P.R. Effects of velocity-space particle loss in field-reversed configurations // Phys. Fluids. 1990. — V. 2, № 1. — P. 106−114.
  72. Stickforth J. Zur theorie der bremsstrahlung in plasmen hoher temperatur // Z. Physik. -1961. V. 164. — P. 1−20.
  73. Maxon M.S., Corman E.G. Electron-electron bremsstrahlung from a quantum plasma (z=l) // Phys. Rev. 1967. — V. 163, № 1. — P. 156−162.
  74. Maxon S. Bremsstrahlung rate and spectra from a hot gas (z=l) // Phys. Rev. A.- 1972. V. 5, № 4. — P. 1630−1633.
  75. Haug E. Bremsstrahlung and pair production in the field of free electrons // Z. Naturforsch. 1975. — V. 30 a. — P. 1099−1113.
  76. Haug E. Electron-electron bremsstrahlung in a hot plasma IIZ. Naturforsch.- 1975.-V. 30 a.-P. 1546−1552.
  77. Greene J. Bremsstrahlung from a maxwellian gas 7/ Astrophys. J. 1959.- V. 130. P. 693−701.
  78. Lamoureux M., Avdonina M. Bremsstrahlung in hot plasmas with partially ionized atoms // Phys. Rev. E. 1997. — V. 55, № 1. — P. 912−926.
  79. Hirano K. Ignition of deuterium based fuel cycles in a high beta system.- Nagoya, 1987. 63 p. (Preprint Institute of Plasma Physics, Nagoya University № IPPJ-810).
  80. Rider Т.Н. A general critique of inertial-electrostatic confinement fusion systems // Phys. Plasmas. 1995. — V. 2, № 6. — P. 1853−1871.
  81. А.Б., Коган В. И. Некоторые параметры бор-протонной плазмы // Физика плазмы. 1979. — Т. 5. — С. 1264−1270.
  82. А.И., Берестецкий В. Б. Квантовая электродинамика. М.: Наука, 1981.-357 с.
  83. G. // Ann. Phys. 1939. — V. 34. — P. 178−193.
  84. Я.Б., Райзер Ю. П. Физика ударных волн и высокотемпературных гидродинамических явлений. М.: Наука, 1966. — 423 с.
  85. Дж. Радиационные процессы в плазме. М.: Мир, 1971. — 437 с.
  86. Л.Д., Лифшиц Е. М. Теоретическая физика. М.: Наука, 1989. Т. 5: Статистическая физика. — 637 с.
  87. Л.Д., Лифшиц Е. М. Теоретическая физика. М.: Наука, 1989. Т. 2: Теория поля. — 509 с.
  88. Monkhorst H.J. Relativistic bremsstrahlung. Gainesville, 1998. — 9 с. (Preprint University of Florida № 884).
  89. Moir R.W. Liquid first walls for magnetic fusion energy configurations // Nuclear Fusion. 1997. — V. 37. — P. 557−566.
  90. Chirkov A.Yu., Khvesyuk V.I., Ryzhkov S.V. Modified open systems for low radioactive fusion reactors // Fusion Technol. 1999. — V. 35 (IT). — P. 393−397.л
  91. Thompson H.E. Cost of He from the Moon // Second Wisconsin Symposium on Helium-3 and Fusion Power.: Proc. Madison, Wisconsin, 1993. — P. 159−172.
  92. .М. Углеводородная дегазация земли и генезис нефтегазовых месторождений // Геология нефти и газа. 1997. — № 9. — С. 30−37.
  93. Self-ignition of an advanced fuel field-reversed configuration reactor by fusion product heating / M. Ohnishi, S. Ohi, M. Okamoto et al. // Fusion Technol. 1987.-V. 12.-P. 249−256.
  94. В.И., Чирков А. Ю. Параметры горения топлива на основе дейтерия в амбиполярном реакторе // ВАНТ. 1999. — № 2. — С. 82−88.
  95. Santarius J.F., Emmert G.A., Khater H.Y. et al. Field-reversed configuration power plant critical issues. Madison, 1998. — 5 c. (Preprint Fusion Technology Institute, University of Wisconsin №> UWFDM-1084).л
  96. Systems analysis of a D- He field-reversed configuration power plant / S. V. Ryzhkov, J.F. Santarius, G.A. Emmert, C.N. Nguyen, and L.C. Steinhauer // (in preparation). 2001.
  97. Д.В. Кинетический анализ энергетического баланса D-3He термоядерной плазмы: Дис. на соискание ученой степени канд. техн. наук. -Москва, 1996. 122 с.
  98. Khvesyuk V.I., Shabrov N.V., Lyakhov A.N. Selective ion pumping from a mirror trap // Intern. Conf. on Open Plasma Confinement Systems for Fusion.: Proc. Novosibirsk, 1993. — P. 245−253.
  99. В.И. Асимметричная центробежная магнитная ловушка // Физика плазмы. 1997. — Т. 23, № 9. — С. 811−815.
  100. Kernbichler W. Field-reversed configurations an option for fusion? // Fusion Technol. -1991. — V. 20. — P. 863−867.
  101. И.Н., Кадомцев Б. Б. Состояние и перспективы управляемого термоядерного синтеза. Москва, 1996. — 37 с. (Препринт РНЦ-Курчатовский Институт).•з
  102. В.И., Чирков А. Ю. Кинетика и баланс мощностей D-He термоядерного топливного цикла // Вестник МГТУ. 1999. — Т. 3, № 2. -С. 91−102.
  103. Santarius J.F., Mogahed Е.А., Emmert G.A. et al. Final report for the field-reversed configuration power plant critical-issue scoping study. Madison, 2000. — 72 c. (Preprint Fusion Technology Institute, University of Wisconsin № UWFDM-1129).
  104. D-3He field reversed configuration fusion power plant / V.I. Khvesyuk, S.V. Ryzhkov, J.F. Santarius et al. // Fusion Technol. 2001. — V. 39 (IT). — P. 410 413.
Заполнить форму текущей работой

Сессия? Спокойно!