Иванов, А. А. Газодинамическая ловушка: результаты исследований и перспективы [Текст] / А. А. Иванов, В. В. Приходько // Успехи физических наук. - 2017. - Т. 187, № 5. - С. 547-574 : 28 рис. - Библиогр.: с. 573-574 (130 назв.) . - ISSN 0042-1294
Рубрики: Физика Электронные и ионные явления. Физика плазмы Кл.слова (ненормированные): открытые магнитные ловушки -- газодинамические ловушки -- нейтронные источники -- источники нейтронов -- быстрые ионы -- плазма -- магнитогидродинамическая устойчивость плазмы -- удержание плазмы -- нагрев плазмы -- сверхвысокочастотный нагрев плазмы -- термоядерные реакторы -- термоядерные реакции -- экспериментальные исследования Аннотация: Обсуждены экспериментальные результаты по удержанию и нагреву плазмы, полученные в исследованиях на установке газодинамической ловушки. Рассмотрены перспективы создания на основе газодинамической ловушки мощного источника нейтронов, который может быть использован для испытания материалов для первой стенки термоядерного реактора, а также в дальнейшем в качестве драйвера для подкритических реакторов деления. Доп.точки доступа: Приходько, В. В. Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден) |
Чирков, А. Ю. Возможные параметры нейтронного источника на основе токамака с наработкой трития в дейтериевой плазме [Текст] = Possible parameters of a neutron source based on tokamak with tritium operation in deuterium plasma / А. Ю. Чирков, Д. Е. Федюнин // Инженерная физика. - 2018. - № 12. - С. 12-18 : табл. - Библиогр.: с. 18 (14 назв.) . - ISSN 2072-9995
Рубрики: Физика Электронные и ионные явления. Физика плазмы Кл.слова (ненормированные): нейтронные источники -- токамаки -- нейтроны -- термоядерная плазма -- дейтерий -- тритий -- ядерное топливо -- ядерные реакторы Аннотация: Рассматривается возможность использования D–D-реакции в плазме токамака для генерации нейтронов. Оценивается эффективность соответствующей гибридной системы "синтез-деление", использующей тритий, производимый в D–D-реакции в плазме. При этом отпадает необходимость производить тритий в бланкете и, возможно, увеличивается производство делящегося ядерного топлива на один нейтрон. Рассматриваются два варианта топливного цикла гибридной системы. В первом случае весь нарабатываемый тритий сжигается в катализированном D–D-цикле в токамаке с A = 2. Во втором варианте сжигается только 50 % трития, а 50 % – используются в токамаке относительно небольших размеров с А = 3, работающем на D–T-топливе.The possibility of using D–D reaction in the plasma of a tokamak for the generation of neutrons. The efficiency of the corresponding hybrid system "synthesis-division" using the third one produced in d–d-reaction in plasma is estimated. This eliminates the need to produce tritium in the blanket and possibly increases the production of fissile nuclear fuel per neutron. Two variants of the fuel cycle of the hybrid system are considered. In the first case, all the produced tritium is burned in a catalyzed D-D-cycle in a tokamak with A = 2. In the second embodiment, only 50% of tritium is burned, and 50% is used in a tokamak of relatively small sizes with A = 3 running on D – T–fuel. Доп.точки доступа: Федюнин, Д. Е. Нет сведений об экземплярах (Источник в БД не найден) |