Способ управляемого термоядерного синтеза и управляемый термоядерный реактор для его осуществления

 

Использование: в энергетике, в области ядерной физики, в частности в области термоядерного синтеза. Сущность изобретения: в топливную смесь добавляют вещества с высоким сечением их взаимодействия с нейтронами, с положительным энерговыделением и имеющие среди продуктов реакции тритий, например, ⁶Li, ⁷Li, ³He. Образующиеся в реакциях термоядерного синтеза нейтроны фокусируют на топливную смесь, выделяют ядра ³He и Т из продуктов реакций и возвращают их в исходную топливную смесь. Реактор имеет рабочую камеру с узлом формирования и удержания плазмы, устройство энергопреобразования, узел подготовки и ввода топливной смеси. В узел формирования плазмы введено устройство формирования и фокусирования потока тепловых нейтронов с источником нейтронов. Узел ввода топливной смеси направлен в фокусную область устройства формирования и фокусирования потока тепловых нейтронов. Узел сепарации продуктов реакций соединен с узлом подготовки и узлом ввода топливной смеси. Теплоноситель проходит через рабочую камеру реактора и узел сепарации продуктов реакций. 2 с. и 7 з. п. ф-лы, 9 ил., 1табл.

Изобретение относится к ядерной физике, в частности к физике процессов термоядерного синтеза.

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.

Данный способ термоядерного синтеза легких ядер с использованием быстрых нейтронов не стационарен и принципиально не управляем.

Известен способ управляемого термоядерного синтеза, принятый за прототип [2] Сущность его заключается в том, что подготовленную топливную смесь, включающую дейтерий (D) и тритий (Т), вводят в область нагрева и нагревают до температур ядерного взаимодействия в плазме Т_i ≥ 10 КэВ внешними устройствами, включая нагрев нестационарным магнитным полем, затем удерживают плазму действием магнитного поля и преобразуют выделившуюся энергию.

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.

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.

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.

Задача, решаемая изобретением, заключается в создании энергетически эффективного способа управляемого термоядерного синтеза и управляемого термоядерного реактора для его осуществления.

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.

Дополнительными техническими результатами являются повышение эффективности съема энергии, выделяющейся в реакторе, повышение эффективности преобразования энергии, снижение тепловых нагрузок на "первую стенку" реактора.

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.

Возможен вариант реализации способа, когда температура в плазме выдерживается такой, что выполняется следующее соотношение между параметрами, характеризующими плазму: n_D ˙ < σ ˙V>_D-D ≥ n_T ˙ < σ ˙V>_D-T, где n_D плотность дейтерия в плазме; n_T 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.

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.

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.

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.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что каналы контура теплоносителя на входе в рабочую камеру реактора имеют тангенциальный наклон относительно области удержания плазмы.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что узел формирования и удержания плазмы выполнен в виде магнитной ловушки.

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.

Возможен вариант реализации реактора, отличающийся тем, что магнитная ловушка содержит магнитные катушки, которые соединены с устройством энегосъема-энергопреобразования.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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).

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.

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.

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: n_D ˙ < σ ˙V>_D-D ≥ n_T ˙ < σ ˙V>_D-T.

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.

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.

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.

Реактор управляемого термоядерного синтеза работает следующим образом.

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 l_n была порядка (или меньше) размеров фокусной области 8, необходимо, чтобы топливная смесь входила в эту область либо в твердом и жидком, либо в газообразном состоянии при Р_Не-3 ≥10^-2 атм (l_n ≅ 1см). 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.

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.

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.

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.

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.

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.

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).

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.

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.

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.

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.

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.

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).

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.

Необходимо обратить внимание на то, что сечение взаимодействия нейтронов с веществом растет с уменьшением энергии взаимодействия частиц, а длина взаимодействия нейтронов l_n 1/n ˙ σ зависит от плотности этих ядер в веществе топливной смеси. 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.

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).

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.

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.

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.

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.

Интересен вариант выполнения реактора, когда период изменения магнитного поля и тока в контуре является резонансным для данного контура, а добротность контура высока.

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.

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.

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.

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).

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.

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 τ_out= K_w ˙K_v ˙K_{t ˙}n/τ_s, где n плотность тепловых нейтронов в среде; τ_s, время между столкновениями нейтронов с веществом среды; τ_s l_s/V_n, где l_s длина пробега нейтронов в среде ЗФС, l_s 1/(n_s ˙ σ_s), где n_s плотность вещества замедлителя;
σ_s сечение рассеяния нейтронов веществом;
V_n скорость тепловых нейтронов;
V_n 2,2 ˙10⁵ см/с;
К_w эффективность захвата нейтронов по углам;
К_wω / 4 π где π 3,1416;
ω- область (угловая) захвата нейтронов селектирующей структурой;
К_v объемная эффективность захвата нейтронов;
К_v > l_s ˙ ϕ_s/h, где h межканальное расстояние в области селекции;
К_t эффективность транспортировки нейтронов в каналах путем многократного отражения пологопадающих нейтронов их поверхностью.

Для линейных структур (структур с близколежащими линейными каналами селекции)
K_w ϕ_s/π, где ϕ угол между направлением осей каналов селекции и направлением движения захваченного нейтрона;
ϕ < ϕ_s где ϕ_s угол полного отражения нейтронов поверхностью каналов.

Для плоских структур (структур с близколежащими плоскостями и каналами селекции нейтронов между ними
K_w ϕ_s/π, где ϕ угол между направлением движения захваченного нейтрона и плоскостью элемента структуры:
ϕ < ϕ_s, где ϕ_s угол полного отражения нейтронов поверхностью каналов.

Для захваченных структурой нейтронов K_t→ 1. Отсюда (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( 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 ˙V_n ˙dn₂. Отсюда dn₂ n (K_w ˙K_v ˙K_t/l_s) ˙dx.

Введем τ_full характерное время потери нейтронов элементом структуры:
τ_full 1/(1 /τ_out+ 1/τ_a + 1/τ_n)
Характерное время селекции нейтронов элементами структуры можно оценить как
τ_out τ_s /(K_w ˙K_v ˙ K_t): где τ_out ≈ 10^-2 c;
τ_s ≈ 10^-5 c.

τ_a время поглощения нейтронов веществом ЗФС:
τ_a l_a/V_n, где l_a длина пробега нейтронов в среде ЗФС:
l_a 1/(n_s ˙ σ_a ), где n_s плотность вещества замедлителя;
σ_a сечение поглощения нейтронов веществом.

τ_n время жизни нейтронов;
τ_n 898,16 с.

Максимальное число проходов нейтронами фокуса
N_f τ_full/τ_a.

Введем для оценки характеристики структуры, число столкновений нейтронов с ядрами вещества до селекции N_out.

N_out 1/(K_w ˙K_v ˙ K_t).

Определим К_а коэффициент селекции нейтронов;
К_а (dN/d τ)_out/(dN/d τ)_abs;
K_aτ_a /τ_out;
K_a (σ_s / σ_a) ˙K_w ˙K_t;
K_a N_s˙ K_w ˙K_t;
K_a Ns/N_out;
(dN/d τ)_abs скорость поглощения нейтронов веществом;
N_s количество (максимальное) столкновений нейтронов с веществом структуры:
N_s(σ_s / σ_a)
Для характеристики ЗФС полезно ввести коэффициент эффективности вывода нейтронов структурой
K_eff (dN/d τ)_out (dN/dτ) _full;
K_eff 1/(1+1/K_a ˙(1 +τ_a /τ _n));
(dN/dτ)_full скорость вывода нейтронов веществом.

Видно, что в структурах, в которых К_а >> 1, К_еff → 1.

По аналогии с диффузионной длиной L, характеризующей меру смещения тепловых нейтронов в процессе их диффузии,
L (D ˙ τ_a )^1/2 (l_s ˙l_a/3)^1/2 l_s ˙(N_s/3)^1/2 можно ввести длину диффузии тепловых нейтронов в процессе их селекции
L_out (D˙ τ_out)^1/2 l_s˙ (N_out/3)^1/2L ˙(1/K_a)^1/2.

В эффективно действующей ЗФС 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 L_out это длина диффузии нейтронов, но в структуре с ЗФС, и поскольку L_out < L, то поток чисто диффузных нейтронов в сравнении с блоком такого же замедляющего вещества и тех же размеров с поверхности должен резко упасть.

Считая для примера, что внутри постоянной по параметрам ЗФС нейтроны, имея плотность n_o в максимуме, спадают линейно к границе, найдем плотность нейтронов в потоке, выходящем из структуры толщиной L_o(с длиной канала селекции L_o) с каналами, перпендикулярными этой трубке селекции сечением S,
n₂ (n_o/2) ˙K_w ˙K_v ˙K_t ˙(L_o/l_s)
Для сравнения поток диффузных нейтронов с той же поверхности при подобном распределении нейтронов в замедлителе составляет
n₁ 2˙ n_o ˙(l_s/L_o).

Отсюда
n₂/n₁= (K_w ˙K_v˙ K_t/4)˙ (L_o/l_s)=(1/12) ˙ (L_o/L_out)².

Известны изотопы веществ, для которых величина N_s велика и достигает значений N_s(¹⁶0) 1,9 ˙10⁴; N_s(¹⁵N) 1,9˙ 10⁵; N_s(²⁰⁸Pb) 1,9 ˙10⁵; N_s (¹³C)
3 ˙10³; N_s(¹⁴C)=5 ˙10⁶, на основе, например, химических соединений которых возможно создание структур, эффективно использующих механизм селективного вывода тепловых нейтронов из глубины замедлителя при L_o >> l_s и при малых значениях L_out.

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(R_in) (R_in/r)^k n(R_in) ˙(1/ ϕ_s)^k, где R_in внутренний радиус (размер) ЗФС;
k 1 для цилиндрических структур,
k 2 для шаровых структур;
Для фокусных районов
n_f n₂ ˙(1/ ϕ_s )² для точечного фокуса или
n_f n₂ ˙(1/ ϕ_s) для линейного фокуса.

Поэтому плотность нейтронов в фокусной области при точечной области фокуса можно оценить как
n_f (3 ˙n_o/2) ˙(l_s/L_out)² ˙(L_o/l_s) ˙(1/ ϕ_s )² или при линейной фокусной области ЗФС
n_f (3 ˙n_o/2) ˙(l_s/L_out)² ˙(L_o/l_s) ˙(1/ ϕ_s ).

Видно, что возможно увеличение плотности нейтронов в движущемся (сходящемся) потоке нейтронов в сравнении с плотностью нейтронов в теле замедлителя.

Рассмотрим пример конкретного выполнения устройства. Пусть структура выполнения из ²⁰⁸Pb. Тогда σ_s= 11,6 бн, σ_a= 4,9 ˙10^-4 бн, N_s 2,4 ˙10⁴, n_s 3,3 ˙10²² cм^-3, l_s 2,6 см, L 240 см.

Пусть при этом структуру характеризуют следующие величины: K_t 1, h 0,1 см, ϕ= 8', тогда в структуре K_w 9,2 ˙10^-4, K_v 0,1. Поэтому в этом случае N_out 1,4 ˙10⁴, L _out 170 см, К_а 2, K_eff 0,65.

В структуре с суперзеркальным покрытием каналов возможно ϕ_s= 1^о, поэтому N_out 400, L_out 30 см, K_v 0,5, K_w 5 ˙10^-3, К_а 60, K_eff= 0,98 (но в этом случае оценки сделаны без учета поглощения нейтронов покрытием).

Размеры фокусной области при этом можно оценить как
r_f R_in ˙ϕ_s
При R_in 50 см; ϕ_s= 10' r_f 0,15 см, а при R_in 50 cм; ϕ_s 1^о r_f 0,9 см.

В этом случае плотность нейтронов в фокусе составляет n_f 6 ˙n_o и n_f 25 ˙n_o для цилиндрического фокуса и n_f 2500 ˙n_o и n_f 1400 ˙n_oдля точечного фокуса соответственно для разных вариантов покрытий, т.е. 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.

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.

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 V_ф (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 V_к объема V_ф. Условие равенства выгорающих и рождающихся ядер Т в полном цикле с учетом их возврата на вход после съема выделившейся энергии при условии, что ядра Т рождаются как в области катализа V_к, так и в объеме выгорания V.

Одновременно участвующий в процессе катализа ³Не как выгорает, так и рождается вновь:
N N²_D·<σ·v>_D-D·V·τ=NN_n·<σ·v>V·τ=N.

Поэтому плотность нейтронов, необходимая для самостабилизации ³Не,
N_n N_D
Из этого условия можно найти соотношение между энерговыделением в основном объеме V и в объеме V_к от заряженных частиц в плазму в каталитически связанных D-D и ³Не-n реакциях
W=W W_D-D ≈ W_D-D·0,3.

Сопоставив условия самостабилизации ³Не и Т, получим условие каталитической замкнутости цикла:
1 + 1+A.

Здесь
A характеризует долю энерговыделения от ⁶Li в фокусе ЗФС или с точки зрения энерговыделения
W_D-T=W(1+A)≈3,82·W_D-D·(1+A).

Полное энерговыделение в области синтеза
W= W_D-D+W_D-T≈W1 + (1+A), поэтому связь между энерговыделением в фокусе и области синтеза
где W_ф W_Li-n + W_He-n- энерговыделение в фокусе реактора, W_ф/W ≈ 0,129 при А 0. Относительное энерговыделение в фокусе реактора в замкнутом цикле значительно при его относительно малых размерах, может быть повышено увеличением доли 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.

Найдем плотность нейтронов в фокусной области ЗФС. Воспользовавшись соотношениями, характеризующими ЗФС, эту плотность можно грубо оценить как
n_out(0)= Ф где Ф_n (1/c) выход нейтронов из области синтеза реактора:
Ф_n (1/2 ˙n_D² ˙< σ ˙V>_D-D + n_D ˙n _Tx x< σ ˙V>_D-T)˙ V (3/2 + A)˙ n_D²˙ < σ ˙ V>_D-D ˙V;
K_eff эффективность селекции нейтронов в ЗФС, примем K_eff 0,98;
K_t потеря нейтронов при транспортировке в ЗФС, примем K_t ≈1;
K_n число проходов нейтронами фокуса 1≅ K_n ≅К_а, 2 ≅ К_а ≅ 60.

Примем К_n 30 (определяется захватом нейтронов в фокусе),
V_n 2,2 ˙10⁵ см/с скорость тепловых нейтронов,
r_ф радиус фокусной области, примем его равным 1 см.

n_out(0)=(3/2+A)·n²_D·<σ·v>_D-D·V
Поскольку в случае магнитного удержания n_D ≅ 10¹⁵ cм^-3 и < σ ˙V>_D-D ≈10^-17 при Т_i ≈10⁵ эВ, то при А 0 и V ≈ 4 ˙10⁶ см³ получим n_out(0) ≈ 10¹⁶ см^-3.

Найдем также плотность ³Не в струе газа, инжектируемого в фокус,
n считая, что V_ф/V_к1. Получим n_3He ≈3˙ 10¹⁷ см^-3 для случая < σ ˙V >_He-n ≈ 1,2 ˙10^-15 см^-3/с, что эквивалентно давлению газа в струе Р_3Не(атм) 3,7 ˙10^-20 n_3He (см^-3) ≈ 0,01 атм.

Для рассмотренного случая W W_D-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; W_ф 2,9 ˙10⁶ Вт.

Считая, что вся энергия, выделяемая в фокусе, идет на нагрев газовой струи, найдем температуру полученной плазмы
Т_пл W_ф/(1,602˙ 10^-19 ˙n_3He ˙r_ф²˙V_г) 16 ˙10⁴ эВ, при этом считая, что V_r 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 n_D ≈ n_Т.
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 (V_n 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 l_n 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 n_He ≈10²² см^-3, получим l_n 2 ˙10^-2 см. При этом только за счет энерговыделения от нейтронных реакций температура плазмы в приповерхностной области может достичь величины

Здесь считаем, что Q_n 0,78 МэВ, n_3He/(n_3He+ n_P + n_T + n_ocн) 1/4, n/n 1 на поверхности;
n плотность ³Не в мишени;
n_D плотность D в мишени;
n_T плотность Т в мишени;
n_осн плотность базового вещества, в котором содержатся ³Не, Т, D;
n плотность нейтронов на фронте.

Если поверхность мишени состоит из дейтерида лития, насыщенного тритием, то Т_пл 0,2 МэВ при n/ n ≈ 0,1.

Скорость набегающего потока нейтронов существенно меньше скоростей горячих ионов выгорающей приповерхностной плазмы, можно считать, что сквозь неподвижный фронт нейтронов плотностью n наружу протекает горячая плазма, содержащая ³Не (⁶Li). Длина выгорания быстрых ³Не в нейтронном фронте l_n 50 см. Степень выгорания на расстоянии Δr= 1 см 0,02 достаточно высока, важно, что при этом рождается поток горячих ядер трития (W_T 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 Т_ф 10⁵ эВ, n_ф 10²²см^-3, равным Р _пл 1,58˙ 10^-18 ˙ n_ф ˙ Т_ф= 10⁹ атм.

Должен появиться скачок уплотнения на поверхности мишени n >> n_o 10²² см^-3. Плотность рождающихся в области горения быстрых нейтронов оценим как n_nф (1/2 n_D² ˙ < σ ˙V>_D-D + n_D ˙ n_T < σ ˙ V>_D-T) ˙ l_n/V_iпри V_i 10³ см/с, < σ ˙V> ≈10^-15 см³/с, l_n ≈ 10^-2 см; n_nф 10¹⁹ см^-3при n_D n_T 10²² см^-3; n_nф
10²¹ см^-3 при n_D n _T10²³cм^-3. Нейтронное поле этой плотности, двигаясь со скоростью V_n 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):

Важно, что dn + dn_T (n_D²˙<σ˙V>_D-D n_D ˙n_T ˙< σ˙V>_D-T) ˙d τ
Условие каталитической замкнутости процесса требует, чтобы dn / dτ 0; dn_T/d τ 0. Это означает, что n_D ˙< σ ˙V>_D-D n_T ˙< σ ˙ V>_D-T. Возможен режим работы (n_D ˙< σ ˙V>_D-D) > (n_T ˙< 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 r_o/V10^-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 τ_i 10^-9 с, то эту эффективность можно оценить как k_D n_D·<σ·v>_D-D·τ_i=10^-3 при n_D 10²³ см^-3, <σ·v>_D-D 10^-15 см^-3/c. Плотность потока быстрых нейтронов из области выгорания n_nm ≈ 3/2n_D² ˙ < σ ˙ V>_D-D˙ τ_i ≈ 10²¹ cм^-3.

Рожденные в процессе выгорания быстрые нейтроны входят в шаровую ЗФС со скоростью V_n 10⁹ см/с, за время τ≈ τ_i ≈ 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 R_in + L при R 2 ˙ 10² см достигают фокуса структуры за время τ R_n/V_n ≈ 10^-3 с. (R_in внутренний радиус ЗФС; L_s длина замедления нейтронов). Плотность нейтронов на фронте сходящегося потока
n_n=n_nm·(r_o/r)/2π.

Если n_nm ≈10²¹ cм^-3; r_o/r ≈ 1;
≈ 10⁴;
Δ Ω / 2 π ≈ 10^-3, то n_n ≈ 10²² см^-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 << τ_full, может достигать величин
n_n (n_nm·(r_o/r)2π)·τ_full/T, где Т период изменения магнитного поля.

Формула изобретения

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.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что температура в плазме выдерживается такой, что выполняется следующее соотношение между параметрами, характеризующими плазму:
n_D·<σ·v>_D-D≥n_T·<σ·v>_D-T,
где n_D - плотность дейтерия в плазме;
n_т - 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.

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.

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.

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.

6. Реактор по п.5, отличающийся тем, что каналы контура теплоносителя на входе в рабочую камеру реактора имеют тангенциальный наклон относительно области удержания плазмы.

7. Реактор по п.4, отличающийся тем, что узел формирования и удержания плазмы выполнен в виде магнитной ловушки.

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.

9. Реактор по п. 7, отличающийся тем, что магнитная ловушка содержит магнитные катушки, которые соединены с устройством энергосъема-энергопреобразования.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6, Рисунок 7, Рисунок 8, Рисунок 9, Рисунок 10