Способ управляемого термоядерного синтеза и управляемый термоядерный реактор для его осуществления

Способ управляемого термоядерного синтеза и управляемый термоядерный реактор для его осуществления

Реферат

 

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 < V>_D-D n_T < V>_D-T, где n_D плотность дейтерия в плазме; n_T плотность трития в плазме; < V>_D-D усредненные сечение взаимодействия и скорость движения ионов в D-D-реакциях в плазме; < 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 < V>_D-D n_T < 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, (, n или ,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 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 _out= K_w K_v K_t n/_s, где n плотность тепловых нейтронов в среде; _s, время между столкновениями нейтронов с веществом среды; _s l_s/V_n, где l_s длина пробега нейтронов в среде ЗФС, l_s 1/(n_{s s}), где n_s плотность вещества замедлителя; _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_w / 4 где 3,1416; - область (угловая) захвата нейтронов селектирующей структурой; К_v объемная эффективность захвата нейтронов; К_v > l_{s 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 s}/, где угол между направлением осей каналов селекции и направлением движения захваченного нейтрона; < _s где _s угол полного отражения нейтронов поверхностью каналов.

Для плоских структур (структур с близколежащими плоскостями и каналами селекции нейтронов между ними K_{w s}/, где угол между направлением движения захваченного нейтрона и плоскостью элемента структуры: < _s, где _s угол полного отражения нейтронов поверхностью каналов.

Для захваченных структурой нейтронов K_t 1. Отсюда (dn/d)_out K_w K_v K_t n V_n/l_s.

В области селекции на длине каналов dx