Thermal-physical analysis of low-radioactive thermonuclear plasma in the magnetic fusion device

• Опубліковано в: : Вопросы атомной науки и техники
• Дата: 2007
• Автор: Ryzhkov, S.V.
• Формат: Стаття
• Мова: English
• Опубліковано: Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України 2007
• Теми: Magnetic confinement
• Онлайн доступ: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/110327
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Цитувати: Thermal-physical analysis of low-radioactive thermonuclear plasma in the magnetic fusion device / S.V. Ryzhkov // Вопросы атомной науки и техники. — 2007. — № 1. — С. 9-11. — Бібліогр.: 10 назв. — англ.

A field-reversed configuration (FRC) plasma is vortex-like, isolated toroid of plasma with high beta (plasma pressure/magnetic-field pressure). Such a self-organized, stable system is a candidate for the magnetic fusion confinement. The proposal of a compact toroid as fusion reactor together with advanced fuel is based on the low radioactivity of deuterium-helium-3 plasma. Analysis of conceptual parameters of the D-³He and D-T FRC power plant was carried out. Advantages and disadvantages of the D-³He reaction, problem of ³He acquisition and advanced fuels prospects are discussed. Плазма зверненої магнітної конфігурації (FRC) – це ізольований тороїд плазми з високим бета (тиск плазми/магнітний тиск). Така самоорганізована, стійка система - один з кандидатів для магнітного утримання термоядерної плазми. Проведено дослідження компактного тора в ролі термоядерного реактора разом з малорадіоактивним паливом – дейтерій-гелій-3 плазмою. Представлено аналіз концептуальних проектів D-³He і D-T FRC комерційної електростанції. Обговорено переваги і недоліки D-³He реакції і проблема видобутку ³He, а також перспективи поліпшених паливних циклів. Плазма обращенной магнитной конфигурации (FRC) – это изолированный тороид плазмы с высоким бета (давление плазмы/магнитное давление). Такая самоорганизованная, устойчивая система - один из кандидатов для магнитного удержания термоядерной плазмы. Проведено исследование компактного тора в качестве термоядерного реактора вместе с малорадиоактивным топливом – дейтерий-гелий-3 плазмой. Представлен анализ концептуальных проектов D-³He и D-T FRC коммерческой электростанции. Обсуждены преимущества и недостатки D-³He реакции и проблема добычи ³He, а также перспективы улучшенных топливных циклов.