Електростатичні та електромагнітні пастки високотемпературної плазми

Специфічною особливістю електромагнітних пасток є рекуперація енергії термоядерних -частинок в електричному полі об'ємного заряду електронів з наступною рекуперацією цієї енергії в зовнішнє електричне поле. Зі збільшенням густини плазми і температури іонів потужність рекуперованої у зовнішнє електричне поле енергії стає рівною потужності електронної інжекції, інжектори електронів відключаються від зовнішніх джерел живлення, термоядерний реактор переходить на роботу в автономному режимі без споживання енергії на накопичення і нагрів плазми від зовнішніх джерел енергії. Цей процес накопичення і нагрівання плазми продовжується до закінчення пускового режиму. При виході на розрахункові параметри плазми відключається електронна інжекція, кількість нейтрального газу (рівнокомпонентної суміші дейтерію і тритію), що надходить у термоядерний реактор, регулюється в точній відповідності з його витратою.

Пусковий режим термоядерного реактора “Элемаг” моделювався при струмі електронної інжекції 110 А. На 27 секунді накопичення плазми були відключені катоди, а витрата газу зменшена в 6 разів. У підсумку термоядерний реактор вийшов на стаціонарний режим з параметрами плазми: густиною 8*1013 см-3, температурою електронів Tе = 36 кеВ, температурою іонів Tі = 38.6 кеВ. Повна теплова потужність реактора Pf = 4 ГВт, безпосередньо в електричну енергію (електричний струм високої напруги) перетворюється 141 МВт.

Моделювання регулювання потужності реактора проводилось регулюванням кількості поданого в реактор нейтрального газу. При зменшенні подачі газу з 4.62*10-2 г/с до 1.81*10-3 г/с потужність термоядерного реактора зменшилася на 1.5 ГВт.

Теоретичні розрахунки основних характеристик термоядерного реактора “Элемаг” у стаціонарному режимі проводилися на основі рівнянь матеріального та енергетичного балансу. За умови Tе = Tі удається знайти аналітичне рішення цих рівнянь, визначити потенційні бар'єри і дифузійні потоки для електронів і іонів у просторі швидкостей, потужність, яка виділяється в результаті рекуперації енергії -частинок і потужність, що витрачається на втрати. Результати теоретичних розрахунків добре погоджуються з результатами чисельного моделювання.

Фокусування потоків заряджених частинок відкриває додаткові можливості для поліпшення характеристик термоядерних установок, що працюють на основі багатощілинної електромагнітної пастки. У термоядерному реакторі “Элемаг” з осесимметричною геометрією магнітного поля можливе циліндричне фокусування потоків іонів, що прискорюються до центру електричним полем об'ємного заряду електронів. Воно дає логарифмічну залежність потужності термоядерного реактора від точності фокусування R/r0. У розрахунках обране R/r0 = 10, що підтверджується експериментами на однощілинній електромагнітній пастці “Юпітер 1А”. У цьому випадку потужність термоядерного реактора збільшується в 5.6 рази. Для термоядерного реактора “Элемаг”, що працює на рівнокомпонентній суміші дейтерію і тритію, це дозволяє зменшити густину плазми поблизу граничної магнітної поверхні до 3.38*1013 см-3 і зменшити магнітне поле до 40 кГс. Розглянуто можливість використання в реакторі термоядерної реакції на чистому дейтерії (D, D) і малорадіоактивної реакції (D, He3).

У четвертому розділі приведені результати розробки проектів джерел термоядерних нейтронів для технологічних випробувань матеріалів термоядерного реактора.

Сучасні термоядерні дослідження вийшли на такий рівень, коли подальший прогрес у просуванні до кінцевої мети і навіть одержання нових результатів на існуючих термоядерних установках визначається не тільки фізичними процесами в самій плазмі, але і технологією застосовуваних матеріалів. У програмі розробки та випробування цих матеріалів важливе значення мають джерела електромагнітних випромінювань, нейтронів, заряджених і нейтральних частинок, що імітують радіаційну обстановку термоядерного реактора. Серед них особливе місце займають нейтронні джерела, які питомим потоком і енергетичним спектром наближаються до умов на першій стінці. При створенні таких джерел на базі могутніх іонних пучків основною перешкодою до підвищення інтенсивності нейтронного випромінювання є вибір мішені.

Мішені на твердій підкладці піддаються процесу виснаження адсорбованих реагентів - тритію чи дейтерію - і не можуть забезпечити стабільний потік нейтронів протягом усього часу експозиції. До того ж енергетична ціна нейтрона, отриманого з використанням твердої мішені, 3*10-9 Дж/н, занадто висока, що обмежує повний потік одержуваних нейтронів. Плазмова мішень дозволяє знизити енергетичні витрати на одержання нейтронів до 10-11 -10-12 Дж/н і вирішити проблему тепловідводу від мішені при застосуванні могутніх іонних пучків. Так як густина плазмової мішені на кілька порядків менше густини твердої або газоподібної, то основною умовою збереження високого виходу нейтронів є збільшення пробігу іона в плазмі. З цією метою повинні застосовуватися конфігурації полів, що забезпечують як утримання порівняно холодної плазми мішені, так і высокоэнергетичных іонних пучків.

З точки зору одержання і утримання плазми мішені, а також введення і утримання высокоэнергетичных іонів, найбільш зручними є електромагнітні пастки. Електромагнітні пастки дозволяють створювати плазмову мішень інжекцією высокоенергетичних електронів через магнітні щілини і утримувати інжектовані через магнітні щілини іони в потенційній ямі об'ємного заряду електронів. По оцінці така мішень здатна генерувати до 5*1016 нейтронів у секунду на 1 А захопленого струму іонів.

Проект джерела термоядерних нейтронів “БК- NS” заснований на оригінальній схемі, яка поєднує в одній установці - багатощілинній електромагнітній пастці - джерело швидких частинок і плазмову мішень. Магнітне поле, що утримує плазму, створюється лінійними провідниками з почерговою полярністю включення струму, розташованими уздовж циліндричної поверхні, і двома торцовими котушками. Якщо через провідники протікає струм однакової сили і вони знаходяться на однаковій відстані від осі, то утвориться мультипольна конфігурація з магнітними щілинами, які необхідно закривати електростатично. Зсув по радіусу парних провідників щодо непарних приводить до утворення замкнутої магнітної поверхні, що охоплює об'єм плазми. При цьому магнітні щілини взаємно перезамикаються проходячим через них магнітним потоком, а внутрішні провідники виявляються зануреними в плазму. Вибором зсуву удається компенсувати пондеромоторні сили, що діють на внутрішні провідники, зробити їх безсиловими. Це дозволяє, закріпивши внутрішні провідники на торцях установки, збільшувати їхню довжину, пропорційно збільшуючи робочий об'єм плазми. Зовнішні провідники, що несуть основне силове навантаження, відділені від плазми шаром магнітного поля і можуть жорстко прикріплюватися до стінок вакуумної камери.

Плазма в пастці створюється інжекцією высокоэнергетичных електронів крізь осьові отвори. Інжектовані електрони накопичуються в пастці, створюючи негативний об'ємний заряд і потенційну яму для іонів. Глибина потенційної ями визначається енергією інжектованих електронів і балансом потоків заряджених частинок, що надходять у плазму і виходять з неї. У цьому балансі істотну роль можуть грати -частинки термоядерної реакції. З енергією 3.5 Мев вони не утримуються магнітним полем і залишають плазму, несучи з неї позитивний заряд і залишаючи в потенційній ямі частину своєї кінетичної енергії.

Для здійснення інжекції іонів у плазмову мішень у пастці розміщені спеціальні газорозрядні камери. Газ, що надходить у камеру - рівнокомпонентна суміш дейтерію і тритію - іонізується потоком заряджених частинок і у вигляді плазми підводиться до межі потенційної ями. Прискорюючись електричним полем об'ємного заряду електронів, іони роблять коливання, багаторазово перетинаючи плазмову мішень. Інжектований тритон робить до 109 повних коливань у потенційній ямі в площині, перпендикулярній до осі системи. Енергетична ефективність інжекції 5*10-12 Дж/н

Цікавою особливістю цього варіанта інжекції іонів є те, що іони, утворені в газорозрядній камері, одержують додаткову кінетичну енергію в результаті зіткнень з частками плазми і надходять на край потенційної ями з кінцевою енергією. За одне коливання в потенційній ямі вони втрачають 0.8 еВ, тобто здатні знову потрапити в газорозрядну камеру і компенсувати втрату енергії. Такі іони можуть істотно збільшити свій пробіг, збільшуючи вихід нейтронів.

Проект дозволяє відмовитися від дорогих інжекторів нейтральних частинок, зробити джерело компактним, зручним для експлуатації. По оцінках джерело здатне видавати 4*1016 н/с на ампер інжектованого в мішень струму іонів.

Найважливішим критерієм ефективності плазмового джерела термоядерних нейтронів є витрата тритію, віднесена до кількості одержуваних нейтронів. Для двокомпонентного джерела, де нейтрони виробляються в результаті інжекції высокоенергетичних пучків тритію в дейтерієву плазмову мішень, ця витрата визначається енергією інжектованих іонів тритію і параметрами плазменной мішені. Так у проекті джерела термоядерних нейтронів на основі газодинамічної пастки ефективність використання тритію складає не більш 0.25% від інжектованого потоку.

Виділення тритію з дейтерієво-тритієвої плазми для повторного використання є задачею, яка по складності і вартості не поступає його виробництву в атомному реакторі. Збільшення енергії інжектованих атомів тритію до 300 кеВ і електронної температури мішені до 10 кеВ дозволило б підвищити ефективність використання тритію в десять разів. Але при температурі 10 кеВ плазмова мішень сама стає інтенсивним джерелом нейтронів, тобто проблема зниження витрати тритію зводиться до досягнення термоядерних параметрів плазми в установках порівняно невеликих розмірів при Q 1. У якості однієї з таких установок може бути використана багатощілинна електромагнітна пастка “Юпітер 2”.

У “Юпітера 2” плазма створюється і нагрівається за допомогою електронної інжекції. Магнітне поле 5 Тл дозволяє одержати плазму з параметрами nе = 2*1014 см-3, Те,і = 20 кеВ. Повні енергетичні втрати з плазми Р = 4.5 МВт покриваються електронною інжекцією. Енергетичний час життя Е = 0.57 с. Для одержання потоку 8*1018 н/с із флюенсом 1*1014 н/см2с у плазму повинно вводитися 2.6*10-3 г/с рівнокомпонентної суміші дейтерію і тритію. Витрата тритію на виробництво нейтронів складає 4*10-5 г/с. Відпрацьована газова суміш надходить у вакуумну камеру, де дейтерій і тритій збираються спеціальним криогенним насосом-нагромаджувачем для повторного використання в нейтронному джерелі. До переваг даного типу нейтронних джерел варто віднести можливість комплексних технологічних випробувань матеріалів у наближенні до умов реального термоядерного реактора.

У п'ятому розділі приведені нетермоядерні додатки електростатичних і електромагнітних пасток:

Спосіб термоемісійного нагрівання деталі, що полягає в тому, що на близькій відстані розташовуються два термоемітери, які повторюють форму один одного, між ними прикладається перемінна напруга промислової частоти і здійснюється короткочасне локальне нагрівання одного з термоемітерів до температури, що забезпечує початок електронної емісії. У результаті електронного бомбардування відбувається розігрів іншого термоемітера, а потім вони підтримуються при стаціонарній температурі взаємним електронним бомбардуванням. Виділювана при електронному бомбардуванні потужність обмежена по емісійному струму об'ємним зарядом електронів, що забезпечує стабільність нагрівання.

Катодний вузол подібної конструкції застосовувався для інжекції електронів в електромагнітну пастку "Юпітер-1А". Спосіб термоемісійного нагрівання деталі може бути використаний у нагрівальних елементах складної геометричної форми, для вакуумних печей, вакуумної плавки та очищення металів, у лампах накалювання підвищеної потужності, для знегажування поверхонь термоядерних установок і для інших застосувань, де потрібне високотемпературне рівномірне нагрівання.

Джерела іонів з розподіленими параметрами, що дозволяють одержувати іонні потоки рівномірної густини з поверхні довільної геометричної форми: плоскої, циліндричної, сферичної, тороїдальної і ін. Їх позитивні якості: конструктивна простота, висока ефективність у використанні газу і електронного струму іонізації, малий розкид по енергіях, можливість компенсації об'ємного заряду електронами. Ці джерела були застосовані на установці "Юпітер-1Е" для створення іонних потоків, що сходяться, у центр. Вони можуть бути використані як інжектори в термоядерні пристрої, для технологічної обробки поверхонь комбінованими електронними й іонними потоками з регульованими енергіями, при випробуваннях першої стінки термоядерного реактора та в інших подібних застосуваннях.

Малогабаритні прискорювачі заряджених частинок. При циліндричному чи сферичному фокусуванні електронних потоків у фокусі виникають сильні електричні поля об'ємного заряду електронів. Поміщаючи у фокус іони і переміщаючи його з програмованою швидкістю можна забезпечити режим найбільш ефективного прискорення іонів. При цьому швидкість переміщення фокуса повинна підбиратися таким чином, щоб прискорюваний іон весь час знаходився на протилежному до напрямку руху схилі потенційної ями в максимумі електричного поля. Величина потенційної ями дорівнює потенціалу, що прискорює електрони (на осі прискорення утвориться віртуальний катод). Розміри хмари об'ємного заряду при гарному фокусуванні можуть бути менш 1мм і, отже, ефективні електричні поля, наприклад, для прикладеного до катода потенціалу 100 кВ, будуть складати більш 108 В/м. Радіальна стійкість потоку іонів, що прискорюється, забезпечується радіальною складовою електричного поля об'ємного заряду, що створює силу, пропорційну відхиленню іона від осі прискорення і спрямовану до осі (умови твердого фокусування). В результаті прискорення іонів відбувається у вузькому каналі (частинки мм), і іонний потік на виході має малі поперечні розміри. Фазове фокусування (у визначеному інтервалі швидкостей) здійснюється автоматично, тому що іон, що відстає при прискоренні, переміщається по схилу потенційного бар'єра в більш високу точку і у більш сильне електричне поле, а отже, швидше набирає енергію, іон, що випереджує фазу прискорення, опускається по схилу потенційного бар'єра вниз, у більш слабке електричне поле, і набирає меншу енергію. Розмах переміщення фокуса по осі прискорення може складати декілька см, а з застосуванням компенсаційних схем - кілька десятків см. По закінченні прискорення в першій секції іон попадає в другу секцію, де процес прискорення повторюється, і т.д. доти, поки іон не набере потрібну енергію.

Інший спосіб прискорення іонів полягає в створенні на осі прискорення модульованої в часі і у просторі послідовності потенційних ям, утворених фокусуванням електронних потоків на вісь циліндра. Частота модуляції електронних потоків підбирається таким чином, щоб уздовж осі переміщалася хвиля прискорюючого іони електричного поля.

Безконтактні методи діагностики для вимірювання електричного потенціалу плазми за часом прольоту і зарядового складу пучків заряджених і нейтральних частинок. Спосіб виміру потенціалу плазми за часом прольоту зондуючого пучка іонів криптону був застосований на установках “С - 1” і “С - 3”. Для визначення локального потенціалу плазми на установках “С - 3” і “Юпітера 1М” був застосований спосіб зондування плазми пучком частинок зі зміною зарядового складу. Для дослідження структури віртуальних електродів в електростатичних пастках був запропонований і застосований на установці “Юпітер-1Е” спосіб визначення потенціалу в плазмі за часом прольоту зондуючих заряджених частинок до віртуального електрода і назад. Для виміру електричного потенціалу в магнітних щілинах електромагнітних пасток був запропонований і застосований на установках “Юпітер-1А” і “Юпітер-1М” спосіб виміру провисання потенціалу об'ємного заряду по енергетичному спектру іонів, що вилітають з пастки.

ВИСНОВКИ

Запропоновано схему для використання керованих термоядерних реакцій у промислових цілях, засновану на теплоізоляції високотемпературної плазми електричним полем, що дозволило розробити нові типи термоядерних пристроїв: електростатичні та електромагнітні пастки високотемпературної плазми.

Установлено закономірності інерційно-електростатичного утримання плазми в електростатичних пастках при інжекції електронних і іонних потоків у дрейфовий простір. Знайдено умови утворення потенційних бар'єрів у щільній плазмі і новий тип розв'язання рівняння Ленгмюра, що характеризується утворенням у дрейфовому просторі серії віртуальних електродів, що чергуються: анодів і катодів.

Розроблено і споруджені установки "Сферичний анод" і "Юпітер-1Е" для дослідження електростатичного утримання плазми. Експериментально підтверджено сферичне фокусування потоків заряджених частинок у центр електростатичної пастки. Уперше на Україні отримана плазма з густиною 1011 см-3 і середньою енергією іонів 0.30,6 кеВ, стаціонарно утримувана тільки електростатичними полями.

Запропоновано просторово-часове фокусування потоків заряджених частинок, що дозволяє значно знизити критичні розміри електростатичної пастки, а так само здійснити нагрівання твердої термоядерної мішені концентрованими іонними пучками.

Розвито теорію утримання високотемпературної плазми комбінованими електричними і магнітними полями. Знайдено умови накопичення і нагрівання плазми в електромагнітних пастках і її основні параметри.

Розроблено і споруджені експериментальні установки “С - 1”, “С - 3”, БК-4, “Юпітер-1А”, “Юпітер-1М”, “Юпітер-2М”, на яких виконаний цикл експериментальних досліджень по електромагнітному утриманню і отримані параметри плазми: густина nе,і = (2-5)*1012 см-3, температура іонів Ті = (0,1- 0,8) кеВ, час життя електронів 1 мс.

Розроблено теоретичну модель для чисельного моделювання процесів накопичення і нагрівання плазми в електромагнітних пастках, що була застосована для аналізу експериментальних результатів на існуючих установках і для прогнозу очікуваних параметрів плазми в проектованих.

На підставі проведених теоретичних і експериментальних досліджень по електромагнітних пастках був виконаний проект великої установки "Юпітер-2" з об'ємом незамагніченої плазми 0,5м3 і концепційний проект термоядерного реактора “Элемаг” на теплову потужність 4 ГВт.

Проведено теоретичні розрахунки і виконано проекти джерел термоядерних нейтронів “БК-NS” і “Юпітер-NS” для технологічних іспитів матеріалів термоядерного реактора.

Запропоновано і розраховано схему придушення торцевих втрат плазми в газодинамічній пастці джерела термоядерних нейтронів “GDT-NS”.

У ході роботи був отриманий ряд результатів, що можуть бути використані в інших напрямках фізики плазми і проблеми керованого термоядерного синтезу, а також у суміжних областях науки і техніки: термоемісійне нагрівання деталі, джерела іонів, прискорювачі заряджених частинок, діагностичні методи виміру параметрів плазми.

Отримані в дисертаційній роботі результати дозволяють зробити висновок про перспективність електростатичних і електромагнітних пасток для рішення актуальних задач народного господарства і принципової можливості досягнення кінцевої мети - створення енергетичного термоядерного реактора.

СПИСОК ОПУБЛІКОВАНИХ РОБІТ З ТЕМИ ДИСЕРТАЦІЇ

Лаврентьев О.А. Об утилизации ядерных реакций между легкими элементами // АП РФ. -1950. - Ф.93, дело 30/51, 1 - л.73-83, 2 - л. 88-94.

Азовский Ю. С., Георгиевский А. В., Зисер В. Е., Коломенцев Э. П., Лаврентьев О. А., Ноздрачев М. Г., Пелетминская В. Г., Погожев Д. П., Сергеев Ю. Ф., Таран В. М. Электромагнитная ловушка “Юпитер-1М” // ВАНТ (Вопросы атомной науки и техники). Серия : Физика плазмы и проблема управляемого термоядерного синтеза. - 1973. - Вып. 1(1). - С. 8 - 9.

Георгиевский А.В., Зисер В.Е., Лаврентьев О.А. Ноздрачев М.Г., Погожев Д.Ю. Исследование и испытание магнитной системы электромагнитной ловушки "Юпитер-1М" // АЭ. - 1974. - Т.36, вып. 4. - С.323-324.

Лаврентьев О.А., Калмыков А.А., Георгиевский А.В., Зисер В.Е., Юферов Б.В. Термоядерный реактор "Юпитер" на основе удержания плазмы электрическими и магнитными полями // Изв. АН СССР. Энергетика и транспорт. -1975. - № 6. - С.54-59.

Lavrent'ev O.A. Electrostatic and electromagnetic high-temperature plasma traps // Ann.N.Y.Acad.Sci. - 1975. - V.251. - Р.152-178.

O.A.Lavrent'ev. Mathematical model of plasma accumulation, heatign and confinement in a multislit electromagnetic trap // Problems of Atomic Science and Technology. Series: Plasma Physics(6). - 2000. - №.6. - P. 65-67.

O.A.Lavrent'ev, V.A.Maslov, S.V.Germanova, M.G.Nozdrachev, V.P.Oboznyi. Neutral gas influence on plasma heating and confinement in the multislit electromagnetic trap “Jupiter 2M”// Problems of Atomic Science and Technology. Series: Plasma Physics. - 2000. - №.3(5). - P. 48-50.

Лаврентьев О.А., Овчаренко Л.И., Шевчук Б.А. Критические углы для остроугольной геометрии магнитного поля // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика плазмы и проблемы управляемых термоядерных реакций. -1975. - Вып. 1(3). - C. 22-28.

Лаврентьев 0.А., Потапенко В.А., Степаненко И.А. Исследование времени жизни частиц в импульсной электромагнитной ловушке // ЖТФ. - 1976. - Т.46, вып.1. - C.115-120.

Иванов Б.И., Калмыков А.А., Лаврентьев О.А. О возможности инициирования термоядерных реакций сильноточными ионными пучками // Письма в ЖТФ. - 1976. - Т.2, вып. З. - C.129-132.

Лаврентьев О.А. Теплоизоляция высокотемпературной плазмы электрическими и магнитными полями // УФЖ. - 1978. - Т.23, № II. - C.1922-1931.

Лаврентьев О.А. Электромагнитная ловушка "Юпитер-2"// УФЖ. - 1979. - Т.24, № 7. - C.1019-1023.

Лаврентьев О. А., Петренко В.И., Карпухин В. И. Интенсивные нейтронные источники для радиационных испытаний конструкционных материалов ТЯР // ВАНТ (Вопросы атомной науки и техники. Серия: Термоядерный синтез. - 1980. - Вып. 2 (6). - С.10-20.

Лаврентьев О. А. Влияние электрического поля на удержание плазмы в электромагнитной ловушке // УФЖ. - 1981. - Т.26, № 10. - С. 1636-1641.

Лаврентьев О. А. Диффузионные потери частиц и энергии в однощелевой электромагнитной ловушке // УФЖ. - 1981. - Т.26, № 9. - С. 1466-1472.

Азовский Ю. С., Лаврентьев О. А., Маслов В. А., Ноздрачев М. Г. Температура ионов в электромагнитной ловушке “Юпитер-1М” // ФП. - 1984. - Т.10, вып.6. - С.1310-1313.

Азовский Ю. С., Лаврентьев О. А., Маслов В. А., Ноздрачев М. Г. Об энергетическом спектре ионов в электромагнитной ловушке “Юпитер-1М” // УФЖ. - 1985. - Т.30, № 11. - С.1669-1671.

Азовский Ю. С., Лаврентьев О. А., Маслов В. А. Потери электронов из электромагнитной ловушки “Юпитер-1М” // УФЖ. - 1986. - Т.31, № 9. - С.1350-1355.

Азовский Ю. С., Лаврентьев О. А., Маслов В. А. Потери ионов из электромагнитной ловушки “Юпитер-1М” // УФЖ. - 1986. - Т.31, № 11. - С.1691-1696.

Лаврентьев О. А. Влияние электрического поля на поперечные потери электронов в однощелевой электромагнитной ловушке // УФЖ. - 1988. - Т.33, № 9. - С.1348-1352.

Германова С. В., Лаврентьев О. А., Петренко В. И. Поперечный перенос электронов в многощелевой электромагнитной ловушки с осесимметричной геометрией магнитного поля // ВАНТ (Вопросы атомной науки и техники). Серия: Термоядерный синтез. - 1989. - Вып. 3. - С.69-72.

Германова С. В., Лаврентьев О. А., Петренко В. И. Поперечный перенос электронов в многощелевой электромагнитной ловушке через концевые магнитные поверхности // ВАНТ (Вопросы атомной науки и техники). Серия: Термоядерный синтез. - 1991. - Вып. 2. - С. 74 - 76.

Lavrent'ev O. A. Thermonuclear reactor characteristic on an electromagnetic trap base // Transactions of American Nuclear Society. - 1993. - V.67 (suppl. 1). - Р. 231-234.

O.A.Lavrent'ev. Suppression of gasdynamic trap lossis by combined electric and magnetic fields // Problems of Atomic Science and Technology. Series: Plasma Physics. - 2003. - №.1. (9). - P. 33-36.

Лаврентьев О. А. Электромагнитная ловушка // УФЖ. - 1998. - Т.43, №9. - С.1100-1101.

Lavrent'ev O. A. A plasma neutron source with an electromagnetic trap as the based // Transactions of fusion technology. - 1999. - Vol 35, NO. 1T. - Р. 292-296.

Lavrent'ev O. A., Maslov V. A., Germanova S. V., Nozdrachov M. G., Oboznyj V. P., Shevchuk B. A. Thermonuclear reactor “Elemag” // Problems of Atomic Science and Technology. Series: Plasma Physics. - 1999. - V.1. - P.105-107.

Лаврентьев О.А., Калмыков А.А., Быков В.Е., Смирнов В.Г. Магнитная система электромагнитной ловушки высокотемпературной плазмы “Юпитер 2” // Доклады всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов. (Ленинград,1975). - 1975. - Т.1. - С. 241-248.

Лаврентьев О.А. Основные элементы инженерно-физического расчета крупных термоядерных систем на базе электромагнитной ловушки // Доклады всесоюзной конференции по инженерным проблемам термоядерных реакторов (Ленинград, 1975). - 1975. - Т.1.- С.106-113.

Lavrent'ev O. A., Maslov V. A., Germanova S. V., Nozdrachov M. G., Oboznyj V. P., Shevchuk B. A. Investigation of the fundamental processes of plasma accumulation, heating and confinement in the multislit electromagnetic trap // 23rd European Physical Society Conference on Controlled Fusion and Plasma Physics (Kiev, 24-26 June, 1996). - Part II. - P. 676-680.

АНОТАЦІЇ

Лаврентьєв О. А. Електростатичні та електромагнітні пастки високотемпературної плазми. - рукопис.

Дисертація на здобуття ученого ступеня доктора фізико-математичних наук за фахом 01.04.08 - фізика і хімія плазми. - Національний науковий центр “Харківський фізико-технічний інститут”, Харків, 2003.

В дисертації запропоновано схему для використання керованих термоядерних реакцій у промислових цілях, засновану на теплоізоляції високотемпературної плазми електричним полем, що дозволило розробити нові типи термоядерних пристроїв: електростатичні та електромагнітні пастки високотемпературної плазми, приведені результати теоретичних і експериментальних досліджень електростатичних і електромагнітних пасток.

По електростатичних системах сформульовані й обґрунтовані два найбільш перспективні напрямки робіт: просторово-часове фокусування потоків заряджених частинок і накопичення плазми між віртуальними електродами. Приводяться результати досліджень сферичного фокусування іонів на установках “Сферичний діод” і “Юпітер 1Е”. Обмірковуються результати закордонних робіт з дослідження інерційно-електростатичного утримання плазми і сучасний стан робіт з цієї проблеми.

По електромагнітних системах сформульовані й обґрунтовані ключові ідеї утримання високотемпературної плазми комбінованими електричними і магнітними полями. Приведено результати теоретичного розрахунку параметрів плазми в електромагнітній пастці, створення і нагрівання плазми за допомогою електронної інжекції, процесів переносу електронів через магнітне поле, дифузії в просторі швидкостей, втрат іонів в магнітні щілини і осьові отвори.

Приведено результати накопичення плазми в електромагнітної пастки”С - 3” в умовах глибокого вакууму, в електромагнітних пастках “Юпітер 1А” і “Юпітер 1М” з сильними імпульсними полями, у багатощілинних електромагнітних пастках “БК-4” і “Юпітер 2М”.

Вирішено головну експериментальну задачу - підтверджений класичний характер утримання плазми в електромагнітних пастках. Зниження реальних втрат із плазми на два-три порядки величини дозволить істотно спростити і здешевити проекти експериментальних установок, включаючи проекти нейтронних джерел і термоядерних реакторів.

Приведено результати розрахунків концептуального проекту термоядерного реактора “Элемаг” на 1 млн кВт електричної потужності і проектів джерел термоядерних нейтронів “БК-NS” і “Юпітер-NS” із флюенсом (1-2)*1014 н/см2с.

Розглянуто нетермоядерні додатки електростатичних і електромагнітних пасток: термоемісійне нагрівання деталі, джерела іонів, прискорювачі заряджених частинок, діагностичні методи виміру електричних потенціалів у плазмі

Ключові слова: фізика плазми, термоядерний синтез, електростатичні і електромагнітні пастки, електронна інжекція, електричні і магнітні поля, віртуальні електроди, просторово-часове фокусування.

Лаврентьев О. А. Электростатические и электромагнитные ловушки высокотемпературной плазмы. - рукопись.

Диссертация на соискание ученой степени доктора физико-математических наук по специальности 01.04.08 - физика и химия плазмы. - Национальный научный центр “Харьковский физико-технический институт”, Харьков, 2003.

В диссертации предложена схема для использования управляемых термоядерных реакций в промышленных целях, основанная на теплоизоляции высокотемпературной плазмы электрическим полем, что позволило разработать новые типы термоядерных устройств: электростатические и электромагнитные ловушки высокотемпературной плазмы, приведены результаты теоретических и экспериментальных исследований электростатических и электромагнитных ловушек.

Установлены закономерности инерционно-электростатического удержания плазмы при инжекции электронных и ионных потоков в дрейфовое пространство. Найдены условия образования потенциальных барьеров для электронов и для ионов в плотной плазме. Найдены условия образования потенциальных барьеров в плотной плазме и новый тип решения уравнения Ленгмюра, характеризующийся образованием в дрейфовом пространстве серии чередующихся виртуальных электродов: анодов и катодов. Сформулированы и обоснованы два наиболее перспективных направления работ по электростатическим системам: пространственно-временная фокусировка потоков заряженных частиц, позволяющая значительно снизить критические размеры электростатической ловушки, и накопление плазмы между виртуальными электродами. Экспериментально подтверждена сферическая фокусировка потоков заряженных частиц в центр электростатической ловушкина установках “Сферический диод” и “Юпитер 1Е”. Обсуждаюся результаты зарубежных работ по исследованию инерционно-электростатического удержания плазмы и современное состояние работ по этой проблеме.

Предложен новый тип ловушки для удержания высокотемпературной плазмы комбинированными электрическими и магнитными полями - электромагнитная ловушка. Сформулированы и обоснованы ключевые идеи удержания высокотемпературной плазмы комбинированными электрическими и магнитными полями. Проведена комплексная программа исследований электромагнитных ловушек, включающая теоретические расчеты, численное моделирование и экспериментальные исследования.

Приведены результаты теоретического расчета параметров плазмы в электромагнитной ловушке, создания и нагрева плазмы с помощью электронной инжекции, процессов переноса электронов через магнитное поле, диффузии в пространстве скоростей, потерь ионов в магнитные щели и осевые отверстия.

Проведен анализ экспериментальных результатов по изучению накопления, нагрева и удержания плазмы в однощелевых электромагнитных ловушках С-1, С-3, “Юпитер-1А” и “Юпитер-1М”, в которых рабочий объем плазмы почти целиком занимает диффузионная область, а объем плазмы с вытесненным магнитным полем пренебрежимо мал. Эти эксперименты доказали наличие потенциальных электростатических барьеров для ионов и электронов в магнитных щелях, показана возможность повышения скорости накопления плазмы при его создании высокочастотными полями за счет электронного циклотронного резонанса. Получена плазма с плотностью (2-5)*1012 см-3, температурой ионов (0,1-0,8) кэВ и временами жизнь 1мс.

Представлены эксперименты по электромагнитному удержанию плазмы на многощелевых ловушках БК-4 и “Юпитер-2М”, в которых объем плазмы с вытесненным магнитным полем одного порядка величины с объемом поверхностного диффузионного слоя. Увеличение объема плазмы привело к увеличению времени жизни до 3 мс. В “Юпитере-2М” потери ионов через потенциальный барьер в кольцевых щелях за счет диффузии в пространстве скоростей на кулоновских столкновениях отвечали теоретическому значению. Потери через осевые отверстия составляли не более 4% суммарных потерь через кольцевые щели - важнейший результат для этой программы. Ему было дано и теоретическое объяснение: в скрещенных поперечном электрическом поле объемного заряда электронов и неоднородном магнитном поле в осевом отверстии возникает центробежная сила, которая действует на частицу вдоль магнитной силовой линии от осевого отверстия к кольцевой щели, кроме того электрическое поле увеличивает поперечную скорость частиц, которая увеличивает в неоднородном магнитном поле продольную силу в этом же направлении.

Другой важный результат касается измерения потерь электронов поперек магнитного поля в диффузионном слое: измеренное отношение потока электронов к рассчитанному потоку в предположении кулоновских столкновений убывало с ростом плотности плазмы и при плотности 1012 см-3 не превышало 1,5-2, что подтверждает классический характер удержания плазмы в электромагнитных ловушках. Снижение реальных потерь из плазмы на два-три порядка величины по сравнению с тороидальными системами позволит существенно упростить и удешевить проекты экспериментальных установок, включая проекты нейтронных источников и термоядерных реакторов.

Приведены результаты расчетов концептуального проекта термоядерного реактора “Элемаг” на 1 млн кВт электрической мощности и проектов источников термоядерных нейтронов “БК-NS” и “Юпитер-NS” с флюэнсом (1-2)*1014 н/см2с.

Рассмотрены нетермоядерные приложения электростатических и электромагнитных ловушек: термоэмиссионный нагрев детали, источники ионов, ускорители заряженных частиц, диагностические методы измерения электрических потенциалов в плазме.

Ключевые слова: физика плазмы, термоядерный синтез, электростатические и электромагнитные ловушки, электронная инжекция, электрические и магнитные поля, виртуальные электроды, пространственно-временная фокусировка.

Lavrent'ev O. A. Electrostatic and electromagnetic traps of high-temperature plasma. - manuscript.

The dissertation on competition of a scientific degree of the Doctor of pPhysical and Mathematical sciences on a speciality 01.04.08 - physics and chemistry of plasma. - National science centre"Kharkiv institute of Physics and Technology", Kharkiv, 2003.

In the dissertation the circuit for use ofcontrolled thermonuclear reactions in the industrial purposes based on thermal insulation of high-temperature plasma by an electrical field is offered that has allowed to develop new types of thermonuclear devices: the electrostatic and electromagnetic traps of high-temperature plasma, results of theoretical and experimental researches of electrostatic and electromagnetic traps are given.

On electrostatic systems are formulated and two most perspective directions of works are proved: spatial - temporary focusing of the charged particles flows and accumulation of plasma between virtual electrodes. The results of researches spherical focusing of ions on installations "Spherical diode" and "Jupiter 1Е" are introduced. The results of foreign works on research of inertial-electrostatic plasma confinement and modern condition of works on these problems are discussed.

On electromagnetic systems the key ideas of high-temperature plasma confinement by the combined electrical and magnetic fields are formulated and proved. The results of theoretical account of plasma parameters in an electromagnetic trap, plasma creation and heating with the help of electronic injection, processes of cross electrons transfer through a magnetic field, diffusion in space of speeds, ions losses in magnetic slits and axial holes are given.

The results of plasma accumulation in an electromagnetic trap "С-3" in conditions of deep vacuum, in electromagnetic traps "Jupiter 1A" and "Jupiter 1М" with strong pulse magnetic fields, in multislit electromagnetic traps "БК-4" and "Jupiter 2М " are given.

The main experimental task - the confirmation of classical character of plasma confinement in electromagnetic traps is solved. The reduction of real losses from plasma on two - three order of size will allow essentially to simplify and reduce the price of experimental installations projects, including the projects of neutron sources and thermonuclear reactors.

The results of accounts of the thermonuclear reactor “Elemag” conceptual project on 1 million kW of electrical capacity and projects of thermonuclear neutrons sources "БК-NS" and "Jupiter - NS" with fluence (1-2)*1014 н/см2с are given.

The non-thermonuclear application of electrostatic and electromagnetic traps: thermoemission heated of details, sources of ions, accelerators of the charged particles, diagnostic methods of measurement of electrical plasma potential are considered.

Key words: plasma physics, thermonuclear synthesis, electrostatic and electromagnetic traps, electron injection, electrical and magnetic fields, virtual electrodes, spatial - temporary focusing.

Размещено на Allbest.ru