Термоядерный ракетный двигатель: как, зачем, почему и почем

Првожу статью, в которой помимо всего прочего, косвенно даны возможности по снижению нейтронного выхода при реакции D-He3. (в т.ч. специально для Димы ):
_____________________________________
ПРОИЗВОДСТВО ЭНЕРГИИ В МАГНИТНОМ РЕАКТОРЕ И ПРОБЛЕМА МАЛОРАДИОАКТИВНОГО ДЕЙТЕРИЕВОГО СИНТЕЗА
Хвесюк В.И., Чирков А.Ю. МГТУ им. Н.Э. Баумана, Москва, Россия

Преимущество D-3He синтеза заключается в том, что он в отличие от D-T синтеза допускает создание малорадиоактивного термоядерного реактора. Одна из проблем - почти полное отсутствие на Земле запасов изотопа 3He. Для D-T синтеза также существует необходимость наработки трития. Поэтому с точки зрения обеспеченности топливом представляют интерес предельные показатели производства энергии в катализированных D-D циклах, использующих в качестве первичного топлива только дейтерий.
В работе на основе модели [1,2] в рамках классического кинетического подхода выполнен анализ и сравнение энергетических балансов D-T, D-3He и катализированных D-D термоядерных топливных циклов. Из-за низкой скорости D-3He и D-D реакций для эффективного горения в магнитном реакторе топлив на их основе необходима система удержания с высокимb [3]. Поэтому для анализа перспектив дейтериевого синтеза и сравнения D-T, D-3He и катализированных D-D циклов рассматривается реактор на основе амбиполярной ловушки. Рассчитаны параметры плазмы центральной секции, при которых обеспечивается горение с коэффициентом усиления мощности в плазме Qpl>10. В расчетах для всех циклов: удельная мощность синтеза Pfus=4 МВт/м3, радиальное время удержания tR=20 с, радиус плазмы rp=1 м, коэффициент отражения стенкой циклотронного излученияrs=0.65, пробочное отношение центральной ячейки с учетом плазмы Rp=5, вакуумное магнитное поле в центральной секции B0=4.5-6 Тл.
Рассматривались следующие циклы:

D-T с . Максимальному значению Qpl=20 соответствует Tfuel=15 кэВ, мощность в нейтронах (в % от Pfus) - xn=80 %, суммарное (с учетом давления продуктов) бета b=0.1, ионный удерживающий потенциалji=50 кэВ.
D-3He с nD= n3He. Tfuel= 65 кэВ, xn=2 % , b =0.6, ji=228 кэВ, Qpl=20.
D-3He с nD= 5n3He. Tfuel= 80 кэВ, xn=5 % , b =0.85, ji=320 кэВ, Qpl=20.
D-D-3He-T - катализированный дейтериевый цикл, в котором продукты D-D реакции (3He и T) используются как вторичное топливо. Для этого цикла Tfuel=75 кэВ, xn=35 %, b =0.85, ji=375 кэВ, Qpl=16.
D-D-3He - полукатализированный дейтериевый цикл с пониженным нейтронным выходом, в котором сжигается только вторичный 3He. Для этого цикла Tfuel=75 кэВ,xn=10 %, b =0.9, ji=400 кэВ, Qpl=11. Этот цикл обладает сравнительно низким нейтронным выходом, но предъявляет экстремально жесткие требования к амбиполярной системе. Следовательно, для его перспектив требуется или развитие возможностей амбиполярной ловушки, или исследования других систем, обеспечивающих удержание сb~1, таких, как, например, конфигурация с обращенным полем (FRC), и анализ их возможностей.
_____________________________________ http://www.fpl.gpi.ru/Zvenigorod/XXVII/magud3.html#MS118

Как видно из работы снижение температуры основной плазмы на 18,75% (с 80кЭв до 65кЭв) снижает выход нейтронов в 2,5 раза - с максимальных 5% до 2%. Можно предположить, что при применении методики "плазма-инжекция/пучок" с снижением температуры основной дейтериевой плазмы еще ниже - до 40-50кЭв, можно снизить нейтронный поток до 1% Pfus и ниже. Одновременно снижение температуры мишенной плазмы снижает потребную мощность магнитного поля центрального соленоида, резко уменьшает циклотронные и ренгеновские потери

Ник

Вот еще в копилочку: размеростабильные прецизионные каркасные конструкции из углепластиковых труб - конструкционный материал фермы соленоида. Думается ферма должна быть трубчатой (по типу структурной оболочки) с инваровыми узлами сочленения, и приводом развертывания из пластин металла с эффектом памяти.


Ник