Компактный токамак с аспектным отношением А=2 как объемный источник нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенд для материаловедческих исследований: Системный анализ тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 01.04.08, кандидат физико-математических наук Обысов, Николай Александрович

• Обысов, Николай Александрович
• кандидат физико-математических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Обысов, Николай Александрович

Введение.

Глава I. Методы переработки отработанного ядерного топлива и задачи выбора перспективных материалов, контактирующих с высокотемпературной плазмой (обзор).

§1.1 Переработка отработанного ядерного топлива - одна из ключевых проблем развития ядерной энергетики и роль УТС с магнитным удержанием плазмы в ее решении.

§1.2 Разработка и выбор материалов элементов первой стенки и приемных пластин дивертора адекватных условиям работы в ИТЭР и будущих термоядерных реакторов — актуальная задача термоядерного материаловедения.

Глава II. Развитие концепции токамаков с малым аспектным отношением в России.

§2.1 Преимущества и проблемы токамаков с малым аспектным отношением А.

§2.2 Состояние исследований на современных токамаках с малым аспектным отношением А.

§2.3 Развитие концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России.

§2.4 Проекты сферических токамаков реакторного масштаба.

Глава III. Компактный токамак КТМ с А=2 — стенд для материаловедческих исследований.

§3.1 Выбор аспектного отношения в токамаке.

§3.2 Плазмофизические параметры КТМ.

§3.3 Анализ пограничной плазмы (СОЛ) в токамаке КТМ.

§3.4 Расчет потоков плазмы на первую стенку и диверторные пластины.

§3.5 Основные процессы на диверторных пластинах, определяющие конструкцию диверторного устройства.

§3.6 Управление потоками плазмы в диверторную область токамака. и

Глава IV Разработка концепции объемного источника нейтронов (ОИН) на базе токамака с А=2 для трансмутации минорных актинидов.

§4.1 Основные требования к ОИН для трансмутации и базовые положения.

§4.2 Сценарий работы ОИН.

§4.3 Выбор методов дополнительного нагрева и стационарного поддержания тока.

§4.4 Концепция бланкета для трансмутации минорных актинидов.

Результаты и выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Компактный токамак с аспектным отношением А=2 как объемный источник нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенд для материаловедческих исследований: Системный анализ»

Актуальность темы исследования. Современное состояние термоядерных исследований в мире, имеющих своей целью создание научно-технических и технологических основ термоядерной энергетики в обозримом будущем, все более определенно ставит перед термоядерным сообществом задачи, которые не возможно решить на действующих установках токамак, в том числе создании источника термоядерных нейтронов. Проект ИТЭР на пути создания основ термоядерной энергетики рассматривается как главный и необходимый шаг. Вместе с тем ИТЭР, призванный решить проблемы создания стационарной термоядерной плазмы и поддержания её горения, не решает вопросов выбора кандидатных материалов первой стенки, элементов конструкции и дивертора будущего термоядерного реактора [122]. В этом контексте источник термоядерных нейтронов для проведения материаловедческих исследований представляется абсолютно необходимым шагом, дополняющим проект ИТЭР [2]. В ходе шестисторонних межправительственных переговоров по подготовке соглашения о создании международной организации для совместной реализации проекта ИТЭР стороны пришли к согласию о «широком подходе», где наряду с сооружением собственно установки ИТЭР обсуждается также сооружение источника термоядерных нейтронов как специального материаловедческого стенда.

Ещё одной острой проблемой, привлекающей пристальное внимание общественности, является утилизация облученного ядерного топлива (ОЯТ) и захоронение ядерных отходов. Основная часть ОЯТ, извлекаемого из энергетических реакторов, отправляется на длительное хранение. На переработку идет лишь небольшая его доля. Это связано с перспективой использования переработанного ОЯТ в быстрых реакторах нового поколения, создание которых планируется осуществить к середине 21 века [3,5]. Однако в силу негативного отношения части экологов к ядерной энергетике, которое сильно влияет на общественное мнение, особенно в Европе, возможность планируемого интенсивного развития быстрых реакторов представляется достаточно проблематичной. В настоящее же время проблема утилизации облученного ядерного топлива является важнейшей для всего комплекса ядерной энергетики, что, в общем, определяет её перспективы. Одним из способов решения этой проблемы является трансмутация - перевод наиболее интенсивных и долгоживущих радиоактивных элементов в короткоживущие под действием интенсивного нейтронного облучения. К таким элементам прежде всего относятся минорные актиниды Аш, Ир, Сш, время жизни которых более 10000 лет. Эти элементы, как и многие трансурановые элементы, делятся при воздействии на них потока термоядерных нейтронов. Поэтому возможность их трансмутации путем деления в бланкете термоядерного реактора, служащего источником нейтронов, представляется перспективной и актуальной.

Таким образом, проблема создания компактного, относительно недорогого и надежно работающего источника термоядерных нейтронов как для проведения материаловедческих исследований, так и для трансмутации минорных актинидов весьма назрела. Известно, что стоимость термоядерной установки при прочих равных условиях пропорциональна объёму магнитного поля, а следовательно её размеру. Поэтому целесообразно провести анализ токамака — ОИН с малым аспектным отношением и естественной вытянутостью.

Интерес к токамакам с малым аспектным отношением возник после публикации статьи [62] о преимуществах систем с вытянутой конфигурацией плазменного шнура. В этих системах коэффициент запаса устойчивости q существенно увеличивается с ростом вытянутости сечения плазмы к: я ~ к . Это позволяет, например, увеличить ток плазмы, не снижая устойчивости плазмы по отношению к винтовым возмущениям. С уменьшением аспектного отношения вытянутость растет естественно без специальных магнитных обмоток [63]. Практическое развитие направления токамаков с малым аспектным отношением получило после того, как были сформулированы их основные достоинства, такие как естественная вытянутость по вертикали сечения плазменного шнура, возможность достижения большей величины тороидальной бета Рг=Р/(Вт78я), потенциальное улучшение удержания плазмы и др. [63]. За последние несколько лет на ряде сферических токамаков эти предсказания в значительной мере нашли своё качественное экспериментальное подтверждение. На токамаке START величина Рт достигала 40%, что в 8 -10 раз превышает рт на обычных токамаках [26].

В определенном смысле развитие концепции токамаков с малым аспектным отношением в принципе должно было бы повторить длительную эволюцию традиционных токамаков. Но вследствие меньшей стоимости и значительного прогресса физики и техники токамаков, а также исследований по управляемому термоядерному синтезу в целом, эта эволюция может занять существенно меньшее время. Конечной целью должен быть ответ на вопрос о возможности создания компактного токамака-реактора низкоаспектной конфигурации в том числе и в качестве ОИН для материаловедения и трансмутации.

Цель работы. Целью диссертационной работы является проведение системного анализа концепции компактного токамака с А=2 как объёмного источника нейтронов для трансмутации минорных актинидов и стенда для материал оведческих исследований.

Научная новизна. Научная новизна работы заключается в том, что впервые проведен анализ объёмного нейтронного источника для трансмутации минорных актинидов и для материаловедческих исследований на основе токамака с промежуточным аспектным отношением, проанализированы и сопоставлены базы экспериментальных данных, полученные как на классических, так и на сферических токамаках. Впервые сделана попытка оптимизации геометрической конфигурации и плазменных параметров ОИН исходя из задач термоядерного материаловедения и трансмутации.

Научная и практическая ценность. Результаты работы могут быть использованы для того, чтобы расширить сферу применения термоядерных установок, обеспечить широкий спектр исследований в области термоядерного материаловедения, обеспечивающий вместе с проектом ИТЭР полноту научных и технологических знаний, необходимых для сооружения первого демонстрационного термоядерного реактора.

Результаты работы могут быть использованы в определении оптимальных сценариев развития атомной энергетики и оптимальных сценариев развития ядерного топливного цикла, в решении проблем утилизации ОЯТ и экологического оздоровления.

Кроме того, в случае реализации, в нашей стране будет создана термоядерная установка, которая займет вполне определенное место в мировой термоядерной программе и аналогов которой нет, а также будет решена задача привлечения молодых ученых и инженеров в исследования по управляемому термоядерному синтезу и подготовки специалистов для будущей работы на ИТЭР.

На защиту выносятся следующие положения:

1. Результаты анализа развития концепции сферических токамаков мегаамперного диапазона в России.

2. Выбор аспектного отношения и плазмофизических параметров токамака для исследований по термоядерному материаловедению.

3. Результаты анализа пограничной плазмы (СОЛ) и расчетов потоков плазмы на первую стенку и диверторные пластины в токамаке КТМ.

4. Методы управления потоками плазмы в диверторную область токамака КТМ.

5. Концепция и базовые положения объёмного нейтронного источника на базе токамака (ОИН) для трансмутации минорных актинидов.

6. Выбор методов дополнительного нагрева, стационарного поддержания тока и сценариев работы ОИН для трансмутации минорных актинидов.

7. Результаты анализа концепции бланкета ОИН для трансмутации минорных актинидов.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались на российских и международных конференциях, двусторонних и многосторонних рабочих встречах, заседаниях технических комитетов МАГАТЭ: 17 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Япония, Иокогама, 1998),

18 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Италия, Сорренто, 2000), Российско-американское совещание по бланкетам и концепциям реактора синтеза для трансмутации (США, Сан-Диего, 2001), ТК МАГАТЭ по сферическим торам (Бразилия, Сан Пауло, 2001), 19 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Франция, Лион, 2002), Российско-американское совещание по бланкетам и концепциям реактора синтеза для трансмутации (Россия, Москва, МНТЦ, 2002),

30 Конференция Европейского физического общества по управляемому термоядерному синтезу и физике плазмы (Россия, Санкт-Петербург, 2003) Международный семинар по трансмутации (Россия, Троицк, 2004), 20 Конференция МАГАТЭ по термоядерной энергии (Португалия, Виламора, 2004).

Результаты диссертации изложены в 7 докладах на российских и международных конференциях, 5 статьях и 3 препринтах.

Структура и объём диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав и заключения. Объём диссертации составляет 130 страниц, содержит 31 рисунок и 12 таблиц. Список цитируемой литературы включает 136 наименований.

Заключение диссертации по теме «Физика плазмы», Обысов, Николай Александрович

В заключение сформулируем основные выводы к данной главе. В рамках современного перспективного направления термоядерных исследований с магнитным удержанием - сферические токамаки, предложена концепция объемного нейтронного источника для трансмутации минорных актинидов с умеренным аспектным отношением. В этой концепции сочетаются положительные свойства сферических и традиционных токамаков: высокие значения удельных характеристик в малом объеме, возможность индукционного ввода существенной части тока в токамаке, возможность использовать базы данных традиционных токамаков. В итоге показана принципиальная физическая и техническая возможности решения важной проблемы атомной энергетики -переработки ядерных отходов.

Результаты и выводы.

В диссертации получены следующие результаты:

-проведен анализ нового перспективного направления исследований по управляемому термоядерному синтезу с магнитным удержанием плазмы — компактные токамаки;

-обоснована физическая концепция токамака с А = 2 для материаловедческих исследований по программе поиска материалов для токамаков-реакторов;

-для трансмутации минорных актинидов предложена концепция объемного нейтронного источника на базе токамака с А = 2. На основании исследований, изложенных в диссертации, можно сделать следующие выводы:

-результаты отечественных и зарубежных исследований и накопленный опыт проектирования серии токамаков с малым аспектным отношением в России являются основанием для реализации этого направления;

-выбор величины аспектного отношения А=2 позволяет спроектировать надежно работающий токамак небольших размеров с высокими параметрами горячей плазмы;

-подвижная конструкция диверторного устройства и возможность управления потоками плазмы на приемные пластины КТМ позволяет существенно расширить объем материаловедческих исследований в интересах токамаков-реакторов и проводить их в широком диапазоне параметров;

-на основе использования токамака с умеренным аспектным отношением для объемного источника нейтронов имеется возможность сочетать положительные стороны компактных и традиционных токамаков;

-разработка этой концепции показала возможность создания компактной, недорогой, стационарной установки с необходимым потоком нейтронов;

-с помощью токамака с А = 2 возможно решать важнейшую проблему атомной энергетики — проблему утилизации долгоживущих высокоактивных отходов.

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Обысов, Николай Александрович, 2005 год

1. Белая книга атомной энергетики, под ред. Е.О.Адамова, Москва, 2001

2. С. Llewellin Smith. The Fast Track to Fusion Power, 20th Fusion Energy Conf. (FPM/2), Vilamoura, Portugal, 2004

3. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века. Москва, ЦНИИатоминформ, 2002

4. И.Х.Ганеев, А.В.Лопаткин, В.В.Орлов. Радиационный баланс при развитии ядерной энергетики с реакторами БРЕСТ-1200 и ВВЭР-1000. Атомная энергия. Т.91, вып. 5, 2001

5. Б.А.Габараев, И.Х.Ганеев, А.В.Лопаткин и др. Радиационные характеристики топлива и отходов в U-Pu и Th-U топливных циклах. Атомная энергия. Т.90, вып. 6, 2001

6. Е.О.Адамов, И.Х.Ганеев, А.В.Лопаткин и др. Радиационно-эквивалентный подход к обращению с радиоактивными' отходами. Препринт ИБРАЭ РАН, 2002

7. И.Х.Ганеев, А.В.Лопаткин, В.В.Орлов. Гомогенная и гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора БРЕСТ. Атомная энергия. Т.89, вып. 5, 2000

8. K.Fujimura et al. Enhancement of Transmutation Characteristics of the Minor Actinide Burning Fast Reactor Core Concept. J. of Nuclear Science .and Technology, v.38, No.10, p.879-886, 2001

9. T.Sanda. Fast Reactor Core Concept for Minor Actinide Transmutation using Hydride Fuel Target. Ibid., v.37, No.4, p.335-343, 2000

10. Опытный термоядерный реактор (OTP). Отчет ИАЭ им. И.В.Курчатова, инв. 40/5024 от 24.12.81

11. T.A.Parish, J.W.Davidson. Reduction in the toxicity of fission product wastes through transmutation with deuterium-tritium fusion neutrons. Nucl. Technol., 47, 1980

12. IFMIF CDA team, International Fusion Material Irradiation Facility, Conceptual Design Activity, ENEA Frascati Report, RT/ERG 96/11, December 1996

13. Rubbia C. et al. A Tentative Programme Towards a Full Scale Energy Amplifier GERN/LHT/96-II (EET) 1996

14. Shvedov O.V. et al. Weapon plutonium in accelerator driven power system. Joint US-RF plutonium deposition study, September, 1996

15. В.В.Мирнов, Д.Д.Рютов. Газо-динамическая ловушка, Вопросы атомной науки и техники, серия «Термоядерный синтез», 21 (1980) 57

16. В.В.Мирнов, В.П.Нагорный, Д.Д.Рютов. Газодинамическая ловушка с двухкомпонентной плазмой. Препринт ИЯФ СО АН СССР, № 84-40, Новосибирск 1984.

17. Е.Р. Kruglyakov, Trans. Fusion Technol. 35 (IT) (1999) 20-29

18. P.A. Bagryansky et al Gas dynamic drape as high power 14 MeV neutron Fusion engineering and design, 70, 2004

19. M.Peng, E.T.Cheng "Magnetic Fusion Driven Transmutation and Power Production in Fusion Reactors", Fusion Technology, 30, 1654 (1996)

20. E.Azizov, V.Altovsky, A.Borisov et al. The Technological Aspects of Volumetric Neutron Source on the Basis of Tokamak. Proceedings of 7th International Conference on Fusion Reactor Materials, Obninsk, Russia, 1995

21. D.Robinson, R.Akers, S.Alfrey et al. Fusion Technology Applications of the . Spherical Tokamak, 17th Fusion Energy Conf. (F1-CN-69/FT1/2),1. Yokohama, Japan, 1998

22. Dai-Kai Sreatal Operating Scenario of LAR-VNS Proc. Int. Workshop on Spherical Torus VNS, Oct. 1997

23. Najmabadi, F. et al The Aries ST Study Proc. Int. Workshop on Spherical Torus VNS, Oct. 1997

24. M.Peng, J.Hicks. Engineering feasibility of tight aspect ratio Tokamak (spherical torus) reactors, Proceedings of the 16th SOFT, London, UK, 1990

25. A.Sykes et al. Plasma Physics and Controlled Fusion, 39, 1997, p. 247.

26. Э.Азизов, Н.Дворкин и др. Сферический токамак JUST, препринт П0941, Москва, 1995

27. E.T.Cheng, et al. Actinide transmutation with small tokamak fusion reactors, Proceedings of the International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems, Versailles, France, 1995

28. M.Peng, E.Cheng. Magnetic fusion driven transmutation of nuclear waste (FTW), J. Fusion Energy, 12, 1993

29. E.Cheng, R.Cerbone. Prospect of nuclear waste transmutation and power production in fusion reactors, Fusion Technology, 30, 19963 l.P.R. Thomas et al, Phys. Rev. Letters, 80, 1998

30. Kadama Y. et al., Plasma Physics and Controlled Fusion,.44, A 279, 2002

31. Т.Е. Шаталов Анализ оптимальных сценариев сжигания MA в термоядерном реакторе двойного назначения, Доклад на международном семинаре по трансмутации, Троицк, 2004

32. L.J. Qiu, Z. Guo et al. Compact Tokamak Transmutation reactor, 16 IAEA Fusion Energ. Conf., Montreal, Canada (1996)

33. J. Huang, К. Feng et. al, Fusion Science and Technology, 42, July, 2002

34. C.Wong, System Assessment of Transmutation Tokamak. US-RF Workshop on Blanket and Fusion Concepts for Transmutation, Moscow, 2002

35. R. Miller et al. Stable Bootstrap-current Drive Equilibrium for Low Aspect Ratio Tokamak, Proc. Workshop on Theory of Fusion Plasmas, Varenna, August, 1996

36. С. Wong, J. Wesley et al. Toroidal Reactor designs as function of aspect ratio. 18th IAEA Fusion Energy Conf. Sorrento, October, 2000

37. E.A.Azizov, E.P.Velikhov, V.S. Shkolnik et al. Proc. Int. Workshop on Spherical Torus St.Petersburg, Sept, 1997

38. Y.Gohar. Fusion Transmutation Options and Issues. US-RF Workshop on Blanket and Fusion Concepts for Transmutation, Moscow, 2002

39. А.В.Лопаткин и др. Доклад на Международном семинаре по трансмутации, Троицк, 2004

40. Л.А.Арцимович. Управляемые термоядерные реакции. М.ГИФ.М.Л., 1961

41. С.В.Мирнов. Физические процессы в плазме токамака. М.Энергоатомиздат, 1983

42. И.В.Мазуль. Диссертация на соискание ученой степени д.т.н. НИИЭФА, С.- Петербург, 2003

43. Ulrickson М. The JET Team and the TFTR Team. J. Nucl. Mater. V. 176177, p.44, 1990

44. R. Reichle, D.D. Summer et al., Nucl.Mater, V. 176-177, p. 375, 1990

45. H. Würz, S. Pestchanyi, B. Bazylev et al. J. of Nucl. Materials, 290-293, 1138-1143,2001

46. H. Bolt, A. Miyhara, T. Kuroda et al. Fusion Eng. and design, 9, 33-38, 1989

47. G. Federici, C. Skinner, J. Brooks et al. Plasmamateal interaction in Current tokamak and teir implication for next-step Fusion Reactor. PPPL-3531, IPP-9/128, Jannaiy, 2001

48. W. Eckstein, G. Garcia-Rosales, J. Roth, W. Ottenberg. Sputtering Data. Preprint Max-Plank-Institute, IPP-9/82, Garching, 1993

49. S.L. Allen et al. Radiative diver for on DIIID, 17th Fusion Energy Conf., Yokohama, 1998

50. Е.П. Велихов, В.Д. Рютов, H.C. Чеверев. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Термоядерный синтез. М.1994.

51. В.Сафронов, Н.Архипов, В.Бахтин и др. Вопросы атомной науки и техники. № 5, с.27 (2002) Украина.

52. I.E. Garkusha, A.N. Bandura, O.V. Byrka et.al. Ibid с.ЗО/

53. M.A. Agafonov, et al., Plasma Phys. Control Fusion, 38, (12A) A93 (1996).

54. V.M. Kozhevin, V.N. Litunovsky, B.V. Ljublin et al., Fus.Eng.Des. 28, 157 (1995)

55. S.V. Mirnov, V.N. Dem'yanenko, E.V. Murav'ev, J. Nucl. Mater. 196-198, 45-49(1992).

56. L.G. Golubchikov, V.A. Evtikhin, I.E. Lyublinski et al. J.Nucl. Mater., 233237, 667-672(1996).

57. V.B. Lazarev, E.A. Azizov, A.G. Alekseev et al. 30th EPS Conf. on Contr. Fus and Plasma Phys. S.Petersburg. 7-11 July, 2003 EC A V. 27A P3.162.

58. Linke et al., Nucl. Mater. 176-177, 856 (1990).610.1. Buzhinskij, Y.M. Semenets. Fusion Technology. 31,1-13 (1997).

59. Л.А.Арцимович, В.Д.Шафранов. Токамак с некруглым поперечным сечением. Атомная физика и физика плазмы. Наука, М. 1978

60. Peng Y-K. М. Strickler D.J. // Nuclear Fusion. 1986. Vol.26, p. 769.

61. Robinson D.C. // Fusion Energy and Plasma Physics. World Scientific Press, 1987, p. 601

62. Sykes A. et al // Plasma Phys. Control. Fusion. 1997, vol. 39, p. 247

63. A.W. Morris, R.J.Akers, J.W.Connor et al.//Plasma. Phys. Control. Fusion (1999) Vol.41, Supplement 12В, В 191-B207.

64. M.G.Bell, et al., Physics Results from the National Spherical Torus Experiment, PPPL-3459, June 2000

65. В.А.Беляков, В.А.Дивавин, НЛ.Дворкин и др. Проект сферического токамака Глобус-М. Препринт ФТИ-РАН №1629. СП, 1994. 36с.

66. В.К.Гусев, В.Е.Голант, Е.З.Гусаков и др. Журнал технической физики, 1999, т.69, вып.9, стр. 58-62.

67. Е.A.Azizov et al., The Tokamak TSP-AST Concept, 21 SOFT, Madrid, Spain, September 2000.

68. E.A.Azizov, E.P.Velikhov, B.B.Kadomtsev et al., Proceedings of XII IAEA Conf. on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, Nice, France, 1988.

69. ENEA Frascatti, Nuclear Fusion Division, 1998 Progress Report.

70. V.Lukash and Joint team TRINITI, Kurchatov Inst., Efremov Inst., Ioffe Inst., SE "Severny Zavod", Proceedings of Inst, workshop on Spherical Torus. Vol.11 Culham Science and Eng.Centre, 4-6 Dec. 1996.125

71. E.A.Azizov, N.Ya.Dvorkin, O.G.Filatov et al., JUST: Joint Upgrated Spherical Tokamak, Inst, workshop on Spherical Torus, 16-20 Oct. 1995, St-Petersburg, Russia.

72. E.A.Azizov, Yu.S.Cherepnin, V.N.Dokuka, et al., Proceedings of the 21st Symposium on Fusion Technology, Madrid, Spain, 11-15 September 2000.

73. T.C.Hender. Tight Aspect Ratio Tokamak Neutron Source. Proceedings of Inst, workshop on Spherical Torus. Vol.11 Culham Science and Eng.Centre, 4-6 Dec. 1996.

74. E.A.Azizov, G.G.Gladush, V.N.Dokuka et al. 17 EPS Conf. Controlled Fusion and Plasma Physics, Amsterdam, 25-29 June, 1990.

75. ITER Phys., ITER Doc. Ser., vol.21, IAEA, Vienna, 1991, p.236.

76. M.Peng. Int. workshop on Spherical Torus, 16-20 Oct. 1995, St-Petersburg, Russia.

77. C.J.Lasner et al., Scaling and Profiles of Heat Flux During Partial Detachment in DIII-D, Proc. 13th Int. Conf. on Plasma Surface Interaction, San-Diego, USA, 1998.

78. D.C.Robinson. Int. Workshop "Tokamak Concept Improvement", Varenna, Italy, Aug. 29- Sept.3, 1994

79. E.A.Azizov, Yu.P.Arefiev, G.G.Gladush, . N.A.Obysov, et al., Plasma Devices and Operations, v.l 1, No.4 (2003).

80. T.J.Donal. Problems of Atomic Science and Technology, No.4, p.34 (2002), Ukraine.

81. E.A.Azizov, O.I.Buzhinskij, E.P.Velikhov, G.G.Gladush, . N.A.Obysov, et al. Fusion Engineering and Design, 70, 45-56 (2004).

82. А.М.Астапкович, В.А.Глухих, А.Б.Минеев и др. Нейтронные источники на основе токамака с большой долей бутстреп-тока. Препринт НИИЭФА П0919, М., ЦНИИАТОМИНФОРМ, 1993.

83. S.CJardin, C.E.Kessel, D.Meade et al., Fusion Science and Technology, 43, 161 (2003).

84. C.Wong Systems Study on Impact of Aspect Ratio on Power Reactor and Testing Reactor Designs, KTM meeting, Kazakhstan, 10-12 May, 2001.126

85. Nuclear Fusion, Vol.39,No.l2(1999),(ITER Physics Basis), p.2391-2469.

86. R.Maingi, P.Mioduszewski, S.Kaye, M.Peng et al., Estimates of Scrape-off Layer and Divertor Parameters in NSTX, 1996 ST Workshop, p. 1024, Abingdon,U.K.

87. Bongju Lee, D.Hill, K.H.Im, L.Sevier, Jung-Hoon Han, B.J.Braams, Fusion Technology, v.37, Mar.,2000,p. 110.

88. P.C.Stangeby, G.M.McCracken, Nuclear Fusion, Vol.30,No.7(1990),p.l225.

89. A.Loarte, S.Bosch, A.Chankin et al., Multi-machine scaling of the divertor peak heat flux and width for L-mode and H-mode discharges, J. of Nucl. Mater.,v.266-269(l999), p.587-589.

90. A.W.Mooris, R.J.Akers, J.W.Coonor et al., The role of the spherical tokamak in clarifying tokamak physics, Plasma Phys. Control. Fusion, v.41(1999), B191-B207.

91. S.Kaye and the ITER Joint Central Team and Home Teams, Projection of ITER Performance Using the Multi-Machine L- and H-mode Databases, 15th Int. Conf. on Plasma Phys. and Control. Nucl. Fusion Research, IAEA-CN-60/E-P-3, Seville, 1994.

92. ITER Confinement Database and Modeling Expert Group (presented by T.Takizuka),1997 Fusion Energy (Proc. 16th Int. Conf., Montreal, Canada, 1996), v.2 (Vienna, IAEA), p.795.

93. M.Keilhacker and the JET Team, Fusion physics progress on the Joint European Torus (JET), Plasma Phys. Control. Fusion, v.41(1999), B1-B23.

94. D.J.Campbell, Physics and goals of RTO/RC-ITER, Plasma Phys. Control. Fusion, v.41(1999), B381-B394.

95. Котельников Р.Б., Башлыков C.H., Галиакбаров З.Г. и др. Особо тугоплавкие элементы и соединения, "Металлургия", 1968, 376 с.

96. Н.И.Архипов, В.П.Бахтин, С.Г.Васенин и др.,Физ. Плазмы, т.25(1999).№3, с.263.

97. H.Wurz, S.Pestchanyi, ITER workshop on Material Effects of Disruptions, Troitsk, Russia, Febr.14-16, 2000.

98. C.P.C.Wong et al., J. Nucl. Mater., 196-198(1992), p.871.127

99. E.A.Azizov, V.N.Dokuka, G.G.Gladush, . N.A.Obysov, et al. The VNS concept on the base of tokamak JUST-T for transmutation of minor actinides, Plasma Devices and Operations, 11, No.4 (2003).

100. R.D.Monk et al., Recent results from divertor and SOL at JET, 17th IAEA Fusion Energy Conference, Yokohama, Japan (1998).

101. M.Peng, Current Trends in International Fusion Research: A Review, Washington, D.C., USA, March, 24-28, 2003.

102. S.F.Paul, R.Maingi and the Boundary Physics ET, Heat Flux and Radiated Power in the NSTX Divertor, NSTX Results&Theory Review, PPPL, Princeton, USA, Sept., 9-11, 2002.

103. A.Kirk, J-W.Ahn, D.Coster et al., Analysis of SOL Behaviour in MAST Using an Advanced Onion-Skin Solver (OSM2), EPS (2001).

104. MAST Web-site, Plasma configuration in MAST, December, 2002.

105. Азизов Э.А., Баркалов А.Д., Гладуш Г.Г., . Обысов H.A. и др. «Управление потоками плазмы в диверторную область и флуктуация температуры приемных пластин токамака КТМ», сборник трудов, вып. 2, Троицк, ОНТИ ГНЦ РФ ТРИНИТИ, 2003, стр. 25-29.

106. A.P.Martinelli et al., Deuterium trapping and impurity collection on JET belt limiter, J. Nucl. Mater., 196-198, p. 729-734 (1992).

107. C.G.Lowry et al., Results of JET operation with continues carbon and beryllium X-point target plates, J. Nucl. Mater., 196-198, p. 735-738 (1992).

108. E.A.Azizov, A.D. Barkalov, G.G. Gladush, . N.A.Obysov, et al. Control of the plasma fluxes into the divertor region of the tokamak KTM, 19th IAEA Fusion Energy Conference (FT/P2-12), Lyon, France (2002).

109. Abdou M. et al. Phase I Report of the IE A Study on High Volume Plasma-Based Neutron Source (HPVNS), 1994, UCLA-FNT-94,UCLA-ENG-95—111.

110. Астапкович A.M., Глухих, В. А., Минеев А. Б. и др. Нейтронные источники на основе токамака с большой долей бутстреп-тока. Препринт НИИЭФА П-0919, М., ЦНИИАТОМИФОРМ, 1993.

111. Mineev A.B., Analysis of the Tokamak Neutron Source (VNS) design and range of its parameters, Fusion Engineering and Design, 27, 307—315, (1995).

112. Stacey W. M., Mandrekas J., Hoffman E. A.et al. Fusion Science and Technology. 41, March 2002, p 116.

113. Qiu L. J., Wu Y. C., Xiao B. J.et al. A Low Aspect Ratio Tokamak Transmutation System, Proc. 17th IAEA Fusion Energy Conference, Yokohama, Japan, 19—24 Oct. 1998, IAEA-Fl-CN-69/FTP/06(R).

114. Peng Y.-K. M., Reiersen W., Kaye S. M.et al., Nuclear Fusion, 40, p. 583, 2000.

115. Robinson D. C., Akers R., Allfrey S. J.et al. Fusion Technology Applications of the Spherical Tokamak, IAEA-F1-CN-69/FT1/12.

116. ITER Physics Basis, Nuclear Fusion, v. 39, № 12, 1999.

117. Peng M., An Update of ST-VNS Based on New NSTX Results, THE U.S. RUSSIA BILATERAL EXCHANGE 1.2: BLANKET AND FUSION CONCEPT FOR THE TRANSMUTATION OF ACTINIDES, June 24—27,2002, ISTC, Moscow, R.F.

118. Khayrutdinov R. R., Lukash V. E., J. Comp. Physics, 109, 193, (1993).

119. Mandrekas J., «Physics Models and User's Guide for the Neutral Beam Module of the Super Code GTFR-102», Fusion Research Center Georgia Institute of Technology, Atlanta, 1992.

120. Janev R. K., Boley C. D., and Post D. E., «Penetration of Energetic Neutral Beams into Fusion Plasmas», Nucl. Fusion, 29,2125, (1989).

121. Callen J. D., Colchin R. J., Fowler R. H., McAless D. G., Rome J. A., «Neutral Beam Injection into Tokamaks», Fifth Int. Conf. On Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, report IAEA-CN-33/A 16—3, Tokyo, 1974.

122. Филатов B.B., Мазуль И.В. Критерий выбора материалов для ЭМС нейтронного источника. Препринт НИИЭФА, 2002.

123. Kawamura Н. Techn. Meeting on Irr. Testing of In-Vessel Structural Materials. Garching, Joint work Site December 12-16, 1994

124. Gorynin I.V., Glukhikh V.I., Rybin V.V. Plasma devices and operation, 3, p.1-22, 1994.

125. Kurigama I., Hayakawa N., Nakaso Y. et al,. IEEE Trans. Electr. Insul. V. El-13, p.p. 113-118, 1978.

126. Данилов И. Бланкет для трансмутации минорных актинидов и плутония. Доклад на Совещании по бланкетам и концепциям реакторов синтеза для трансмутации актинидов, 21-23 марта 2001, Сан-Диего, США.

127. E.A.Azizov, V.N.Dokuka, G.G.Gladush, . N.A.Obysov, et al. The VNS concept on the base of tokamak JUST-T for transmutation of minor actinides, Plasma Devices and Operations, 11, No.4 (2003)

128. Э.А.Азизов, Г.Г.Гладуш, В.Н.Докука, . Н.А.Обысов и др. Исследование объёмного нейтронного источника для трансмутации минорных актинидов на базе сферических токамаков с аспектнымотношением А=2. Сборник трудов ОФТР ТРИНИТИ, Троицк (2003)

129. Лукаш В.Э., Хайрутдинов P.P. Физика плазмы, 22, стр.99 (1996).136. JT-60U