چگالی، الکترونی، اهمی، الکترون

اهمی بکار خواهیم برد. زیرا مدل باریکه صلب کاملاً مناسب می باشد. اینجا هدف، گرم کردن پلاسمای هیدروژنی با چگالی عددی الکترونی از مرتبه 〖10〗^32 m^(-3) از دمای (kT/e) حدوداً چند eV که تقریباً 10 keV در زمانی تقریبا بیشتر از 10 PS می باشد[39].
از این پارامترها معادله (8) می تواند برای تعیین کردن حداقل چگالی جریان مورد نیاز استفاده شود. علی رغم اینکه اهمیت فیزیکی چگالی جریان واضح نمی باشد واقعیتی را بکار می بریم که سرعت الکترون های سریع نمی تواند بیشتر از سرعت نور باشد که حد کمتری را برروی چگالی الکترونی n-j/ec نشان می دهد.
بخاطر اینکه دمای نهایی بیشتر از مقدار اولیه می باشد، برای بیان معادله زیر این موضوع را نادیده می گیریم:
n1/ec √(CT/((1-α)ητ)) ,α<1 (27) با استفاده از مقاومت ویژه اسپیتزر با z In Λ 10 و ظرفیت گرمایی یک گاز ایده آل در حجم ثابت، تقریب هایی که بایستی حداقل معتبر باشد زمانیکه دما به مقدار مطلوب می رسد، حداقل چگالی الکترون سریع را 6.46×〖10〗^28 m^(-3) را می دهد. الکترون های سریع بایستی با چگالی کمتر از آن پلاسما ایجاد شوند که در آن لیزر جذب می شود. این در اکثر چگالی بحرانی خواهد بود که تقریباً 〖10〗^15 γ/λ^2 m^(-3) می باشد، که در آن γ عامل Lorentzالکترون ها در میدان لیزری می باشد. در نتیجه لازم داریم این بیشتر از چگالی تعیین شده توسط معادله (27) باشد. برای شدت های غیر نسبیتی نیاز است که طول موج کمتر از 0.124 μm باشد که در حال حاضر، عملی نمی باشد. برای طول موج واقعی 1 μm لازم است شدت بیشتر از5.74×〖10〗^25 Wm^(-2) باشد. اگر در نظر داشته باشیم که شعاع بخش گرم شده بایستی حداقل 10 μmباشد[39]، آنگاه از این حد کمتر در شدت ترکیب شده با مدت ضربان 10 PS مشاهده می کنیم که انرژی لیزری بایستی بیشتر از 180 kJ باشد. در این شدت های قویاً نسبیتی چگالی بحرانی بصورت 1/λ تغییر می کند. در نتیجه می توانیم فقط عامل 2 یا 3 را برای کاهش های واقعی در طول موج لیزری بدست آوریم. بایستی اشاره شود که در تعیین کردن این ها فقط فرضیه ای را محدود می کنیم که در مورد تولید الکترون سریع ایجاد کرده ایم و آن در چگالی کمتر از چگالی بحرانی روی می دهد. آنها مستقل از عامل هایی مانند میانگین انرژی و جذب می باشند. اگر چگالی جریان الکترون سریع را بصورت آنچه در معادله (24) انجام داده ایم محاسبه کنیم پی خواهیم برد که شدت های بیشتر و انرژی های لیزری و طول موج های کمتر حتی برای جذب بالا لازم می باشند. میزان تغییرات ممکن در پارامترهای استفاده شده ممکن است این محدودیت ها را کاهش دهد، اما بیشتر از مقدار اهمیت نمی باشد. چگالی الکترون های سریع می تواند بطور مشخص فشار مغناطیسی افزایش یابد. در نتیجه میدان مغناطیسی انحنای مسیرهای الکترون را افزایش می دهد، سرعت پیشین را کاهش می دهد ودر نتیجه چگالی مورد نیاز را افزایش می دهد، در نتیجه بازده به همان بزرگی که ممکن است پیش بینی شود نمی باشد. بطور با اهمیت تر به منظور اشتعال سریع بایستی سریعاً وارد ناحیه گرمایش قوی شویم. بنابراین برای مقاومت اسپیتزر میدان مغناطیسی بیشتر برای گسترش باریکه عمل خواهد کرد.میدان مغناطیسی می تواند مزیت غیر مستقیم داشته باشد که آن از جریان گرمای جانبی بازداری خواهد کرد، احتمالاً شرایط اشتعال را راخت می کند، اما این فراتر از حوزه بررسی این مقاله می باشد. امکانی که می تواند به شدت این محدودیت ها را کمتر کند وجود مقاومت غیر عادی می باشد. هرچه که فرایند دربرمی گیرد، میانگین عمق آزاد الکترون های زمینه را پیش بینی نمی کنیم که به کمتر از میانگین جداسازی ذره میانی کاهش داده می شود. میدان مغناطیسی لازم برای نشان دادن شعاع Larmor کمتر از این قبلاً بیشتر از 〖10〗^5 T در انرژی الکترون 1 eV می باشد که در این شرایط قابل دستیابی نمی باشد. جداسازی ذره میانی راn_b^(-1/3) در نظر بگیرید. η,√mkT/(n_b^(2/3) e^2 ) (28) که در آن m توده الکترون می باشد. با استفاده از معادله (28) محدودیت کمتری بر غلظت 5.49×〖10〗^27 m^(-3) تعیین می شود . که برای طول موج 1μm به شدت بیشتر از 4.02×〖10〗^23 Wm^(-2) و انرژی لیزری بیشتر از 1.26 kJ نیاز می باشد. تفاوت به این بزرگی ممکن است پیش بینی نشود زیرا برای Kt/e<380 eV مقاومت اسپیتزر بیشتر از معادله (28) می باشد. فقط در این نمونه بی نهایت طرح بنظر می رسد عملی می باشد که نتیجه بدست آمده توسط محاسبات قبلی در پیوند باریکه الکترون بود. بسیاری از جریان های الکترون بالاتر که می تواند توسط لیزرها ایجاد شوند به طور مشخص موقعیت را افزایش نمی دهند. در نتیجه برای مقاومت تعیین شده توسط معادله (28) میدان مغناطیسی سریعاً به نقطه افزایش خواهد یافت که در آن آن الکترون ها به عقب می کشد و جریان ورودی مورد نظر بسیار کاهش داده خواهد شد. این ممکن است عیب نباشد، همان طور که HainوMulser نشان داده اند که اشتعال می تواند با گرمایش کورونا رها شود. به غیر از این احتمال، که تا اندازه ای بر مقاومت غیر واقعی اتکا می کند، اشتعال سریع توس گرمایش اهمی از الکترون های سریع تولید شده لیزری بنظر نمی رشد عملی باشد. پیشنهاد مشتعل کننده اصلی سریع بر ته نشینی انرژی برخوردی متکی بود. این گرمایش اهمی را افزایش می دهد اگر انرژی الکترون سریع به اندازه کافی کم باشد. انرژی های الکترون 0.5–1 MeV بررسی شدند مناسب می باشند. سپس محدودیت Iλ^2 به اندازه کافی پایین نگه می دارد در حالیکه انرژی کافی در مدت زمان وتاه آزاد می کند. همچنین محدودیت کمتر قابل مقایسه در چگالی الکترون سریع در این نمونه وجود دارد، همان طور که توسط Zepf و همکارانش محاسبه شد که نمی تواند بر تاثیرات نسبیتی غلبه کند بر این مشکلات می توان با بکارگیری بسیاری از باریکه ها، احتمالاً ساطع کردن در کل سطح فضایی در نتیجه به حداکثر رساندن اندازه محل و افزایش دادن چگالی الکترون توسط تقارب فضایی غلبه کرد. این تقریباً بازگشتی به وضعیت کلاسیکی است اما با بکارگیری موج گرمایی بجای موج شوکی یا ضربه ای می باشد. 5-4-نتایج معادله هایی برای میدان های الکتریکی و مغناطیسی ایجاد شده توسط پراکنده سازی باریکه الکترونی ثابت در رسانا را حل کرده ایم که گرمایش اهمی و مقاومت با وابستگی قانون نیروی قراردادی بر دما را دربرمی گیرد. این نتایج ارزیابی کیفی تاثیر وابستگی به مقاومت ویژه بر پخش الکترون سریع در شرایط واقعی تر را نشان می دهد. مشاهده کردیم که آنها می توانند به توضیح تعدادی از نتایج عددی و آزمایشی بر روی انتقال الکترون سریع تولید شده توسط لیزر مواد جامد کمک کنند و آنها را برای تعیین ارزیابی هایی برای طرح احتراق سریع بکار برده ایم. نشان داده شده که چگالی الکترون سریع مورد نیاز برای دستیابی به احتراق از طریق گرمایش اهمی به طور غیرواقع گرایانه ای، بالا می باشد. 5-5- نتیجه گیری: نتایجی که از قسمتهای مختلف این پایان نامه گرفته ایم به ترتیب در چهار مرحله زیر طبقه بندی می شوند: مرحله اول :چند طرح چرخه برایتون هلیومی درمورد طراحی SFWB برای HiPER به منظور بیشینه سازی بازده گرمایی و دانستن اینکه چه مقادیری را می توان با در نظر گرفتن اینکه دمای ماکزیمم چرخه توانی از 480 درجه بیشتر نمی شود به دست آورد، مورد بررسی قرار گرفت. یک چرخه برایتون هلیومی دو محور با یک مرحله خنک سازی درونی و یک پروسه بهبودی در ابتدا مورد مطالعه قرار گرفت. بازده گرمایی بیشینه چرخه 35.3% با ضریب تراکم بهینه 1.8 بدست آمد. بر اساس این طرح، تاثیر مراحل خنک سازی درونی اضافی موجود بر روی بازده گرمایی بیشینه مورد تحلیل قرار گرفت. نتایج نشان می دهند که پیکربندی اصلی می باید تعدیل شود تا دست کم دو مرحله خنک سازی درونی را بخاطر بازده بیشینه بالاتر، 36% برای دو مرحله در بر گیرد. به هر حال افزودن مراحل بیشتر می تواند مستلزم ارزیابی اقتصادی دقیق تر باشد. بر اساس این طرح با دو مرحله خنک سازی درونی، یک روند بازگرمایش در طرح مشابه با طرح های نیروگاه های هسته ای وجود دارد. از نتایج این کار می توان فهمید که یک فرایند بازگرمایش باید وجود داشته باشد، چرا که با مقادیر کافی برای پارامترهای معرف بازگرمایش(∝وTTD) و ضریب تراکم ((rc، بازده چرخه افزایش و به بیش از 37% می رسد. در آخر دریافت شد که دمای بیشینه چرخه پارامتری است که مناسب ترین تاثیر را بر بازده گرمایی چرخه دارد و مشاهده شد که افزایش 100 درجه بازده بیشینه چرخه 42.5% را فراهم می کند. این اشکال می گویند که در آینده نزدیک ممکن است چرخه برایتون هلیومی با بازده گرمایی بیش از 40% داشته باشیم و نشان می دهد که هلیوم هم به لحاظ شیمیایی و هم رادیولوژیکی فاقد اثر بوده و این امر باعث می شود که این چرخه ها در میان داوطلبین برای تبدیل چرخه نیروی HiPER قرار گیرند. پارامترهای اصلی عملکرد نوترونی برای سه کاندید طرح های بلانکت HAPL در جدول یک مقایسه می شوند. سه پوشش دارای مقادیر قابل مقایسه TBR بزرگتر از 1.1 اطمینان دهنده، خودکفایی تریتیوم هستند. اینجا قابلیت های ارتجاعی برای مجاز دانستن تعدیل TBR اگر نیاز باشد وجود دارد. پوشش SB ضخیم تر با مقدار مشخص Be برای دست یافتن به TBR لازم احتیاج است. این منجر به قابلیت ضعیف تولید ترتیوم زاینده های های جامد و مقدار زیاد ساختار لازم برای صفحه های خنک کننده بین بسیاری از لایه های SB و Be می گردد. در حالیکه غنی سازی لیتیوم برای پوشش Li لازم نمی شود، پوشش های SB و DCLL به غنی سازی Li نیاز دارند. مقدار زیادی ازBe استفاده شده در پوشش SB بیشترین دستیابی به تکثیر انرژی هسته ای تقریباً 10% بیشتر از توان گرمایی را نتیجه می دهد. اگرچه، با بازده گرمایی خیلی کمتر جبران می شود. علاوه بر این، چگالی توان در FW از پوشش SB ،20-40% بیشتر از طرح های دیگر پوشش است که باری به خنک کننده FW اضافه می کند. در حالیکه همه توان گرمایی به وسیله هلیوم در نمونه ای از پوشش SB حمل می شود، فقط 12% و 40% به وسیله هلیوم به ترتیب در پوشش های Li و DCLL حمل می شود و بقیه به وسیله زاینده حل می شود. در حالیکه آهنگ های خسارت تابشی برای Li و SB مشابه هستند، این تقریباً 30%از پوشش DCLL نتیجه شده در یک زمان عمر پوشش کوتاهتر بالاتر است. توجه کنید که آهنگ خسارت FW در محفظه های IFE کمتر ازآهنگ ها ی خسارت در محفظه های MFE با بارگذاری نوترونی مشابه در دیواره هستند. این منجر به این حقیقت می گردد که نوترون های چشمه از هدف به طور عمودی بر روی FW پرت می گردند، در نتیجه خسارت کمتری در دیواره اول (FW) و خسارت بیشتری در پشت پوشش در مقایسه با محفظه های MFE حاصل می گردد. به موجب قابلیت استحفاظی ضعیف Li ، VV ضخیم تر با پوشش Li برای اجازه دادن به جوشکاری دوباره در پشت VV لازم است. مطابق با این سه طرح بلانکت انتظار می رود که VV مولفه طول عمر باشد. بر اساس نتایج نوترونی به نظر می رسد که پوشش Li انتخاب ممتاز تری باشد. اگرچه بررسی های دیگری باید بر روی انتخاب پوشش انجام گیرد. نمونه هایی از موضوعاتی که بایستی بررسی گردند عبارتند از مطابقت مواد، ایمنی ، کنترل/ نگهداری ترتیوم، بازده گرمایی، پیچیدگی طرح، ساخت، وزن، هزینه، خطر پیشرفت و هزینه R&D. جدول یک – ویژگی های هسته ای پوشش های کاندید پوشش DCLL پوشش SB پوشش Li 1.17 1.17 1.12 TBR کل 52 65 47 ضخامت پوشش(cm) 90% 40% natural 〖 %〗^6 Li 2096 2302 2103 کل چگالی گرمایی(MW) 16 20 13 چگالی توان در دیواره اول (FW) (W/cm^3) 26 20 19 بیشترین نسبت آسیب(dpa/FPY) 58 19 170 اوج @ 40 FPY در VV 7 10 10 طول عمر پوشش (FPY) 30 30 50 ضخامتVV لازم (cm) 45%-40 , 35%-30, 45%, بازده گرمایی مرحله دوم : همانگونه که در مقدمه به طور برجسته بیان شده است، در کنار جذاب بودن این سناریو پیشرفته همچنین جذاب بودن DEMO و سادگی فنی معیارهای مهمی بایستی هنگام استخراج یک نتیجه گیری‌ استراتژیک در اثر بازبینی مفاهیم بلانکت پیشرفته به حساب آورده شوند. بر اساس دانش امروزی، درجه بندی‌های نشان داده شده در جدول 2 به نظر می‌رسد که بدون در دام افتادن در طرح‌های شبه دقیق با تعداد پارامتر‌های زیاد امکان پذیر می‌باشد. جدول5-2-نتایج جذاب بر اساس دانش امروزی

مطلب مرتبط :   آرایش، رسانه‌ای، (آرایش، مخاطبان
چون طبقه مفاهیم زاینده سرا میکی یکی از نامزد های خوب برای سناریو مسیر یابی فوق سریع و قابل اطمینان به کارگیری DEMO می‌باشد، توسعه آزمایش هایی بیشتر در مورد ITR لازم و ضروری است. اگر تولید تریتیوم در ITER نیاز به اجازه گسترش عملیات یا آغاز ماشین‌های DEMO داشته باشد، بکارگیر ITER با بلانکت های زایشی سرامیکی خنک کننده- آبی با دمای پائین می تواند قابل انتظار باشد. برای افزایش دیدگاه‌هایی طولانی مدت تلاش‌های جدیدی باید انجام شود تا امکان جایگزینی تکثیر کننده ها بر اساس -Be فراهم شود. دیدگاه‌های مربوط به دما‌های خروجی در محدوده میان 700 و 0c900 توسعه یافته است در حالیکه سطح R&D برای این مفاهیم هنوز پائین است. فقط زمانیکه موضوعات باز و آزاد غالب می‌شوند. مفاهیم HCPB پیشرفته برای تولید هیدروژن جذاب خواهند بود. توسعه یک سیستم کنترل تریتیوم معتبر در محل نیز مورد نیاز است. همچنین مفاهیم PbLi نمایندگان خوبی برای یک سناریو مسیریابی فوق سریع و بکارگیری DEMO قابل اطمینان می‌باشند که به طور خاص با دوره کوتاه HCLL متغیر همراه است. بلانکت‌های دو گانه خنک کننده می‌توانند به عنوان بهترین انتخاب در بکارگیری DEMO تبدیل شوند. البته اگر موضوعات باز بتوانند با گذشت زمان با افزودن منابع مناسب در برنامه‌های R&D حل شوند. هنگامی که عملکرد قابل اطمینان و جذاب اقتصادی بلانکت های خنک کننده دو گانه بدست آید، زاینده سرامیکی و بلانکت PbLi خنک کننده- هلیومی می‌توانند قابل چشم پوشی باشند. از این نقطه نظر، مرحله منطقی بعدی تمرکز بر مفاهیم پیشرفته DCLL, SCLL می‌باشد. سوال مهم این است که آیا DCLL امکان عملکرد قابل اطمینان ماشین DEMO را پس از ITER فراهم می‌کند یا نه. اگر این مورد را فراهم نمی کند ، DEMO میتواند بر پایه مفاهیم بلانکت HCPB یا HCLL که می تواند شکلی از یک برنامه ازمایشی را در برگیرد باشد. در مورد یک DEMO بر اساس HCLL راندمان اندکی در مقایسه با بلانکت‌های HCPB کاهش می یابد، در حالیکه متداول بودن آن با مفاهیم پیشرفته Pbli می‌تواند یک مزیت باشد. برخی از دروس برای مفهوم DCIL می‌تواند از سیستم HCLL استخراج شود که علاوه بر آن HCPB – TBM توسط EU برای آزمایش‌ها در JYER تهیه می‌شود. گرچه، برای بیان موضوعات مختلفی که با استفاده از ورودیهای کانال جریان بوجود می‌آید، جریان جرمی بسیار زیاد PbLi ،دما ی بالای زاینده ، فشار جزئی پائین تر تریتیوم و تاثیرات مختلف MHD در یک آزمایش مستقیم DCLL که قبلاً در ITER بوده است و توسط USپیشنهاد شده است، برای حفظ گزینه راکتور DEMO بر پایه DCLL مسئول می‌باشد. مفاهیم Flibe می‌توانند انتخابی باشند، خصوصاً زمانیکه مشکلات غیر قابل حل در مورد بلانکت ‌های PbLi رخ دهد. مفهوم EVOLVE ممکن است احتمالاً در آینده دور مورد بررسی قرار گیرد. مرحله سوم : در این پایان نامه ، FI توسط باریکه دوترونی با لیزر شتاب داده شده با توزیع انرژی باریکه با دمای Mev 3 بررسی کردیم . فرض می¬¬کنیم که باریکه دوترونی می تواند به طور آنی توسط فویل CD قرار گرفته شده در فاصله μm 500 از سوخت فشرده شده تولید شود . مقایسه احتراق سریع توسط یون پروتون و کربن نشان می دهد این طرح استفاده کامل از انرژی بجا گذاشته شده از ذرات آلفای ایجاد شده توسط واکنش های گرما هسته¬ای را میسر می سازد و حدود 5/4 % انرژی باریکه یون ذخیره می¬شود . باید توجه کنیم که تشکیل لکه داغ با مدل خیلی ساده توصیف می شود . مطالعات بیشتر به شبیه سازی های عددی دقیق تری نیاز دارد . بنابراین این روش در حقیقت امتیاز کاهش انرژی احتراق آزاد شده توسط باریکه خارجی است . مرحله چهارم : معادله هایی برای میدان های الکتریکی و مغناطیسی ایجاد شده توسط پراکنده سازی باریکه الکترونی ثابت در رسانا را حل کرده ایم که گرمایش اهمی و مقاومت با وابستگی قانون نیروی قراردادی بر دما را دربرمی گیرد. این نتایج ارزیابی کیفی تاثیر وابستگی به مقاومت ویژه بر پخش الکترون سریع در شرایط واقعی تر را نشان می دهد. مشاهده کردیم که آنها می توانند به توضیح تعدادی از نتایج عددی و آزمایشی بر روی انتقال الکترون سریع تولید شده توسط لیزر مواد جامد کمک کنند و آنها را برای تعیین ارزیابی هایی برای طرح احتراق سریع بکار برده ایم. نشان داده شده که چگالی الکترون سریع مورد نیاز برای دستیابی به احتراق از طریق گرمایش اهمی به طور غیرواقع گرایانه ای، بالا می باشد. پیشنهادات 1-سوخت D-3He و محصولات ناشی از آن در اثر همجوشی بدون نوترون می باشند ، لذا به عنوان سوختی پاک وتمیز معرفی می شود . 2-سوخت 3He که جایگزینی برای T است رادیو اکتیو نیست ، لذا در ساخت نیروگاههای همجوشی که سوخت اصلی آنها D-3He است نیازی به زایش T و پوششهای لیتیم زا نمی باشد . 3-در ازا هر واکنش همجوشی D-3He انرژی به اندازه ی 18.3 (MeV) تولید می شود در صورتی که انرژی تولید شده از واکنش D-T ، 17.6 (MeV) می باشد که تقریبا" با این انرژی برابری می کند . 4-اما از لحاظ سطح مقطع انجام واکنش ، واکنش پذیری D-3He حدود 10 مرتبه پایین تر از واکنش پذیری D-T می باشد . 5-راکتور همجوشی که با سوخت D-3He کار می کند ، هزینه ی کمتری نسبت به راکتور همجوشی D-T خواهد داشت . 6-ولی با این وجود بایستی مطالعات فیزیکی بیشتری بر روی سوخت D-3He انجام گیرد زیرا محاسبات ما نشان می دهد که بهره ی همجوشی D-3He در هر سه حالت پایا ، دینامیکی و اختلالی کمتر از سوخت D-T است . 7-حتی می توان در آینده به جای سوخت D-3He که عاری از نوترون بوده و تمیز و ایمن تر می باشد ، از سوخت P-11B (که نیز عاری از نوترون می باشد ) در مطالعات بعدی استفاده کرد.
مطلب مرتبط :   فخر، سوره، رازی، خوارزم
References: C. Wang, et al., Design of a power conversion system for an indirect cycle, helium cooled Pebble Bed Reactor system, in: Proceedings of 1st International Topical Meeting on HTR Technology, Netherlands, April 2002. X. Yan, et al., Cost and performance design approach for GTHTR300 power conversion system, Nuclear Engineering and Design 226 (2003) 351–373. H. Zhao, P.F. Peterson, Multiple reheat helium Brayton cycles for sodium cooled,fast reactors, Nuclear Engineering and Design 238 (2008) 1535–1546. L.E. Herranz, et al., Power cycle assessment of nuclear high temperature gas-cooled reactors, Applied Thermal Engineering 29 (2009) 1759–1765 G.D. Pérez-Pichel, et al., Potential application of Rankine and He-Brayton cycles to sodium fast reactors, Nuclear Engineering and Design 241 (2011)2643–2652. R. Schleicher, et al., An assessment of the Brayton cycle for high performance power plants, in: 14th ANS Topical Meeting on Fusion Energy, USA, October 2000. M.S. Tillack, et al., Fusion power core engineering for the ARIES-ST power plant,Fusion Engineering and Design 65 (2003) 215–261. S. Ishiyama, et al., Study of steam, helium and supercritical CO 2 turbine power generations in prototype fusion power reactors, Progress in Nuclear Energy 50(2008) 325– 332. J.I. Linares, et al., Power conversion systems based on Brayton cycles for fusion reactors, Fusion Engineering and Design 86 (2011) 2735–2738. J.M. Perlado, et al., IFE plant technology: overview and contribution to HiPER proposal, in: Proceedings of SPIE, vol. 8080, 2011. R. Juárez, et al., Studies of a self -cooled lead lithium blanket for HiPER reactor, in: Oral presentation in 7th Inertial Fusion Science and Applications, IFSA Proceedings, 2011. C. Sánchez, Estudio del ciclo Brayton con Helio como ciclo de potencia para HiPER, UNED/DIE-IN-01CS, 2011. R. Lindau, et al., Present development status of EUROFER and ODS-EUROFER for application in blanket concepts, Fusion Engineering and Design 75–79 (2005)989–996. R.L. Moore, Power conversion study for high temperature gas-cooled reactors,in: Proceedings of ICAPP, Korea, May 2005. V. Dostal, et al., A supercritical carbon dioxide cycle for next generation nuclear reactors, MIT-ANP-TR-100, 2004. P.J. Karditsas, M.-J. Baptise, Thermal and structural properties of fusion related materials, UKAEA FUS 294, June 1995. .
S.A. Klein, Engineering Equation Solver v8.745, F-Chart Software, Madison, WI,2011..
J. Sethian et al., “Considerations for the Chamber First Wall Material ina Laser Fusion Power Plant,” Journal of Nuclear Materials, in press.
S.J. Zinkle, N.M. Ghoniem, “Operating Temperature Windows forFusion Reactor Materials,” Fusion Engineering and Design, vol. 51-52, 55 (2000).
R.E. Alcouffe et al., “DANTSYS 3.0, One-, Two-, and Three-Dimensional Multigroup Discrete Ordinates Transport Code System,” RSICC Computer Code Collection CCC-547, Contributed by LosAlamos National Lab, August 1995.
M. Herman and H. Wienke, “FENDL/MG-2.0 and FENDL/MC-2.0, TheProcessed Cross-Section Libraries For Neutron-Photon TransportCalculations,” Report IAEA-NDS-176, Rev. 3, International AtomicEnergy Agency (October 1998)
A.R. Raffray et al. and the ARIES Team, “High Performance Blanketfor ARIES-AT Power Plant,” Fusion Engineering and Design, vol. 58-59, 549 (2001)
S. Hermsmeyer, et al., “Improved Helium Cooled Pebble Bed Blanket,” FZK report, FZKA 6399, Karlsruhe, Germany (Dec.1999)
A.R. Raffray, S. Malang, L. El-Guebaly, X. Wang and the ARIES Team, “Ceramic Breeder Blanket for ARIES-CS,” Fusion Science&Technology, vol. 47/4, pp. 1068-1073 (2005)
F. Najmabadi et al., “Spherical Torus Concept as Power Plants-theARIES-ST Study,” Fusion Engineering and Design, vol. 65, 143 (2003)
P. Norajtra et al., “Conceptual Design of the Dual-Coolant Blanketwithin the Framework of the EU Power Plant Conceptual Study (TW2-TRP-PPCS-12),” Final report FZKA 6780, May 2003.
X.R. Wang, S. Malang, A.R. Raffray and the ARIES Team, “ModularDual Coolant Pb-17Li Blanket Design for ARIES-CS CompactStellarator Power Plant,” these proceedings.
C.P.C. Wong, M. Abdou, S. Malang, M. Sawan et al., “Overview of theUS ITER Dual Coolant Liquid Breeder (DCLL) Test Blanket ModuleProgram,” these pro
Tabak M et al 1994 Phys. Plasmas. 1 1626
Hatchett et al 2000 Presentation at Anomalous Absorption Conf. (Ocean City, MD)
Kodama R et al 2001 Nature 412 798
Key M H 2007 Phys. Plasmas 14 055502
Roth M et al 2001 Phys. Rev. Lett. 86 436
Snavely R A et al 2000 Phys. Rev. Lett. 85 2945
Roth M 2009 Plasma Phys. Control. Fusion 51 014004
Temporal M et al 2002 Phys. Plasmas. 9 3098
Temporal M 2006 Phys. Plasmas. 13 122704
Temporal M et al 2008 Phys. Plasmas. 15 052702
Fern´andez J C et al 2009 Nucl. Fusion. 49 065004
Honrubia J J and Fernandez J C 2009 Phys. Plasmas. 16 102701
Li C-K and Petrasso R D 1993 Phys. Rev. Lett. 70 3059
Atzeni S et al 2002 Nucl. Fusion. 42 L1
www.nndc.bnl.gov/exfor/endf00.jsp
Brueckner K A and Brysk H 1973 J. Plasma Phys. 10 141
Atzeni S and Meyer-ter-Vehn J 2004 The Physics of Inertial Fusion (Oxford: Clarendon)
Atzeni S 1999 Phys. Plasmas 6 3316
M. Tabak, J.M. Hammer, M.E. Glinsky, W.L. Kruer, S.C.Wilks, and J. Woodworth, Phys. Plasmas 1, 1626 ,1994.
R.B. Miller, An Introduction to the Physics of Intense Charged
Particle Beams ,Plenum Press, New York, 1982, Chap. 4.
A.R. Bell, J.R. Davies, S. Guerin, and H. Ruhl, Plasma Phys.
Controlled Fusion 39, 653 ,1997.
J.R. Davies, Laser Part. Beams 20, 243 ,2002.
D. Batani, A. Antonicci, F. Pisani, T.A. Hall, D. Scott, F.Amiranoff, M. Koenig, L. Gremillet, S. Baton, E. Martinolli,C. Rousseaux, and W. Nazarov, Phys. Rev. E 65, 066409 ,2002.
M.E. Glinsky, Phys. Plasmas 2, 2796 ,1995.
J.R. Davies, A.R. Bell, and M. Tatarakis, Phys. Rev. E 59,
6032 ,1999.
H.M. Milchberg, R.R. Freeman, S.C. Davey, and R.M. More,Phys. Rev. Lett. 61, 2364 ,1988.
J.R. Davies, A.R. Bell, M.G. Haines, and S.M. Guerin, Phys.Rev. E 56, 7193 ,1997.
A.R. Bell, J.R. Davies, and S.M. Guerin, Phys. Rev. E 58,2471 ,1998.
E.E. Fill, Phys. Plasmas 8, 1441 ,2001.
J.R. Davies, Phys. Rev. E 65, 026407 ,2002.
E.L. Clark, K. Krushelnick, J.R. Davies, M. Zepf, M. Tatarakis,F.N. Beg, A. Machacek, P.A. Norreys, M.I.K. Santala, I.Watts, and A.E. Dangor, Phys. Rev. Lett. 84, 670 ,2000.
M. Borghesi, A.J. MacKinnon, A.R. Bell, G. Malka, C. Vickers,O. Willi, J.R. Davies, A. Pukhov, and J. Meyer-ter-Vehn,Phys. Rev. Lett. 83, 4309 ,1999.
L. Gremillet, G. Bonnaud, and F. Amiranoff, Phys. Plasmas 9,941 ,2002.
E.L. Clark, M. Zepf, F.N. Beg, M. Tatarakis, C. Escoda, M.Norrefeldt, A.E. Dangor, K. Krushelnick, R.J. Clarke, P.A.Norreys, I. Spencer, and K.W.D. Ledingham, Central Laser Facility RAL Annual Report 1999-2000 ,CLRC, 2000, http://www.clf.rl.ac.uk
M. Tatarakis, J.R. Davies, P. Lee, P.A. Norreys, N.G. Kassapakis,F.N. Beg, A.R. Bell, M.G. Haines, and A.E. Dangor, Phys.Rev. Lett. 81, 999 ,1998.
R.A. Snavely, M.H. Key, S.P. Hatchett, T.E. Cowan, M. Roth,T.W. Phillips, M.A. Stoyer, E.A. Henry, T.C. Sangster, M.S.Singh, S.C. Wilks, A. MacKinnon, A. Offenberger, D.M. Pennington,K. Yasuike, A.B. Langdon, B.F. Lasinski, J. Johnson,M.D. Perry, and E.M. Campbell, Phys. Rev. Lett. 85, 2945 ,2000.
J.A. Koch, M.H. Key, R.R. Freeman, S.P. Hatchett, R.W. Lee,D. Pennington, R.B. Stephens, and M. Tabak, Phys. Rev. E 65,016410 ,2001.
M.G. Haines, Phys. Rev. Lett. 47, 917 ,1981; M.G. Haines and F. Marsh, J. Plasma Phys. 27, 427 ,1982.
S. Hain and P. Mulser, Phys. Rev. Lett. 86, 1015 ,2001.
M. Zepf, E.L. Clark, K. Krushelnick, F.N. Beg, C. Escoda,A.E. Dangor, M.I.K. Santala, M. Tatarakis, I.F. Watts, P.A.Norreys, R.J. Clarke, J.R. Davies, M.A. Sinclair, R.D. Edwards,T.J. Goldsack, I. Spence, and K.W.D. Ledingham,Phys. Plasmas 8, 2323 ,2001.

Analytical Calculation of electric and Magnetic Filds generated in Fuel pelet by produced fast electrons using laser beams
in fusion reactors core
By: Abuzar Shakeri
Abstract
Form of energy produced by nuclear fusion of lighter elements, primarily hydrogen isotopes, deuterium (D) and tritium (T), which has several advantages over fossil energy sources and energy, fusion energy, nuclear fission and It is safe And greenhouse gas emissions does not have the need to maintain a chain reaction with radioactive fission energy is lower. The thesis consists of two main parts, which are under a process:
Part I: rapid combustion using a set Cone guidance by deuteron beam (laser acceleration is given) is proposed. Uniformly pre-compressed fuel by deuteron beam with a Maxwell energy distribution is heated to a temperature of 3. The use of energy left by the alpha particles produced by nuclear reactions provides warmth and can be about 4.5% compared with the ion beam energy, ion beams of proton-or carbon store . The energy released by combustion of an external beam can be considerably reduced.
Part II: Electric and magnetic fields produced by a beam of fast electrons in a conductor can be calculated analytically, which includes the change in the resistivity due to ohmic heating is. It is assumed that the resistivity