Способ резервирования собственных нужд аэс

Авторы патента:

G21B1/00 - Термоядерные реакторы (заявляемые как управляемые)

Владельцы патента RU 2520979:

Юрин Валерий Евгеньевич (RU)
Аминов Рашид Зарифович (RU)

Изобретение относится к способам аварийного энергообеспечения собственных нужд АЭС. При полном обесточивании, пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточного тепловыделения активной зоны реактора, направляется в дополнительную паротурбинную установку, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции в течение времени, необходимого для восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции. Дополнительная паротурбинная установка подключена к котлу-утилизатору и к устройству парораспределения перед цилиндром высокого давления основной турбины посредством трубопровода, пароводородный перегреватель соединен с системой для получения водорода и кислорода, оборудование, входящее в состав парогазовой установки, выведено за территорию площадки АЭС. Техническим результатом является обеспечение электроснабжения собственных нужд АЭС при полном обесточивании, с возможностью расхолаживания водоохлаждаемых реакторов, в штатном режиме за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора и парогазовой установки, эффективно используемой для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах. 1 ил.

Изобретение относится к области энергетики и предназначено для использования в атомной энергетике, на атомных электрических станциях (АЭС) с водоохлаждаемыми реакторами.

Предложенный способ позволяет решить задачу обеспечения резервирования собственных нужд атомной электростанции на случай ее полного обесточивания.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе дизель-генераторов (см. В. А. Иванов "Полное обесточивание энергоблока", "Эксплуатация АЭС", Энергоатомиздат, Санкт-Петербург, 1994, с.330-332). Известный способ предназначен для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Известный способ заключается в том, что при полном обесточивании энергоблока АЭС, которое может произойти в результате аварий в энергосистеме, коротких замыканий как во внешней сети, так и в энергооборудовании самого энергоблока, и др., возникает аварийный режим, сопровождающийся обесточиванием шин собственных нужд, срабатыванием аварийной защиты первого рода реактора (введение в активную зону всех штатных поглотителей) и формированием сигнала на автоматическое включение аварийных каналов дизель-генераторами. При этом мощность реактора быстро снижается до уровня остаточного тепловыделения. Сброс остаточного пара осуществляется в атмосферу через быстродействующие редукционные устройства и, как правило, предохранительные клапаны парогенераторов. Электропитание всех механизмов, обеспечивающих расхолаживание и вывод энергоблока из работы, производится от дизель-генераторов.

Недостатком известного способа является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач, так как дизель-генераторы длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют текущего поддержания их в работоспособном состоянии.

Известен способ резервирования собственных нужд АЭС на основе устройства системы электроснабжения посредством источников разного принципа действия (см. патент РФ на изобретение №63614, МПК H02J 9/00, опубл. 27.05.2007), предназначенный для обеспечения возможности расхолаживания и вывода АЭС из работы при полном обесточивании. Его суть заключается в расположении в традиционной схеме резервного энергоснабжения, основанной на дизель-генераторах, дополнительных резервных источников - гидроагрегатов, так как для охлаждения активной зоны АЭС всегда применяется водохранилище, искусственное или природное. После внезапного отключения потребителей от внешней энергосистемы, в течение нескольких секунд включаются дизель-генераторы, если запуск всех резервных дизель-генераторов не срабатывает, тогда последовательно запускаются гидротурбины. Сработавший гидрогенератор (один из трех) обеспечивает отпуск электроэнергии на собственные нужды АЭС.

Недостатком известного решения является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, ограничен спектр решаемых задач, так как дизель-генераторы и гидротурбины длительное время простаивают в режиме ожидания и требуют текущего поддержания их в работоспособном состоянии.

Известны способ расхолаживания и вывода из работы энергоблока атомной электрической станции или ядерной энергетической установки другого назначения при полном обесточивании и устройство для его осуществления (см. патент РФ на изобретение №2162621, МПК G21C 15/18, G 21D 3/00, опубл. 27.01.2001). Известный способ предусматривает ускоренный останов турбогенератора при полном обесточивании благодаря использованию остаточного тепловыделения реактора и аккумулированной тепловой энергии для генерирования водяного пара и срабатывания его в специально предназначенной для этого дополнительной паротурбинной установке. Дополнительная паротурбинная установка, получая пар из главного паропровода, обеспечивает подачу требуемого расхода питательной воды в паропроизводящую установку энергоблока и масла на подшипники штатного турбогенератора.

Недостатком известного способа является невозможность останова энергоблока в штатном режиме при полном обесточивании атомной электростанции, так как описанный способ позволяет осуществить лишь частичное расхолаживание энергоблока, после чего необходимо подключение дополнительных источников энергии (дизель-генератора). Поддержание необходимой для этого специальной паротурбинной установки в состоянии немедленной готовности к работе (в режиме горячего резерва или в работе с минимальной нагрузкой), а также обеспечение необходимого запаса теплоносителя с необходимыми параметрами в теплогидроаккумуляторе требует дополнительных расходов энергии, усложняет и снижает безотказность работы схемы.

Наиболее близким аналогом является известный способ резервирования собственных нужд на основе ГТУ (см., например, статью: Сравнительная эффективность использования газотурбинных и газопоршневых установок для дополнительного резервирования собственных нужд АЭС / О.Н. Фаворский, Р.З. Аминов, А.Ф. Шкрет, М.В. Гариевский // Теплоэнергетика. 2009. №4. С.38-43), схема предназначена для резервированием собственных нужд АЭС и повышения ее маневренности. Постоянно работающие маневренные газотурбинные установки (ГТУ) либо газопоршневые агрегаты (ГПА) применяются наряду с резервированием собственных нужд АЭС, также для покрытия пиковых электрических нагрузок энергосистемы, с утилизацией тепла продуктов сгорания для подогрева питательной воды или химически обессоленной воды на станции.

Недостатком известного способа является то, что при расхолаживании не используется полезно энергия остаточного тепловыделения активной зоны реактора, а остаточный пар сбрасывается в атмосферу. Кроме того, станция имеет малый диапазон маневрирования мощности, т.к. ГТУ продолжает находиться в работе во внепиковые часы. Работа ГТУ ночью неэкономична. Уходящие газы используется в цикле АЭС, что усложняет ее работу.

Задачей настоящего изобретения является резервирование собственных нужд АЭС путем размещения в непосредственной близости от станции парогазовой установки с использованием ее для покрытия пиковых нагрузок энергосистемы.

Техническим результатом, достигаемым при использовании настоящего изобретения, является обеспечение электроснабжения собственных нужд АЭС при полном обесточивании, с возможностью расхолаживания водоохлаждаемых реакторов, в штатном режиме за счет использования энергии остаточного тепловыделения активной зоны реактора и парогазовой установки (ПГУ), эффективно используемой для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах. Оборудование ПГУ выведено за территорию площадки станции.

Указанный технический результат достигается тем, что на АЭС, содержащей паровую турбину с цилиндрами высокого и низкого давления, устройство парораспределения, сепаратор, промежуточный перегреватель, причем вход цилиндра высокого давления соединен трубопроводом с устройством парораспределения, парогазовую установку, состоящую из газотурбинной установки, котла-утилизатора и дополнительной паротурбинной установки, при этом дополнительная паротурбинная установка подключена к котлу-утилизатору и к устройству парораспределения перед цилиндром высокого давления основной турбины посредством трубопровода, оборудование, входящее в состав парогазовой установки, выведено за территорию площадки АЭС, при полном обесточивании, пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточного тепловыделения активной зоны, направляется в дополнительную паротурбинную установку, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции, согласно изобретению, в течение времени использования остаточного тепловыделения, в рабочее состояние приводится газотурбинная установка, которая обеспечивает электроснабжение собственных нужд АЭС до восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.

Сущность изобретения заключается в обеспечении резервирования собственных нужд АЭС на случай полного обесточивания путем генерации пара в паропроизводящей установке за счет остаточных тепловыделений активной зоны и использования его в дополнительной паротурбинной установке, в которой вырабатывается необходимая для электроснабжения собственных нужд станции электроэнергия. По мере расхолаживания активной зоны количество пара, генерируемого в паропроизводящей установке, будет снижаться, за это время приводится в рабочее состояние ГТУ.

На рис.1 показана схема резервирования собственных нужд АЭС. Позиции на чертеже обозначают следующее: 1 - цилиндр высокого давления (ЦВД) паровой турбины; 2 - цилиндр низкого давления (ЦНД) паровой турбины; 3 - сепаратор; 4 - промежуточный перегреватель; 5 - электрические генераторы; 6 - конденсаторы; 7 - устройство парораспределения; 8 - компрессор (К); 9 - камера сгорания (КС); 10 - газовая турбина; 11 - котел-утилизатор (КУ); 12 - дополнительная паровая турбина; 13 - устройство распределения конденсата.

В эксплуатационном режиме работы атомной электростанции пар из паропроизводящего устройства через парораспределительное устройство 7 направляется в ЦВД 1, затем через сепаратор 3 и промежуточный паро-паровой перегреватель 4 поступает в ЦНД 2, после чего пар конденсируется в конденсаторе 6 паровой турбины. При этом на генераторе 5 паровой турбины вырабатывается электрическая мощность. В работе на минимальной нагрузке находится дополнительная турбина 12, за счет пара, отбираемого из устройства парораспределения 7, или работы ГТУ на минимальной нагрузке.

В пиковые часы электрической нагрузки по первому варианту газовая турбина 10 вырабатывает дополнительную мощность, за счет уходящих газов в КУ 11 генерируется и перегревается пар, направляющийся на дополнительную паровую турбину 12, которая также работает на выработку дополнительной мощности.

В ночные внепиковые часы электрической нагрузки газовая турбина 10 отключается, в работе продолжает находиться дополнительная турбина 12 на минимальной нагрузке, за счет пара отбираемого из устройства парораспределения 7.

В аварийной ситуации, вызванной, например, обесточиванием, на дополнительную турбину 12 продолжает поступать пар из паропроизводящего устройства, генерируемый остаточным тепловыделением активной зоны реактора. По мере расхолаживания активной зоны количество пара, генерируемого в паропроизводящей установке, будет снижаться, за это время приводится в рабочее состояние ГТУ, обеспечивающая электроснабжение собственных нужд АЭС до восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.

Отличительным признаком способа резервирования собственных нужд АЭС является обеспечение электроснабжения собственных нужд станции с возможностью расхолаживания водоохлаждаемых реакторов, в штатном режиме при полном обесточивании АЭС, за счет использования энергии остаточного тепловыделения в активной зоне и парогазовой установки, эффективно используемой для повышения маневренности энергоблока АЭС в эксплуатационных режимах. Оборудование ПГУ выведено за территорию площадки станции, что повышает безопасность его использования.

Способ резервирования собственных нужд АЭС, содержащей паровую турбину с цилиндрами высокого и низкого давления, устройство парораспределения, сепаратор, промежуточный перегреватель, причем вход цилиндра высокого давления соединен трубопроводом с устройством парораспределения, парогазовую установку, состоящую из газотурбинной установки, котла-утилизатора и дополнительной паротурбинной установки, при этом дополнительная паротурбинная установка подключена к котлу-утилизатору и к устройству парораспределения перед цилиндром высокого давления основной турбины посредством трубопровода, оборудование, входящее в состав парогазовой установки, выведено за территорию площадки АЭС, по которому, при полном обесточивании, пар, генерируемый в паропроизводящей установке за счет остаточного тепловыделения активной зоны реактора, направляется в дополнительную паротурбинную установку, в которой вырабатывает необходимую электроэнергию для электроснабжения собственных нужд станции, отличающийся тем, что в течение времени использования остаточного тепловыделения приводится в рабочее состояние газотурбинная установка, которая обеспечивает электроснабжение собственных нужд АЭС до восстановления связи с энергосистемой или штатной работы станции.

Изобретение относится к физике высокотемпературной плазмы и может найти применение в управляемом термоядерном синтезе, в радиационном материаловедении, для исследований в физике космической плазмы.

Мини-коллайдер (варианты) // 2497206

Заявленное изобретение относится к средствам для осуществления термоядерного синтеза. Заявленное устройство включает замкнутую кольцевую (тороидальную) полость, где обеспечивается непрерывное взаимодействие встречных потоков ускоренных частиц и ионов.

Катализатор сжигания водорода, способ его получения и способ сжигания водорода // 2494811

Изобретение относится к катализаторам сжигания водорода. Описан катализатор сжигания водорода, включающий каталитически активный металл, нанесенный на носитель катализатора, образованный неорганическим оксидом, при этом носитель включает органический силан по меньшей мере с одной алкильной группой из трех или менее атомов углерода, путем замещения присоединенной к концу каждой из определенной части или ко всем гидроксильным группам на поверхности носителя; и каталитически активный металл нанесен на носитель катализатора, включающий присоединенный к нему органический силан.

Устройство для крепления модуля бланкета на вакуумном корпусе термоядерного реактора // 2491663

Изобретение относится к области термоядерного синтеза. .

Система для пневматической транспортировки тритийвоспроизводящих детекторов в канале наработки трития бланкета термоядерного реактора // 2484545

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в системах для пневматической транспортировки тритийвоспроизводящих детекторов в канале наработки трития бланкета термоядерного реактора.

Системы и способы однотактного тяжелоионного синтеза // 2477897

Способ поглощения энергии лазерного термоядерного синтеза и устройство для его осуществления // 2461083

Изобретение относится к области термоядерной энергетики и может быть использовано при разработке и создании станций теплоснабжения и электростанций, использующих термоядерную энергию.

Защитная часть модуля бланкета термоядерного реактора // 2456685

Изобретение относится к области управляемого синтеза и может быть применено в защитной части модуля бланкета термоядерного реактора. .

Минеральная композиция для улавливания водорода, способ ее приготовления и применение минеральной композиции // 2446006

Изобретение относится к композициям, необратимо аккумулирующим газообразный водород, и может быть использована, например, для улавливания водорода, освобождаемого при радиолизе в блоках радиоактивных отходов.

Способ увеличения интесивности экзотермической реакции ядерного синтеза с участием ядер изотопов водорода в металлическом кристаллическом теле и устройство для его осуществления // 2521621

Заявленная группа изобретений относится к средствам для исследований протекания реакций ядерного синтеза с участием ядер изотопов водорода. В заявленном изобретении предусмотрено образование металлического кристаллического тела (МКТ) его конденсацией из паров металла, внедрение в МКТ атомов изотопов водорода так, чтобы хотя бы часть атомов с ядрами водорода оказывалась на наименьшем возможном расстоянии друг от друга. При этом внедрение атомов изотопов водорода осуществляется одновременно с образованием самого МКТ конденсацией паров металла в среде газообразных изотопов водорода, а также слиянием металлических микрокристаллов, полученных конденсацией паров металла в среде газообразных изотопов водорода и их отжигом в среде газообразных изотопов водорода. Заявленное устройство содержит следующие узлы, соединенные газопроводящим трубопроводом с вентилями: источник газообразных изотопов водорода; реактор с возможностью испарения металла и конденсации паров металла в МКТ в среде газообразных изотопов водорода, средство регулирования давления газовой среды в источнике газообразных изотопов водорода и в реакторе; средства контроля давления данной газовой среды, а также средства регистрации продуктов ядерных реакций. Техническим результатом является создание условий для повышения интенсивности протекания ядерных реакций. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 10 ил.

Сироты способ осуществления взрывной реакции ядерной или термоядерной // 2525088

Изобретение относится к области энергетики. В заявленном способе предусмотрено осуществление ядерной или термоядерной реакции путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе, при этом энергия взрыва превышает энергию теплоты для расплавления металлического тела, а теплота, образующаяся в теле от взрыва, утилизируется через прочный корпус. При этом по мере остывания тела взрывы в нем периодически повторяются, и каждый следующий взрыв осуществляется в этом теле после перехода его в твердое состояние. Энергия взрыва заряда может быть достаточна для превращения расплава тела в пар. Техническим результатом является возможность оптимизации габаритов используемого устройства. 1 з.п. ф-лы, 8 ил.

Термоядерный реактор // 2525840

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается получения энергии за счет управляемой реакции синтеза легких ядер в высокотемпературной плазме с помощью установки типа «токамак». Реактор содержит тороидальную камеру с ядерным топливом, питающий генератор СВЧ, магнитные катушки, бланкет, защиту, систему подачи топлива и другие элементы. Для повышения стабильности плазменного шнура и времени его удержания при холодной настройке вдоль оси тороида устанавливают замкнутый проводник, который может быть выполненным из лития-6. Благодаря проводнику тороидальная камера для поля СВЧ становится коаксиальным резонатором с ТЕМ00n-типом колебаний. При повышении мощности СВЧ-генератора проводник испаряется, на его месте образуется плазменный шнур, не меняющий типа колебаний. Техническим результатом является возможность избежать срыва начавшейся термоядерной реакции. 1 ил.

Устройство для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора // 2527941

Изобретение относится к области управляемого ядерного синтеза и может быть применено в устройствах для контроля нарабатываемого трития в бланкете термоядерного реактора. Устройство для контроля нарабатываемого трития содержит цилиндрический контейнер с торцевыми пробками, выполненный из малоактивируемого материала, в котором расположены с чередованием между собой капсулы с нейтронно-физическими детекторами и капсулы с тритийвоспроизводящим материалом. Капсулы выполнены из малоактивируемого материала и закрыты крышками из малоактивируемого материала. Капсулы с нейтронно-физическими детекторами размещены внутри капсул с тритийвоспроизводящим материалом. Крышкой для каждой капсулы, кроме последней капсулы с нейтронно-физическим детектором, является дно последующей капсулы. Крышкой для упомянутой последней капсулы служит торцевая пробка контейнера. Техническим результатом является уменьшение возмущения нейтронного потока при нахождении устройства для контроля в зоне воспроизводства трития за счет уменьшения объема устройства и количества конструкционного материала, используемого в нем. 1 ил.

Термоядерный реактор // 2535263

Заявленное изобретение относится к области энергетических установок типа токомак и может быть использовано при создании и проектировании магнитных термоядерных установок с активной зоной в виде тора. В заявленном термоядерном реакторе активная зона выполнена в виде вихревого тора, при этом система охлаждения выполнена в виде проточно-испарительного теплообменника, имеющего также форму вихревого тора, эквидистантно расположенного относительно активной зоны. Часть магнитных ловушек размещена между витками вихревого тора. Техническим результатом является увеличение объема активной зоны, увеличение площади теплообмена, возможность создания условий для более эффективной стабилизации плазмы и предотвращения касания плазмы стенок активной зоны. 1 з.п. ф-лы, 10 ил.

Сироты термоядерное взрывное устройство // 2538232

Изобретение относится к области энергетики, в частности термоядерным взрывным устройствам. Термоядерное взрывное устройство (2), выполненное из металла, включает размещенную внутри него капсулу (1) из дейтерия или смеси дейтерия и трития и любого иного термоядерного топлива. При этом в общей конструкции термоядерного взрывного устройства имеется прямолинейный канал (3), проходящий через капсулу, в который по каналам (4) и (5) направляются предварительно ускоренные ядра дейтерия и трития, взаимодействие которых далее предусмотрено в капсуле. Прямолинейный канал может быть не сквозным через капсулу, имея в центре ее перегородку из материала самой капсулы. Техническим результатом является возможность оптимизации габаритов взрывного устройства. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Способ осуществления столкновительных ядерных реакций на основе эффекта каналирования ядерных частиц и излучений в фазах внедрения и эндоэральных структурах // 2540853

Заявленное изобретение относится к способу осуществления ядерных реакций. Заявленный способ характеризуется тем, что каналируемые ядерные частицы, ионы или излучения при каналировании фокусируются в определенном месте канала в кристаллической решетке фазы внедрения, нанотрубках или за их пределами. При этом в фазах внедрения или подобранных эндоэдральных структурах внедренные атомы также занимают эти же области в результате процессов адсорбции на выходе каналов, диффузии по каналам или предварительной имплантации в каналы. В случае предварительной имплантации в каналы имплантируемое ядро должно обладать некоторой энергией Е1, достаточной для того, чтобы после остановки попасть в место, где по условиям фокусировки пройдет следующее ядро с более высокой энергией. Следующее ядро, входящее в тот же канал с энергией Е2, превышающей энергию Е1 на величину большую, чем порог ядерной реакции, должно достигнуть точки, в которой остановилось первое ядро, с энергией, равной или большей порога ядерной реакции. Используемое в способе устройство мишени для нейтронной трубки включает закрепленную в корпусе (1) охлаждаемую мишень, имеющей слоистую конструкцию, в которой на охлаждаемой монокристаллической подложке (2) под тонким слоем монокристаллического палладия (4) располагается слой дейтерида лития-шесть (3); мишень бомбардируется ядрами трития. Техническим результатом является создание условий для повышения эффективности ядерных реакций. 2 табл., 7 ил.

Сироты способ осуществления управляемого термоядерного синтеза // 2545017

Изобретение относится к способу осуществления управляемого термоядерного синтеза. Способ включает периодическое взрывание термоядерного взрывного устройства внутри реактора в виде прочного корпуса (1), в котором имеется вода (2), превращаемая в пар, используемый для потребных нужд, и отличается тем, что прочный корпус заполняется водой, которая при любом ее агрегатном состоянии остается должное время в пределах внутреннего пространства прочного корпуса, через который производится отбор утилизируемой теплоты, аккумулированной внутри этого корпуса. Способ реализуется в n-м количестве реакторов, взрывание термоядерного взрывного устройства (3) в которых производится в требуемой последовательности и в которых может быть разный тип реакции термоядерного синтеза. Периодически частично или полностью вода в реакторах заменяется новой водой, а удаленная вода из реакторов, где возникало нейтронное излучение в процессе взрыва термоядерного взрывного устройства либо происходило насыщение воды тритием, используется для выделения из нее компонентов, пригодных для реакции термоядерного синтеза. Техническим результатом является повышение эффективности преобразования полученной энергии и возможность возобновления ресурсов топлива за счет получения трития. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.

Способ защиты от эрозии первой стенки реактора ядерного синтеза с магнитным удержанием // 2546333

Изобретение относится к средствам управляемого ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы и может быть использовано в термоядерных реакторах для защиты стенок. В заявленном способе предусмотрена организация потоков жидкого металла в тех местах первой стенки, на которые ожидаются наибольшие потоки высокоэнергетичных альфа-частиц, возникающих в результате синтеза. При этом для защиты первой стенки может использоваться литий как наиболее легкий из тугоплавких материалов. Толщина литиевого покрытия должна обеспечивать поглощение быстрых альфа-частиц в жидкой фазе материала, которое не будет приводить к его структурным изменениям. Слой жидкого рабочего металла создают путем инжекции в плазму частиц рабочего металла в жидком и/или твердом состоянии. Толщину упомянутого слоя выбирают больше глубины проникновения альфа-частиц с энергией не более 4 МэВ. Температуру поверхности первой стенки реактора ядерного синтеза с магнитным удержанием поддерживают выше температуры плавления рабочего металла и ниже температуры его кипения. Техническим результатом является увеличение времени непрерывной работы реактора ядерного синтеза с магнитным удержанием плазмы путем повышения износостойкости материалов первой стенки. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Способ проведения реакции управляемого ядерного синтеза и устройство для его осуществления // 2546960

Заявленная группа изобретений относится к средствам для проведения реакции управляемого ядерного синтеза. Для этого осуществляют инжектирование ускоренных ионов легких элементов в вакуумированный кольцевой канал (1) со стенкой (2), выполненной из материала, способного к электризации, имеющий продольную ось (3) в виде выпуклой гладкой линии. При этом с помощью инжекторов (4a) и (4b) создают два пучка ионов, движущихся в канале в одном и том же или встречных направлениях, и транспортируют ионы этих пучков с многократным прохождением ими канала в направлении его продольной осевой линии. Для транспортирования пучков частиц используют канал (1), снабженный прилегающей к его внешней поверхности электропроводящей оболочкой или нанесенным на эту поверхность электропроводящим покрытием (5), на которое подается потенциал, индуцирующий на внутренней поверхности стенки канала 1 положительный заряд с получением потенциального барьера, превышающего наибольшую энергию инжектируемых в него ионов. Вблизи внутренней поверхности стенки канала установлена сетка (6), на которую также подается потенциал. Техническим результатом является повышение вероятности осуществления ядерных реакций при отсутствии необходимости создания высокотемпературной плазмы и использования сложных средств для создания магнитных полей особой конфигурации. 2 н. и 6 з.п. ф-лы, 2 ил.